简介：由国家环保部辐射环境监测技术中心主办，新疆环保局辐射环境监督站协办的全国辐射环境应急监测培训班于2008年7月6日～11日在新疆乌鲁木齐举行。

简介：本文论述了安装在核电厂和缓环境中1E级设备老化机理的非显著性及确定鉴定寿命的不必要性,明确了该环境中一般1E级设备的鉴定试验要求.

简介：核能利用是人类能源科技文明发展的必然选择,作为一种清洁、低碳的能源,核能在优化能源结构、促进节能减排、减轻资源约束等方面具有不可替代的作用.然而,核能的应用不可避免要面临着核安全风险.保障核与辐射安全是实现核能核技术利用事业可持续发展的前提和基础.作为核与辐射安全监管工作开展的主体,国家核安全局的中国梦就是保障核与辐射安全,助力生态文明建设,保障人与环境健康和谐发展.深入总结经验教训,创新监管理念、方法和举措,谋划核与辐射安全监管发展策略是应对核与辐射安全新形势、全力推进核与辐射安全监管工作的必要途径.

简介：核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考.

简介：随着核技术应用的快速发展,核与辐射安全监管的重要地位凸显,如何对辖区内辐射污染防治工作实施有效监管,构建完善的省级核与辐射安全监管框架体系,提高核与辐射安全监管能力,是省级环保部门需要面对的崭新课题。本文通过江苏省核与辐射监管体制创新、机制创新、能力创新和信息化创新等方面探讨,提出省级核与辐射安全监管模式,初步建立了我省辐射安全监管体系框架。

简介：我国运行核电机组大量增加,对运行机组的监管提出了新的挑战。核电厂运行技术规格书是限定反应堆正常运行边界,确保机组运行在安全限值和事故假设范围之内的文件,严格遵守运行技术规格书对确保核安全具有重要意义。本文从法规建设、能力建设、监管成效三方面分析了我国核电厂运行技术规格书的监管现状,从标准化、精细化、自洽性等方面梳理了目前运行技术规格书监管中存在的问题和不足,并就这些问题和不足提出了针对性的对策和建议。

简介：介绍了我国铀（钍）矿以外的矿产资源开发利用辐射环境监管工作开展的必要性,调研分析了国际辐射防护委员会、国际原子能机构、欧盟、美国等国际组织与国家关于铀（钍）矿以外的矿产资源开发利用辐射环境监管的实践,介绍了我国矿产资源开发利用辐射环境监督管理的范围和要求.

简介：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆（CLEAR-I）燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

简介：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

简介：本文研究了核安全规划中关于＂实际消除大量放射性物质释放的可能性＂这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对＂设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性＂的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^-7/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^131I的放射性释放定为＂大量放射性释放＂。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足＂实际消除＂安全目标。

简介：前不久，国家环保总局核安全司正式成立《全国核安全与放射性污染防治规划》和《“十一五”核安全与放射性污染防治规划》编制工作领导小组、专家编写组、审查组和秘书组，并完成规划编制工作方案。规划的内容将涵盖政策法规标准：核电；研究堆；核燃料循环设施；核材料和放射性物质运输；放射源、射线装置和同位素利用；辐射环境监测和评价；

简介：结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。

简介：堆内构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：2008年4月3日，巴基斯坦核管会主席哈希米访问核与辐射安全中心，并与核与辐射安全中心主任陈金元会谈。会谈中双方就核安全审评技术支持问题进行了深入交流。巴方陪同到访的还有巴核管会和使馆的官员。会谈中，陈金元主任向巴方介绍了中国核电建设形势，并对双方下一步在设备制造监督、核安全技术审评等方面的技术合作问题交换了意见。

简介：借鉴现行国际原子能机构的安全标准体系,建立和完善适合我国核与辐射安全标准体系,是保证我国核工业和核技术利用可持续发展的一项长期的基础性工作。本文对我国当前存在的主题问题进行了分析,同时提出一些健全和发展我国核与辐射安全标准体系的建议。

简介：

简介：根据甘肃省内辐射事故和国内、周边国家可能出现的核事故，优化布设了甘肃省核应急监测点位7个，其布设方法对同类工作有参考价值。

简介：为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时性,提升了相关数据的准确性和全面性。