《核科學技術術語》

《核科學技術術語》分為八個部分,本部分為GB/T4960的第8部分。

標準簡介

GB/T4960《核科學技術術語》分為8個部分,本部分為GB/T4960的第6部分。
本標準規定了核輻射探測器、通用核儀器、核設施儀表和控制、輻射防護儀器及核輻射套用儀器等核儀器的基本術語和定義。
本標準適用於有關核儀器、契約、報告和技術規格書等技術檔案的編寫,文獻翻譯以及技術交流等。
本部分代替GB/T4960.6-1996《核科學技術術語 核儀器儀表》,本部分與GB/T4960.6-1996相比主要差異如下:
———在第3章“通用核儀器及其特性和試驗”中增加3.4“試驗和測量誤差”;
———將第4章標題由“反應堆儀表”改為“核設施儀表和控制”,將4.5“電源”移到3.3,並增加核儀器通用電源的術語和定義,將4.6“質量鑑定”移到3.5;
———為使術語各章結構一致(術語均為二級條),將第5章“輻射防護儀器”按IEV394分為5.1“注量(率)、空氣比釋動能(率)、劑量當量(率)的測量儀和監測儀”和5.2“污染和活度測量儀器”,將第6章“核輻射套用儀器”按體系分為6.1“勘探、採礦儀器”、6.2“利用電離輻射源的測量儀器和系統”和6.3“醫用核儀器”;
———第4章“核設施儀表和控制”中有關安全的術語和定義按HAF102和IAEANo.NS-G-1.3的名詞解釋修改。

“名詞解釋”修改;
———按IEC60050-393(IEV393):2003和IEC60050-394(IEV394):2007“修改部分術語的定義;
———按新制定和修訂的核儀器標準增加部分術語和定義,特別是核輻射套用儀器的術語和定義;
———調整一些術語的位置和順序。

前言

GB/T4960《核科學技術術語》分為八個部分:
---第1部分:核物理與核化學;
---第2部分:裂變反應堆;
---第3部分:核燃料與核燃料循環;
---第4部分:放射性核素;
---第5部分:輻射防護與輻射源安全;
---第6部分:核儀器儀表;
---第7部分:核材料管制;
---第8部分:放射性廢物管理;
本部分為GB/T4960的第8部分。
本部分代替GB/T4960.8-1996《核科學技術術語放射性廢物管理》。本次修訂基本保持原來的結構和章條劃分,但刪去了第2章引用標準,從第7章廢物整備中劃分出退役與去污一章,這樣仍保持11章。修訂中,根據我國放射性廢物管理的實踐和要求,吸收國內其他名詞術語標準的經驗,
參考國際原子能機構(IAEA)制定的名詞術語標準,對原來GB/T4960.8-1996的詞條和釋義進行了補充、刪節和修正。本次修訂刪除了104條術語,新增加了53條新術語,另外對85條術語的釋義做了修改。
本部分由中國核工業集團公司提出。
本部分由全國核能標準化技術委員會歸口。
本部分起草單位:中國原子能科學研究院。
本部分主要起草人:羅上庚、孫東輝、范顯華、禚鳳官、曾繼述。
本部分所代替標準的歷次版本發布情況為:
---GB4960-1985,GB/T4960.8-1996。

目錄

前言Ⅲ
1 範圍1
2 核輻射探測器1
2.1 核輻射探測器通用術語1
2.2 氣體電離探測器6
2.3 閃爍探測器15
2.4 半導體探測器20
2.5 其他探測器24
3 通用核儀器及其特性和試驗26
3.1 通用核儀器26
3.2 主要特性32
3.3 電源39
3.4 試驗和測量誤差41
3.5 質量鑑定46
4 核設施儀表和控制48
4.1 通用術語48
4.2 測量系統51
4.3 控制系統55
4.4 安全系統56
5 輻射防護儀器61
5.1 注量(率)、空氣比釋動能(率)、劑量當量(率)的測量儀和監測儀61
5.2 污染和活度測量儀器64
6 核輻射套用儀器67
6.1 勘探、採礦儀器67
6.2 利用電離輻射源的測量儀器和系統69
6.3 醫用核儀器71

