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秦山第二核电厂设备可靠性数据库的研究和开发

秦山第二核电厂设备可靠性数据库的研究和开发
秦山第二核电厂设备可靠性数据库的研究和开发

产品可靠性测试操作步骤

产品可靠性测试操作规范 为保证产品在各种使用过程、在不同的使用环境、受到不同的环境影响而确保其能正常工作,保证其在较长时间内无故障工作,同时也满足客户的要求。现要求按以下步骤进行可靠性测试,并将测试结果以《可靠性测试报表》的形式体现。 本试验由品质部进行,产品部协助。 一、来料阶段须进行的可靠性测试项目: 1.附着力测试 目的:提供产品表面涂层(喷油、丝印、移印、电镀)粘附强度及试验标准 适用范围:所有含表面涂层的产品 样品数量:3PCS 试验条件:界刀、3M810胶纸 试验程序:A.用界刀在表面涂层划相距1/16英寸11条平行直线,再划11条与其垂直的平行线(每一条应深至油漆的底层) B.用胶带贴于上面,并用手指压平,保证充分接触90+-30秒,然后以45度角往反方向均匀 迅速拉起 C.同一位置执行上述操作10次 D.测试完毕后检查,涂层脱落面积应小于规定范围 E.将测试结果记录于《可靠性测试报表》 2.耐磨性测试 目的:提供产品表面涂层的耐磨擦性能及试验标准 适用范围:所有含表面涂层的产品 样品数量:3PCS 试验条件:专用橡皮、负载 试验程序:A.用专用的日本砂质橡皮(橡皮型号:LER902K),施加500g的载荷,以40至60次每分钟的速度,以20mm左右的行程,在样品表面来回磨擦100个循环 B.测试完毕后检查,产品表面涂层应不露底 C.将测试结果记录于《可靠性测试报表》 3.耐醇性测试

目的:提供产品表面涂层的耐磨性及抵抗酒精性能及试验标准 适用范围;所有含表面涂层的产品 样品数量:3PCS 试验条件:纯棉布、酒精浓度>99%的酒精、砝码 试验程序:A.用纯棉布蘸满无水酒精,包在专用的500g砝码头上(包上棉布后的砝码测试头面积约为1CM 平方),以40至60次每分钟的速度,20mm左右的行程,在样品表面来回擦试100次 B.测试完毕后检查,产品表面涂层应不露底 C.将测试结果记录于《可靠性测试报表》 4.硬度测试 目的:提供产品表面涂层在正常使用、贮存或运输过程中抵抗外界物品刮伤的试验标准 适用范围:适用于含表面涂层的产品 样品数量:3PCS 试验条件:专用三菱牌2H铅笔、硬度测试仪 试验程序:A. 用2H铅笔(三菱牌),将笔芯削成圆柱形并在400目砂纸上磨平后,装在专用的铅笔硬度测试仪上( 施加在笔尖上的载荷为1Kg,铅笔与水平面的夹角为45°),推动铅笔向 前滑动约5mm长,共划5条,再用橡皮擦将铅笔痕擦拭干净。 B.测试完毕后检查,应无划痕 C.将测试结果记录于《可靠性测试报表》 二、半成品阶段须进行的可靠性测试项目: 老化寿命测试: 目的:提供产品在正常使用过程中的稳定性能及试验标准 适用范围:半成品 样品数量:20PCS以上 试验条件:常温常湿条件下,连续工作48小时 试验程序:A.于测试前先对产品的外观、功能进行检查并记录 B-1.音乐播放测试: B-1-1. 选取5台进行音乐播放:将样品在开机正常工作状态下,且音量调最大带负载情况下 连续工作48小时

