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ii核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） 序言 国家核安全局自1984年成立以来，建立了较为完整的核安全监管体系和审评制度。
核安全审评制度是核安全监管体系中的重要环节，为核安全许可管理提供技术支持，也为核设施的安全运行提供技术保障。
核安全审评依据我国核安全相关的法津法规标准体系，核安全知识成果文件则是对法津法规若干条款的进一步明确。
作为生态环境部（国家核安全局）的直属单位和最重要的内部技术支持单位，核与辐射安全中心主要承担了核安全技术审评、核设施监督管理、核安全监管技术研发、核安全政策法规标准制定等活动。
核与辐射安全中心基于核安全审评监督实践经验及审评技术研究成果，逐步建立核安全知识成果文件体系，包括技术观点类知识成果文件、技术规范类知识成果文件、理论类知识成果文件和应用类知识成果文件，以规范中心的审评活动，提升审评工作质量，传承审评经验，为我国核安全事业的发展提供坚实保障。
本年度知识成果文件汇编分为上册（技术观点类）和下册（技术规范类），涉及通用、核动力厂、非堆核燃料循环设施、放射性废物、民用核安全设备监督管理、放射性同位素和射线装置、辐射环境等领域。
由于汇编内客范围广、专业性强，部分资料甄别有难度，时间有限，整理和文字编排难免有错漏，敬请读者批评指正并提出宝贵意见。
2019年12月核与辐射安全中心科学技术委员会 iii 主　　编：柴建设　　李吉根　　吴　浩　　许献洪副主编：杨　堤　　孙造占　　张春明　　郎爱国　　　　　程建秀　　程　理执行主编：史　强　　孔凡鹏　　张南地　　任莉华　　　　　田凤秋审定专家（姓氏笔画）：　　　　　于　涛　　马静娴　　王庆礼　　元一单　　　　　孔翔程　　邓　力　　田凤秋　　吴　浩　　　　　吕冬宝　　任莉华　　刘福东　　许献洪　　　　　孙金龙　　纪　平　　李　冰　　李　红　　　　　杨建俊　　杨端节　　肖代云　　沈　峰　　　　　张　跃　　张春明　　陈晓秋　　依　岩　　　　　赵　博　　常向东　　隋丹婷　　喻新利 iivi核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） 目录 核动力厂系列 NSC-GD-065-2019　基于性能调整地震动反应谱……………………3NSC-GD-066-2019　核电厂厂址安全评价中取水头部安全防护措施4NSC-GD-067-2019　核电厂厂址安全评价中爆炸危险源 　距离超压关系式分析……………………………5NSC-GD-068-2019　核电厂厂址可能最大海啸评价中关注因素分析7NSC-GD-069-2019　核电厂厂址周边人口控制标准研究……………8NSC-GD-070-2019　核电厂物项修改筛选准则………………………9NSC-GD-071-2019　核电厂安全重要物项修改报批准则…………10NSC-GD-072-2019　核电厂数字化安全系统中由软件 　引发的共因故障处理…………………………11NSC-GD-073-2019　核电厂数字化安全系统软件的开发工具……12NSC-GD-074-2019　核电厂数字化安全系统生命 　周期中的验证与确认…………………………13NSC-GD-075-2019　核电厂数据通信的独立性原则………………14NSC-GD-076-2019　压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题 　第1部分：总体要求…………………………15 目录v NSC-GD-077-2019　压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题　第2部分：碎片源项踏勘……………………16 NSC-GD-078-2019　压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题　第3部分：上游分析…………………………17 NSC-GD-079-2019　压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题　第4部分：化学效应分析……………………18 NSC-GD-080-2019　压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题　第5部分：下游效应分析……………………19 NSC-GD-081-2019　最佳估算及不确定性分析——样本空间数…20NSC-GD-082-2019　核电厂内部水淹PSA中水淹区域划分………21NSC-GD-086-2019　对三代核电厂核级阀门动态抗震鉴定试验 　大纲审查中的若干问题………………………22NSC-GD-097-2019　设计扩展工况分析审评 　第1部分：DEC序列清单确定………………24NSC-GD-098-2019　设计扩展工况分析审评 　第2部分：DEC分析方法和假设……………25NSC-GD-099-2019　设计扩展工况分析审评 　第3部分：DEC验收准则……………………26NSC-GD-100-2019　核电厂严重事故下环境条件确定方法………27NSC-GD-101-2019　核电厂反应堆冷却剂系统压力 　边界泄漏探测问题……………………………28NSC-GD-102-2019　核电厂反应堆冷却剂系统低温超压问题……29 viii核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-103-2019　核电厂反应堆冷却剂系统相连的接口　系统发生冷却剂丧失事故……………………30 NSC-GD-104-2019　压水堆核动力厂一回路高点排气系统　设计问题………………………………………31 非堆核燃料循环设施系列 NSC-GD-083-2019　六氟化铀泄漏事故后果评价化学毒性接受准则…35NSC-GD-085-2019　铀加工设施液态流出物排放浓度控制值……36 放射性废物系列 NSC-GD-096-2019　AP1000和CAP1400核电厂硼排放控制……39 民用核安全设备监督管理系列 NSC-GD-087-2019　大直径-壁厚比常压立式储液容器抗震　分析评价………………………………………43 NSC-GD-088-2019　商品级电气仪控物项执行核电厂安全功能…44NSC-GD-089-2019　核电厂功能分析与功能分配…………………45NSC-GD-090-2019　核电厂重要锻件碳偏析问题分析评价………46NSC-GD-091-2019　核电厂主回路模型中阻尼取值及阻尼器建模47NSC-GD-092-2019　“华龙一号”核电厂和缓环境下电气 　设备鉴定中的老化试验………………………48NSC-GD-093-2019　“华龙一号”核电厂主控室安全照明电源 目录vii 　配电设备的抗震………………………………49NSC-GD-094-2019　建造阶段控制棒驱动机构Ω焊缝及 　母材液体渗透显示的处理……………………50NSC-GD-095-2019　压水堆核电厂反应堆冷却剂泵样机 　试验项目和要求………………………………51 放射性同位素和射线装置系列 NSC-GD-061-2019　空间放射源应用及安全性问题分析…………55NSC-GD-062-2019　空间用放射源发射场阶段辐射影响…………56NSC-GD-063-2019　空间用放射源发射场阶段辐射防护措施……57NSC-GD-064-2019　放射性药品生产单位辐射工作场所划分界定58 辐射环境系列 NSC-GD-084-2019　水环境介质中放射性核素稀释因子估算分析…61 viiii核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） 核动力厂系列 NSC-GD-065-2019 基于性能调整地震动反应谱 在核动力厂的厂址评价和物项设计中，外部自然事件都是需要考虑的至关重要的问题。
