ASTM E1005-97
反应堆压力容器监测E706(ⅢA)用辐射监视器的应用和分析的试验方法  

Standard Test Method for Application and Analysis of Radiometric Monitors for Reactor Vessel Surveillance, E 706(IIIA)


说明:

  • 此图仅显示与当前标准最近的5级引用;
  • 鼠标放置在图上可以看到标题编号;
  • 此图可以通过鼠标滚轮放大或者缩小;
  • 表示标准的节点,可以拖动;
  • 绿色表示标准:ASTM E1005-97 , 绿色、红色表示本平台存在此标准,您可以下载或者购买,灰色表示平台不存在此标准;
  • 箭头终点方向的标准引用了起点方向的标准。
标准号
ASTM E1005-97
发布
1997年
发布单位
美国材料与试验协会
替代标准
ASTM E1005-03
当前最新
ASTM E1005-21
 
 
1.1 本方法描述了测量放射性核素比活度的一般程序,该放射性核素是在反应堆容器和支撑结构的监视暴露期间引起的核反应在辐射监测器(RM)中产生的。 2.1 和参考文献 11、24-27 中确定的单独标准中提供了针对各个 RM 的更详细程序。测量结果可用于定义相应的中子诱发反应速率,进而可用于表征反应堆容器和支撑结构的辐照环境。主要测量技术是高分辨率伽马射线光谱...

推荐

福岛核电站核燃料加深侵蚀压力容器 增清理难度

  东京电力公司30日宣布,相关数据分析结果显示,福岛第一核电站1号反应堆核燃料已全部熔毁并落入压力容器,侵蚀压力容器混凝土壁最深达65厘米。这一新情况可能增加今后清理熔毁核燃料受损反应堆难度。  ...

三代核电堆芯测量系统自主研制成功

而在反应堆发生超设计基准事故严重事故时还能测量出堆芯内温度关键点水位信息,大大提升了华龙一号反应堆堆芯监测能力。   与此同时,华龙一号堆芯探测器组件不再从压力容器底封头引出,而是通过堆内测量机构结构从反应堆压力容器顶盖引出,大大降低了堆芯融化泄露概率,提高了华龙一号反应堆整体安全管理水平。  ...

区科委关于征集与中国原子能科学研究院合作需求通知

形成水泥固化线、放射性运输容器、液态金属驱动分析处理装置、辐射安全智能化装备等装备能力仪器仪表方面。形成动态数字反应性仪、辐射防护与监测设备、安保产品、氧化锆氧分析仪等产品。分析评价服务方面。具有核安全分析评价、环境影响评价、辐射监测、核应急安保、化学分析测试等能力。北京市房山区高新技术企业协会(以下简称:房山高企协)是在房山区科委指导下,于2018年4月经房山区民政局正式批准成立社团法人。...

北京市科技奖:树立创新旗帜,推进全国科创中心建设

堆内熔融物滞留措施是非能动压水堆独特设计,通过淹没压力容器底部,压力容器外部水沸腾换热带走热量方式,将高达2000多摄氏度熔融物保持在反应堆压力容器内,防止放射性泄漏。为保证核电站安全万无一失,即使前面两道防线失效,仍有非能动安全壳冷却系统确保核电站最后一道防线。...


谁引用了ASTM E1005-97 更多引用





Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号