华为客户可靠性测试标准

1 测试标准框架 1.1 整体框架 1.2 测试样品数 1.3 不同工艺测试项选择 2 外观等级面划分 2.1 外观等级面定义 3 测量条件及环境的要求 3.1 距离 3.2 时间 3.3 位置 3.4 照明 3.5 环境 4 表面处理可靠性测试方法 4.1 膜厚测试 4.1.1 试验目的 4.1.2 试验条件 4.1.3 合格判据 4.2 抗MEK(丁酮)测试 4.2.1 试验目的 4.2.2 试验条件 4.2.3 程序 4.2.4 合格判据 4.3 附着力测试 4.3.1 试验目的 4.3.2 试验条件 4.3.3 程序 4.3.4 合格判据 4.3.5 等级描述说明 4.3.6 测试工具 4.4 RCA纸带耐磨测试 4.4.1 试验目的 4.4.2 试验条件 4.4.3 程序 4.4.4 合格判据 4.5 酒精摩擦测试 4.5.1 试验目的 4.5.2 试验条件 4.5.3 程序 4.5.4 合格判据 4.6 橡皮摩擦测试 4.6.1 试验目的 4.6.2 试验条件 4.6.3 程序 4.6.4 合格判据 4.7 振动摩擦测试 4.7.1 试验目的 4.7.2 试验条件 4.7.3 程序 4.7.4 合格判据 4.7.5 说明 4.8 铅笔硬度测试

4.8.1 试验目的4.8.2 试验条件4.8.3 程序 4.8.4 合格判据4.8.5 测试工具4.9 抗脏污测试 4.9.1 试验目的4.9.2 试验条件4.9.3 程序 4.9.4 合格判据4.10 牛顿笔测试 4.10.1 试验目的4.10.2 试验条件4.10.3 程序 4.10.4 合格判据4.10.5 说明 4.11 显微维氏硬度测试4.11.1 试验目的4.11.2 试验条件4.11.3 程序 4.11.4 合格判据4.12 耐化妆品测试 4.12.1 试验目的4.12.2 试验条件4.12.3 程序 4.12.4 合格判据4.13 耐手汗测试 4.13.1 试验目的4.13.2 试验条件4.13.3 程序 4.13.4 合格判据4.13.5 说明 4.14 低温存储 4.14.1 试验目的4.14.2 试验条件4.14.3 程序 4.14.4 合格判据4.15 高温存储 4.1 5.1 试验目的4.15.2 试验条件4.15.3 程序 4.1 5.4 合格判据4.16 交变湿热 4.16.1 试验目的4.16.2 试验条件4.16.3 程序 4.16.4 合格判据4.17 温度冲击 4.17.1 试验目的4.17.2 试验条件4.17.3 程序

核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座,今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是:坚持集中领导,统一规划,并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策:自主,国产化,与压水堆配套;引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一,安全第一”,坚持“以我为主,中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施:除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节,在四个主要设备中实现的: 1)核反应堆:将核能经转变为热能,并将热能传给反应堆冷却剂,是一回路压力边界的重要部件。 2)蒸汽发生器:将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水,使其变为蒸汽。在此只进行热量交换,不进行能量形态的转变; 3)汽轮机:将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能; 4)发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则:a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.

布置分区:核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置:T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态; 2 停堆后余热导出; 3 事故后防止放射性物质释放,以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有:确定论方法;概率论方法。 安全分为四级1 安全一级:一回路承压边界所有部件;选用设备等级一级,质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级:余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级:辅助给水;设备冷却水;乏燃料池冷却系统;为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级:核岛中不属于安全三级以上的,但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类():抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件,分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史

可靠性测试规范

手机可靠性测试规范 1. 目的 此可靠性测试检验规范的目的是尽可能地挖掘由设计,制造或机构部件所引发的机构部分潜在性问题,在正式生产之前寻找改善方法并解决上述问题点,为正式生产在产品质量上做必要的报证。 2. 范围 本规范仅适用于CECT通信科技有限责任公司手机电气特性测试。 3. 定义 UUT (Unit Under Test) 被测试手机 EVT (Engineering Verification Test) 工程验证测试 DVT (Design Verification Test) 设计验证测试 PVT (Product Verification Test) 生产验证测试 4. 引用文件 GB/T2423.17-2001 盐雾测试方法 GB/T 2423.1-2001 电工电子产品环境试验(试验Ab:低温) GB/T 2423.2-1995 电工电子产品环境试验(试验Bb:高温) GB/T 2423.3-1993 电工电子产品环境试验(试验Ca:恒定湿热) GB/T 2423.8-1995 电工电子产品环境试验(自由跌落) GB/T 2423.11-1997 电工电子产品环境试验(试验Fd: 宽频带随机振动) GB 3873-83 通信设备产品包装通用技术条件 《手机成品检验标准》XXX公司作业指导书 5. 测试样品需求数 总的样品需求为12pcs。 6. 测试项目及要求 6.1 初始化测试 在实验前都首先需要进行初始化测试,以保证UUT没有存在外观上的不良。如果碰到功能上的不良则需要先记录然后开始试验。在实验后也要进行初始化测试,检验经过实验是否造成不良。具体测试请参见《手机成品检验标准》。 6.2 机械应力测试 6.2.1 正弦振动测试 测试样品: 2 台

