压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则

A. 核工业无损检测二级试题

核承压设备无损检验人员考试试题2006年9月电力行业民用核承压设备无损检验人员核安全知识理论考试试卷 得分 评卷人
是非题(在括号内，正确的打"○"，错误的打"×"，每题1分，共30分)
法规部分
沸水堆是目前世界范围内存在数量最多的核电堆型。 （×）
核岛是一个将核能转变为热能的场所。 （○）
重水堆使用重水作慢化剂，提高了中子利用率，因此可直接利用天然铀作燃料。（○）
两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较低的安全等级。（×）
对于不同安全等级的设备，其设计、制造、检验和质量控制的要求是不同的。（○）
压水反应堆用高浓集铀作核燃料，并用轻水作慢化剂和冷却剂。 （○）
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的平均温度为350℃。 （×）
蒸汽发生器是将一回路冷却剂从反应堆获得的热能传给二回路工质（使其变为蒸汽）的热交换设备。 （○
）
设备安全分级的目的是为制定一套分级的设计、建造和质量控制要求提供基础。（○）
如设备抗震类别为I级，其结构设计应能承受安全停堆地震 (SSE) 所引起的载荷。（○）
在轻水反应堆中，通常采用水或石墨作慢化剂，就安全性而言，采用石墨作慢化剂更有利。 （×）
稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷却剂的工作压力。 （○）
现代核电站普遍采用气罐式稳压器。 （×）
压水堆核电站的主泵多为卧式多级离心泵。 （×）
天然铀中所含易裂变材料U235的量不高，仅仅7%。 （×）
放射性污染防治法的制定目的在于防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核能、核技术的开发与和平利用。 （○）
"核电厂核事故应急管理条例"适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故应急管理工作。 （○）
在中华人民共和国境内生产、销售、使用放射性同位素和射线装置，以及转让、进出口放射性同位素的，应当遵守"放射性同位素与射线装置安全和防护条例条例"。（○）
《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）是国务院在1992年颁布的一部行政法规。 （×）
由于《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）没有相关规定，因此国家核安全局目前对进口核承压设备不予监管。 （×）
欲延长核承压设备资格许可证者应在有效期满3个月前提出更换申请，逾期不办理换证的单位其资格许可证自行失效。 （×）
核承压设备的在役检查、维修、退役等活动必须符合国家核安全的相关规定。 （○）
国家核安全局的监督活动不减轻，也不转移核承压设备活动单位对所从事的核承压设备活动应承担的责任。 （○）
核承压设备活动的监督可分为例行和非例行两种，在非例行检查前，不得事先通知被检查单位。 （×）
核承压设备监督人员可以参予与监督内容有关的核承压设备活动，以及涉及商务性质的活动，但必须客观、公正地履行监督职能，遵守有关的保密规定。 （×）
《民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法》（HAF602）是根据《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求制定的。 （○）
国家核安全局对从事民用核承压设备无损检验人员的培训、考核及取证的工作进行监督管理。 （○）
民用核承压设备无损检验人员的技术资格等级划分为三级，即Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ级。 （○）
申请报考核承压设备无损检验技术资格证书的人员必须取得相应方法和级别的《通用技术资格证书》。 （○）
对于核Ⅲ级无损检测资质报考人员，如在口试中发现对报考人员的技术资格和技术能力有疑问时，国家核安全局应对考试中心提出的意见进行评议，并提出书面处理意见。（×）
民用核承压设备无损检验资质报考人员考试成绩合格后，由国家核安全局颁发证书。（×）
对于在无损检验专业工作中发生重大失职者，其证书应予吊销。 （○）
在役检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求，并且还必须根据运行经验进行重新评价。 （○）
对于核电厂在役检查而言，"均匀分布"检验进度更可取，因为它提供较大的安全可靠性并有利于消除电厂运行初期的潜在缺陷。 （×）
役前的系统水压试验至少在1.25倍设计压力、并通常在工作温度下进行。 （○）
在役检查要求在核电厂设计时就采取适当措施，使得能接近受检部件，并使检验人员受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。 （○）
安全有关系统和部件的功能试验也属于在役检查大纲的范围。 （×）
役前检验所使用的方法、技术和装备类型必须与以后使用的相同，而且，如属可行，应安排同一批工作人员进行。 （○）
役前检验必须包括要进行在役检查的所有部件，不管它们是否属于在役检查样品。（○）
修理过的或更换过的部件，必须做役前检验。 （○）
质量保证部分
质量保证是为实现质量提供充分把握而进行的一系列有计划、有系统的所有活动。工作人员所从事的生产活动不属于质量保证活动的范畴。（ × ）
当操作者发现图纸、文件有问题时，应请本部门领导修改。（ × ）
质量保证记录必须客观、真实、完整、字迹清楚。 （ ○ ）
在验收物项和服务时，源地验收后就不必进行收货检查和试验。 （ × ）
核质保的目的就是以持续改善实现质量的方法来提高核安全。 （ ○ ）
质保大纲/体系运转的好坏取决于控制质量的措施是否完善。 （ × ）
详情： http://www.instryinspection.com