因此，国家核安全局在核安全监管工作中，高度重视外部自然事件的评价和设计基准确定技术审评工作，在核安全法规《核电厂厂址选择安全规定》的框架内，发布了多项核安全导则，内容涉及了地震、洪水、热带气旋等多种可能引起灾害性后果的自然事件。
本技术观点正文从现行法规、导则和实践经验等方面阐释技术依据，针对基于性能抗震设计方法应用于核电厂抗震I类物项时需要解决的反应谱调整问题，提出了适用于我国的反应谱调整系数近似公式。
本技术观点可供核电厂设计单位、核设施工程场地地震安全性评价单位、核安全审评和监督单位，在核电厂建构筑物设计基准地震动确定、抗震设计、技术审评过程中参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核设施厂址地震安全性评价经验反馈不断修订和完善。
核动力厂系列
3 NSC-GD-066-2019 核电厂厂址安全评价中取水头部安全防护措施 根据国家核安全局出版的《核电厂可行性研究阶段厂址安分报告格式和内容》（HAFJ0067），对于选在靠近可通行航道上的核电厂厂址，应考虑船驳的尺寸、吨位及类型可能对核电厂冷却水构筑物及密封水泵碰撞及碰撞引起爆炸的影响，并进行初步评价。
2014年8月，国家能源局发布了“关于加强核电厂循环水取水设施安全管理的通知”（国能综核电[2014]630号）；2016年4月，国家核安全局发布了“关于近期海洋生物或异物影响核电厂取水安全事件的通报”，这些都对确保核电厂取水口安全提出了明确要求。
但是，核安全法规技术文件HAFJ0067（1997）仅提出了核电厂厂址靠近可通行航道上应考虑船只与取水构筑物碰撞安全影响的原则规定，技术文件中没有描述核电厂址靠近航道取水工程头部防护设施的设计标准、评价方法和验收准则；同时，对于核电厂址不临近航道时，取水工程头部防护设施的设计标准未明确。
导致不同营运单位、设计单位，理解不同，设计标准不同，最终分析结论相差较大。
本技术观点正文从现行法规、导则和实践经验等方面阐释技术依据，提出了核电厂取水头部安全防护的若干问题的技术观点，为准确评价核电厂取水口安全防护设计提供技术依据。
本技术观点可供核电厂营运单位、核电工程建设单位、核安全审评和监督单位的审评人员和现场监督人员，在核电厂厂址安全评价、定期安全检查时提供参考使用。
本文件将结合核安全监管实践经验不断修订和完善。
4ii核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-067-2019 核电厂厂址安全评价中爆炸危险源距离超压关系式分析 随着我国经济的高速发展，我国核设施厂址周围已由原来的“荒芜人烟”，变成了现在的“炙手可热”，有些厂址周围的工业建设甚至是“遍地开花”。
2015年“8·12天津滨海新区爆炸事故”以后，易燃易爆事故引起了公众的高度关注。
另外，《核安全法》中明确规定：“禁止在规划限制区内建设可能威胁核设施安全的易燃、易爆、腐蚀性物品的生产、贮存设施。
”这些都为合理、准确评价潜在爆炸源和核电厂安全有关物项之间允许距离提出了要求。
但是，核安全导则HAD101/04《核电厂厂址选择的外部人为事件》（1989）仅提出了原则的规定：必须查明能够影响核电厂安全的外部人为事件的潜在源。
必须按照第3章列出的方法评定每一有关的潜在源，以确定其对人员和安全重要物项的潜在影响。
同时，提供了对于7kPa的压力值（正的入射峰值压力）距离/超压关系式，但是，导则中并没有提供关系式内各参数的计算方法，导致不同营运单位、设计单位，理解不同，计算方法不同，最终计算结果相差较大。
本技术观点正文从现行法规、导则和实践经验等方面阐释技术依据，提出了HAD101/04提供的距离/超压关系式内各参数计算方法的若干问题的技术见解，并组织各设计单位召开了技术讨论会，统一了认识、明确了计算方法，为准确评价潜在爆炸源和核电厂安全有关物项之间允许距离提供了技术依据。
本技术观点可供核电厂营运单位、核电工程建设单位、核安全审 核动力厂系列
5 评和监督单位的审评人员和现场监督人员，在核电厂厂址安全评价、定期安全检查时提供参考使用。
本文件将结合核安全监管实践经验不断修订和完善。
6ii核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-068-2019 核电厂厂址可能最大海啸评价中关注因素分析 根据核安全法规HAF101《核电厂厂址选择安全规定》（1991），提出了陆上固定式热中子反应堆电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
目的是给出适用于运行状态及事故状态的准则和程序，评价推荐厂址，确定与厂址有关的设计基准，建造在合适的厂址上的核电厂安全性，可以通过高质量设计、建造、调试、运行及退役得到保障。
目前在国内众多核电厂厂址选择中关于最大海啸估计中暴露出一些共性问题，为了解决这些共性问题，迫切需要监管和审评部门提出相应的技术观点。
本技术观点正文从现行法规、导则和实践经验等方面阐释技术依据，提出了沿海核电厂在厂址选择中关于最大海啸评估的若干问题的技术观点，主要涉及潜在海啸源完整性及海啸危险性分析的准确性问题。
本技术观点可供核电工程建设单位、核电工程设计单位、核安全审评和监督单位，编写、实施及审评核电厂安全分析报告的人员参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂选址经验不断修订和完善。
核动力厂系列
7 NSC-GD-069-2019 核电厂厂址周边人口控制标准研究 根据核安全法规HAF101《核电厂厂址选择安全规定》第三章的规定，厂址选择必须搜集资料，必须对推荐厂址所在区域进行调查研究，以评价目前和可预见的将来该区域的人口特征和分布情况。
但由于现行导则文件的一些不足，以及近年来选址工作难度的不断加大，使得部分核电厂确定人口中心时出现了一些共性问题，为了解决这些问题，迫切需要监管和审评单位提出相应的技术观点。
本技术观点正文从现行法规、导则入手，充分参考主要核电国家的技术要求，结合审评实践经验以及相关行业专家意见，提出了核电厂确定人口中心问题的相关技术观点，主要涉及接近突破厂址周边人口中心人数等问题。
本技术观点可供核电厂营运单位、核安全审评和监督单位，在安全分析报告的编写、安全分析报告的审评以及现场监督时参考使用。
本文件将结合核安全监管实践经验不断修订和完善。
8ii核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-070-2019 核电厂物项修改筛选准则 《中华人民共和国核安全法》第二十七条规定：“核设施营运单位调整下列事项的，应当报国务院核安全监督管理部门批准：（一）作为颁发运行许可证依据的重要构筑物、系统和设备”。
在核安全法规HAF103-2004《核动力厂运行安全规定》和HAF103/01《核电厂换料、修改和事故停堆管理》中给出了相同的规定，还给出了修改的分类为安全重要修改和一般修改。
目前，核电厂在执行有关修改的法律和法规时，对于具体修改是否属于安全重要修改，核电厂认为法规的规定还不明确。
本技术观点给出了区分物项修改是安全重要修改还是一般修改的筛选准则，在法律和法规对修改的定义和分类的基础上，进一步明确了安全重要物项修改的判断准则。