产品可靠性测试规范

产品可靠性测试规范 1.目的 本文制定产品可靠性测试的要求和方法,确保产品符合可靠性测试要求。 2. 范畴 本文件适用于此CPIT有限公司所生产的所有产品。 3. 定义 N/A 4. 职责 5.1 品控部QC/QA人员负责本文件所规定的通讯产品的可靠性测试内 容要求在检查过程中的实施. 5.2 品控部经理或其授权人负责本文件所规定的内容与实际情形相符并正确, 并监督品控部QC/QA人员对本文件的实施. 5.内容 5.1 实验顺序 除非专门要求,试验样品进行试验时,一样按下表的顺序进行: 5.2 实验条件及容差: 5.2.1 实验条件:

5.2.2 试验条件容差: a.温度容差:试验样品除必要的支承点外,应完全被空气包围。试验 区测量系统的温度和包围试验样品空气各处的温度容差:高温为 +/-2℃,低温为+/-3℃. b.湿度容差:+/-5%. c.振动振幅容差:+/-15%. d.振动频率容差:+/-1Hz. 5.2.3落地实验标准 5.2.3.1 落地实验应以箱体一角三棱六面按规定高度自由落下的方式进行。 重量高度

0~10kg以内75cm 10~20kg以内60 cm 20kg以上53 cm 5.2.3.2 注意事项: 5.2.3.2.1 体内机台及包材在每个步骤后应该检验。 5.2.3.2.2 任一步骤发觉部件有损坏的应赶忙更换。 5.2.3.2.3 详细记录。 5. 3 样品数量: 5.4 测试时机: 6.4.1 产品处于PP时. 6.4.3 当产品的材质,设计等变更时. 6.4.5 生产显现专门时. 6.4.6 新客户需重新进行产品评估时. 6.4.7 客户投诉与之相关时. 6.程序 6.1 从QA PASS的成品机中随机抽取20台,重新检查其外观及功能,确保其为合格 产品方可进行以下步骤. 6.2 按6.1试验顺序分不完成各项测试.关于每个测试中所显现的不合格品交测试组 或相关技术部门分析其缘故. 6.3 关于不合格品必须有相应的备份成品机进行补充或进行修理使其重新达到合格要 求.

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础,是人类生活和生产的要素。随着社会的发展,能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看,目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源,且在作为能源利用的过程中,对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说,它们还是很好的化工原料,应用于化工生产过程中,能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大,而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变,并从海水中提取氚加以利用,就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆,秦山一期、二期,大亚湾,岭澳,田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆(LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变: 18世纪60年代:煤炭逐步替代了木柴; 20世纪20年代:煤炭转向石油和天然气; 20世纪70年代:石油、天然气,煤,核能和再生能源等多种能源结构; 21世纪主要能源:核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954~1960年:试验阶段; 1961~1969年:实用化阶段; 1969年至二十世纪70年代末:大发展阶段; 二十世纪80年代至二十世纪末:低潮阶段; 二十一世纪开始:复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

可靠性测试标准

Q/GSXH.Q. 质量管理体系第三层次文件1004.03-2001 可靠性试验规范

拟制:审核:批准: 海锝电子科技有限公司版次:C版 可靠性试验规范 1. 主题内容和适用范围 本档规定了可靠性试验所遵循的原则,规定了可靠性试验项目,条件和判据。 2. 可靠性试验规定 2.1 根据IEC国际标准,国家标准及美国军用标准,目前设立了14个试验项 目(见后目录〕。 2.2 根据本公司成品标准要求,用户要求,质量提高要求及新产品研制、工艺 改进等加以全部或部分采用上述试验项目。 2.3 常规产品规定每季度做一次周期试验,试验条件及判据采用或等效采用产 品标准;新产品、新工艺、用户特殊要求产品等按计划进行。 2.4 采用LTPD的抽样方法,在第一次试验不合格时,可采用追加样品抽样方 法或采用筛选方法重新抽样,但无论何种方法只能重新抽样或追加一次。 2.5 若LTPD=10%,则抽22只,0收1退,追加抽样为38只,1收2退。 抽样必须在OQC检验合格成品中抽取。 3.可靠性试验判定标准。

