简介：本标准适用于液体闪烁体计数器，并且需要通过混合测试样品和闪烁混合物制备闪烁源。测试样品可以为液体（水性或有机体）或固体（颗粒或过滤器或圆片）。本标准规定了通过液体闪烁计数测量β发射体放射性核素活度的条件。

简介：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

简介：1现状调查在电厂,汽轮机再热阀是控制蒸汽由高压缸进入低压缸的重要设备,依靠阀门开度大小从而控制蒸汽进入低压缸的流量,进而影响机组运行功率,对于调控机组的安全稳定运行有重要意义.

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简介：为选择适宜的核安全设备材料断裂韧性试验标准,文章对比分析了美国材料试验协会标准ASTME1820-15a和中国国家标准GB/T21143-2014的主要差异。总体上来说,两者在试验设备、试样尺寸以及试验步骤等方面相差不大,但在结果分析上有较大差异,ASTME1820-15a对结果有效性判定更有利。

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简介：本文论述了EJ/T1054—1997《核材料实物保护导则》修订过程中,对主要内容的修订考虑,涉及标准叙述架构、技术指标和具体条文内容的更新及补充。

简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。

简介：2017年10月26日，第二届RCC-MRx中国专业用户组会议在北京召开。此次RCC-MRx中国用户组会议是与AFCEN协商后，根据AFCEN秘书处的安排与RCC其他中国用户组共同举办的。RCC-MR标准（核装置机械部件设计和建造规则）是由法国核岛设备设计和建造规则协会（以下简称AFCEN）编制和出版的技术规范，规定了高温条件下使用部件的设计、材料、制造、检验等技术要求（RCC-MRx为RCC-MR的升级版）。

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：本文概要介绍了秦山核电二期工程(2×600MW)质量保证大纲的编制、审评及到目前为止的实施情况,从中具体体现和论述了商用核电厂营运单位质量保证工作的重要性、范围、内容、方法和一些工作体会。

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简介：2016年11月25日，能源行业核电标准化技术委员会（以下简称“核电标技委”）主任委员、中核集团总经理钱智民在北京主持召开了第二次主任办公会议。国家标准化管理委员会戴红、中国广核集团有限公司赵华、上海电气核电集团朱根福等副主任委员，国家核安全局赵永康副司长、核电标技委副秘书长、国家能源局核电司副司长秦志军、国家能源局科技司齐志新处长、国家核电技术公司赵伟明、核电标技委副秘书长、核工业标准化研究所所长康椰熙及各有关单位代表出席了本次会议。