本技术观点可供核电厂修改的许可证申请单位、修改活动监管和审评单位的人员参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂运行事件的实践经验不断修订和完善。
核动力厂系列
9 NSC-GD-071-2019 核电厂安全重要物项修改报批准则 《中华人民共和国核安全法》第二十七条规定：“核设施营运单位调整下列事项的，应当报国务院核安全监督管理部门批准：（一）作为颁发运行许可证依据的重要构筑物、系统和设备”。
在核安全法规HAF103-2004《核动力厂运行安全规定》中规定：影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改，运行限值和条件的修改，以及原先由国家核安全监管部门批准的程序和其他文件的修改必须在实施前报送。
目前，核电厂在执行有关修改的法律和法规时，对于具体修改是否应该报批还不明确。
本技术观点给出了安全重要物项修改是否应该报批的报批准则，在法律和法规对修改的定义和分类的基础上，进一步明确了应该报批的安全重要物项修改。
本技术观点可供核电厂修改的许可证申请单位、修改活动监管和审评单位的人员参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂运行事件实践经验不断修订和完善。
本文件由科学技术委员会负责归口并解释。
1i0i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-072-2019 核电厂数字化安全系统中由软件引发的共因故障处理 从20世纪70年代开始，数字化仪控系统逐渐替代传统的模拟仪控系统，在常规工业领域得到了广泛应用，而在核电厂安全系统中的应用也有20多年的历史。
数字化仪控系统的广泛应用大大提高了核电厂运行和维护的经济性，但是与模拟仪控系统相比，数字化仪控系统设备也给核电厂的安全运行带来了一些新的风险。
软件的可靠性问题已成为数字化仪控系统在核电厂广泛应用过程中必须要解决的问题之
一。
当前，仪控系统基本都设计为多通道冗余系统以增加其可靠性，然而，由于共因故障的机理使得数字化安全系统的可靠性受到很大影响。
因此对数字化安全系统进行共因故障的分析就显得尤为重要。
在对核电厂数字化安全系统中由软件引发的共因故障处理的相关问题进行研究和论证，并结合多年的核电厂安全审评经验以及与国内外同行们的交流后，提出本技术观点。
本文件可供核安全审评和监督单位、核电厂营运单位、设备供应商在审评和监督、相关采购文件的编写、设备验收的组织实施过程中参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及核电厂建设和运行经验不断修订和完善。
核动力厂系列11 NSC-GD-073-2019 核电厂数字化安全系统软件的开发工具 数字化仪控系统在核电厂安全系统中的广泛应用大大提高了核电厂的运行和维护的经济性，但是与模拟仪控系统相比，数字化仪控系统设备也给核电厂的安全运行带来了一些新的风险。
软件的质量和可靠性问题已成为数字化仪控系统在核电厂广泛应用过程中必须要解决的问题之
一。
在数字化安全系统软件的开发过程中，使用适当的软件工具能够增强其完整性，进而通过降低引入错误的风险来提高产品的可靠性。
这不仅有利于最终软件的一致性，也有助于评估错误的起源，这些错误可能源于源代码、工具或者工具参数。
这也是评估软件工具带来的共因故障的可能性所必需的。
在对核电厂数字化安全系统软件的开发工具的相关问题进行研究和论证，并结合多年的核电厂安全审评经验以及与国内外同行们的交流后，提出本技术观点。
本技术观点可供核安全审评和监督单位、核电厂营运单位、设备供应商在审评和监督、相关采购文件的编写、设备验收的组织实施过程中参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及核电厂建设和运行经验不断修订和完善。
1i2i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-074-2019 核电厂数字化安全系统生命周期中的验证与确认 从20世纪70年代开始，数字化仪控系统逐渐替代传统的模拟仪控系统，在常规工业领域得到了广泛应用，而在核电厂安全系统中的应用也有20多年的历史。
数字化仪控系统的广泛应用大大提高了核电厂的运行和维护的经济性，但是与模拟仪控系统相比，数字化仪控系统设备也给核电厂的安全运行带来了一些新的风险。
软件的质量和可靠性问题已成为数字化仪控系统在核电厂广泛应用过程中必须要解决的问题之
一。
为了确保软件质量的高可信度，严格的软件验证与确认（V&V）应贯穿于数字化安全系统生命周期的全过程。
在对核电厂数字化仪控系统的数字化安全系统生命周期中的验证与确认的研究和讨论，并结合多年的核电厂安全审评经验以及与国内外同行们的交流后，提出本技术观点。
本技术观点可供核安全审评和监督单位、核电厂营运单位、设备供应商在审评和监督、相关采购文件的编写、设备验收的组织实施过程中参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及核电厂建设和运行经验不断修订和完善。
核动力厂系列13 NSC-GD-075-2019 核电厂数据通信的独立性原则 从20世纪70年代开始，数字化仪控系统逐渐替代传统的模拟仪控系统，在常规工业领域得到了广泛应用，而在核电厂安全系统中的应用也有20多年的历史。
数字化仪控系统的广泛应用大大提高了核电厂的运行和维护的经济性，但是与模拟仪控系统相比，数字化仪控系统设备也给核电厂的安全运行带来了一些新的风险。
关于数字化仪控系统的数据通信，通信协议软件的设计、实现和维护应当遵循软件的一个基本原则，即软件的各个功能部分应当尽可能相互独立，这样可以有效保障通信协议软件的可靠性和可维护性。
在对核电厂数字化仪控系统的数据通信的独立性进行研究和讨论，并结合多年的核电厂安全审评经验以及与国内外同行们的交流后，提出本技术观点。
本文件可供核安全审评和监督单位、核电厂营运单位、设备供应商在审评和监督、相关采购文件的编写、设备验收的组织实施过程中参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及核电厂建设和运行经验不断修订和完善。
1i4i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-076-2019 压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题第1部分：总体要求 早期压水堆核电厂安全壳地坑滤网按50%堵塞率的假设进行设计，美国核管会（NRC）认为该假设是不保守的，因此要求重新评估地坑滤网性能。
国家核安全局于2012年发文要求运行核电厂开展地坑滤网的性能评估和改造工作。
本系列技术观点以我国现行法规、导则为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合地坑滤网堵塞问题的研究和实践，提出了解决我国压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评要求。
本技术观点可供核电厂营运单位在论证应急堆芯冷却系统的设计和安全壳地坑滤网设计性能的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