环境条件 (1)标准状态 标准状态是指预处理, 后续处理及试验中的环境条件。论述如下: 环境温度: 15~35℃ 相对湿度: 45~75% (2)判定状态 判定状态是指初测及终测时的环境条件。论述如下: 环境温度: 25±3℃ 相对湿度: 45~75% 4.试验项目。 目录 4.1 高温反向偏压试验------------------------------------ 第4页4.2 压力蒸煮试验------------------------------------ 第6页4.3 正向工作寿命试验------------------------------------ 第7页4.4 高温储存试验------------------------------------ 第8页4.5 低温储存试验------------------------------------ 第9页4.6 温度循环试验------------------------------------ 第10页4.7 温度冲击试验------------------------------------ 第11页4.8 耐焊接热试验------------------------------------ 第12页4.9 可焊性度试验------------------------------------ 第13页4.10 拉力试验------------------------------------ 第14页

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理?基本组成:以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛()、常规岛()、电站配套设施()三大部分组成。 工作原理: (一)工作过程:核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水(冷却剂)把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环:反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环:蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 (二)压水堆核电站将核能转变为电能的过程,分为四步,在四个主要设备中实现的。 1、反应堆:将核能转变为热能(高温高压水作慢化剂和冷却剂); 2、蒸汽发生器:将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水,使其变为 饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转变; 3、汽轮机:将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为:裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义?(P 3-5 )厂房的识别定义:厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字,表示机组识别,即该厂房是属 2、

于那个机组的,或两个机组共用的,还是不属于任何机

表示该设备属于哪台机组,哪个系统。后 5 个符号为设备组符号,表示是什么设 备及设备的编号。 (L —字母, N —数字) 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成? 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类?其作用如何? 控制棒组件按材料分类: ( 1)黑棒组:由 24 根吸收剂棒组成,吸收能力强; (2) 灰棒组:由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成,吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀,避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类: 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类,每类又分为若干组。 正常运行时, 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度, 用于调节反应堆功率; 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动, 用于控制冷却剂温 度的波动;停堆棒用于事故紧急停堆,正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么? 可燃毒物功能: 新堆第一次装料的后备反应性过大, 为了保证慢化剂温度系数为 负值,其硼浓度又不能过高,所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能: 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平, 使堆外3、 组,而是属于工地系统的,第二、三个符号为两个英文字母,其中第一个字母表 示厂房,第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义: 房间的识别一般用三个数字符号来表示, 第一个数字表示楼层, 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义? 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组,前 4 个符号为功能组符号,

核电站系统与设备复习资料

一回路部分: 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护,熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成:核岛(NI)、常规岛(CI)、电站配套设施(BOP) 工作原理:一回路冷却剂循环:反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆 二回路工质循环:蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计:严格遵守核电站安全三要素:反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护:对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽;设臵放射性废物处理系统;严格遵守核废物处理的原则:分类处理,尽量回收,把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略:坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线,目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成,各功能组件的组成、原理等;压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构:1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成:堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等,自然循环的原理。 系统主要功能:1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成:由反应堆和与其相连的三个环路组成,每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用,经波动管连接在一环路的热管段上。

运行参数:系统运行压力14.7~15.7MPa(常用15.5MPa)——指什么地方压力?(稳压器汽腔压力)(1)反应堆进口冷却剂温度280~300℃(2)反应堆出口冷却剂温度310~330℃(3)反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理:蒸汽发生器位置高于反应堆的位置,在蒸汽发生器中,冷(水)柱和热(水)柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能,系统组成、设计流程(管线),投入条 件,已经相互之间的连接关系,会看图分析。 1)化学和容积控制系统(RCV) 主要功能:是与核安全有关的系统之一;实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程:包括:、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成:1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF(非再生式热交换器) 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件:1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2)反应堆硼和水补给系统(REA) 主要功能:为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水,以保证RCV系统的容 积控制功能;(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品,以保证RCV系 统的化学控制功能;(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成:一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱,两个机组共用 四台除盐除氧水泵,每个机组两台 两个化学物添加箱,每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱,两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱,每个机组各用一个, 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵,每个机组两台 流程:正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件: 3)余热排出系统(RRA)