B. 电力系统

本科学的专业科目基本都要考吧，包括什么数电模电。可以上书店看看，有这方面的复习指导书。

C. 阀门标准有哪些

阀门是我们日常生活中很常见的五金工具，大家都知道很多地方都需要用到阀门，洗手间、厨房、阳台等需要控制水源的地方都会用阀门。不过很多人会有疑问，阀门管件的标准都一样吗?阀门管件的标准都有哪些?首先小编可以很肯定的告诉大家阀门管件的标准是不一样的，至于阀门管件的标准有哪些，小编找到了一些相关的资料，您不妨跟随小编一起来看一下哦!

阀门管件的标准

国内标准

HG/T21634锻钢制承插焊阀门管件

HG/T21635碳钢、低合金钢元缝对阀门焊管件

HG/T21631钢制有缝对焊阀门管件

SH3408钢制对焊无缝阀门管件

SH3409钢板制对焊阀门管件

SH3410锻钢制承插焊阀门管件

GB12459钢制对焊无缝阀门管件

GB/T13401钢板制对焊阀门管件

GB/T14626锻钢制螺纹阀门管件

GB/T14382管道用三通过滤器

GB/T14383锻钢制承插焊阀门管件

国外标准

美标阀门管件标准ASMEB16.9(包含无缝和有缝)

德标阀门管件标准DIN2605DIN2615DIN2616

阀门管件的分类

1.变直径管件，指管端或管上某一部分直径减小;

2.变壁厚的管件，指沿管子长度方向使壁厚发生变化;

3.改变断面的管件，根据要求，将圆形断面变为方形、椭圆形、多边形等等;

4.弯曲管件，我们接触比较多的，就是将直管变为不同曲率半径的弯管，如弯头、弯管等等;

5.带凸缘和圆缘的管件，前者指管子端部向内侧或外侧凸，后者指在管的圆周方向形成隆起的或凹槽的管件;

6.带卷边和封底类的管件，增加管端总强度向管的外侧或内侧卷边或将管件端部封住的管件;

7.扩径管件，按照要求将管件端部或某部位扩大形成各种形状的管件;

管件的加工方法也有很多种。很多还属于机械加工类的范畴，用的最多的是冲压法、锻压法、滚轮加工法、滚轧法、鼓胀法、拉伸法、弯曲法、和组合加工法。管件加工是机加工和金属压力加工的有机结合。

以上就是小编为大家找到的关于阀门管件的标准有哪些以及阀门管件的分类情况的相关信息了，您在看了小编的总结以后是不是对于阀门管件的相关内容有了大体的了解呢?在这里小编想说的是，阀门管件的标准有很多，而且标准分为国内和国外，针对不同的使用情况阀门管件的标准也会不同，大家在用的时候一定要找准了，避免出现不必要的麻烦。

D. 出高分,请英语高手帮忙翻译一些专业化标准英语,一定要有根据,没有根据请不要发.

IEEE 323 class IE electrical equipment power plant identification standards

HAF 003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

Fan JB 8523 explosion-proof technology

Nuclear Island 0706G9005 Inctive 380V electrical equipment technical specifications book

0706T003 nuclear island equipment, packaging, storage and transport technology

Nuclear Island 0706T105 coating machinery and equipment General technical requirements

0706T502 1E-class electrical equipment seismic qualification test of the technical conditions

Designed EJ/T888 nuclear level General Fan

SD38 grounding electrical equipment technical specification

IE-class nuclear power plant IEEE323 identification standards for electrical equipment

HAF 603 "nuclear power plant safety requirements for quality assurance"

HAF 102 "nuclear power plant design safety requirements"

HAF-J0053 "nuclear equipment seismic qualification test guide"