《压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评技术观点》分为以下5个部分，本文件属于第1部分： ——第1部分：总体要求——第2部分：碎片源项踏勘——第3部分：上游分析——第4部分：化学效应分析——第5部分：下游效应分析本系列技术观点将结合我国核安全监管实践和核电厂安全壳地坑滤网设计及改造实践经验不断修订和完善。
核动力厂系列15 NSC-GD-077-2019 压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题第2部分：碎片源项踏勘 早期安全壳地坑滤网按假设50%堵塞率设计，上个世纪90年代美国沸水堆发生的几起地坑滤网堵塞事件促使美国核管会发布通用安全问题要求重新评估核电机组的地坑滤网性能，并在评估的基础上实施了地坑滤网改造。
国家核安全局于2012年发文要求运行核电机组开展地坑滤网的性能评估和改造工作。
本系列技术观点以我国现行法规、导则为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合地坑滤网堵塞问题的研究和实践，提出解决压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的技术要求。
本系列技术观点可供核电厂营运单位论证应急堆芯冷却系统设计和安全壳地坑滤网设计性能的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
《压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评技术观点》分为以下5个部分，本文件属于第2部分。
——第1部分：总体要求——第2部分：碎片源项踏勘——第3部分：上游分析——第4部分：化学效应分析——第5部分：下游效应分析本系列技术观点将结合我国核安全监管实践和核电厂安全壳地坑滤网设计和改造实践经验不断修订和完善。
1i6i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-078-2019 压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题第3部分：上游分析 早期安全壳地坑滤网按假设50%堵塞率进行设计，上个世纪90年代美国沸水堆发生的几起地坑滤网堵塞事件促使NRC发布通用安全问题要求重新评估核电机组的地坑滤网性能，并在评估的基础上实施地坑滤网改造。
国家核安全局于2012年发文要求核电机组开展地坑滤网的性能评估和改造工作。
本序列技术观点以我国现行法规、导则为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合地坑滤网堵塞问题的研究和实践，提出解决压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评要求。
本序列技术观点可供核电厂营运单位在论证应急堆芯冷却系统的设计和安全壳地坑滤网设计性能的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
《压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评技术观点》分为以下5个部分，本文件属于第3部分。
——第1部分：总体要求——第2部分：碎片源项踏勘——第3部分：上游分析——第4部分：化学效应分析——第5部分：下游效应分析本序列技术观点文件将结合我国核安全监管实践和核电厂安全壳地坑滤网设计和改造实践经验不断修订和完善。
核动力厂系列17 NSC-GD-079-2019 压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题第4部分：化学效应分析 早期安全壳地坑滤网按假设50%堵塞率进行设计，上世纪90年代美国沸水堆发生的几起地坑滤网堵塞事件促使NRC发布通用安全问题要求重新评估核电机组的地坑滤网性能，并在评估的基础上实施地坑滤网改造。
国家核安全局于2012年发文要求核电机组开展地坑滤网的性能评估和改造工作。
本系列技术观点以我国现行法规、导则为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合地坑滤网堵塞问题的研究和实践，提出解决压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评要求。
本系列技术观点可供核电厂营运单位在论证应急堆芯冷却系统设计和安全壳地坑滤网设计性能的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
《压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评技术观点》分为以下5个部分，本文件属于第4部分。
——第1部分：总体要求——第2部分：碎片源项踏勘——第3部分：上游分析——第4部分：化学效应分析——第5部分：下游效应分析本系列技术观点将结合我国核安全监管实践和核电厂安全壳地坑滤网设计和改造实践经验不断修订和完善。
1i8i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-080-2019 压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题第5部分：下游效应分析 早期安全壳地坑滤网按假设50%堵塞率进行设计，上个世纪90年代美国沸水堆发生的几起地坑滤网堵塞事件促使美国核管会（NRC）发布通用安全问题要求重新评估核电机组的地坑滤网性能，并在评估的基础上实施地坑滤网改造。
国家核安全局于2012年发文要求核电机组开展地坑滤网的性能评估和改造工作。
本系列技术观点以我国现行法规、导则为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合地坑滤网堵塞问题的研究和实践，提出解决国内核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评要求。
本技术观点可供核电厂营运单位在论证应急堆芯冷却系统的设计和安全壳地坑滤网设计性能的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
《压水堆核电厂安全壳地坑滤网潜在堵塞问题的审评技术观点》分为以下5个部分，本文件属于第4部分。
——第1部分：总体要求——第2部分：碎片源项踏勘——第3部分：上游分析——第4部分：化学效应分析——第5部分：下游效应分析本系列技术观点将结合我国核安全监管实践和核电厂安全壳地坑滤网设计和改造实践经验不断修订和完善。
核动力厂系列19 NSC-GD-081-2019 最佳估算及不确定性分析——样本空间数 依据HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》以及NUREG/CR5249《大破口失水事故的程序比例应用、适用性和不确定性评价方法》，核电厂安全分析可以采用最佳估算方法，但需叠加不确定性分析。
最佳估算及不确定性分析方法在我国的AP系列核电厂、EPR以及自主开发的华龙一号核电厂安全分析中均有应用，但国内目前尚无明确的审评技术要求，仅依赖国外技术文件参考执行。
本技术观点以我国CAP1400核电厂最佳估算及不确定性分析的审核计算实践为基础，参考AP1000、EPR以及华龙一号的审评经验，对审评和校算中发现的问题进行梳理，针对最佳估算样本数量问题提出技术观点。
本技术观点可供核电厂许可证申请单位、核能行业从业者以及核安全监管单位和审评单位的人员参考使用。
本文件将结合核安全审评实践经验不断修订和完善。
