简介：高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。

简介：日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了.提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要.毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行.本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据.

简介：光阴似箭,岁月如梭。在我国核能与核技术利用事业快速发展的时代背景下,《核安全》创刊至今已经十五周年了。十五年风雨兼程,十五年硕果累累!《核安全》见证了核能与核技术利用事业蓬勃发展的光辉历程,记录了核与辐射安全监管事业砥砺前行的坚实步伐。十五年来,《核安全》不懈努力、辛勤耕耘,为我国核能与核技术利用事业安全、健康和可持续发展持续贡献智慧和力量。

简介：为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

简介：2009年2月8日至13日,第四次中日核安全信息交流会在日本东京举行。环境保护部核与辐射安全中心主任陈金元等一行6人参加交流会,并顺访了日本原子力保安院(NISA)。会议期间中方代表团还参观了日本北海道的泊核电厂。

简介：反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素（如壁面油污和锈斑）对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明：事故发生后1000s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。

简介：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考。

简介：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

简介：

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：2月3日,三门核电一期工程初步安全分析报告(PSAR)专题对话会在北京召开。本次会议由国家核安全局主办,中核集团三门核电有限公司承办。共约50名专家参加了本次会议,包括来自国家核安全局、环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心等单位的审评专家,以及三门核电、上海核工程研究设计院等业主方人员。

简介：本文介绍杭州2016年G20峰会期间，性监测情况。监督结果表明：全市放射源、宁波地区辐射安全保障工作和辐射环境监督射线装置、输变电设施等处于有效监管下，与往年相比全市辐射环境水平处于正常范围。同时，从监督性监测、现场检查、工作思路、核安全文化、应急能力等方面对进一步加强监管提出建议。

简介：根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》[1]的要求和核技术应用单位监管的实际情况,对核技术应用单位向监管部门提交的安全和防护状况年度评估报告的内容和格式提出了具体的要求,为核技术应用单位编写年度评估报告具有借鉴作用。

简介：本文介绍了在法国900MWeCP1-CP2系列核电机组定期安全审查中制定安全重要设备清单时确定安全分级所用的原则和方法。除了对分级清单增补机械设备和电气设备项目外，还引入了安全重要的非安全级（IPS—NC）设备的概念、原则和有关要求。

简介：2008年5月12日下午四川省汶川县发生8．0级强烈地震后，环境保护部部长周生贤迅速作出批示，并于当晚主持召开会议，传达国务院抗震救灾紧急会议精神，安排部署抗震救灾工作。周生贤强调，要按照党中央、国务院的统一部署，以高度的政治责任心和对人民利益高度负责的精神，将抗震救灾工作作为当前工作的重中之重，急灾区人民之所急，

简介：对＂实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放＂安全目标的准确定位,是正确理解HAF102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出＂十三五＂期间新建核电的安全目标和HAF102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。

简介：（2014年10月27日）尊敬的丹尼斯.弗罗瑞（D.Flory）副总干事,贝诺伊特.德伯克（B.DeBoeck）主席,各位代表,各位来宾,女士们,先生们：大家早上好!非常高兴有机会与各位同事再次相见,共同出席第三届核安全技术和科学支持机构大会（TSO大会）。TSO大会作为提高核安全技术支持机构能力、促进国际核安全交流与合作的重要平台,至今已举办两次,这次为第三次。

简介：2008年环境保护部（国家核安全局）第四次核安全与环境专家委员会（简称专家委员会）会议于7月25日至26日在北京召开。会议审议了国家核安全局组织编制的《技术政策：概率安全分析技术在核安全领域中的应用》（草案）和《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

简介：江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.