简介：介绍了全球核电发展现状，通过对比火电与核电对环境的影响以及火电与核电的发电成本，论证了加大核电建设对发展绿色经济的重要性。，在分析目前我国核电产业发展现状的基础上，提出我国核电中长期发展规划的目标任务及核与辐射安全监管的发展目标．．

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.

简介：本文论述了在辐射防护测量中使用实用量的必要性。分别讨论了现存X、γ射线监测仪、热释光x、γ个人剂量计测量H~*(10)、Hφ(10)的适用性,说明采用实用量对未来仪器的设计不会带来严重问题。给出了校准X、γ辐射场所监测量和个人剂量计的方法。

简介：1标准物质的定义和等级国际标准化组织对标准物质的定义为;“具有一种或多种良好的特性,这种特性可用来核准测量仪器、评价测量方法或确定其它材料的特性的物质”。标准物质还必须具备良好的均匀性、稳定性、量值的准确性,必须有证书、能

简介：本文介绍了秦山核电基地针对日本福岛核事故后我国核电厂安全改进行动设计的一种应急补水装置;通过对核电厂严重事故状态下的应急补水要求所做的技术分析,进行了装置的整体方案设计及专用设备选型,并做了相应的创新设计.经过核电厂现场的试验测试,验证了该装置满足设计要求,可以在丧失交流电源情况下为核电厂提供应急补水从而为在严重事故情况下核电厂的安全提供保障.

简介：介绍了六西格玛管理在核工业的应用,通过理论的分析和实践的总结,对在核工业系统推广应用六西格玛管理进行了探讨并提出了建议,为核工业系统开展六西格玛管理提供参考。

简介：

简介：用延展X光吸收精细结构光谱(EXAFS)研究了重金属Zn(Ⅱ)在水锰矿(Y-MnOOH)上吸附产物的微观结构及其吸附机制。结果表明，Zn(Ⅱ)-水锰矿体系中(pH7．5，0．1MNaNO3介质，25℃)，Zn(Ⅱ)离子主要是通过Zn-O键结合到水锰矿固体表面上的，平均Zn-O原子间距为1．9984-0．010A(n=3)。同时，第二配位层(Zn-Mn相互作用)的EXAFS图谱解新证明存在两个典型的Zn-Mn原子间距，即R1=3．08±0．024A(n=3)和R2=3．54±0．018A(n=3)。这两个Zn-Mn原子距分别对应于水锰矿结构单元MnO6八面体与Zn水合离子ZnO多面体结合的两种方式，即边-边结合与角-角结合。边-边结合是较强的吸附位，Zn-Mn原子距较短(Rl=3．08A)，吸附较不可逆。角-角结合是较弱的吸附位，Zn-Mn原子距较长(R2=3．54A)，吸附较为可逆。宏观的吸附一解吸热力学实验表明Zn(Ⅱ)在水锰矿上的吸附是不可逆的，EXAFS结果指出这种不可逆性主要是由Zn水合离子中Zn0多面体与水锰矿结构单元MnO6八面体之间的边-边结合所导致的。

简介：通过本单位保密认证工作的实践,本文详细阐述了PDCA应用于保密认证工作的做法及其应用效果。

简介：EJ/T1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》的在役检查计划是我国核电站实施核岛机械设备在役检查的主要依据之一。文章分析并总结了EJ/T1041—1996在役检查计划的不足及主要问题,通过吸收国内外核电站在役检查计划的实践经验,完成了EJ/T1041—1996的在役检查计划的修订。

简介：从阐述科研单位实施质量管理的意义和科研项目质量的概念出发,探讨了以顾客为关注焦点、领导作用、全员参与、过程方法等四项质量管理原则在科研单位中的应用,并针对质量管理体系的选择、内部沟通、文件和记录的管理和采购的管理提出了操作建议。

简介：梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。

简介：小角X射线散射（SAXS）是一种有效的、重要的亚微结构分析手段。本文介绍了SAXS的基本原理、实验方法和数据处理方法尤其是对于非理想两相体系的解析方法及其在溶胶－凝胶法制备多孔材料研究中的应用。

简介：根据参加的相关审评和监督活动的经验，说明在审评和监督过程中所采取的思路和策略，同时也澄清了就检验方法替代申请所产生的若干问题，并提出了一些建议。

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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。

简介：本文着重阐述了安全管理的组织结构、思想、制度、措施、知识和方式方法，介绍了安全管理的不断完善、巩固、发展和自然安全屏障在创新中得到了巩固的情况。

简介：MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中，针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发，以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。

简介：考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义,列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请,并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍,同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。

简介：数字化控制是核电发展的必然趋势，核电厂数字化控制系统（DigitalControlSystem，DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性，以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能，需要关注安全工程领域的新研究成果，将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-TheoreticAccidentModelingandProcesses，STAMP）安全模型，对比分析了其与传统安全模型的优缺点，说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-BasedHazardAnalysis,STPA）技术的基本步骤，并根据STAMP在国内外的应用情况，对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。