2i0i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-082-2019 核电厂内部水淹PSA中水淹区域划分 内部水淹概率安全分析是核电厂概率安全分析工作的重要组成部分，已有的概率安全分析结果和核电厂运行经验也表明内部水淹会对某些特定电厂的风险造成不可忽视的贡献。
近年来，国内外的核安全监管部门制定的相关法规标准中，明确规定内部水淹是核电厂概率安全分析的一个重要组成部分。
福岛事故后，我国国家核安全局提出了在建核电厂安全改进要求，将包括内部水淹在内的外部事件概率安全分析列为需要长期开展的工作之
一，并明确需完成相关分析工作；此外我国核安全导则HAD102/17中，也将“源自内部的水淹”列为安全分析的假设始发事件。
水淹区域划分是内部水淹PSA工作的基础，本技术观点对内部水淹PSA中水淹区域划分的相关要求进行总结。
核动力厂系列21 NSC-GD-086-2019 三代核电厂核级阀门动态抗震鉴定试验大纲审查中的若干问题 根据HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（2008）第二章第八条“申请领取民用核安全设备设计和制造许可证的单位，应当提交鉴定试验大纲和必要的相关文件”，以及第五章第三十九条“民用核安全设备监督检查的内容包括了民用核安全设备设计、制造、安装或者无损检验活动的验收和鉴定”的规定，鉴定试验大纲文件审查和设备鉴定是民用核安全设备监督检查的重要内容。
鉴定试验是指在设计过程中，为了保证设计满足预先设定的设计性能指标而对模拟件（或者样机）实施的实物验证试验。
鉴定试验包括功能试验、抗震试验和环境试验（包括老化试验和设计基准事故工况试验）等。
抗震鉴定作为核安全设备鉴定的一部分，对确保核安全设备安全可靠运行起到至关重要的作用。
目前国内众多核安全设备制造厂家抗震鉴定试验的实践中暴露出一些共性问题，为了解决这些共性问题，迫切需要监管和审评部门提出相应的技术观点。
本技术观点正文从国内外现行标准和实践经验等方面阐释技术依据，提出了三代核电厂核级阀门动态抗震鉴定试验大纲审查中若干问题的技术观点，主要涉及核级阀门动态抗震鉴定试验各标准的对比分析、华龙一号核级阀门抗震鉴定试验实践，以及三代核电厂核级阀门动态抗震鉴定试验应遵循的标准等。
2i2i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） 本技术观点可供核安全设备制造单位、设计院、审评和监督单位，在相关文件的编写、审查以及有关监督检查时参考使用。
本文件将结合核安全设备监管实践及我国核安全设备抗震鉴定试验实践经验进行不断修订和完善。
核动力厂系列23 NSC-GD-097-2019 设计扩展工况分析审评第1部分：DEC序列清单确定 《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）颁布后，设计中考虑的核动力厂状态扩展至设计扩展工况（DEC），包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况两类，业界一般分别简称为DEC-A和DEC-
B。
然而，DEC具体安全要求和准则并不完善，本技术观点在结合国内外相关监管要求和工程实践的基础上，主要针对DEC相关分析提出技术观点，分为3部分： 第1部分：DEC序列清单确定；第2部分：DEC分析方法；第3部分：DEC验收准则。
本部分是《设计扩展工况分析审评技术观点》中关于DEC分析的第1部分。
本技术观点可供核电工程建设单位、核安全审评和监督单位，在进行DEC分析及审评时参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂设计实践经验不断修订和完善。
2i4i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-098-2019 设计扩展工况分析审评第2部分：DEC分析方法和假设 《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）颁布后，设计中考虑的核动力厂状态扩展至设计扩展工况（DEC），包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况两类，业界一般分别简称为DEC-A和DEC-
B。
然而，DEC具体安全要求和准则并不完善，本技术观点在结合国内外相关监管要求和工程实践的基础上，主要针对DEC相关分析提出技术观点，分为3部分： 第1部分：DEC序列清单确定；第2部分：DEC分析方法；第3部分：DEC验收准则。
本部分是《设计扩展工况分析审评技术观点》中关于DEC分析的第2部分。
本技术观点可供核电工程建设单位、核安全审评和监督单位，在进行DEC事故分析及审评时参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂设计实践经验不断修订和完善。
核动力厂系列25 NSC-GD-099-2019 设计扩展工况分析审评第3部分：DEC验收准则 《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）颁布后，设计中考虑的核动力厂状态扩展至设计扩展工况（DEC），包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况两类，业界一般分别简称为DEC-A和DEC-
B。
然而，DEC具体安全要求和准则并不完善，本技术观点在结合国内外相关监管要求和工程实践的基础上，主要针对DEC相关分析提出技术观点，分为3部分： 第1部分：DEC序列清单确定；第2部分：DEC分析方法；第3部分：DEC验收准则。
本部分是《设计扩展工况分析审评技术观点》中关于DEC分析的第3部分。
本技术观点可供核电工程建设单位、核安全审评和监督单位，在进行DEC事故分析及审评时参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂设计实践经验不断修订和完善。
2i6i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-100-2019 核电厂严重事故下环境条件确定方法 福岛核事故后，核工业界及核监管当局对严重事故更加重视。
在严重事故工况下，核电厂安全壳内处于高温、高压、强辐射环境，且有可能因大量可燃气体而燃爆，为确保有效缓解严重事故，需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在此条件下的可用性进行评估。
严重事故环境条件是严重事故下设备、仪表可用性论证的输入条件，如何确定严重事故工况下安全壳内的温度、压力、湿度、辐射等参数是设备可用性分析需要解决的必要问题。
本技术观点可供核电工程建设单位、核安全审评和监督单位，在进行严重事故下设备可用性评估分析及审评时参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂设计实践经验不断修订和完善。
核动力厂系列27 NSC-GD-101-2019 核电厂反应堆冷却剂系统压力边界泄漏探测问题 核动力厂反应堆冷却剂压力边界作为包容放射性物质最重要的一道实体屏障，在设计上要求提供探测反应堆冷却剂泄漏的手段，并尽可能地识别出反应堆冷却剂泄漏的位置，以便对泄漏进行响应。
反应堆冷却剂压力边界（RCPB）泄漏通常认为反应堆冷却剂系统（RCS）的部件、管壁（包括焊缝），或者压力容器壁等部分的材料存在无法隔离的缺陷导致的泄漏，但不包括压水堆（PWR）中一次侧向二次侧的泄漏。
