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16 个结果
  • 简介:能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月12日-15日在北京主持召开了核电标准审查会,对能源行业核电标准《核电厂核岛机械设备无损检测另一规范》(6个部分)的送审稿进行了审查。

  • 标签: 标准审查会 能源行业 无损检测 机械设备 核电厂 核岛
  • 简介:本文介绍我们近一年来开展单个流体包裹体同步辐射无损分析研究所取得的进展,建立适合分析包裹体的微区光斑观测和地准系统,解决样品的制备问题,对一批典型的流体包裹体的微量元素分布作了探测,并由较大包裹体发展到较小包裹体,由定性分析逐步发展到定量分析研究。

  • 标签: 单个流体包裹体 同步辐射 无损分析 微量元素分布 石油 天然气
  • 简介:流体包裹体保留了古地质时期流体的原始组成,为矿物形成提供有价值的物理化学信息,对单个流体包裹体的无损成分分析,成为国际地学领域的重大前沿课题。同步辐射X射线荧光(SRXRF)微探针以其在微量和微区分析上的优势为这方面的研究提供有力的工具。我们在北京同步辐射装置(BSRF)的3WIA新束线上,用这种微探针开展了单个流体包裹体无损分析的实验研究。用特制的狭缝系统,从能量为3.5-35kev的同步辐射X射线中得刮10×10μm^2的微束,通过显微对光调整使它入射到选定的大小适当的单个流体包裹体样品上,其所产生的荧光用来确定流体中所含元素的丰度。用NIST612标样,测定了目前实验条件下元素的最小检测限(观测时间为1000秒),检验了这种方法的可行性。在此基础上,对一组典型有机包裹体样品分别单个作无损成分分析,给出了K、Ti、V、Cr、Kh、Fe、Ni、Cu、Zn、Rb、Sr、Y、Zr和Pb等14种元素的半定量测试结果,并说明这些结果可用来研究包裹体所在储层的沉积环境以及包裹体形成时捕获的油气的母源问题。

  • 标签: 单个流体包裹体 同步辐射X射线荧光微束 无损分析 矿物
  • 简介:本文介绍了核电厂在役检查无损检查资质要求在我国核电厂的实践以及遇到的一些问题,并提出探索性的建议.

  • 标签: 在役检查 无损检验 检查资质
  • 简介:一年来,通过对浙江越窑古青瓷,河北邢、定、井陉窑的精细白瓷,陕西铜川黄堡窑和河南巩县黄冶窑的唐三彩,陕西西岳庙的建筑古陶元素谱的SRXRF无损分析数据进行了多元统计研究,结果表明古陶瓷中的元素谱具有产地和年代特征。通过无损分析,可能解决陶瓷考古界某些难以解决的产地归属和年代认定问题,并提供科学依据.

  • 标签: 古陶瓷 元素谱 SRXRF 产地 年代特征 无损分析
  • 简介:核电站在役检查能保证核电机械设备与部件的质量,而验证是提高在役检查无损检验可靠性的重要手段。世界核电较发达的国家均建立了成熟的验证体系,而国内验证受各方面因素制约尚处于起步阶段,需要各方共同努力以促使其尽快发展完善。

  • 标签: 在役检查 无损检验 验证
  • 简介:介绍了一种利用电容法检测两金属体之间间隙的方法,开发研制了间隙检测系统。该方法采用合理的屏蔽技术,克服了分布电容和外界电磁干扰对检测系统的影响,检测系统具有较高的检测精度和稳定性,测量不确定度优于0.03mm。

  • 标签: 电容法 间隙 屏蔽技术
  • 简介:水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。

  • 标签: 水堆 燃料元件 在役检测
  • 简介:本文建议检测实验室除了达到GB/T15481-2005《检测实验室和校准实验室能力的通用要求》的要求外,还应进一步加强实验室管理者的作用及开展5S管理和QC小组等其他质量管理活动,从而达到提高实验室管理体系有效运行的目的。

  • 标签: 检测实验室 管理体系
  • 简介:依照相关产品标准、计量检定规程的要求,结合实际应用,研制了一种X射线探伤机检测装置,该装置可实现X射线探伤机多个主要参数的检测,使用方便,大大提高检测效率,同时由于探伤机主要参数的检测,均与距离密切相关,该检测装置采用了精确的定位装置和精密滑轨,极大提高了检测结果的准确度,保证了测量结果的可靠性。该检测装置的使用,有助于探伤机技术性能的检测和应用分析。

  • 标签: X射线探伤机 准确定位 多功能 检测装置 检测
  • 简介:1前言安全壳是核电站反应堆的最后一道安全屏障,对核电的安全至关重要。根据国际原子能机构为规定和国际惯例,核电站建成后,必须经过安全壳结构整体性试验(SIT),检验安全壳在构造、强度和施工质量方面承受失水事故工况的能力。检测评定合格,方能装料发电。安全壳结构检测项目(SIT),除测试传感器、数据采集处理等试验技术外,还包括安全壳结构分析,实测与计算的吻合分析、安全评估等多项工作内容。压水反应堆核电厂的安全壳有钢结构、钢筋混凝土结构、预应力混凝土结构几种形式,其中预应力混凝土结构由于性能好,近年来得到各核电国的重视。美、日、法等国家对该种安全壳,从原材料、节点构造到施工工艺、模型试验等进行过系统的试验研究。对于安全壳结构整体性试验(SIT),也建立起一套较为完整的测试系统和技术制度,编制了相应的规程和标准。

  • 标签: 安全壳结构 核电站安全 检测标准 整体性试验 整体性能 秦山核电站