简介：本出版物替代2005年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第NS-R-4号印发的“安全要求”出版物《研究堆安全》，并已考虑2006年出版的原子能机构《安全标准丛书》第SF-1号《基本安全原则》。促进核安全的各种要求旨在确保达到可以合理实现的最高安全水平，以保护工作人员和其他现场人员和公众，以及保护环境免受核设施引起的电离辐射的有害影响。

简介：2017年4月13日下午，国家能源局会同国家标准化管理委员会、国家核安全局在北京组织召开《“华龙一号”国家重大工程标准化示范实施方案》（以下简称《方案》）发布会，标志着“华龙一号”国家重大工程标准化示范正式启动。《方案》要求依托“华龙一号”示范工程开展核电标准化示范，利用4年左右的时间，进一步完善优化现有压水堆核电标准体系，健全一套自主的、能够满足“华龙一号”国内建设与出口需求的，涵盖核电全生命周期的压水堆核电标准体系。会上多家单位的领导作了主题发言。现将其摘录如下，以飨读者。

简介：2017年10月17日至18日，军工核行业标准化技术委员会在北京组织召开了《核行业安全生产标准化考核评级标准第1部分：铀矿地质勘查》等三项核行业标准审查会。来自中国核工业集团公司安全环保部、中国核电工程有限公司、中国核燃料有限公司、中国铀业有限公司等相关单位的30多位标技委委员和特邀专家参加了会议。

简介：文章通过对ISO30300、ISO15489系列文档管理标准体系以及我国文档管理标；住现状的分析研究，并结合我国核电文档管理工作的实际特点，提出了核电文档管理标准体系框架，同时给出核电文档管理标；住化工作建议，为今后我国核电文档管理标准化体系建设提供思路。

简介：本文给出了核电厂信息安全的概念和内涵,研究了IAEA和NRC对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,分析了我国法规对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,对强化数字化仪控系统信息安全监管要求提出了建议。

简介：2017年10月25日，由中国国际核聚变能源计划执行中心主办、核工业标准化研究所承办的RCC-MRx标准培训在北京圆满结束。此次培训是在RCC-MRx专项研究工作基础上开展的，旨在与中方ITER计划相关单位沟通目前研究成果，了解目前存在的主要问题，会同相关方更好地推进该标准的应用执行。

简介：该出版物是对两项安全导则的修订与结合，即IAEA安全标准系列No．NS—G-1．1和N0．NS—G-1．3。该出版物对以上两项安全导则发布后仪表与控制系统发生的改变进行说明。主要变化与计算机应用的持续发展相关，也与仪表与控制系统的安全、稳定和实际使用上必要方法的演变有关。此外，也将人因工程学的进展和计算机安全性的需求纳入考虑范围。

简介：很荣幸和大家一道共同见证华龙一号标准化示范实施方案正式发布和启动这一重要会议，华龙一号是中广核集团和中核集团共同携手，在充分吸收大亚湾、秦山及后续自主设计、建造、运行的近40台压水堆核电技术的经验基础上，吸取世界核电先进设计理念，开发设计的自主三代压水堆核电技术。

简介：2017年11月10日，国家重点研发计划国家质量基础（NQI）的技术研究与应用重点专项“三代核电关键技术标准研究”项目启动暨实施方案论证会在北京顺利召开。来自中国特种设备检测研究院、中国计量科学研究院、环保部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院有限公司等6家单位的10位专家以及项目承担单位的30余位代表参加了会议。

简介：非常高兴参加“华龙一号”国家重大工程标准化示范启动会。首先我谨代表国家标准委工业二部，向会议的召开表示热烈的祝贺。近年来，我们在深入推进标准化工作改革等多项重点工作过程中，得到了国家能源局、国家核安全局以及各位专家的大力支持，在此表示感谢!借此机会，讲几点意见，与大家进行交流。

简介：2017年10月28日至11月3日，美国机械工程师协会（ASME）2017年度第四期锅炉及压力容器（BPV）标准周在美国亚利桑那州凤凰城举办。核工业标准化研究所派专家参加了此次活动。

简介：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

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：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：国际电工委员会核仪器技术委员会（IEC／TC45）、反应堆仪表分技术委员会（SC45A）、辐射防护仪器分技术委员会（SC45B）的全会及其工作组（WG）会议于2017年10月12日至21日在上海成功召开。

简介：从挪威和俄罗斯政府开展的核行动计划合作项目,放射性同位素热电发生器的技术和安全,拆除、转送、拆卸、储存、运输和处理等退役过程,假想事故场景,辐射监测,剂量,应急措施等方面对2004-2009年俄罗斯西北部放射性同位素发电器退役活动进行了风险和环境影响评价。RTG退役的风险和环境影响评价的实践,已证明RTG具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险,退役过程中未曾发生放射性气体释放或物质泄漏事故。