EJ / T 1039-1996 "Island Nuclear Power Plant Machinery and Equipment Non-destructive testing norms"

EJ / T 886-2006 "General design of nuclear-grade fan"

JB / T 4292-1991 "coil technical conditions"

HAF 603 "nuclear power plant safety requirements for quality assurance"

JB/T5146.1-1991 "air-conditioning with humidifier type and basic parameters"

JB/T5146.3-1991 "air-conditioning with humidifier performance test methods"

HAF003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

RCC-P French 900,000 kilowatts of PWR nuclear power plant system design and construction regulations (1991 fourth edition, 1995 Amendment)

RCC-E PWR nuclear islands electrical equipment design and construction rules (1993 version)

RCC-I pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules

ASME AG-1-2003 nuclear deal with air and gas regulations

ASME N509-2002 nuclear power plant air cleaning devices and components

Nuclear safety regulations and provisions

Civilian nuclear safety equipment Supervision and Management Regulations

People's Republic of China HAF001/02 civilian nuclear facilities safety supervision and management of the implementation details of the Ordinance

HAF003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

Designed HAF102 nuclear power plant safety requirements

HAF604 import civilian nuclear safety equipment provided for the supervision and management

HAF603 civilian nuclear safety equipment Operator qualified welders welding regulations

HAF602 civilian nuclear safety equipment eligible for non-destructive testing personnel management regulations

HAF601 civilian nuclear safety equipment designed and manufactured to install and provides supervision and management of non-destructive testing

Nuclear Safety guidelines

HAD003/03 "nuclear power plant items and services procurement, quality assurance"

HAD003/06 "nuclear power plant design, quality assurance"

HAD003/08 "nuclear power plant items manufacturing quality assurance"

HAD102/03 "boiling water reactor, pressurized water and swimming pool-type test reactor safety features and equipment classification"

HAD103/07 "nuclear power plant in-service inspection" rules requirements and other standards

Design and construction rules

RCC-P "pressurized water reactor nuclear island construction system design rules", 1991 edition of the Resial +1995

RCC-M "pressurized water reactor nuclear island construction machinery and equipment design rules", 2000 edition of the Resial +2002

RCC-I "pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules", 1997 edition

Other criteria

GB15930-2007 building ventilation and smoke extraction systems fire valve

GB1293 ordinary cylindrical helical spring

ANSI / IEEE 323-class nuclear power plant electrical equipment IE accreditation standards

JG/T7228 air volume control valve

ASME AG-1 nuclear air and gas deal with laws and regulations (chapter valve)

- ASME AG-1 nuclear norms by air purification

ASME N509 Nuclear Power Plant air purification devices and components

RCC-I pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules

IEEE-382 nuclear power plant safety-related function of power to operate the valve components of the provisions of the implementing agencies

HAF.J0053 nuclear equipment seismic qualification test guide
拜托下次分开问，手很累

E. 谁有这个标准：NB/T 20003.5-2010 核电厂核岛机械设备无损检测 第5部分：磁粉检测

去标准分享网看看，或者去网络文库等专业性质网站找找看。

F. 谁有这个标准:NB/T 20003.5-2010 核电厂核岛机械设备无损检测 第5部分:磁粉检测网上没有办法下载啊！

可以上道客巴巴上看有没有，然后有个海纳百川的软件可以免费下载，试一下看看行不行吧

G. 跪求压水堆核岛机械设备设计和建造规则：RCC-M 第4册-M篇 材料（下）2000版，已有上册！

版本也可以！

H. 焊丝用烘干吗

在干燥下保存，烘干后使用。
CB/Z39-1987焊接材料的验收、存放和使用
EJ/T1027.03-1996压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范 焊接材料的存放和使用管理

