本标准修改采用IEC 61145：1992《测定放射性核素用电离室系统的校准和使用》(英文版)。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：深圳市计量质量检测研究院、核工业标准化研究所。 本标准主要起草人：周迎春、李名兆、熊正隆、肖晨、严......
本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：同方威视技术股份有限公司、清华大学工程物理系。 本标准主要起草人：康克军、赵崑、贺宇、阮明、薛昕、张彤。...
本部分为GB15146的第6部分。 本部分修改采用ANS1／ANS8.5-1996《在易裂变材料溶液中使用硼硅酸盐玻璃拉希环作中子吸收剂》（英文版）。 本部分与ANSI／ANS-8.51996相比，主要差异如下： ——使用我国国家标准和行业标准替换ANSO／ANS8.51996中引用的部分美国......
本教材为国防科技工业“十一五”规划教材。共8章，内容主要包括核工业概况、现代核工业企业制度、核工业企业精神文化、核工业企业安全文化、核工业企业环境管理、核工业企业知识产权与保密制度、核工业企业员工职业道德等内容。 本教材突出核工业企业特色，并结合核工业职业教育及人才培养的要求，通过核工业企业文......
本标准的第4章、第5章、第6章、第8章、第9章和第10章为强制性的，其余为推荐性的。 本标准修改采用ISO 2919：1999《密封放射源一般要求和分级》。 本标准与ISO 2919：1999相比存在如下技术性差异： ——删除了国际标准的前言和引言； ——4.1中分级表示方法......
本标准代替GB/T12714-1991《镅铍中子源》。与GB/T12714-1991相比，主要有以下变化： ——更改产品代号； ——对产品规格表进行适当调整； ——增加源包壳的泄漏检验规定； ——增加源的安全使用期限规定； ——增加放射源工作容器的要求。 本标准的附录A、附录B和附录C为......
本标准代替GB 14588--1993《反应堆退役环境管理技术规定》。 本标准与GB 14588--1993相比主要改变如下： ——对“退役”、“遗留核设施”的定义进行了修正，去掉了“退役级别”、“无限制再利用”、“退役作业”、“低于低放的废物”，新增“退役策略”等定义； ——增加了“环境管理......
本标准代替GB 15219—1994《放射性物质运输包装质量保证》。 本标准与GB 15219--1994《放射性物质运输包装质量保证》相比主要改变如下： ——原第16章“工作人员的培训”改为“人员配备与培训”并与“组织”一章合并。 ——对包装和货包的定义按GB 11806--2004《放射性......
《自蔓延高温合成技术处理放射性废物》主要介绍了放射性废物的处理和处置技术、自蔓延高温合成理论及应用，重点是在处理放射性废物方面的研究。内容分三部分。第一部分：比较全面地介绍了放射性废物的特征、危害、安全处理的重要性和紧迫性；国内外研究形势；处理和处置技术及未来发展动向。 第二部分：介绍了自蔓延高温......
本书结合实际需要，系统与全面地介绍了核设施与辐射设施的退役。全书分为五篇，共15章和8个附录。第一篇讲述退役的前期准备，包括：退役策略与终态目标、职责分工与许可申请、放射性源项调查和场址特性调查、退役条件准备f组织机构，人员培训，经费估算，研究开发，示范工程，数据库建立和利用及公众关系）等，第二篇讲......
本书论述了核工业微生物学的基本理论、方法及其在工业上的应用。全书11章：第1章到第6章主要介绍微生物学的基本理论和方法，包括绪论、非细胞结构的微生物——病毒、原核微生物、真核微生物、微生物的营养和生长、微生物的菌种选育等章节；第7章到第11章介绍了微生物浸矿、微生物地球化学成矿和探矿、微生物技术治理......
本书基于水化学与反应堆系统各功能部件之间的相互关系，着重介绍了作为传热介质和慢化剂的水的化学、物理特性与核性质，放射性物质的来源，结构材料的腐蚀与腐蚀产物的行为，冷却剂水在辐射场下的辐解行为与注氢保持还原性化学环境，反应性的化学补偿与pH控制剂的效应。本书较详细地论述了压水堆电站的水化学管理与水化学......
本书详细介绍离心泵基本理论的基础上，介绍了核动力装置用的一回路主冷却剂泵、二回路给水泵、凝结水泵和循环水泵，并简要介绍了离心泵之外的其他类型泵的结构和工作原理。...
本书着重船用特点方面，以典型的船用压水堆为背景，论述了核反应堆的运行管理及其技术问题。本书的主要内容有船用核动力装置的特点以及核反应堆运行管理的任务；船用核反应堆的启动运行及其启动中的运行安全问题；船用核反应堆的功率运行、稳定工况和改变工况运行的过渡特性、运行中装置的强迫循环与自然循环相互转换的过渡......
内容简介 《核设施设计阶段废物最小化的考虑》内容简介：IAEA这份技术报告中确定和阐明了在核设施设计阶段对拆除、去污和废物管理应进行的一些考虑，以实现未来产生废物的最小化，使将来的退役工作更容易，优化退役和运行废物及材料的管理。该报告对于从事核设施退役和放射性废物管理的相关监管、管理、设计、建造和运......
内容简介本书以压水堆为重点，着重介绍了燃料元件包壳、核压力容器、主管道、蒸汽发生器以及控制、慢化和反射材料等。对核压力容器钢、堆用不锈钢、耐热钢、高温合金、锆合金和铝合金的成分匹配和性能，以及辐照效应、发展现状和存在的问题及其改进作了较详细的论述。讨论了材料的核特性、组织与性能，相变与位错，断裂力学......