核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题

一、填空题(共20分,每题2分) 得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障,它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水,可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括:安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括:反应堆厂房(安全壳)、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有:多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短,约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___,灰棒材料为___不锈钢__,控制棒驱动采用___电磁步进式______方式; 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器; 19.天然铀所含有的三种同位素中,属于易裂变核素的是铀-235 ; 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵; 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环

核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型,按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种: 1)压水堆核电厂 这种核电厂的优点是:反应堆的结构简单,功率密度高;汽轮机不带放射性,勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是:系统复杂,设备多;为得到较高的蒸汽参数,反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作,使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上,1954年魟鱼号核潜艇下水。随后,美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设,并得到了迅猛发展。 2)沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是:系统简单(只有一个回路,设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等);在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是:反应堆结构复杂,功率密度低;汽轮机带有放射性,要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快,1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后,目前单机最大功率已达1300MW。 3)重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是:用天然铀作燃料,提高了铀资源的利用率,降低了燃料的成本;采用压力管,省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳;能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵,发电成本高。 1956年,加拿大建成了实验性的重水堆核电厂,后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4)石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是:用天然铀作燃料成本低;获得的蒸汽参数高,且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是:功率密度小,反应堆体积庞大;燃料装量大,燃耗浅,自耗功大,发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始,一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂,并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5)快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是:可使对轻水堆来说是核废料的U238,变成可用的核燃料,大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是:钠的腐蚀性强,对设备、管道的材料要求高;钠在空气中会燃烧,在水中会爆炸-钠水反应,故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆,能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组,但均为实验性的原型堆,尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份,我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行,有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR,我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的,是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂,一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

核电厂系统与设备电子书思考题

第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看,压水堆核电厂有那些部分组成?各自作用是什么?从热力循环的观点看,压水堆核电厂有几个回路组成?各自作用是什么?与沸水堆电厂相比,压水堆核电厂热力循环有何特点?这样做有何利弊?核电厂的厂址须满足什么要求? 核电厂厂区分哪几部分?平面布置应考虑哪些因素? 核电厂主要有哪些厂房? 什么叫T 形布置?什么是L 形布置?各有何利弊?核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的?解释名词:多道屏障;纵深防御;单一故障准则;安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高? 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的? 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统? 什么是汽蚀?它对泵的工作有何危害?如何防止发生汽蚀? 什么是比转数?一台泵有几个比转数?按比转数范围划分,反应堆冷却剂泵属于那一类?其特性曲线有何特点? 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何?为什么给水环作成倒“J”形?沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响?为应付断电事故,一回路系统及设备设计上采取了哪些措施? 解释名词: 无延性转变温度;必须汽蚀余量;可用汽蚀余量;比转数;循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统?

现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何?为什么? 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大?为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限? 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些? 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求? 对于设计基准事故,安全注入系统的设计的验收标准有哪些? 发生大破口失水事故后,安全注入系统有哪些响应?为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入? 什么是非能动系统?采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义?发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些?如何控制安全壳内氢浓度?专设安全设施系统设计中,为保证管线打开或关闭成功,往往采用什么办法?简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环?它由哪些过程组成?在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行? 在P-V图,t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高,为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环?

核电厂系统与设备复习题

《核电厂系统与原理》课后习题(部分答案未找到或与教材有些许出入) 核岛 1.核能有何特点是什么? 特点1:核能具有很高的能量密度 特点2:核电是清洁的能源 特点3:核能是极为丰富的能源 特点4:核电在经济性具有竞争力 特点5:核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么?与火电厂的对应关系是什么? 压水堆核电站分为三大部分:核岛(NI)常规岛(CI)电站配套设施(BOP) 3.核电厂的安全目标是什么,其两个解释目标是什么? 辐射防护目标;确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值,并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标;防止发生事故,减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么,与核电站设计有何关系? 纵深防御原则(defense-in-depth)多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么,与核电站设计有何关系? 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类? 热屏蔽 设置在被防护设备周围,防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么?为实现其功能,主冷却剂系统的基本组成是什么? 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量,冷却堆芯,防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障,包容放射性物质 组成:反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——(热管段、过渡段、冷管段) 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——(波动管、喷淋管) 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料,可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应,并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备,整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么?目前,压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵,为什么?