I. 请问广核出版的《法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M(2000版)及2002补遗》哪里有卖价格多少

在中广核苏州热工院有卖，价格为8000元/套。

J. 核电站安全阀鉴定试验如何进行

两种核电站主蒸汽安全阀对比分析
http://www.doc88.com/p-677853951687.html

核电阀门是核电站中量大面广的水压设备，它连接整个核电站的300余个系统，是核电站安全运行的关键附件。据相关资料统计，全世界现有核电机组500余座，总装机容量达4亿KW以上，其反应堆类型主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高温气冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，压水堆占整个堆型的50%以上。
随着我国国民经济的持续快速发展，对我国能源行业提出了非常紧迫的要求。目前，从保证我国的能源安全、优化能源结构、支持国民经济可持续发展等多方面迫切需要出发，我国已制订立足于火电，大力发展水电，适度开发新型能源的政策，如核电和风力发电等。我国核电的建设正从试验性、补偿性调整为向战略性和进取性的发展。这对于我国的核电事业是一个极好的发展机会，而核电站阀门的巨大需求则给国内外阀门生产厂商带来了广阔的市场前景。
上篇：核电阀门基础原理技术
一、核电阀门概况：
核电阀门是指在核电站中核岛N1、常规岛CI和电站辅助设施BOP系统中使用的阀门。从安全级别上分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级、非核级。其中核安全Ⅰ 级要求最高。核电阀门在核电站中是使用数量较多的介质输送控制设备，是核电站安全运行中的必不可少的重要组成部分。据统计一座具有两台100万KW机组的核电站有各类阀门3万台。
二、核电阀门工作条件：
核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。
核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。
核电阀门输送的介质主要为：饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。
一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的，在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数（压力22.5MPa、温度565℃）要低，但核电厂运行条件却复杂得多。在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上，蒸汽参数为最高（汽轮机前的蒸汽温度为600℃，压力为14.0MPa）。
三、核电阀门的具体类型及参数
核电用阀门比常规的大型火力发电站用阀门其技术特点和要求要高。阀类一般有闸阀、截止阀、止回阀、蝶阀、安全阀、主蒸汽隔离阀、球阀、隔膜阀、减压阀和控制阀等；具有代表性阀门的最高技术参数为：最大口径DN1200mm(核3级的蝶阀)、DN800mm(核2级的主蒸汽隔离阀)、DN350mm(核1级的主回路闸阀)；最高压力：约1500磅级；最高温度：约350℃；介质：冷却剂(硼化水)等。生产核级阀门产品规定要求：通常按核行业标准EJ、美国ASME、IEEE标准及法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M等。
核电用阀发展的具体类型、参数如下：
1、核电用无填料函的闸阀：
（1）液压驱动闸阀。该阀借助自身压力水推动活塞开启或关闭，该阀公称通径：DN350、400mm；工作压力：PN17.5MPa；工作温度：315℃。
（2）全封闭型电动闸阀。该阀应采用特制的屏闭式电机，通过浸水工作的内行星减速机构使闸板作启闭运动。该阀公称通径：DN100~800mm；工作压力：PN2.5~45.0MPa；工作温度：200~500℃。
2、核电用截止阀：
核电用截止阀，即用于辅助管路上的截止阀。
该阀通常为三种结构，即填料式截止阀、波纹管式截止阀和金属膜片式截止阀。该阀介质为中等参数(中温、中压)的水和蒸汽；公称通径：DN10~150mm。
3、核电用蝶阀：
用于冷却系统和安全壳内输送空气介质的系统中的蝶阀。该阀通常为三种结构，即同轴直连式衬胶蝶阀、偏心式金属密封蝶阀和双动式(蝶板在回转前先脱开密封面再回转)金属密封蝶阀。该阀公称通径：DN≤2500mm；工作压力：PN＜4.0MPa；工作温度：100~150℃。此外，用于风道系统中的快速关闭蝶阀，其公称通径：DN400~1200mm也列为发展的方向。
4、核电用带探测器的先导式安全阀：
用于核岛系统中的带探测器的先导式安全阀。采用带探测器的先导式安全阀，可以根据压力与弹簧力平衡的敏感关系，来改变位置控制释放和加充介质的两个触点的原理，从结构上避免卡阻问题。该阀采用正作用式带弹簧预紧和波纹管密封的阀瓣结构，可以保证可靠的密封。该阀公称通径：DN600mm；工作压力：PN1.265MPa。
