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国家科技重大专项“CAP1400核安全监管重要试验验证”通过预验收
国家科技重大专项 CAP1400核安全监管 预验收
2019/12/16
2019年12月3-4日，国家电投集团核电重大专项办公室在北京组织召开国家科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站专项”《CAP1400核安全监管重要试验验证》课题（以下简称“重大三期”）综合绩效评价准备工作评估会（预验收会），由技术、财务和档案方面的13位专家组成评估专家组。国电投核电重大办、立信会计师事务所、国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司、中心副总工张春明及相关人员参加会议。
切尔诺贝利乏燃料贮存设施准备服役（图）
切尔诺贝利 乏燃料贮存设施 服役
2019/12/11
美国Holtec国际公司宣布完成“切尔诺贝利乏燃料中间贮存设施（ISF-2）的预调试计划或“冷试验”。设施位于乌克兰境内，是全世界最大的干式贮存实施。
中国核政策高度透明 将引领全球核安全努力
中国核政策 核安全 核风险体系
2019/12/10
美国《原子科学家公报》网站12月6日刊登题为《全球核安全奖得主是……中国》的文章，作者是美国马里兰大学国际和安全研究中心研究员萨拉·库切斯法哈尼。
近日，中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在中国抗中子辐照钢（CLAM钢）焊接接头疲劳性能研究方面取得新进展，开展了CLAM钢电子束焊接接头低周疲劳行为研究，建立了焊接接头的疲劳寿命预测模型，为国际热核聚变实验堆（ITER）实验包层模块（TBM）的疲劳服役安全性提供了实验依据，相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Engineering and Design上。
中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿研究员当选中国科学院院士（图）
中国科学院核能安全技术研究所 吴宜灿 研究员 中国科学院院士
2019/11/24
2019年11月22日，中国科学院正式公布2019年院士增选结果，中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿研究员当选为中国科学院院士。成立于1949年的中国科学院是国家自然科学最高学术机构和科学技术最高咨询机构。
当地时间11月17日0时26分,在巴基斯坦核安全管理局和原子能委员会等各方见证下，华龙一号海外首堆工程K2机组二回路联合水压试验里程碑节点圆满完成，为即将到来的冷态功能试验打下了坚实的基础。
为严格贯彻落实《关于进一步发挥地区监督站职能作用的通知》（国核安发〔2018〕1号）的相关要求，切实做好核设施正常换料大修的监督工作，生态环境部东北核与辐射安全监督站（以下简称东北监督站）于2019年9月16日至19日组织了红沿河核电厂4号机组第二次换料大修后临界前控制点检查，这也是今年东北监督站开展的第四次机组换料大修后反应堆首次临界前核安全检查。
为进一步加强对进口核安全设备监督，生态环境部华北核与辐射安全监督站（以下简称华北监督站）按照生态环境部2019年外事计划安排，于2019年9月16日至19日对德国KSB SE公司承制的核电机组主泵设计、制造活动进行了监督检查。国家核安全局、中国核电工程有限公司等单位派员参加检查活动。
2019年9月10日，国际原子能机构与中国国家原子能机构签署合作协议，指定中国国家核安保技术中心和中核集团中国原子能科学研究院为国际原子能机构核安保技术协作中心。这是IAEA在我国成立的首个核安保协作中心，也是中国与世界各国开展核安保合作的新里程碑，对扩大中核集团国际影响力、巩固我国核大国地位，推动核安全、核能可持续发展具有重要意义。
国务院新闻办发表《中国的核安全》白皮书（图）
国务院新闻办 中国 核安全 白皮书
2019/9/3
国务院新闻办2019年9月3日发表《中国的核安全》白皮书。这是中国发表的首部核安全白皮书。白皮书说，原子的发现和核能的开发利用，给人类发展带来了新的动力，极大增强了人类认识世界和改造世界的能力。同时，核能发展也伴生着安全风险和挑战。人类要更好利用核能、实现更大发展，必须应对好各种核安全挑战，维护好核安全。
近日，中科院核能安全技术研究所在乏燃料运输安全研究中取得新进展，开展了基于风险指标体系的乏燃料道路运输量化安全评估方法研究，相关成果发表在核能领域期刊Annals of Nuclear Energy上。
核安全所核能风险认知与公众接受研究取得新进展
核安全所 核能风险认知 公众 新进展
2019/7/8
近日，在国家核安全局核与辐射安全监管等项目支持下，中科院核能安全技术研究所·FDS凤麟团队在国际能源管理学期刊Energy Policy上发表了关于核能风险认知和公众接受方面的最新研究成果。
中国石油大学（华东）蒋文春、徐书根担任核电装备方面技术专家（图）
中国石油大学（华东） 蒋文春 徐书根 核电装备 技术专家
2018/1/24
2018年1月21日，CAP1400示范工程核电站钢制安全壳焊后热处理技术专家研讨会在山东荣成召开，我校化学工程学院蒋文春教授和徐书根副教授受邀担任专家组成员，与来自华东理工大学、清华大学和山东大学等单位的10名专家，一道为核安全壳焊后热处理中出现的问题出谋划策，提出关于焊接残余应力的评估方法和控制措施的建议，受到企业技术人员和与会专家一致好评。CAP1400型压水堆核电装置是在我国引进的第三代先...
近期，中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿团队受邀在《自然·能源》上发表核能安全研究综述文章（Identification of safety gaps for fusion demonstration reactors，DOI:10.1038/NENERGY.2016.154）。这是热核反应堆安全领域发表在自然出版集团旗下刊物的首篇论文，也是中国核能安全研究论文在此系列期刊发表的首篇论文。文章首次...
中国先进研究堆冷源垂直孔道完成出厂验收
堆冷源垂直孔道 冷中子源堆内系统 冷中子束流
2016/6/30
2016年5月26日，由中国原子能科学研究院基地建设工程部和堆工部反应堆运行所相关人员组成的验收组对中国先进研究堆冷源垂直孔道进行了出厂前验收。冷源垂直孔道法兰通过双密封圈与导流箱上盖板相连，冷源堆内装置安装在冷源垂直孔道内。正常运行时，该孔道内腔为高真空状态，作为低温堆内装置的绝热层。事故情况下，如果堆内装置内氘气发生爆炸，该孔道作为反应堆与冷源的物理隔离承压边界，对于反应堆的安全起着重要作用。...