简介：ISO9001：2015《质量管理体系要求》和GJB9001C-2017《质量管理体系要求》都提出了基于风险的思维,风险管理在质量管理中越来越受到重视。ISO31000：2009《风险管理原则与指南》是第一个风险管理国际标准,对组织开展风险管理能够起到指导作用,此外提出了风险评价方法,用风险系数对风险进行识别和评价。

简介：利用Triton和高盐处理制备菠菜光合系统ⅠⅠ（PSⅠⅠ）－La复合物，并应用EXAFS技术研究了该复合物中稀土镧的局域结构。初步结果表明，镧与PSⅠⅠ中O或N原子配位，配位数为8，距离为2．5A左右；第二层配位原子是C，其作用距离为3．5A左右，配位数为4；La与Mn的作用距离4．5A，大于Ca与Mn的距离3．5A。由此推测镧与PSⅠⅠ结合后，改变了其空间结构。

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简介：国防科工委批准颁发的GJB/Z16—91《军工产品质量管理要求与评定导则》中明确规定:“在研制、生产订购合同中应明确规定质量保证要求。”同时在GB/T19000—IS09001质量体系——设计、开发、生产、安装和服务质量保证模式标准中要求,供方应制定并执行合同评审和协调评审活动的程序,使供方具有实现合同要求的能力。上述标准均要求供、需双方在签定合同时,明确质量保证要求,并纳入合同管理。凡纳入合同管理的质保要求,具有法律约束力,必须严格执行。同时,通过合同评审,可以确保准确地理解需方的质量保证要求,通过供需双方的联系交换意见,使一些含糊不清的质量保证条款得到澄清。这对今后全面履行合同,减少产品交付时的扯皮或质量争端,

简介：应用同步辐照光源进行高温高压原位能量色散X射线衍射实验，入射X射线光束定位是关键，北京同步辐射实验室高压衍射站引入四刀光阑扫描系统，实现调光定位自动化，简化调光手续，提高实验效率，为高压衍射实验站的用户进行实验提供了方便。

简介：设备质量的好坏会直接影响快堆工程的整体性能,而且,会影响到工程的进度。因此,如何保证采购质量,对整个快堆工程至关重要。通过几年来的工作,我们认为做好以下几个方面的质量保证工作,尤为重要。

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：核设施退役既要保证工程质量,又要保障人员和环境的辐射安全,同时废物整备又要达到要求,对这一过程的主要判断依据就是辐射监测数据,但是迄今仍缺乏规范性的监测依据,文章依据辐射监测的相关标准和规范给出了退役过程不同阶段、不同工序、不同目的的监测内容、监测项目和监测方法,以期更好地保障退役作业人员的辐射安全、保护环境、保证退役工程质量,并使得对工程的综合评价有统一的参照依据.

简介：燃料棒制造过程和质量特性对于燃料组件的安全稳定运行起着重要的作用。对燃料棒的制造过程进行FMEA分析,有助于提前发现制造中的薄弱环节,有针对性地采取质量控制手段,确保产品制造质量,获得更高的经济效益和产品堆内运行的安全性。针对核元件产品及制造过程的特殊性,在FMEA分析之前,首先确定了燃料棒制造过程中的故障严酷度评分,结合生产实际制定了故障发生概率和被检测难度评分,使FMEA分析具备可操作性。

简介：菌浸不溶性尾渣中的铀,在硝酸介质中与2-(5-溴-2-吡啶偶氮)-5-二乙氨基苯酚(简称Br-PADAP)形成稳定的紫红色络合物,在波长578nm处,用1cm比色皿,以试剂空白为参比,用721-J分光光度计测定其吸光值,通过铀标准工作曲线查得尾渣中铀的质量,方法回收率达到95％～104.4％,相对标准偏差小于2.85％,适用于铀矿对菌浸尾渣中铀质量分数的测定.

简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。

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简介：用溶胶－凝胶方法合成了掺铒（掺杂浓度10^20/cm^3)的二氧化硅玻璃。在室温下可产生1.54μm波长的红外荧光。实验结果表明：荧光强度随掺杂浓度的不同而改变，并在0.5W%的掺杂浓度下出现最大值。当温度从4K升至300K时，荧光强度下降了74％。通过FT－IR和EXAFS检测，Er离子与O组成了配位数为8或9的配位结构。

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：结合核电厂前期选址工作中的经验,通过具体案例,从概率评价的计算方法到参数的选取,对飞机坠毁的概率评价问题进行了讨论。结论指出,从目前到2020年,典型核电厂址区域内坠机概率的量级介于10-9和10-8之间,小于筛选概率水平10-7,厂址区域内坠机事件不构成厂址成立的颠覆因素。

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