简介：良好的形象是信任的基础.近年来,有关政府机构的负面信息成为社会和大众关注的焦点,直接或间接影响到政府机构的公众形象,使得塑造良好的公众形象迫在眉睫.如何认真负责地履行社会责任,如何应对和妥善处理突发事件,如何建立健全公共关系团队则成为政府监管机构和工作人员的必修课.本文结合核与辐射安全监管工作,阐述了政府机构树立公众形象的必要性,以及如何塑造核与辐射安全监管机构的公众形象.

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：本文简单介绍了电磁辐射和生物效应的原理和现象以及相关的研究情况和标准。包括：电磁辐射对机体的影响，电磁辐射对人体影响的研究情况，行业的卫生标准和生活中与电磁辐射接触的机会。

简介：主要研究快速提升功率（RAMP）对包壳应力的影响,并为芯块—包壳机械作用（PCMI）的分析提供依据。分析采用包壳效应力作为指标,参照相关试验的功率,使用燃料棒性能分析程序RoPE模拟相应工况,归纳整理包壳效应力随RAMP速率变化的规律。分析结果显示,随着RAMP速率的增大,最大包壳效应力也会相应的升高,但当速率大于10kW·m^-1·min^-1后,应力趋于饱和。这一规律与热学分析结果相吻合。故在PCMI分析与试验中采用此RAMP速率是合理的。

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：随着工业的发达和设备管理思想的发展,近年来人们对维修方法进行了很多的研究.本文首先分别阐述了以可靠性为中心的维修和状态维修方法,通过对两者的分析,提出建立以RCM分析为基础的状态维修体系.

简介：面对公众对核与辐射风险极度敏感的现象,本文阐述了对风险的认知及影响认知程度的因素,介绍了风险沟通的发展阶段和四种类型,并给出了若干有效的风险沟通策略建议。

简介：本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。

简介：针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

简介：论述了核安全与辐射防护法规的现状和发展．阐明了加强核安全与辐射防护法规建设的重要性，讨论了需要编制及修订的法规项目。

简介：事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。

简介：本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

简介：本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规，列出了具体的比较、分析与评价表，并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。

简介：在核电工程中确定钢筋粘结锚固长度时。按中关两国标准不同的设计表达式计算取大值进行包络；弯钩锚固、机械锚固的锚固长度计算表明，一般区域我国分别为比美国大20％、50％，框架节点区域我国与美国相差分别为5％、1％。针对核电中按锚固原理形成的三类锚固件，对比分析我国和美国标准中锚固件设计的规定后，在行业标准NBT20411—2017制定中形成统一的表达式。本文分析解决了中关两国锚固技术与标准的不足和差异，为核电工程实施、建立规范体系和实现技术标准的统一提供参考。

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：通过对AP1000技术与传统压水堆物项的安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级的方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析，得出AP1000各种分级既保证安全，又经济合理，而且提出AP1000技术国产化过程中，应制定符合国情的质量保证分级方法和相应的质量保证要求。

简介：结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(SafetyofNuclearPowerPlants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。

简介：为了真正落实法规中强调的保护环境的要求,现行辐射防护体系应该从单纯对人类的防护,拓展到对整个环境的电离辐射防护.其中,建立对非人类物种的危害评价体系是主要的内容之一,也是本项工作开展的难点.本文介绍了目前国际上在建立生物剂量模型研究中的最新进展,对我国在这方面的研究工作提出了建议.

简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能，早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆，现在要安排退役，退役废石墨的处理和处置，成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大，放射性活度大，它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题，为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。