简介：2011年4月29日过去5大时间,由环境保护部(国家核安全局)、国家能源局、中国地震局共同组织的综合安全检查组,对秦山核电基地的运行核电厂进行了现场安全检查,检查进行顺利,达到了预期目的。刚才,专家组组长王大中院士、领导小组组长钱智民局长作了总结,对下一步工作提出

简介：(2011年7月13日)由环境保护部(国家核安全局)、国家能源局、中国地震局共同组织的针对阳江核电厂和台山核电厂的综合安全检查现场阶段的工作马上就要结束。在向大家表示慰问的同时,也表示祝贺。这次综合安全检查工作从启动到今天,已经有3个多月的时间,进行得相当顺利,也很有成效。接下来的一段时间,预计整个秋季我们还需要继续努力开展工作。我相

简介：当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,简称IVR）的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

简介：研究堆首次综合应急演习选取燃料组件烧毁作为初始事件,最高响应等级达到厂区应急状态。演习由研究堆主管所组织,厂区内全体人员参加,模拟白天研究堆满功率连续运行时燃料组件突然烧毁的应急响应。通过演习,发现并解决了存在的一些问题,证明了研究堆应急计划的有效性。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

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：民用核安全设备质量和可靠性对确保核设施安全运行至关重要.在新的形势下,应不断总结实践,分析客观存在的不足,研究落实核安全设备监管新举措,以强化监管,促进质量的提升,为核电安全高效可持续发展保驾护航.

简介：本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。

简介：<正>(2010年11月10日)各位委员、各位专家,女士们、先生们、朋友们:很高兴与大家再次相聚,共同探讨中国环境与发展问题。这次年会以"生态系统管理与绿色发展"为主题,围绕中国制定"十二五"规划、探索环保新道路等议题进行研讨,这对于我们加快建设资源节约型、环境友好型社会,有着积极作用。

简介：金秋10月是收获的季节．也是北京最美的季节。今天，我们在这里隆重集会，庆祝中国国家核安全监管机构建立20周年。首先，我代表国家环境保护总局、国家核安全局．向出席今天庆典的中外来宾表示热烈的欢迎!向20年来辛勤工作，共同致力于我国核安全监管事业的老、中、青三代同仁致以崇高的敬意!