原子能技術方面的書籍

介紹國防科技工業行業政策和信息、國內外國防科技動態,傳播國防科技知識等。宣傳核工業、普及核科學技術知識。
《核電站基本安全授權培訓教材》
《輝煌歷程》
《國外核燃料後處理》
《核損害民事責任研究》
《核反應堆儀表》
《壓水堆燃料元件製造文集》
《核能開發與套用——21世紀可持續能源叢書》
《氣載放射性物質取樣一般規定》
《核動力反應堆中子動力學》
《陳佳洱文集》
《中國核農學》
《先進核電系統設計·技術·安全及其部署戰略》
《調試和啟動》
《核純鈾和鈾化合物中微量雜誌元素分析的新技術》
《放射性同位素技術》
《核電站生產管理》
《核科學家的足跡》
《廣東核電管理紀實》
《核電廠招標說明書編寫指南》
《關於下一代壓水堆安全的建議》
《使用三醋酸纖維素劑量測量系統測量吸收測量的標準方法》
《核電廠事故監測儀表準則》
《重水堆核電廠燃料棒束氦質譜泄露檢測》
《核電廠機械設備腐蝕管理大綱內容要求》
《周界防範高壓電網裝置》
《中國原子能科學研究院科學技術叢書:核廢物處理技術》
《核設施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環、再利用的清》
《同步輻射X射線套用技術概論》
《核輻射探測器用直流穩壓電源》
《α、β和γ平面標準源通用技術條件》
《壓水堆燃料棒氦質譜檢漏》
《核工程中的炭和石墨材料》
《核材料物理基礎》
《放射防護學》
《半導體探測器X射線能譜儀通則》
《材料輻照效應》
《直線感應電子加速器》
《先進核能系統和高溫氣冷堆》
《核反應堆物理理論與計算方法》
《快中子堆燃料元件》
《核通風與空氣淨化》
《核反應堆設計原理》
《輕水堆設計改進原理》
《王全國廣東核電文稿選編》
《核材料化學》
《核工程質量監督》
《核設施退役輻射檢測與場址調查手冊》
《壓水堆核電廠的運行》
《全國反應堆熱工流體會議文集》
《質譜學及其在核科學技術中的套用》
《核反應堆物理數值計算》
《核電站燃料後處理》
《核燃料後處理工學》
《核能工業經濟分析與評價基礎》
《核工業經濟導論》
《核燃料化學工藝學》
《核能經濟學——核燃料技術經濟基礎》
《核反應堆物理實驗方法》
《核反應堆運行物理》
《先進核動力反應堆》
《核農業工程技術——面向21世紀農業工程技術叢書》
《地下核爆炸及其套用》
《核工程檢測儀表》
《核能:無窮的能源》
《未被揭開的謎底——中國核反應堆事業的曲折道》
《微粒爆驚雷:核能科技》
《加速器與科技創新》
《從起步到騰飛》
《核臨界安全》
《壓水堆核電廠堆芯燃料管理計算及最佳化》
《核事故場外應急回響》
《輻射防護手冊:第五分冊》
《中國核工業輻射水平與效應》
《核設施退役方法學和工藝學》
《技術管理》
《核素在非飽和黃土中遷移研究》
《中國高放廢物地質處置十年進展》
《慶祝秦山三期重水堆核電站工程全面建成:學術報告會論文集》
《核事故後果評價方法及其新發展》
《核損害的民事責任與賠償》
《核工業概論》
《六氟化鈾質量標準和分析方法》
《動力堆核燃料後處理廠設計》
《核反應堆控制》
《核設施質量保證基礎教程》
《核設施去污技術》
《核電站輻射測量技術》
《放射性同位素的工業套用》
《核電廠》
《再生核空間數值分析》
《核電復興的里程碑》
《核電廠應急回響培訓教程》
《核事故應急回響概論》
《核燃料後處理工程》
《放射性物質運輸包裝質量保證》
《核工業微生物學》
《壓水反應堆水化學》
《鈾提取工藝學》
《測定放射性核素用電離室系統的校準和使用》
《核安全導則彙編》
《核設施與輻射設施的退役》
《核動力裝置用泵》
《日本福島核電站事故核輻射防護知識問答》
《中華人民共和國國家標準:放射性同位素產品的分類和命名原則》
《鈾礦通風與輻射安全》
《核科學技術術語》
《核下擴散機制歷史與理論》
《燒結二氧化鈾芯塊技術條件》
《鍺γ射線探測器測試方法》
《天然六氟化鈾技術條件》
《放射性廢物處理與處置》
《高溫氣冷堆燃料元件》
《核藥學概論——基礎醫學系列》
《核材料導論》
《研究試驗堆燃料元件製造技術》
《核電站設備製造質量監督檢察員手冊》
《溶膠——凝膠原理與技術》
《核電廠系統及設備》
《重水堆燃料元件》
《高級時間相關單光子計術》
《核輻射劑量學》
《核工程檢測技術》
《核工業企業文化與職業教育》
《γ輻照裝置的輻射防護與安全規範》
《放射性物質與特殊核材料監測系統》
《核電站用1E級電纜》
《車載武器技術概論》
《聚變能及其套用》
《反應堆退役環境管理技術規定》
《密封放射源》
《鎇鈹中子源》
《核反應堆物理基礎》
《核反應堆物理分析》
《核能——無窮的能源》
《自蔓延高溫合成技術處理放射性廢物》
《核子彈秘史》
《聚變堆材料》
《氣溶膠測量原理、技術及套用》
《核燃料》
《輕水堆燃料元件》
《核技術套用》
《核反應堆安全分析》
《慣性聚變物理》
《粒子加速器技術》
《先進型沸水堆核電廠》
《原子與人》
《核能發電原理》
《核世紀風雲錄:中國核科學史話》
《原子能工業》
《核輻射防護手冊》

相關搜尋

熱門詞條

聯絡我們