简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：一、集团公司2012年质量年工作总结为深入贯彻落实国家《质量发展纲要(2011-2020年)》,以及上级部委对质量工作的各项要求,加强集团公司质量工作,有效应对集团公司面临的质量工作新形势、新任务,集团公司于2012年4月12日正式启动了以"夯实基础、健全体系,解决突出问题"为主题的集团公司"质量年"活动.

简介：对压水堆核电厂的严重事故进行了概述,通过对“实际消除大规模放射性释放”概念的探讨,得到了11条结论,各种文件所表达的精神基本一致.对欧洲各国、IAEA来说,“实际消除”的意义有所差异,“实际消除大规模放射性释放”这个概念易于操作,便于公众理解,但在概念和逻辑上存在容易被攻击的缺陷.

简介：目前,我国已经形成较为完整的核工业体系,但随着核能的快速发展,积存和产生的废物量越来越多,废物超期贮存,没有得到及时处置,所引起的安全、社会和环境问题越来越突出.如果得不到妥善解决,将阻碍核能的可持续发展.通过深入分析我国放射性废物处置的现状和存在的问题及原因,并针对问题提出意见和建议,促进核能的可持续发展.

简介：采用FLUKA蒙特卡罗程序计算了兰州重粒子加速器所产生感生放射性核素的种类及其活度，研究了其活度随时间的变化关系，使用γ谱仪测定了冷却后加速器腔壁中长寿命放射性核素的γ能谱图，分析了感生放射性对放射性工作人员和公众的影响，提出了相应防护措施的建议。

简介：本文从辐射安全管理体系的基本概念“豁免”、“排除”和“解控”出发,说明普通工业排放的废气和废液是豁免或排除的,核与辐射设施排放的气态和液态流出物是解控的,是非放射性的.本文的目的在于澄清概念,达到形成核与辐射设施排放的气态和液态流出物是非放射性的,对人体健康和环境安全不构成危害的共识.

简介：俄罗斯《工作人员放射性防护用品规定》从适用范围、一般要求、防护用品类别、沾污水平确定、去污流程、安全条件、辐射监测要求等方面制定了比较完整、系统的且具有可操作性的放射性防护用品处理标准,对我国相关规范的进一步完善具有借鉴意义.

简介：通过对2007年至2012年西藏自治区的土壤及水体放射性水平监测数据的统计分析,并与原国家环境保护局1989年开展的西藏自治区环境天然放射性水平调查研究的数据进行比较,总结出西藏自治区土壤及水体放射性水平的现状及变化趋势,为加强西藏自治区的辐射环境保护工作提出科学建议。

简介：日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了.提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要.毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行.本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据.

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：本文分析了我国医用放射性同位素在辐射安全监管中存在的问题,根据放射医学不同放射性同位素的特点,探讨精细化的管理模式,拟以此进一步促进放射医学健康发展.

简介：对两个有关核电站放射性流出物排放的国家标准《核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值》(GB13695-1992)、《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)进行研究,重点关注了GB6249的编制变化,GB13695的编制目的,同时通过二者的比较,发现了其在应用上的不足.据此提出了相应的建议.