本技术观点以我国现行核安全法规为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合我国核动力厂反应堆冷却剂系统泄漏探测系统的设计实践，以及相关方面的监管经验，提出了解决我国核动力厂反应堆冷却剂系统压力边界泄漏探测问题的技术观点。
本技术观点可供核动力厂设计及营运单位在设计反应堆冷却剂系统泄漏探测系统和论证泄漏探测方法的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
2i8i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-102-2019 核电厂反应堆冷却剂系统低温超压问题 核动力厂反应堆冷却剂系统应设计成能够承受一回路温度和压力变化而导致的循环载荷影响，这些循环载荷包括瞬态、停堆、反应堆启动和停堆过程，以及热工水力试验和泄漏率试验等。
反应堆在低温启动和停堆冷却过程中，尤其是在水实体条件下，由于部件故障或者操纵员误动作，都可能导致反应堆冷却剂系统（RCS）压力可能超过压力容器的压力-温度限值，从而发生脆性断裂。
为解决RCS系统低温运行中可能的超压问题，确保RCPB的完整性，压水堆核动力厂设置了一回路低温超压保护（LTOP）系统。
本技术观点以我国现行核安全法规为依据，参考国际上相关法规、导则和标准规范，并结合我国核动力厂反应堆LTOP系统的设计实践，以及相关方面的监管经验，提出了解决我国核动力厂反应堆冷却剂系统低温运行时超压问题的技术观点。
本技术观点可供核动力厂设计及营运单位在设计反应堆冷却剂系统LTOP和论证其适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在实施安全审评和现场监督活动中参考使用。
核动力厂系列29 NSC-GD-103-2019 核电厂反应堆冷却剂系统相连的接口系统发生冷却剂丧失事故 核动力厂发生与反应堆冷却剂系统（RCS）相连接系统的破口事故时，导致一回路冷却剂装量丧失，通常称这类事故为接口系统冷却剂丧失事故（ISLOCA）。
ISLOCA事故一般发生在与RCS系统相连接的低压系统，如：余热排出系统，由于误操作、设备故障等原因，使得低压系统遭受超过其承受能力的RCS系统运行压力的冲击，导致低压系统部件超压破裂。
若在安全壳外发生ISLOCA事故，一方面可能导致较高的厂外放射性后果；另一方面RCS丧失的冷却剂装量将无法回流到安全壳地坑，从而使反应堆在换料水箱水用完后不能成功切换到安注再循环模式，不能实现长期的堆芯冷却，最终可能导致堆芯熔毁的严重后果。
本技术观点以我国现行核安全法规为依据，参考国际上相关法规、导则和规范，并结合我国核动力厂反应堆冷却剂系统及其相连系统的设计实践，以及相关的监管经验，提出了解决我国核动力厂反应堆应对ISLOCA问题的技术观点。
本技术观点可供核动力厂设计及营运单位在设计反应堆冷却剂系统及相连系统，以及论证接口系统设计适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在安全审评和监督活动中参考使用。
30核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点类） NSC-GD-104-2019 压水堆核动力厂一回路高点排气系统设计问题 三哩岛核事故发生后，为改进核动力厂的安全性，美国核管会（NRC）制定了一个综合的、一体化行动计划，被称为三哩岛（TMI）行动计划。
一些具体的改进行动项很快被美国NRC批准，并立即得到实施，其中包括设置反应堆冷却剂系统（RCS）高点排气的改进行动项。
在反应堆冷却剂系统压力容器顶盖高点处设置排气系统，主要是在事故工况下排出RCS系统中不凝结气体，以消除RCS系统存在的不凝结气体对自然循环期间堆芯冷却的潜在影响。
RCS系统高点排气的设计改进行动已在美国轻水堆核动力厂得到了全面实施，并落实到新型反应堆的安全设计中，相关的监管要求和立场也已经修订到美国联邦法规中。
本技术观点以我国现行核安全法规为依据，参考国际上相关法规、导则和规范，并结合我国核动力厂反应堆压力容器顶盖处设置排气系统的设计实践，以及相关的监管经验，提出了解决压水堆核动力厂一回路高点排气系统设计问题的技术观点。
本技术观点可供核动力厂设计及营运单位在设计反应堆冷却剂系统，以及论证RCS系统高点排气设计的适当性时参考使用。
也可供核安全监管部门在安全审评和监督活动中参考使用。
核动力厂系列31 非堆核燃料循环设施系列 NSC-GD-083-2019 六氟化铀泄漏事故后果评价化学毒性接受准则 国内外核燃料循环设施发生频率最大的事故是UF6的意外泄漏。
针对假想的UF6意外泄漏事故的释放情景进行事故后果评价，并对水解产物的化学毒性进行计算评价，是核燃料循环设施环境影响评价的重要内容。
对于UF6的意外泄漏事故的辐射影响一直是关注重点，并按照相关的辐射事故剂量进行执行，但对于该类事故的化学毒性，上到国标，下到行标，我国并没有相关的法规标准，但根据国外的相关研究实验，该类事故产生的化学物质释放到环境后，在达到某一浓度时，对环境和人体由于其化学毒性导致的危害超过其辐射影响，因此其化学毒性必须考虑。
不同浓度水平的影响程度也不相同，但在我国没有相关的法规标准可供执行。
基于以上因素提出本技术观点，该技术观点有效的解决了法规标准没规定或可供参考的标准不恰当的问题。
本技术观点可供营运单位、环境影响评价文件编制单位、核安全审评和监督单位，在相关文件的编写、核安全审评、核安全监督参考使用。
本观点将结合监管实践经验不断修订和完善。
非堆核燃料循环设施系列35 NSC-GD-085-2019 铀加工设施液态流出物排放浓度控制值 我国对核燃料循环设施流出物排放实施总量和浓度双重控制，排放浓度控制值作为重要的环境排放标准是指导设施的废水处理设计、确保环境安全的重要管理措施。
液态流出物排放浓度控制值也是环境影响报告书中重要的评价指标。
因此应高度重视液态流出物排放浓度的确定工作。
目前我们对核设施执行分类管理要求，在液态流出物排放浓度控制值上，根据设施类型的不同，控制值上也有所差异。
目前对于核设施的液态流出物排放浓度控制值在法规标准中也有所体现，核电厂的排放标准最为全面，但是对于铀加工设施标准中对这方面的规定并不非常明确，给设计与审评都造成了困难。
为了解决这问题，迫切需要监管和审评部门提出相应的技术观点。
正文从现行有效的法规标准和实践经验相结合的方式对液态流出物排放浓度控制值的解决方法进行了阐述。
本技术观点可供铀加工设施（铀纯化、铀转化、铀浓缩、铀燃料元件制造设施）营运单位、环境影响评价文件编制单位、核安全审评和监督单位，在相关文件的编写、核安全审评、核安全监督参考使用。
本观点将结合铀加工设施监管实践经验不断修订和完善。
3i6i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） 放射性废物系列 NSC-GD-096-2019 AP1000和CAP1400核电厂硼排放控制 硼在压水堆核电厂中主要用于反应性的化学补偿控制，硼是压水堆核电厂中不可缺少的化学物质，也是核电厂中随核岛液态流出物一起排放的特征化学污染物。
硼是高等动植物正常生命活动所必需的微量元素，但硼过量就会产生负面影响，甚至中毒。
目前我国国标GB8978-1996《污水综合排放标准》中无硼排放控制要求，M310/CPR1000等堆型核电厂也不要求控制硼排放浓度和排放总量。
AP1000和CAP1400堆型核电厂无硼回收系统，运行后向环境排放硼的量较大。
