简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：

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：

简介：该文献提供了对遭受外部流体静力学的试验压力负荷的压力壳使用应变测量有关的信息和指导。该文献给出了应变测量遭受外部压力载荷的压力容器的两个例子。出版商：ASME发布日期：2013页数：40语言：英语ISBN：9780791869024。

简介：从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性，一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”，二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题，从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础，并考虑到现实的可操作性，对今后相关的核安全审评提出建议。

简介：各国核安全监管部门、国际原子能机构（IAEA）都将经验反馈作为保证核电安全的必不可少的手段,并不断加强对经验反馈体系运行有效性的监管以及提高事件的评价能力,提高经验反馈工作的有效性。本文简要介绍了国内外经验反馈发展的历史和现状,提出了针对国内核安全监管部门在经验反馈工作的一些思考和建议。

简介：1引言任何一种物理量应有的属性是可以通过测量或计算、定量描述某一具体物体或现象的某种特性。然而,辐射防护的基本量在实践中常常是不可测量的,这也是由来已久的事实。为此,1980年国际辐射单位与测量委员会（ICRU）第33号报告提出了“指数量”。此后,在辐射防护领域引起了一系列的讨论,特别是对辐射防护测量中使用的量这个问题。讨论的结果引出了ICRU第39号、43号、47号和51号报告。为了对外照射情况下的区域监测和个人监测中用的剂量当量作一详细规定,在39号报告中引入了实用量。后来的ICRU第43号报告（ICRU,1988）和ICRU第47号报告（ICRU,1992）给出了有关这些量的补充资料。ICRU51

简介：

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简介：利用同步辐射X光衍射技术，对（La1-xBix)0.5Ca0.5MnO3(x=0.2,0.3,0.4）中存在的Jahn-Teller畸变，进行了原位的高压研究。实验表明在外加压力的作用下，能有效地影响到晶格中Mn-O键长和Mn-O-Mn键角的变化，样品中的晶格畸变有所减小。并且对在晶格中存在的两种不同的畸变模式Q2和Q3，在外加压力的作用下的变化规律进行了讨论。由于这两种不同的畸变模式在受到外力作用时，表现形为不一样，导致了位于a-b基面上的Q2畸变模式的消失，并且导致Q2畸变模式消失的压力点随掺杂浓度的增加而增加。

简介：本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

简介：该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括：——对检验技术和强制性附录Ⅵ（无损检验技术）要求的修改。——对强制性附录Ⅷ（电弧焊接钢筋合格评定）的修改。

简介：用NPL防护水平次级标准NE2550剂量率仪对国防计量系统和有关厂矿的防护水平60Co和187Csγ辐射场进行了照射量率的测量和反平方律的检验,并作了照射量率的比对。137Csγ辐射场照射量率最大相差+3.6％(2.58×10-6-2.58×10-4Ckg-1h-1),而60Coγ辐射场最大相差分别为+1.4％(2.58×10-4-2.58×10-3Ckg-1h-1)、+9.9％(2.58×10-6-2.58×10-4Ckg-1h-1)和+24.5％(2.58×10-7-2.58×10-6Ckg-1h-1)。60Co和137Csγ辐射场的照射量率,在一定的距离范围内反平方律在±5％以内符合。

简介：国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。

简介：2004年1月6日至8日，国家环境保护总局在北京召开了全国核与辐射安全监督管理工作会议。这次会议是在全国核与辐射安全监管工作进入新的发展时期的一次重要会议。会议主要任务是：深入学习贯彻《放射性污染防治法》，回顾总结全国核与辐射安全监管工作的成果和经验．分析研究当前面临的新形势和新任务，研究部署今后核与辐射安全监管工作．在挑战和机遇面前，更新观念，理清思路，统一思想，齐心协力，努力开创全国核与辐射安全监管工作新局面。

简介：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

简介：采用在位高压Raman光谱和高压同步辐射能散X射线衍射技术，在室温下对晶粒尺寸为10nm的锐钛矿TiO2进行了压致相变研究，压力范围分别为42．9GPa和23．0GPa，实验结果表明，在16．3GPaTiO2发生了一次结构相变，由原来的锐钛矿结构变为α－PbO2结构（TiO2-Ⅱ），该相变是不可逆的。同体材料TiO2的高压相变结果比较，由于晶粒尺寸的效应，纳米尺寸的锐钛矿TiO2的相变压力明显高于体材料的相变压力。

简介：本文介绍杭州2016年G20峰会期间，性监测情况。监督结果表明：全市放射源、宁波地区辐射安全保障工作和辐射环境监督射线装置、输变电设施等处于有效监管下，与往年相比全市辐射环境水平处于正常范围。同时，从监督性监测、现场检查、工作思路、核安全文化、应急能力等方面对进一步加强监管提出建议。

简介：综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。