简介：2004年11、月1日至5日，巴基斯坦核安全管理机构4名专家访问了国家环保总局核安全中心，并与核安全中心、机械研究设计院、苏州核安全中心7位专家就核级压力容器取证问题进行了会谈。巴方专家介绍了核监管当局及生产厂家为核级设备取证所做的工作，中方介绍了在新法规的要求下，核级压力容器的生产的监督审评的程序和范围等工作。

简介：

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简介：2月8日上午，国家环保总局周生贤局长一行到核安全中心进行工作调研。调研中，周局长听取了核安全中心主任陈金元同志的工作情况汇报，并参观了核与辐射事故应急中心，看望了核安全中心的工作人员。

简介：日本福岛核事故后，在已有应急响应体系相关法规及标准基础上，安全当局对应急指挥中心进一步明确了通用技术要求。为形成合格的应急指挥中心设计方案，首先对核应急相关法规进行全面分析，制定设计所需达到的整体目标，随后细化各类功能配置需求，过程中将融入在役设施运行经验和国家最新核安全技术要求。针对特定项目，将结合厂址特征及核电厂营运单位应急工作特殊性开展厂址适应性设计。通过上述工作逐步将各类规范要求转化为具体、可操作的功能需求和设计原则，形成完整的设计方案。

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：在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明：对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

简介：本文以我国核电厂效益为研究对象,从经济、社会、环境三个维度进行了简要分析和论述,总结了目前我国核电厂的效益现状,并从核电行业监管状况及核电技术发展状况两个角度对核电行业效益保障情况进行了概述,提出了核安全是保障核电效益的基础,遵守《核安全法》是确保核安全基础的建议,并对后续国内核电总体效益提升进行了探讨。

简介：促进人与自然的和谐，是国民经济和社会发展全局赋予环境保护工作最重要、最根本的时代重任，是推进环境保护历史性转变的出发点和根本目标。坚持以人为本、全面协调可持续发展，积极推进生态文明建设，是新时期环境保护工作的基础和灵魂。

简介：调查了世界主要有核国家的《原子能法》,分析了其立法目的和主要内容,发现这些国家该法的基本内容和立法目的有所差别。通过对比分析,认为各国《原子能法》大致可分为3类,对我国《原子能法》制定工作提出了5条建议。

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：简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。

简介：2004年10月20日，国家核安全局在京举行中国国家核安全监管机构建立20周年庆典活动。国际原子能机构和近50个国家核安全部门的外宾，有关部委、企业、研究机构、高校的代表和核安全监管部门的同志出席庆典。国家环境保护总局局长解振华出席庆典并发表题为《回顾历史，展望未来，努力开创我国核与辐射安全监督管理工作新局面》的讲话，

简介：2009年2月21日,中电投山东海阳核电一期工程1号核岛负挖工程顺利通过国家核安全局组织的专家检查组现场验收。标志着海阳核电主体工程开工准备工作取得了重要的阶段性成果,向实现2009年8月浇注第一罐混凝土(FCD)的目标迈出了坚实的一步。

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：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：为了进一步总结日本新溻、四川汶川两次地震经验和教训，加强经验反馈，提高我国民用核设施的地震安全水平，国家核安全局于2008年7月29日至30日在北京组织召开了“核设施地震安全评估专题研讨会”。

简介：通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题，提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训，切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施．中国核承压设备才能真正实现国产化，核电产业才能持续发展。

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：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。