在AP1000三门核电厂1/2号机组最终安全分析报告（FSAR）和CAP1400石岛湾示范工程初步安全分析报告（PSAR）的审评中，对硼的排放控制要求出现了一些共性问题，这些共性问题在内陆核电项目的研究和论证工作中也同样存在。
为明确我国压水堆核电厂硼排放控制要求，特制定本技术观点。
本技术观点可供核电厂设计单位、营运单位、核安全审评和监督单位，在工艺设计、文件编制、调试试验、运行管理、审评和现场监督时参考使用。
本技术观点将结合GB8978-1996《污水综合排放标准》的修订情况进行修订和完善。
放射性废物系列39 民用核安全设备监督管理系列 NSC-GD-087-2019 大直径-壁厚比常压立式储液容器抗震分析评价 核安全设备设计时必须考虑地震影响。
对于压水堆核电厂，由于压力容器设计压力一般较高，其壁厚一般较厚，直径壁厚比小，一般情况下很难发生地震屈曲。
但在压水堆核电厂中存在某些特殊立式储液容器，其容量大（超过800m3），设计压力低（接近常压），直径壁厚比大（超过500∶1），地震引起屈曲失效的危险性较高，会对其结构完整性和功能性造成影响，在设计时应给予特别关注。
本技术观点以适用的法规标准和实践经验等为技术依据，将大直径-壁厚比常压立式储液容器抗震屈曲评价这一复杂问题进行分解并提出了若干针对性的技术观点，主要涉及大直径-壁厚比常压立式储液容器抗震分析计算方法、计算模型建立、地震输入的选择、评价验收准则确定等一系列的问题。
本技术观点可供核电厂营运单位、核电工程建设单位以及核安全审评和监督单位参考使用。
本文件将结合相关标准规范的升版及核安全监管实践不断修订和完善。
民用核安全设备监督管理系列43 NSC-GD-088-2019 商品级电气仪控物项执行核电厂安全功能 在我国，执行核电厂安全功能的物项为安全级物项（设备），按照《中华人民共和国核安全法》和《民用核安全设备监督管理条例》的要求，属于《民用核安全设备目录》（简称“设备目录”）的安全级设备应当由国内持有民用核安全设备许可证或境外持有注册登记确认书的单位设计制造，开展安全级设备设计制造活动的单位应当建立符合《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）的质量保证体系并有效运行。
目前尚有部分安全级电气仪控物项（如断路器、继电器、端子等）暂未纳入设备目录，国家核安全局对该部分物项缺乏有力的监管抓手，不易于落实HAF003的要求。
从国外实践经验看，随着新建核电厂的逐渐减少，部分设备供应商会逐步放弃核质保体系，使得核电厂营运单位不得不采购商品级电气仪控物项。
由此，针对如何保证商品级电气仪控物项能够可靠的执行安全功能，各国核安全监管部门都陆续开展了一系列研究。
当前，我国尚未发布关于商品级电气仪控物项执行核电厂安全功能的法规标准，这就需要核安全监管部门提出相应的技术观点。
本文件从我国法规导则的要求、国外核安全监管实践、经验等方面阐释了技术依据，提出了核电厂商品级电气仪控物项执行安全功能的技术观点，主要涉及商品级电气仪控物项的范围、关键特性、适用性确认方法、抽样计划等问题。
本文件可供核安全审评和监督单位、核电厂营运单位、设备供应商在审评和监督、相关采购文件的编写、设备验收的组织实施过程中参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及核电厂建设和运行经验不断修订和完善。
4i4i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-089-2019 核电厂功能分析与功能分配 根据国标GB/T13630《核电厂控制室设计》（2015）规定，核电厂设计应对核电厂所执行的功能进行分析，确定控制室设计的目标层次（包括电力生产和把放射性释放减到最少两项基本目标）。
设计也应包括功能分配，确定哪些功能分配给人，哪些功能分配给机器。
目前国内众多核电厂功能分析和功能分配设计工作中暴露出一些共性问题，为了在后续核电厂设计和改造中解决这些共性问题，迫切需要监管和审评部门提出相应的技术观点。
本技术观点正文从现行法规、导则和实践经验等方面阐释技术依据，提出了核电厂设计活动中功能分析与功能分配问题的技术观点。
本技术观点适用于压水堆和高温气冷堆等大部分核电厂。
本技术观点可供核电厂营运单位、核电厂设计单位、核安全审评和监督单位的人员参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂设计实践经验不断修订和完善。
民用核安全设备监督管理系列45 NSC-GD-090-2019 核电厂重要锻件碳偏析问题分析评价 局部碳偏析会导致核电厂锻件材料的冲击韧性降低。
作为冷却剂压力边界，压力容器和蒸汽发生器中发现碳偏析问题后，需对其完整性进行分析评价，以保证其运行阶段的安全性。
本技术观点以我国核电厂锻件碳偏析问题的审评实践为基础，围绕碳偏析风险分析、材料性能检测、快速断裂分析方法以及运行应对措施，对审评中发现的问题进行整理分析，并提出技术观点。
本技术观点可供核电厂设计单位、营运单位、核安全设备监管单位和核安全审评者参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂锻件碳偏析问题的实践经验不断修订和完善。
4i6i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-091-2019 核电厂主回路模型中阻尼取值及阻尼器建模 压水堆核电厂主回路系统模型中包括压力容器、主管道、蒸汽发生器、主泵等冷却堆芯的主要设备及其支撑，是压水堆核电厂的核心模型之
一，主回路模型在各个工况下的应力分析结果是主设备接管载荷的设计输入。
对于华龙一号在堆芯和主设备方面的改进，需要重点关注主回路模型建模的合理性，以保证主设备及其支撑的设计裕量。
本技术观点以适用的法规标准和实践经验等为技术依据，对压水堆核电厂主回路动态分析模型中部分非线性影响因素，包括阻尼器简化模型和系统阻尼取值问题提出了技术观点。
本技术观点可供核电厂营运单位、核电工程建设单位以及核安全审评和监督单位参考使用。
本文件将结合相关标准规范的升版及核安全监管实践不断修订和完善。
民用核安全设备监督管理系列47 NSC-GD-092-2019 “华龙一号”核电厂和缓环境下电气设备鉴定中的老化试验 目前在国内众多安全级电气设备鉴定活动中，对和缓环境电气设备老化鉴定部分认识不清晰不统
一，安装在和缓环境下的安全重要电气设备在地震试验前进行加速老化，并确定设备的鉴定寿命。
这导致了大量的资源浪费和设备成本增加，也将和缓环境设备的鉴定重点错误地聚焦到了老化试验。
本技术观点正文从现行法规、标准和实践经验等方面阐释技术依据，针对华龙一号核电厂提出了和缓环境下安全重要电气设备鉴定试验技术观点，主要涉及和缓环境下安全重要电气设备材料的是否存在显著老化机理和是否执行老化试验的观点。
本技术观点可供华龙一号核电厂核安全审评和监督单位、相关的核工程设计单位、核设备设计制造单位、核电厂营运单位相关人员参考使用。
本文件将结合核设备鉴定实践和核安全审评经验不断修订和完善。
4i8i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-093-2019 “华龙一号”核电厂主控室安全照明电源配电设备的抗震 核电厂主控室照明系统由正常照明系统和应急照明系统组成。
应急照明系统一般包括备用照明、安全照明及疏散照明。
照明系统为非安全级的系统。
应急照明系统的设计要求为在失去厂外电源的同时，叠加电气元件发生单一故障，在反应堆紧急停堆的情况下，在要求照明的区域内保证本系统的功能不会停止。