对软件可靠性测试的认识

一、对软件可靠性测试的认识 1.有关术语 (1)软件可靠性在规定条件下,在规定时间内,软件不引起系统失效的概率。该概率是系统输入和系统使用的函数,也是软件中存在故障的函数,系统输入将确定是否会遇到存在的故障。 (2)软件可靠性估计应用统计技术处理在系统测试和运行期间采集、观察到的失效数据,以评估该软件的可靠性。 (3)软件可靠性测试在有使用代表性的环境中,为进行软件可靠性估计对该软件进行的功能测试。需要说明的是,"使用代表性"指的是在统计意义下该环境能反映出软件的使用环境特性。 2.软件可靠性测试的目的 软件可靠性测试的主要目的有: (1)通过在有使用代表性的环境中执行软件,以证实软件需求是否正确实现。 (2)为进行软件可靠性估计采集准确的数据。估计软件可靠性一般可分为四个步骤,即数据采集、模型选择、模型拟合以及软件可靠性评估。可以认为,数据采集是整个软件可靠性估计工作的基础,数据的准确与否关系到软件可靠性评估的准确度。 (3)通过软件可靠性测试找出所有对软件可靠性影响较大的错误。 3.软件可靠性测试的特点 软件可靠性测试不同于硬件可靠性测试,这主要是因为二者失效的原因不同。硬件失效一般是由于元器件的老化引起的,因此硬件可靠性测试强调随机选取多个相同的产品,统计它们的正常运行时间。正常运行的平均时间越长,则硬件就越可靠。软件失效是由设计缺陷造成的,软件的输入决定是否会遇到软件内部存在的故障。因此,使用同样一组输入反复测试软件并记录其失效数据是没有意义的。在软件没有改动的情况下,这种数据只是首次记录的不断重复,不能用来估计软件可靠性。软件可靠性测试强调按实际使用的概率分布随机选择输入,并强调测试需求的覆盖面。 软件可靠性测试也不同于一般的软件功能测试。相比之下,软件可靠性测试更强调测试输入与典型使用环境输入统计特性的一致,强调对功能、输入、数据域及其相关概率的先期识别。测试实例的采样策略也不同,软件可靠性测试必须按照使用的概率分布随机地选择测试实例,这样才能得到比较准确的可靠性估计,也有利于找出对软件可靠性影响较大的故障。 此外,软件可靠性测试过程中还要求比较准确地记录软件的运行时间,它的输入覆盖一般也要大于普通软件功能测试的要求。对一些特殊的软件,如容错软件、实时嵌入式软件等,进行软件可靠性测试时需要有多种测试环境。这是因为在使用环境下常常很难在软件中植入错误,以进行针对性的测试。 4.软件可靠性测试的效果 软件可靠性测试是软件可靠性保证过程中非常关键的一步。经过软件可靠性测试的软件并不能保证该软件中残存的错误数最小,但可以保证该软件的可靠性达到较高的要求。从工程的角度来看,一个软件的可靠性高不仅意味着该软件的失效率低,而且意味着一旦该软件失效,由此所造成的危害也小。一个大型的工程软件没有错误是不可能的,至少理论上还不能证明一个大型的工程软件能没有错误。因此,保证软件可靠性的关键不是确保软件没有错误,而是要确保软件的关键部分没有错误。更确切地说,是要确保软件中没有对可靠性影响较大的错误。这正是软件可靠性测试的目的之一。 软件可靠性测试的侧重点不同于一般的软件功能测试,其测试实例设计的出发点是寻找对可靠性影响较大的故障。因此,要达到同样的可靠性要求,可靠性测试比一般的功能测试更有效,所花的时间也更少。 另外,软件可靠性测试的环境是具有使用代表性的环境,这样,所获得的测试数据与软件的实际运行数据比较接近,可用于软件可靠性估计。 总之,软件可靠性测试比一般的功能测试更加经济和有效,它可以代替一般的功能测试,而一般的软件功能测试却不能代替软件可靠性测试,而且一般功能测试所得到的测试数据也不宜用于软件可靠性估计。 二、软件可靠性测试中需注意的问题 软件可靠性测试一般可分为四个阶段:制定测试方案,制定测试计划,进行测试并记录测试结果,编写测试

