GB 7166-1987
核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量特性和测试方法

Characteristics and test methods of temperature measurement in nuclear power reactor core or reactor main cladding

2016-11

 

 

非常抱歉,我们暂时无法提供预览,您可以试试: 免费下载 GB 7166-1987 全文,或者稍后再访问。

您也可以尝试购买此标准,
点击右侧 “购买” 按钮开始采购(由第三方提供)。

点击下载后,生成下载文件时间比较长,请耐心等待......

 

标准号
GB 7166-1987
发布
1987年
发布单位
国家质检总局
替代标准
GB/T 7166-2015
当前最新
GB/T 7166-2015
 
 

GB 7166-1987相似标准


推荐

2017 年核能科技热点回眸

结果表明SiC/SiC 复合材料与传统的锆合金非常相似,但是FeCrAl 使得能量的沉积更为迅速,并且幅度也更大。这种行为可能导致的热膨胀率变快,使得燃料块提前发生反应。Liu等研究了ATF材料的临界热通量特性对反应性引发事故的高温阶段可能造成的影响。他们发现FeCrAl 的临界热通量只需提高10%即可极大地减小包温度峰值。...

小型反应、事故容错燃料、反应数字孪生体......核能何以为能?

如邱阳及其研究团队模拟研究了小型反应压力容器残余应力分布;蔡志云等建立了系统主要设备的物理模型;高颖贤及其研究团队分析了事故工况下的应急冷却系统配置策略;雷驰等提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆设计方案;陈振佳等提出了一种小型钠冷快的非能动余热排出系统方案;赵孝等设计了一种应用在15MW的一体化小型模块式反应中的螺旋管式蒸汽发生器。...

学术干货丨反应中材料的辐照损伤简介

另外,为了避免脆性断裂事故,工程上要求材料的韧脆转变温度低于使用温度33℃以上,同时反应启动停止所引起的温度变化速度必须小于55℃/h,并严格限制材料中Cu的含量。为了监测容器材料的辐照脆性,通常会在合适位置放置一些与压力容器相同的材料让其随时进行辐照考验,并定期检测其韧脆转变温度。把燃料块放入管内,再将两端密封焊接,数百根这样的管组合在一起,构成燃料元件。...

除了华龙一号,我们还有CAP1400高温气冷

在重大专项的支持下,在清华大学核研院北京昌平基地,建设了世界上规模最大的高温高压氦气工程试验台架,模拟反应同样的条件,全尺寸实际测试了高温气冷核心关键设备。包括氦风机、蒸汽发生器、控制棒、燃料装卸系统、吸收球第二停系统等。其三是设备研制,完成了一系列世界首台套的重大装备的制造。例如上海电气完成了反应压力容器、金属构件、控制棒驱动机构等重要装备的研制。...





Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号