目前，审评过程中发现华龙一号核电厂主控室安全照明系统电源配电箱为非抗震设备，不能保证地震工况期间及之后，安全照明系统能够执行其功能，不能确保工作人员进行操作所需的照明及主控室的可居留性。
本技术观点从现行法规、标准和实践经验等方面阐释技术依据，针对华龙一号核电厂的核电厂安全照明系统电源配电设备的抗震要求而提出。
本技术观点可供华龙一号核电厂核安全审评和监督单位、相关的核工程设计单位、核电厂营运单位相关人员参考使用。
本文件将结合核安全审评经验和核电厂运行实践不断修订和完善。
民用核安全设备监督管理系列49 NSC-GD-094-2019 建造阶段控制棒驱动机构Ω焊缝及母材液体渗透显示的处理 控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳与管座既是一回路压力边界又是控制棒驱动杆的行程空间，其建造质量关系到反应堆冷却剂压力边界完整性和堆芯反应性控制，因此其建造质量至关重要。
国内建设的M310、EPR、AP1000机组CRDM耐压壳均存在Ω焊缝结构，该焊缝主要承担密封功能，焊缝两侧延伸至厚壁螺纹区域后的部分具有承压功能。
国内在建核电机组控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳与CRDM/TC管座（简称：管座）在焊接及检验过程中数次发现液体渗透显示，给工程建造质量管理带来困扰和隐患，同时也是安全审评的技术难题。
因此，有必要对相关显示问题进行分析和研究。
本技术观点以我国压水堆机组在建阶段CRDMΩ焊缝出现的不符合项为分析基础。
从材料采购技术要求、材料复验、事件处理、国际工程实践等方面分析了显示产生的原因、安全影响和改进措施。
本技术观点适用于从事CRDMΩ焊缝等薄壁奥氏体不锈钢焊缝设计、制造、检验、审评环节的技术人员参考。
本技术观点将结合工程实践和核安全监管经验不断修订和完善。
5i0i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-095-2019 压水堆核电厂反应堆冷却剂泵样机试验项目和要求 根据核安全法规HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》规定，核动力厂的安全重要物项必须是此前在相当使用条件下验证过的，否则该物项必须具有高质量且其技术经过鉴定或试验。
反应堆冷却剂泵属于核电厂安全重要物项，对于未经相当使用条件验证过的反应堆冷却剂泵，应通过样机试验确认该物项能够在其整个设计寿期内以及支配性环境条件下执行必要的预期功能。
本技术观点在我国核电厂各类型（轴封型、屏蔽型、湿绕组型）反应堆冷却剂泵样机试验工程实践基础上，结合泵设计要求及结构特点，阐释各试验项目的目的，提出各类型反应堆冷却剂泵样机试验至少应包括的试验项目和基本要求。
本技术观点可供核电厂设计单位、反应堆冷却剂泵的设计制造单位、核安全设备监管单位和核安全审评者参考使用。
本文件将结合核安全监管实践及我国核电厂反应堆冷却剂泵样机试验实践经验不断修订和完善。
民用核安全设备监督管理系列51 放射性同位素和射线装置系列 NSC-GD-061-2019 空间放射源应用及安全性问题分析 由于放射源性能稳定、不受外界环境干扰、能在复杂的环境中正常工作，十九世纪五十年代末国际上开始在航天领域使用放射性产品，在月球、火星和深空探测中大量使用放射源。
本技术观点研究了空间探测任务中使用的各类放射源辐射场特性，提出了放射源空间应用及安全性问题技术观点，为分析放射源在发射场阶段运输、贮存、安装、待机发射各环节的辐射水平、工作人员可能的受照剂量估算方法等提出依据。
本成果已成功应用于嫦娥三号任务，嫦娥三号任务中使用了多枚不同类别不同核素的放射源，开创了我国航天发展史上首次采用多种放射性产品的先例。
本技术观点为嫦娥三号发射任务的辐射防护与安全工作提供了指导，今后可应用于类似发射任务的辐射防护及优化设计工作，对后续我国开展类似的空间放射源研究和使用具有较大的参考价值。
放射性同未素和射线装饰系列55 NSC-GD-062-2019 空间用放射源发射场阶段辐射影响 由于放射源性能稳定、不受外界环境干扰、能在复杂的环境中正常工作，十九世纪五十年代末国际上开始在航天领域使用放射性产品，在月球、火星和深空探测中大量使用放射源。
本技术观点研究了空间探测任务中使用的各类放射源在发射场阶段运输、贮存、安装、待机发射各环节的辐射水平、工作人员可能的受照剂量估算方法，分析了放射源发射场阶段的辐射影响，为空间探测用放射源在发射场阶段的贮存、运输、安装、使用提供辐射防护与安全相关指导。
本成果已成功应用于嫦娥三号任务，嫦娥三号任务中使用了多枚不同类别不同核素的放射源，开创了我国航天发展史上首次采用多种放射性产品的先例。
本技术观点为嫦娥三号发射任务的辐射防护与安全工作提供了指导，今后可应用于类似发射任务的辐射防护及优化设计工作，对后续我国开展类似的空间放射源研究和使用具有较大的参考价值。
5i6i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） NSC-GD-063-2019 空间用放射源发射场阶段辐射防护措施 由于放射源性能稳定、不受外界环境干扰、能在复杂的环境中正常工作，十九世纪五十年代末国际上开始在航天领域使用放射性产品，在月球、火星和深空探测中大量使用放射源。
本技术观点根据空间探测任务中使用的各类放射源辐射场特性和辐射影响，提出了放射源在发射场阶段运输、贮存、安装、待机发射各环节的辐射防护措施，为空间探测发射场阶段放射源的贮存、运输、安装、使用提供辐射防护与安全相关指导。
本成果已成功应用于嫦娥三号任务，嫦娥三号任务中使用了多枚不同类别不同核素的放射源，开创了我国航天发展史上首次采用多种放射性产品的先例。
本技术观点为嫦娥三号发射任务的辐射防护与安全工作提供了指导，今后可应用于类似发射任务的辐射防护及优化设计工作，对后续我国开展类似的空间放射源研究和使用具有较大的参考价值。
放射性同未素和射线装饰系列57 NSC-GD-064-2019 放射性药品生产单位辐射工作场所划分界定 放射性药品生产单位根据其生产核素的种类和规模不同，通常有一个或多个相同或不同级别的非密封放射性物质工作场所，科学合理的区分界定场所数量和级别是规范管理的前提条件。
本技术观点从现行法规和标准、现状调查、实践经验等方面进行了分析研究，明确了放射性药品生产场所界定的技术方案和研究结论。
本技术观点可供各级生态环境部门监督检查人员、技术审评人员以及放射性药品生产单位的人员参考使用。
5i8i核与辐射安全中心2019年知识成果文件汇编（技术观点） 辐射环境系列 NSC-GD-084-2019 水环境介质中放射性核素稀释因子估算分析 根据《环境影响评价技术导则核电厂环境影响报告书的格式和内容》（HJ808-2016）A.6.2.4“大气弥散和水体稀释”和A.6.2.5“环境介质中的放射性核素浓度”的要求，应“给出受纳水体中各子区的水体稀释因子”和“给出受纳水体中主要核素年均放射性核素浓度的最大值及子区位置”。
水体环境中放射性核素浓度由稀释因子和排放情况共同决定，而相关法规标准对稀释因子的计算和排放情况的统计缺乏相关要求。
本技术观点从水体稀释因子潮型选取、子区位置划分和衰变等方面阐释技术依据，提出了滨海核电厂水环境介质中放射性核素稀释因子估算分析若干问题的技术观点。
本技术观点可供核电厂营运单位、核电工程设计单位、环境安全审评单位，在环境保护篇章、环境影响评价等文件的编制或审评时参考使用。
本文件将结合核电厂环境保护与环境影响评价相关法律法规不断修订和完善。
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