简介：核电厂辐射监测设备为电厂的安全运行及公众环境的辐射安全提供了重要保障。本文从核安全辐射监测技术发展、核安全辐射测量通道发展以及核安全辐射监测设备鉴定要求等三个方面阐述了民用核安全辐射监测设备的发展趋势,为开展民用核安全辐射监测设备设计提供了有益的参考和建议。

简介：阻尼器注油及更换安装是主设备启动前的最后一道工序，保质保量按期顺利完成该项工作将为主工艺系统的启动达产提供有力保障。为此，针对工作初期阻尼器安装一次合格率较低这一问题，文章通过对数据的收集分析，发现问题的症结在于阻尼器垫圈沾油和翻边。运用头脑风暴法进行了原因分析，通过末端因素的逐一确认，得到三条主要原因，合理制定对策并逐步实施，最终将安装一次合格率从55．00％提高到了87．50％，确保了阻尼器更换安装节点目标的顺利实现。

简介：介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

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：在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。

简介：

简介：总公司科技局:国家技术监督局已于1993年11月发布了新国家标准GB/T1.1—1993《标准化工作导则第1单元:标准的起草与表述规则第1部分标准编写的基本规定》,并已于1995年1月1日起实施,同时代替原国家标准GB1.1—87《标准化工作导则标准编写的基本规定》。该标准是重要的基础标准,它适用于我国各级标准的编写。它的颁布是发展我国社会主义市场经济的需要,是我国标准化工作与国际市场接轨的需要。为贯彻执行好该项新国家标准,国家技术监督局先后发出了技监标函(1994)018号,(1994)061号文。为使我总公司标准化工作适应市场经济发展的需要,并在更大程度上与国际接轨,同时使各级标准编写格式统一。从明年起,凡我总公司内编写的各级标准,均应按GB/T1.1—1993规定执行。为避免过渡期中出现混乱,现对有关问题提出如下意见:

简介：当今离子束分析技术涉及生命科学应用方面最令人瞩目的进展是核子微探针技术的建立和发展，北京同步辐射国家实验室的同步辐射X射线荧光微探针系统具有很高的探测灵敏度(相对灵敏度为百万分之一，绝对含量可达l0-l0g)，这些都是常规化学分析方法不能做到的，也是传统电子微探针和溅射离子显微镜难以解决的问题。本项研究正是使用当今先进的核微探针技术，探测骨矿无机物质的分布和流失途径，深入研究骨质疏松症发病机理，为骨质疏松症的预防和药物治疗提供高水平的理论依据和鉴别手段。

简介：本文旨在通过蒙特卡罗(MC)理论模拟计算方法来确定地面放射性测量模型标准(Y系列模型体源)表面中心点上方不同高度的剂量率/比释动能率,为将我国地面放射性测量模型标准转化为环境电离辐射模型体源标准提供理论依据。在建立MC数学理论模型的基础上,采用MCNP模拟计算软件计算Y系列模型体源表面中心点上方不同高度的空气吸收剂量率/空气比释动能率,由此,拟合出了能客观反映我国模型体源表面上方单位放射性核素含量的空气吸收剂量率/空气比释动能率,并对其计算结果与其它实验方法实测的结果(G(E)函数法、高气压电离室法、TLD法)进行了比对,比对结果在10%内符合;同时对其计算结果的不确定度进行了评定,其合成标准不确定度为3.0%。

简介：

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