简介：内部水淹是核电厂面临的重要风险之一,对其定量化是识别核电厂水淹风险的有效手段,也是进行内部水淹概率安全评价的基础.本文通过对国内外各种水淹事件定量化分析方法的研究,提出核电厂内部水淹事件定量化的一般方法,并定量分析了我国某900MW核电厂重要厂用水系统内部水淹事件,对国内核电厂开展内部水淹风险评估有重要参考价值.

简介：核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。

简介：2005年5月20日,美国机械工程师协会(ASME)核标准和规范部C.WesleyROW-LEY、KevinENNIS、ThomasP.PASTOR、BryanA.ERLER、JohnBENDO一行5人拜访了核工业标准化研究所,并与中国核工业集团公

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

简介：文章针对反应堆工程研究所计量具体工作如标准管理、量值传递、校准实验室运行、计量档案管理等过程中存在的问题进行了具体分析,并阐述了计量工作时效性强、准确性要求高、对计量工作从业人员责任心要求高的特点,最终对于反应堆工程研究所计量工作提出了改进建议。

简介：利用同步辐射硬X射线高能量，穿透能力强和高分辨率的特性，根据X射线形貌成像原理分别对工程结构陶瓷烧结后，材料内部微结构和微缺陷尺寸大小、分布和界面形貌进行无损观测。直观地获取微结构图像，为宏观分析结构陶瓷韧性和强度等力学性能，为建立扩散和本构模型提供有效的实验数据和图像。

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简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

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简介：本刊讯2008年8月22日中核集团党组成员、党组纪检组组长王森,安全环保质量部主任孙先荣一行到核工业标准化研究所调研。王森仔细听取了核工业标准化研究所龚俊所长、张宗森书记的汇报,对核工

简介：本文介绍了高压输变电工程的环境影响和防护标准,讨论了我国在高压输变电工程环境影响评价中存在的一些问题,尤其是对防护标准的理解和使用的问题,并指出这些问题可能导致出非预期的负面结果。

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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：核工业标准化研究所是我国核行业标准的技术归口单位,组织和承担着有关核行业国家标准、国家军用标准和行业标准的制修订和审查、复审、验证工作及核行业标准的信息分析研究、出版发行和咨询服