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禚凤官 《核标准计量与质量》1999,(4)
1引言核临界安全标准是核临界安全的主要基础之一,它们以文件的形式凝聚了人们在实践中所积累的大量经验,而且这些经验主要不是由实验室的实验而是由工业或商用活动所获得的。因此,它们可为涉及核临界安全的各种活动提供指导。本文讨论我国核临界安全标准的构成,评述标准中所确立的安全准则,分析现有标准所存在的不足和对新标准的需求,以利于对标准的理解和执行,并为标准的制、修订提供参考。2我国核临界安全标准的构成我国最早以技术标准形式正式发布的核临界安全标准是1980年由原第H机械工业部批准、以工程建设标准编号(即EJJ编… 相似文献
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黄若麟 《核标准计量与质量》1997,(1)
1996年11月12日至16日核工业96国防计量军标宣贯会在山东召开。来自核工业各计量二级站、国防区域校准/测试实验室及中核总有关司局的30名代表参加了会议。本次会议宣贯的标准有:GJB2725-96《校准实验室和测试实验室通用要求》、GJB2712-96《测量设备的质量保证要求计量确认体系》及GJB2715-96《国防计量通用术语》。为了取得较好的宣贯效果,会议进行了分组讨论。代表们认为,宣贯这两个国军标有助于建立质量管理体系,改进质量管理能力,对确保出具数据的科学性、准确性、公正性具有很强的指导性和实用性;今后还要进一步学习,… 相似文献
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铀溶液核临界安全实验装置 总被引:3,自引:2,他引:3
硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据,中国原子能科学研究院设计,建造了铀溶液核临界安全实验装置,实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体,活性区可有反射层或没有反射层,在以上四种条件下,可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究,该实验装置具有多种安全保护措施,但运行方式简便,启动,停止容易,单次误操作不危及实验装置的特点,该装置还具有可视性定量,限量自动加料系统,高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点,安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。 相似文献
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本文介绍了蒙特卡罗程序AMPX-KENO系统的铀富集厂核临界安全计算机中的应用,并为此作了大量临实验数据的验证计算和可用于实际生产的临界安全参数计算。 相似文献
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对我国核临界安全工作的思考 总被引:1,自引:0,他引:1
对我国的核临界安全工作进行全面思考,肯定了40多年来我国核燃料循环生产系统的安全业绩,指出可能导致核临界事故的着急环节及存在问题,对于如何进一步加强核临界安全工作,从多角度提出对策。 相似文献
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何伟敏 《核标准计量与质量》1998,(2)
GB/T1.3-1997标准化工作导则第1单元:标准的起草与表述规则第3部分:产品标准编写规定》是一项十分重要的基础性标准,为了更好地推动该标准的贯彻实施,根据国家技术监督局的建议,核工业标准化研究所于1998年3月26日至31日在广西桂林市召开了GB/T1.3-1997的宣贯会。参加这次会议的有来自科研、设计、厂矿企业等19个单位共29人。GB/T1.3—1997是根据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卫部分:标准编写的基本规定》的规定对GBI.3-87进行修订而成的。通过这次宣贯,进一步强化了标准制修订人… 相似文献
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核临界安全计算的集团蒙特卡罗方法 总被引:1,自引:0,他引:1
核临界安全计算是蒙特卡罗方法的重要应用领域之一。合理源对策问题几乎是在蒙特卡罗方法被应用于核临界安全的同时提出来的。尽量减少迭代费用或不进行源迭代,均属于合理源对策问题。不进行源迭代为最优源对策。单中子蒙特卡罗方法虽然解决了不进行源迭代问题,但是它,还存在一个较为明显的缺点,既它是在渐近意义上解决不进行源迭代问题的。在本工作中,一个新的蒙特卡罗方法,称为集团蒙特卡罗方法就是为解决这一问题而进一步提出来的。 相似文献
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简要阐述了干涉效应的原理、铀溶液实验装置的临界测量实验,研究了多组固体中子吸收体在装置容器中的不同位置、不同铀溶液浓度、不同组合情况下的吸收效率,并给出干涉效应。测量结果表明,偏心对称布置的干涉效应为正,偏心非对称布置的干涉效应为负。同时,利用蒙特卡罗程序分别对固体中子吸收体不同布置和组合情况下的中子吸收效率进行了计算分析。计算结果表明,实验测量与理论计算的干涉效应大小、正负的变化趋势相互一致,这表明,利用蒙特卡罗程序计算分析铀溶液系统的中子吸收体的干涉效应是适宜的。 相似文献
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由国家环境保护局和中国核工业总公司联合主持,核工业标准化研究所具体筹办的《辐射防护规定》(GB8703-88)宣贯会于1989年12月21日至26日在山西省太原市中国辐射防护研究院召开。 参加宣贯会的有国家环境保护局,全国24个省(市)的环保局和监测站,核工业总公司所属部、局、厂、矿、院、所,国务院核电领导小组,山西省科委、国防工办,太原市科委,以 相似文献
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对404厂进行核临界安全调研,陪同中国核工业集团公司安全环保质量部领导进行了现场检查;完成科工委系统核临界安全技术培训资料的编写;继续负责和参与核临界安全标准修订工作。3项标准GB 15146.1《反应堆外易裂变材料的核临界安全行政管理规定》、 相似文献
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最佳估算方法可以同时对多个参数按概率分布进行抽样,从而模拟系统真实的物理状况,计算结果的容忍区间及置信水平与抽样数目有关。本文将最佳估算方法应用于压水堆核电站乏燃料贮存格架和燃料运输容器的临界安全分析,采用非参数抽样统计方法,多参数同时抽样,并对各抽样参数的敏感度进行分析。抽样计算的结果统计分析表明,最佳估算方法更接近真实值,证明原逐参数单独进行敏感性分析方法的保守性并得到相应的保守裕量;对于特定研究对象参数的敏感性排序是稳定的,主要取决于参数自身的敏感性,参数的范围及分布的影响较小,应在相关设备的设计与制造中重点关注敏感度高的参数。 相似文献
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《核标准计量与质量》2017,(1)
<正>该标准适用于堆外的操作。屏蔽与约束在使用~(235)U、~(233)U、~(239)Pu和其它可裂变材料的核反应堆中是用来保护员工和公众安全的,准则在此情况下用于临界安全控制。该标准不适用于在受控条件下这些可裂变材料的组装,比如在临界试验中。该标准不包括控制管理程序中的细节,这些细节是管理的特权。同时,该标准也不包括与程序设计和设备设计相关的细节,或者过程 相似文献