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13 个结果
  • 简介:本文简要介绍了能力测试及其意义,着重描述能力测试中测量不确定度的表示和评定.

  • 标签: 校准 能力测试 不确定度
  • 简介:在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析(PSA)为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法(SDP)在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。

  • 标签: 核电厂 运行事件 筛选 经验反馈
  • 简介:1前言对任何一个生产技术领域,从科研开发、成品生产到市场销售,都离不开测试系统,测试系统得出的测试数据,可为科研开发提供指导性信息、诊断生产过程是否处于受控状态、确认产品质量是否符合技术规范的要求;虽然,测量的数据并不直接参与市场竞争,但它在市场竞争中起着不可忽视的作用。测试系统的重要性不仅体现在生产技术领域,在医学、法律学和环境科学等领域亦是非常重要,只是体现的方式有差异而以。测试系统的重要性在核工业领域体现尤为突出,由于核工业的特殊性,它的核产品价值昂贵,核设施的安全涉及公众的安全和国际政治影响,核材料的管制更是如此。如在燃料组件生产过程中,如果由于测试数据不准确导致不合格的产品进入反应堆,将发生烧结或破损事故,直接影响核电站的安全,甚至造成巨大的经济损失和国际影响;在核材料管制中,若测试数据不准确,不能及时觉查特殊核材料不平衡,甚至丢失或被盗,将酿成恶劣的政治影响。由此可见,测试数据可靠性的重要意义。各国对核工业测试系统都非常重视。如美国,有一套有关核工业测试系统的质量控制和相关标准。

  • 标签: 测试系统 质量控制图 控制样 标准物质 测试方法 测试数据
  • 简介:为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

  • 标签: 核电厂 安全相关 安全功能 设备分级 部件分级
  • 简介:随着计量工作法制化的进程,各有关实验室、计量站的计量认证工作正蓬勃展开。认量认证材料准备得如何,将直接影响到认证的结果。为此,本刊将核工业大连计量理论测试中心的一篇认证材料予以发表,以供有关人员参考。

  • 标签: 理化测试 计量认证 社会化 理化分析 核工业 计量行政部门
  • 简介:有关组建核仪器(包括核辐射探测器,下同)质量检验与测试中心(以下简称检测中心)的问题已经酝酿了几年,中国核工业总公司(以下简称中核总)早在“核总劳发[1989]41号”《关于核工业标准化研究所机构编制问题的批复》和“核总企发[1992]146号”《关于在标准化所组建核仪器质量检验与测试中心的通知》

  • 标签: 核仪器 质量检验 测试中心 检测中心 生产许可证 产品质量
  • 简介:利用同步辐射(BSRF)漫散射站四圆衍射仪,对SiC体单晶的结构进行了判定以及对利用常压化学气相沉积(APCVD)生长的3C-SiC/Si(001)中的孪晶及含量进行了分析。六方{10-15}极图证明了该SiC单晶为6H(H为Hexagonal的缩写)结构。对3C-SiC外延薄膜,Φ扫描证明了3C-SiC外延生长于Si衬底上,外延取向关系为:(001)3C-SiC//(001)Si,[111]3C-SiC//[111]Si。3C-SiC的{111}极图在x=15.8°出现了新的衍射,采用六方{10-10}极图以及基体倒格点111、孪晶倒格点002的Mapping分析了x=15.8°处产生的衍射为3C-SiC孪晶所致,并利用ω扫描估算了孪晶的含量约为1%。

  • 标签: X射线四圆衍射仪 SiC体单晶 3C-SiC外延层 孪晶 APCVD 碳化硅
  • 简介:高剂量X射线粉末衍射测试说明升高温度有利于γ-Al2O3/Si外延生长,单晶衍射法证明应用低压CVD和高真空外延技术在我们的实验室生长出γ-Al2O3/Siuj单晶薄膜。它们的结晶关系是(100)γ-Al2O3//Si,[010]γ-Al2O3//[010]Si。

  • 标签: 异质外延 氧化铝 X射线 测试 半导体
  • 简介:反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容,新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会(NRC)的评估结果。

  • 标签: AP1000 堆芯冷却系统 测试实验 评估