硬件测试标准可靠性测试

1.目的 此可靠性测试标准的目的是尽可能地挖掘设计,制造中的潜在性问题,在正式生产之前寻找改善方法并解决上述问题点,为正式生产的产品在质量上做必要的保证;并检测产品是否具备设计上的成熟性、使用上的可靠性.具体包括新产品的试验、物料的试验及例行抽检试验等等。 2.范围 此指引适用于所有诺亚信高科技集团有限公司生产的移动产品。 3.定义 3.1技术员:设定仪器,完成相关测试项目,并记录测试结果.解决检测过程中的 问题;并向工程师反馈检测方法的缺陷和不足。 3.2工程师:判断测试结果是否可接受;跟进问题的解决情况;改善检测方法。 4.抽样方案 4.1以具体的实验项目要求为准。 5.检验内容 5.1环境可靠性试验 5.1.1高温运行试验 试验目的:验证手机在高温环境的适应性。 试验样品:2sets

试验内容:55℃,手机配齐SIM卡/T卡,装电池开机,进行12小时测 试,运行时间从到达55℃温度始算起.试验后在箱内检查,要求产品的 功能、外观正常.受测前样机胶塞必须安装归位.射频指标符合国家标准. 对于翻/滑盖手机,1台开盖,1台合盖.(若屏/主板不同供应商,则样 机各选2pcs,共4pcs)。 判定标准: 1、壳体外观检查,缝隙,镜片以及使用背胶固定的装饰件等粘贴牢固度。 2、功能检查(注意屏的显示是否有黑影,坏点等异常)。 3、触摸屏划写,点压准确性(如有触摸不准偏位等现象, 进行屏幕校准看是否可恢复)。 4、MP3,FM,耳机,充电,滚轮…。 5、实网通话一次,看送话和受话是否正常。 5.1.2低温运行试验 试验目的:验证手机在低温环境下的适应性。 试验样品: 2 sets 试验内容: -20℃,手机配齐SIM卡/T卡,装电池开机并运行老化软件,进行12小时测试,运行时间从到达-20℃温度始算起.试验后在箱内检 查,要求产品的功能、外观正常.受测前样机胶塞必须安装归位.射频指 标符合国家标准.对于翻/滑盖手机,2台开盖,1台合盖.(若屏/主板不同供应商,则样机各选2pcs,共4pcs)。 特别注意:俄罗斯项目需要测试低温下的充电功能(电池电压是否会升 高)。

可靠性测试标准

GOPRO (INTERNATIONAL )LIMITED 佳阳(国际)有限公司 可靠性测试标准 文件版本:V1.0 拟定:吴勇 审核:_________ 批准:_________ 日期:2010-8-16 可靠性测试检验标准 一机械测试标准

B卡通箱、投箱测试标准(USA C随机振动测试标准 试验目的:检验产品经受规定严酷等级的随机振动测试 试验设备:振动仪 试验样品:6SETS 试验内容:被测样品不包装,处于通电状态,牢固固定在测试台,试验参数:频率范围5-20HZ, 功率频谱度0.96M7S3;频率范围20-500HZ,功率频谱度0.96M2/S3(20Hz处),其它-3dB/C

T . 轴向:三个轴向,持续时间,每方向1 小时,共3 小时,持续时间结束,取出样机进行测试后检查。 判定标准:通过基本功能测试;外观/结构正常,未见零件松动、裂开异常。 D包装振动测试标准 试验目的:模拟运输过程中振动对产品造成的影响 试验设备:振动测试仪 试验样品:2 carton 试验内容:振动宽度(Vibration width ) :2mm/2.8g;扫周率(SweepFrequency):10 to 30Hz; 方向(Direction ):六个面(x.y.z axis);测试时间:30 分/ 每个面(30 Minutes per axis),测试完成后检验产品的外观结构及各项功能。 判定标准:通过基本测试,外观/结构正常,未见零件松动异常。 E自由跌落测试标准 试验目的:检验产品在搬运期间由于粗造装卸遭到跌落的适应性 试验设备:跌落实验机 试验样品:6SETS 试验内容:被测产品不包装,不带附件,处于导通状态。从1M的高度(如果LCM S积超过产品表面积的60%跌落高度为50CM,初速度为0并自由跌落于光滑混凝土地面上,每面 跌落3次,6面共计18次,试验结束,取出样品进行试验后检查。

核电厂系统与设备-复习题

一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段:hot leg 冷管段:cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX:安全壳厂房 KX:燃料厂房及换料水池

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