简介：水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。

简介：本文从理论与实践上说明了构建我国标准化学科体系的必要性与迫切性,提出了该学科体系的构想,说明了它们之间的关系。

简介：

简介：通过同步辐射扩展X射线吸收精细结构(SREXAFS)研究As超富集植物大叶井口边草(PteriscreticaL.)中As的化学形态及其在植物体中的转化。结果表明，在大叶井口边草中As主要与0配位，根部存在与GSH结合的As，但是在叶片中没有发现与GSH结合的As。在As(1lI)和As(V)处理中，植物根系的As分别以As(III)和As(V)为主，但是在叶柄和叶片中As都以As(III)的形态为主。植物根系吸收的As(v)在向上转运的过程中具有向As(III)转化的趋势，其转化过程主要发生在根部。实验证明，As-GSH并不是大叶井口边草中砷解毒的主要机理，超富集植物可能具有与一般耐性植物不同的重金属解毒机制。

简介：通过同步X光荧光（SXRF）成分分析，定性地研究了在0．5atm、0.6atm、0.7atmAs压下1150℃进行退火处理后衬底化学与比的变化。结果表明：控制As压可以改变化学配比，在足够As压下的高温退火将改善化学配比均匀性。

简介：本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚的化学类别进行了分析，根据调研给出了可能的排放量。结合对环境生物、空气中氚的监测经验，分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测的可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进的有关建议。

简介：本文通过对国际核电标准状况的分析,结合我国国情和核电发展的规律,对我国核电标准体系建设提出了许多建设性意见。

简介：本文介绍了我国和国际上一些国家和地区的核安全立法情况，阐述了我国加强核安全立法的重要性。

简介：2016年11月7日-11月11日,核工业标准化研究所受国家原子能机构委托,在北京组织召开了＂核电厂安全重要仪控电设备安全分级＂国际标准化学术交流会,来自捷克UJV研究所、环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中国核电工程有限公司等21家单位53位专家参加了会议。

简介：本文描述了美国核电厂安全目标的制订过程和背景以及其主要内容。概要介绍了美国核电厂在安全目标制订过程中所考虑和评价的一些因素以及对美国核电厂安全目标所存在的问题和一些争论进行了讨论。

简介：为改善公众对核的认知,基于作者的工作实践,通过对当前背景下涉核科普工作现状的分析,发现了存在诸如顶层设计不足、方式单一、对象定位模糊、吸引力不强、频道不统一等问题。以此提出做好顶层设计、推动法规制度建设、改进方式方法、强化互动体验式、精准定位对象、增强通俗易懂性、丰富科普内容以及利用好新媒体平台等建议,为涉核科普工作的开展提供参考。

简介：核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。

简介：针对薄壁环黑皮问题,运用头脑风暴法对原因进行了分析,通过对原因逐一确认,找出了主要原因.通过制定对策,实施对策,成功地将薄壁环黑皮废品率由4.03％降低到0.07％.提高了薄壁环加工合格率,保证了生产任务的顺利完成.

简介：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

简介：对核技术利用许可管理内容进行梳理，总结了实际管理过程中存在的问题，并进行技术分析，提出对策和建议.

简介：2015年5月18日～5月22日，核工业标准化研究所联合捷克UJV研究所在北京举办了为期五天的以“核电厂电气设备鉴定及设施设备防护涂层鉴定”为主题的学术交流会，来自捷克UJV研究所、环境保护部核与辐射安全中心、核工业标准化研究所、上海核工程研究设计院、核动力运行研究所等21家单位40位专家参加了会议。

简介：

简介：针对核仪器标准“未进行误差合成而不能给出最大工作误差”和“单项误差的测量、计算方法不同”两个问题带来的困难，建议制定“核仪器测量的误差”标准。通过研究误差理论和分析现行核仪器标准中关于误差合成计算公式，本文提出了误差合成的计算方法以及统一固有误差、重复性、不稳定性和非线性等误差的测量和计算方法的具体建议。

简介：秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.

简介：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。