简介：本要求的编制基于《核能安全基本原则》,本要求针对所有能够导致人们受到来自核设施与活动的辐射风险的人类活动。核设施包括：核电厂;其他核反应堆（例如：研究用反应堆、临界装置）;浓缩装置和燃料制造装置;产生UF6的转化装置;放射性燃料贮存和后处理厂;放射性废物管理装置,能处理、存储和处置;生产、加工、使用、处理货存储放射性材料的任何地方;用于医疗、工业、研究以及其他用途的放射性装置,和其他安装辐射发生器的地方;

简介：本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规，列出了具体的比较、分析与评价表，并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。

简介：

简介：介绍了国际上对PSA开发质量和应用过程进行规范的技术标准和导则,以ASME标准和RG1.174、RG1.177为例,对这些标准和导则的适用性进行了分析,并结合我国的PSA开发与应用趋势,提出了建立我国技术标准和导则的建议。

简介：美国核信息与文档管理协会(NIRMA)是核行业信息管理领域的领导者,其开发的一系列标准规范对该领域具有很好的借鉴和指导意义,同时也是国内同行与国外经验交流的便捷平台.介绍了NIRMA组织及其知识库框架,在此基础上简介了所选取的几篇有代表性的标准规范,最后总结分析了NIRMA规范在国内核行业应用的可能性.

简介：航空γ谱仪系统校准工作是航空野外监测任务质量保证的重要组成内容，由于航空叮谱仪系统监测周边环境大尺度范围的辐射现状，其受到的影响因素很多，给校准工作带来了很大难度。本文针对目前航空监测不同的应用环境，提出航空监测校准的基本内容，分析影响校准的主要因素，对校准现状面临的有关问题进行讨论并给出了合理建议。

简介：本文以贯彻执行中国共产党第十九次全国代表大会提出的加快建设美丽中国的奋斗目标和新宪法关于生态文明建设等战略部署和要求为着眼点,结合核能行业的现状和特点,分析了发展核电与生态文明建设的关系,加强核安全监管与建设和谐美丽中国的关系,坚持核电＂走出去＂与共建人类命运共同体的关系,指出了核能发展中存在的主要问题,并提出了解决问题的一些建议。

简介：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

简介：介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.

简介：秦山核电厂是我国自主建造的第一座核电厂，它对我国核电事业的发展有着重要的作用。本文总结了秦山核电厂15年的核安全审评和监督情况，对我国核安全监管工作的开展进行了简单的回顾，对今后我国核安全监管工作的发展提出了建设性意见。

简介：文章首先阐述了质量管理和企业标准化的区别和联系,对中国核动力研究设计院企业标准化的现状和问题进行了分析。最后,对照相关的标准要求,对其企业标准化工作提出了若干建议。

简介：

简介：用同步辐射X荧光(SRXRF)分析了土壤和岩石标准参考物质、泰兵马俑和江西洪州窑古瓷中的元素谱。实验结果表明用扫描方式分析古陶瓷中的元素谱能提高实验数据的重复性，在古陶瓷元素谱的无损分析中，现有标准参考物质可以用于部分元素含量的的标定和分析质量控制。

简介：为保证国产化的核电厂集散控制系统（DCS）的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认（V＆V）过程.为使V＆V过程顺利进行,建立适用的V＆V体系是十分必要的.本文提出了V＆V体系的建立,该体系包括：明确具有层级关系的V＆V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V＆V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V＆V独立性、人员资质和工具的要求.该V＆V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义.

简介：

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：全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

简介：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：

简介：使用部分还原－共沉淀方法制备了平均粒径为3－11nm的球形Fe3O4纳米颗粒，以16：4：1的甲醇－乙醇－水混合溶液作为传压介质和均分散介质，利用金刚石对顶砧装置（DAC）研究了球形Fe3O4纳米颗粒的原位常温高压（0－31．8GPa)XRD谱和纳米颗粒的压致晶格结构变化。