本书是为了适应我国核电与核技术应用迅猛发展的良好势头,结合四川大学多年核电子学实验课程教学经验而编写的最新核电子学实验教材.全书共12个实验,前9个实验为基础实验,后3个实验为开放实验.附录部分总结了实验中容易遇到的问题、实验中需要用到的课外知识以及实验所用到电路的完整电路原理图.
本教材以压水堆型核电厂为研究对象,着重论述美国三哩岛核电厂事故发生后十多年来核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展。全书共9章,第1、2章介绍核反应堆安全的基本原则、核反应堆的安全性及安全功能,说明当前国际核能界对核电厂安全与事故对策的见解与实践;第3章阐述核反应堆瞬态分析基础;第 4章用确定论安全评价法,对压水堆各类设计基准的事故过程进行分析;第5章阐述严重事故(即超设计基准事故)过程、分析方法和事故的处置与对策;第6章介绍安全分析模型建立方法与已获成功应用的典型计算程序;第7章介绍核安全评价中另一种新的系统的工程安全评价技术——概率安全评价法;第8章分析事故情况下放射性物质释放规律、辐射后果及其防护原则;第9章讨论新一代压水堆安全性的改进与发展。 本书是高等学校核能工程系高年
本标准对应于IEC 60973:1989《锗7射线探测器测试方法》,与IEC 60973:1989一致性程度为非等效。 本标准代替GB/T 7167—1996{锗7射线探测器测试方法》。 本标准与GB/T 7167—1996相比主要变化如下: ——修改了术语和定义中能量分辨力和探测器窗厚度等部分(见本标准3.16、3.17、3.25); —一删除了锗探测器分类部分(见原标准第3章); ——修改了探测效率部分(见本标准第6章)。 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:中国原子能科学研究院。 本标准主要起草人:袁大庆,魏可新。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为:GB/T 7167—1987、GB/T 7167—1996。
本书介绍了自溶胶?凝胶法发明以来的工艺进展及近年来溶胶?凝胶法制备材料的*研究成果,系统归纳了溶胶?凝胶过程的基础知识。全书共12章,第1~4章介绍溶胶?凝胶法的基本知识和反应原理;第5~9章分别介绍溶胶?凝胶法制备体积材料、纤维材料、薄膜材料、纳米粉体和有机?无机复合材料的工艺方法;第10章介绍计算机模拟情况;第11章介绍已实用的相关产品;第12章介绍溶胶?凝胶过程及产品的分析测量方法。 本书适合作为本科生、硕士生及博士生教材及参考书使用,也可作为从事材料科学研究的科技人员、研究院的研究人员以及工厂企业的相关从业人员参考使用。
本书主要内容包括,核电厂常用材料概述、核电厂重要设备的服役环境、核电厂材料疲劳及疲劳分析、服役环境对材料疲劳影响分析的历史及现状、疲劳试验分析装置、环境对材料疲劳影响参数、疲劳试验大纲及规程、低合金钢材料疲劳试验结果、奥氏体不锈钢疲劳试验结果、疲劳检测及裂纹容限分析等。
《微粒爆惊雷——核能科技》叙述从伦琴发现X射线到核能在我们日常生活中的应用;二十世纪世界核科技研究和应用的发展历史;围绕着各个时期的核能科技演绎着许许多多鲜为人知的真实故事。(1)核能应用在核武器的制造上。书中叙述从原子弹、氢弹到中子弹的基本原理和历史故事,其中也包括中国研制原子弹、氢弹的试验过程;(2)叙述人类和平利用核能的进程。核能已成为当地*能源,核电站林林总总,为人类造福,送来安全、经济、清洁的能源,多种类反应堆聚集着人类的智慧。(3)核能在工、农、医、食品等领域的应用。核能在工、农、医食品等领域的应用叫人类深深感到离不开她,应用中的环保问题也列在其中。本书还采用普及手法,介绍探索核能奥秘的部分中外知名科学家(部分诺贝尔奖获得者及中国两院院士)的业绩。本书在后还对核能的发
本标准规定了压水堆核电厂中堆芯热功率测量试验的原则、方法和基本要求。通过二回路的热平衡试验,精确测算核电厂堆芯热功率,保障反应堆的安全运行。本标准适用于压水堆核电厂堆芯热功率测量试验,重水堆等其他堆型核电机组的堆芯热功率测量试验可参照本标准执行。
《核工程与核技术专业英语(工业和信息化部十二五规划教材)》的阅读内容取自英文的原版教科书和工程设计说明书,选取的内容涵盖了核工程与核技术的基础理论知识和专业知识。全书两大部分共20课,前10课为核工程部分,主要介绍了核反应堆基本原理和结构、核动力系统和设备等;后10课为核技术部分,主要介绍了核技术及辐射防护原理、放射性废物处理及核技术应用等内容。书中内容涉及的核工程与核技术专业词汇广泛,内容丰富,知识性强。 本书可作为核工程与技术专业大学本科生的专业英语教材,也可用于相关技术人员的培训和自学用书;还可作为非本专业人员了解核专业的阅读材料。