5、核电用止回阀型隔离阀：
用于蒸汽系统的止回阀型隔离阀，其结构形状类似于升降式止回阀。该阀公称通径：DN64~800mm(21/2in~30in)；工作压力：PN1.0~42.0MPa(Class600~2500)；工作温度：-29~1050℃。
6、核电用主蒸汽隔离阀：
核岛和常规岛用主蒸汽隔离阀、主给水阀门，其公称通径：DN800mm；公称压力：40.0MPa；温度700℃；
7、核电用隔膜阀：
主要用于核电站核岛系统中放射性水蒸气重水，公称通径DN8 ~500mm。
该阀在核岛系统中约占所用阀门总数的26.2%。
8、核电用球阀：
公称通径DN6 ~350mm；公称压力PN1.0~14.5MPa ；工作温度T-196~500℃。该阀在核岛系统中约占所用阀门总数的12.8%。
9、核电用分相阀：
在核动力装置的分相阀中，主要使用的是蒸汽疏水阀，主要用来自动地排除蒸汽管道内的凝结水，通常用敞口向上浮子式蒸汽疏水阀，热动力型圆盘式蒸汽疏水阀和热静力型双金属片式蒸汽疏水阀。
核电站用疏水阀技术参数范围：公称通径DN25~50mm；公称压力PN6.3~15MPa 。
10、核电用安全阀：
在核电厂的一回路上，安全阀一般安装在容积补偿器上，除了一回路的主安全阀外，在冷水反应堆的每个环路被封闭的部分，还安装了通径较小的附加安全阀。
核电厂主要应用：直接作用式安全阀（全启式和微启式），先导安全阀（公称通径DN600mm，动作压力为1.265MPa），带辅助装置的先导安全阀，防爆膜装置等。
核电站用安全阀技术参数范围：公称通径DN15~1500mm；公称压力PN2.0~70MPa ；工作温度T-253~535℃。
11、核电用调节阀：
为了保证核动力装置的自动化，要求使用大量的调节，主要功能是以一定的精度保持流量、压力、温度、水位等这样一些规定被调节的参数。
调节阀按操纵方式可分为：由外部能源（气动、液动或电动）来操纵的调节阀；靠工作介质本身而无外部能源操纵的调节阀；手动调节阀；直接作用式调节器。按调节介质流量的方式分：单座和双座调节阀、调节闸阀、球形调节阀和蝶形调节阀。在核电厂应用最广的是双座和单座调节阀。
核电站用调节阀技术参数范围：公称通径DN1.5~500mm；公称压力PN4.1~68.8MPa ；工作温度T538℃
此外，满足地震要求的安全阀、核燃料提取用的软硬密封高真空电磁阀、上装式核电球阀也是急需开发的核电阀门。
四、核电阀门常见故障类型
在核电站系统中运行的阀门，最常见的故障类型有如下四种：
① 阀杆泄漏
② 阀座泄漏
③ 执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏
④ 外泄漏
五、核电阀门其他技术要求
根据核电阀门运行的实际工况，核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外，还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。
1、核电阀门的设计
（1）强度设计
核电阀门设计中，强度计算是必不可少的。除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外，对核安全1级的阀门，还要求进行：一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力＋弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。
（2）结构设计
由于核电系统输送介质大多带有放射性，不允许有任何泄漏，故结构设计中阀门的填料、波纹管、阀座的密封结构设计尤为重要（阀体的形状设计，规定在ASME标准中）。
国外，填料一般采用多重密封结构、Ω环密封结构和填料层之间夹碟簧的填料箱密封结构。波纹管一般采用组合波纹管密封结构。对重要的高压阀门，阀座采用锻造结构。此外，阀体与管道的连接采用对接或承插焊接结构。
2、核电阀门的材料
核电阀门的材料必须具有良好的耐腐蚀、抗辐照、抗冲击和抗晶间腐蚀。一般情况下：
（1）承压零件必须采用ASME BPVC-Ⅱ-D-1的材料要求；
（2）阀杆和承压螺栓常采用沉淀硬化钢制造；
（3）填料多用石墨纤维、纯石棉或膨胀石墨。
3、核电阀门驱动装置
核电阀门驱动装置的性能和质量非常重要和关键，必须具有安全操作的可靠性，同时，应能承受温度、压力、湿度、辐照、地震破坏、化学污染及所供电源变化的最大值，而且必须在发生失水故障的情况下，仍能在规定的期限内工作（一般标准为14天）。
此外，除了驱动装置的电动部件要求用O形密封圈将其与外部环境密封隔离之外，驱动装置的设计者还应考虑核电工况用高压阀门的快速操作问题。
4、核电阀门的试验与检验
（1）核电阀门需进行常规的水压试验——壳体试验、阀瓣强度试验、上密封试验、阀座密封试验、填料密封试验；
（2）对带有执行机构，如电动、气动阀进行抗震试验；
（3）对所有操作形式的阀门进行静压寿命试验；
（4）对一回路的重要阀门还必须经过冷态、热态和LOCA事故（即失水事故）的试验。（美国的ASME、日本的JEM等标准，对上述试验及检验作了详细描述，并提供了评定标准。）