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．

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。

简介：

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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。

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》

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。

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。

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简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：在核燃料循环过程中，不仅会产生许多放射性污染物质，同时也会产生许多非放射性污染物质，比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度，混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上，介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施，对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。

简介：介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。

简介：目前繁琐的文件化规定的弊端越来越明显，导致安全体制出现了问题。文章结合核工业系统阐述了第五代安全管理时代——适应性安全时代的特征。适应性安全时代包括适应性文化、警觉意识以及恢复性管理并且需要人们在思想观念上的转变，即从人为可变性作为一种责任和需要被控制的因素到人为可变性作为一个优势和安全的重要因素。核电运行管理中应对适应性安全时代加以重视。

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：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

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：本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物的放射性、有毒重金属及重金属的存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物的镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量（GB15618）二级标准水平,但是部分固体废物中的铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物的部分放射性核素与重金属的物相结构存在较高的毒性风险。本研究为伴生放射性矿固体废物处置方法提供了参考依据。

简介：在放射性测量中,在某个时间内对样品进行测量得到的计数值可以看成是一个随机变数。即使所有的测量条件都是稳定的,若多次记录在相同时间,内所测到的计数并不完全相同,而总是围绕着其平均值上下涨落。从理论上说,我们希望知道各个测量值所围绕着涨落的那个平均值,这个值应是无限次测量取值的平均值,即称为数学期望(真平均值)。而在实际测量中,我们只能进行有限次测量。一次测量值或有限次的平均值都不是真平均值。它们只能在某种程度上作真平均值的近似值,这样就给结果带来了误差,这是由放射性核衰变的统计性引起的,所以称为统计误差。

简介：

简介：RCC—C压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则,是法国核电六项设计和建造规则之一。本文主要论述将RCC—C转化为我国相应标准的必要性和可行性。1转化的必要性由法国核岛设备设计和建造规程协会(AFCEN)的RCC编辑委员会RCC—C分编辑委员会编写的RCC—C,既讲燃料组件(包括燃料棒和骨架,骨架由上管座、下管座、导向管、仪表管和定位格架组装而成),又讲相关组件(包括控制捧组件、可燃毒物组件、一次中子源组件、二次中子源组件和阻流塞组件);既包括原材料和零部件的特性要求,又包括制造、检验和质量保证,既阐述了设计内容,又阐述了安全要求的比较全面的核燃料标准,而且,六个RCC标准之间联系接口处理得当,使之