本标准修改采用ASTM C 776:2006《烧结二氧化铀芯块标准规范》(英文版)。 本标准根据ASTM C 776:2006重新起草。在附录A中列出了本标准章条编号与ASTM C 776:2006章条编号的对照一览表。 考虑到我国实际情况,在采用ASTM C 776:2006时,本标准做了一些修改。有关技术性差异已编人正文中并在它们所涉及的条款的页边空白处用垂直单线标识。在附录B中给出了这些技术性差异及其原因的一览表以供参考。 本标准代替GB/T 10266-1998《烧结二氧化铀芯块技术条件》。 本标准与GB/T 10266-1998相比,主要变化如下: a)对“引用标准”按照GB/T 1.1进行了修改,增加引用了EJ/T 689(见第2章); b)增加了放射性核素要求(见3.2.1.1); c)对芯块受晶粒尺寸与孔隙形态的影响程度进行了修改(见3.3.3); d)对“表面裂纹”的数值进行了修改,删除了芯块端部的径
《核动力装置用泵》根据核动力装置用泵的特点和种类,有选择、有侧重地编著了本书。在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。 《核动力装置用泵》可作为高等院校核工程专业本科生的教材,也可供从事核动力工作的人员使用和参考。
既不赞同也不反对,本书客观地给出了有关核能知识的基础和相关的拓展阅读,这些知识,只要掌握基础的高中代数知识便可以理解。这些知识包括了生产核能的物理和科技知识,反应堆的设计、核安全、商业核电和核扩散的关系,以及美国为解决核废料问题所作的尝试。书中还包括了,通过对比德国、美国和法国的核政策,美国原子能管理委员会主席HaroldDenton,对美国的商业核电工业提出的质疑。
赵福宇等的《核反应堆动力学》主要讨论热中子反应堆动力学有关的基本问题。全书内容共分为三篇。篇主要介绍热中子反应堆的中子动力学问题;第二篇主要介绍热工动力学问题;第三篇主要介绍核动力厂的动态特性问题。 《核反应堆动力学》可作为高年级学生和研究生教材,也可供从事核工程工作的工程技术人员和科学工作者参考。
本标准按照GB/T 1.1—2009给出的规则起草。 根据《中华人民共和国突发事件应对法》和《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。 本标准技术性内容参照国际原子能机构(IAEA)2007年出版的安全指南N0.GS-G-2.1《核或放射紧急情况应急准备的安排》编制。 本标准由卫生部放射卫生防护标准专业委员会提出。 本标准由中华人民共和国卫生部批准。 本标准起草单位:军事医学科学院放射与辐射医学研究所、中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。 本标准起草人:叶常青、刘英、杨国山、刘长安。
本标准的全部技术内容为强制性。 本标准代替GB l0252—1996《钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准》。 本标准与GB 10252—1996相比,主要变化如下: ——标准的名称由《钴一60辐照装置的辐射防护与安全标准》改为《7辐照装置的辐射防护与安全规范》; ——“范围”一章增加了一些包括的内容,扩大了适用范围; ——“规范性引用文件”全部作了修改; ——增加了“术语和定义”一章; ——“辐射与污染控制”作了部分修改; ——删除了原“工作场所的划分与要求”一章中“非限制区”一条; ——增加了“辐射防护与安全设计”一章; ——增加了“辐照装置的环境评价”一章; ——原“辐射防护与安全管理”改为“辐射安全管理”; ——删除了原“辐射防护与安全技术要求”和“辐照装置的安全分析,,两章; ——原“
本标准代替GB/T 10261-19886核仪器用高、低压直流稳压电源测试方法》。 本标准与GB/T 10261-1988相比主要变化如下: ——增加前言; ——引用新的规范性文件; ——增加“遥控控制率”等术语; ——增加技术要求、检验规则等产品标准的内容; ——增加资料性附录A,内容是核仪器用直流稳压电源的特定测试方法。 本标准的附录A是资料性附录。 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:中核(北京)核仪器厂。 本标准起草人:王文通、刘翠。 本标准于1988年12月次发布。
本标准等同采用ISO 15632:2002《半导体探测器X射线能谱仪通则》。 本标准的附录A、附录B为规范性附录。 本标准由全国微束分析标准化技术委员会提出。 本标准由全国微束分析标准化技术委员会归口。