简介：按照核工业调整转民的战略部署,几年来,地质系统放射性地质勘查任务逐年减少,转民工作稳步发展。例如,1995年核工业华东地质局多种经营年产值近4亿元。年产值在3千万元以上的大队就有6个。业已形成机械、电子、化工、轻纺、食品添加剂、超硬材料等100多种产品系列。民品工作的发展、产品质量的提高对计量工作提出了更高更广泛的要求。企业经营机制的转换迫切要求企业加强计量基础工作。随着产品出口量的增大,要求计量工作尽快地与国际通行的做法

简介：鉴于我国全面引进了AP1000非能动核电技术,很多系统的设计发生了革新型的变化,其中消防系统的设计就采用了一种不同于以往的防火设计理念,因此文章简要介绍和分析了美国用户要求文件(URD)第Ⅲ卷对非能动压水堆核电厂消防系统的设计要求,讨论了编制我国相关标准应关注的问题.

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：

简介：本文阐述了核燃料元件制造中不符合项定义、不符合项的分类原则、不符合项的分级及处理权限、不符合项的处理原则、不符合项的处理程序及不符合项的闭环管理。

简介：插图是标准中常见的一种表述形式.在能源行业核电标准中,插图的编排既要遵循GB/T1.1-2009《标准化工作导则第1部分:标准的结构和编写》的规定,也要符合插图的编排习惯.文章针对能源行业核电标准中插图的不足,总结了标准中插图的编排规范并探讨了编辑加工过程中对插图的优化问题.

简介：1引言核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保

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。

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简介：1.8概率论安全评价方法及今后对安全评价的展望(1)概率论安全评价方法的用途及研究课题目前的安全评价做法是:假设某一设计基准事件(DBE),如果发生了该事件,评价核电站的行为,然后跟判断准则相比较,以判断该核电站是否符合要求,是否安全。这种评价方法是以确定论的方式假定具有安全功能机器设备起作用或不起作用来评价核电站的安全性,对于不起作用的机器设备,依据这些系统及机器设备的不同功能,假设一“单一故障”,不再假设其它的因素。

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。

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简介：IEC62645：2014为核电厂基于计算机的仪表和控制（I＆C）系统、或集成的硬件描述语言（HDL）程控设备（HPD）（以下简称I＆CCB＆HPD系统）有效安全程序的开发和管理确立要求并提供指南。这些要求和指南的固有准则是电厂I＆CCB＆HPD系统安全程序遵循适用的国家I＆CCB＆HPD系统的安全要求。本标准的主要目的是规定足够有计划的措施，以便对使用数字化手段（攻击计算机）对I＆CCB＆HPD系统的恶意行为进行预防、侦测并做出反应。这包含一切不安全状况以及设备损坏或电厂性能退化。

简介：本文利用某型机械密封的无失效数据估计其可靠性指标。在寿命服从两参数威布尔分布时，分别基于配分布曲线法和修正似然函数法给出了参数估计值和给定时间的可靠度估计值，并分析了在两种不同方法中，影响参数估计值的主要因素，还比较了取不同权值时相应的可靠度大小关系，最后分析了两种方法的适用范围。

简介：国际原子能机构（IAEA）依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务（DSARS）得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估（GRSR）即是其中一种：文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。

简介：根据国务院颁布的《民用核安全设备监督管理条例》,以及国家核安全局发布的与之配套的管理规章,在核电厂安全壳钢衬里制作安装和无损检验方面,结合作者所在公司的实际情况,在原《民用核承压设备安全监督管理规定》及其实施细则的基础上,针对变化较大和重要的方面,提出了现《民用核安全设备监督管理条例》及其配套规章实施的要点,帮助同行深刻理解和全面实施《条例》和配套规章。

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。

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简介：本文建议检测实验室除了达到GB/T15481-2005《检测实验室和校准实验室能力的通用要求》的要求外,还应进一步加强实验室管理者的作用及开展5S管理和QC小组等其他质量管理活动,从而达到提高实验室管理体系有效运行的目的。

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