今日，生态环境部发布了关于申报2019年核与辐射安全监管项目的通知，其中涉及：核安全监管体制技术支持、我国核安全设备国产化科技攻关技术支持、运行核电厂日常运行和大修监管活动中机械设备、在役检查类技术支持、秦山第三核电厂日常运行和大修监管技术支持等141个项目。
项目申报条件
（一）具有独立法人资格的企事业单位；
（二）具有从事核与辐射安全监督管理技术支持工作业绩；
（三）具有完善的组织机构和管理制度；
（四）具有相对稳定的核与辐射安全专业技术人员队伍；
（五）具有与拟申报项目相适应的工作场所、设施与设备；
（六）拟申报项目与申报单位无直接利益关系；
（七）不接受单项项目金额超过100万元的申报。
详情如下：
关于申报2019年核与辐射安全监管项目的通知
为充分利用社会优势资源，做好核与辐射安全监管工作，现面向社会公开征集2019年核与辐射安全监管项目承担单位，请符合申报条件的各相关单位根据《核与辐射安全监管项目2019年申报指南》（见附件）要求进行申报。申报截止日期为2019年3月15日。
联系人：核设施安全监管司刘乐
电话：（010）66103061
传真：（010）66556394
邮箱：nnsabangongshi@mee.gov.cn
附件：核与辐射安全监管项目2019年申报指南
生态环境部办公厅
2019年2月27日
附件
核与辐射安全监管项目2019年申报指南
一、项目申报条件
（一）具有独立法人资格的企事业单位；
（二）具有从事核与辐射安全监督管理技术支持工作业绩；
（三）具有完善的组织机构和管理制度；
（四）具有相对稳定的核与辐射安全专业技术人员队伍；
（五）具有与拟申报项目相适应的工作场所、设施与设备；
（六）拟申报项目与申报单位无直接利益关系；
（七）不接受单项项目金额超过100万元的申报。
二、项目申报程序
（一）项目申报单位直接向生态环境部核设施安全监管司报送申报材料（通讯地址：北京市西直门南小街115号生态环境部核设施安全监管司办公室，邮编：100034）；
（二）申报材料内容包括：《核与辐射安全监管项目2019年申报表》（含实施方案，详见附表1）和《核与辐射安全监管项目2019年申报汇总表》（详见附表2）纸质文件各2份（需加盖公章）、电子文件各1份（提交至nnsabangongshi@mee.gov.cn），组织机构代码证、法人证书和银行开户证明复印件等。
三、项目主要内容
（详见附录）
附录
核与辐射安全监管项目
目 录
一、核与辐射安全监督..................................... 6
（一）核与辐射安全政策、规划等的技术支持............. 6
（二）运行核电厂核与辐射安全监管的技术支持........... 8
（三）建造核电厂核与辐射安全监管的技术支持........... 11
（四）研究堆核与辐射安全监管的技术支持............... 14
（五）放射性物质运输安全监管的技术支持............... 16
（六）铀矿冶与伴生矿安全监管的技术支持............... 17
（七）放射性废物安全监管的技术支持................... 17
（八）核技术利用安全监管的技术支持................... 18
（九）人员资质管理的技术支持......................... 19
（十）公众宣传与舆情应对的技术支持................... 19
（十一）法规标准框架制修订及组织管理................. 20
（十二）法规标准制修订............................... 21
（十三）核与辐射安全监管研究......................... 28
（十四）国际交流与合作............................... 39
二、全国辐射环境监测..................................... 39
（一）其他监测应急事项............................... 39
三、核设备监管........................................... 42
（一）国内民用核安全设备活动的监督管理............... 42
四、核设施、核基地放射性污染防治......................... 42
（一）调查与评价的综合支持........................... 42
（二）铀矿冶设施辐射环境现状调查与评价............... 44
（三）天然放射性物质（NORM）及核技术利用设施辐射环境现
状调查与评价................................... 46
一、核与辐射安全监督
（一）核与辐射安全政策、规划等的技术支持
1.我国反核恐怖态势跟踪与评估技术支持
主要内容：研究我国面临的核恐怖威胁形势，分析我国反核恐怖力量体系现状和存在的主要问题，评估我国民用核设施在特殊时期面临的风险及维护核安全的能力，提出加强特殊时期核安全能力的建议。
主要成果：专题报告
2.核能行业安全风险监测与评价技术支持
主要内容：识别我国核能行业的潜在风险，分析评价风险对安全的影响程度，并列出风险清单，确定主要行业风险，研究提出应对的政策建议。
主要成果：专题报告
3.核安全态势评估技术支持
主要内容：跟踪国内外核安全动态，分析事件发生的背景、原因及对我国核安全的可能影响，研判核安全发展态势，提出工作建议。
主要成果：总结报告
4.核安全监管体制技术支持
主要内容：调研世界主要核电国家的监管体制和我国监管体制现状，结合中央政府部门职能调整及环保垂直改革等一系列政策措施，分析国内外监管体制的不同，提出“十四五”期间进一步理顺我国核安全监管体制的对策与建议。
主要成果：专题报告
5.我国核安全设备国产化科技攻关技术支持
主要内容：调研我国核电机组现有国产化水平，研究分析我国核电项目进出口清单，对相关核电项目受国际双边或多边关系影响作出研判，提出相关政策建议措施。
主要成果：专题报告
6.早期核设施退役及放射性废物治理领域“十四五”规划思路研究
主要内容：总结早期核设施退役及放射性废物治理“十三五”规划落实的经验和教训，分析面临的形势、挑战及存在的主要问题，研究提出早期核设施退役及放射性废物治理“十四五”规划思路。
主要成果：专题报告
7.研究堆领域“十四五”规划思路技术支持
主要内容：总结“十三五”期间研究堆领域核安全工作现状及存在的问题，分析研究堆领域核安全工作面临的形势，研究提出“十四五”期间研究堆领域核安全工作思路，包括指导思想、基本原则、规划思路、目标指标、主要任务等。
主要成果：专题报告
8.伴生放射性矿产核与辐射安全监管“十四五”规划思路技术支持
主要内容：总结“十三五”伴生放射性矿产资源开发利用环境污染防治和辐射环境安全监管现状，分析该领域所面临的国内外形势、挑战及存在的主要问题，研究提出伴生放射性矿产核与辐射安全监管“十四五”规划思路。
主要成果：专题报告
9.核安全设备监管“十四五”规划思路技术支持
主要内容：总结“十三五”期间核安全设备监管现状及存在的问题，分析核安全设备监管面临的形势，研究提出“十四五”期间核安全设备监管思路，包括指导思想、基本原则、规划思路、目标指标、主要任务等。
主要成果：专题报告
10.核安保监管“十四五”规划思路技术支持
主要内容：总结“十三五”期间核安保监管工作现状及存在的问题，分析面临的形势，研究提出“十四五”期间核安保监管工作思路，包括指导思想、基本原则、规划思路、目标指标、主要任务等。
主要成果：专题报告
（二）运行核电厂核与辐射安全监管的技术支持
11.运行核电厂日常运行和大修监管活动中机械设备、在役检查类技术支持
主要内容：完成各运行核电厂机械设备和在役检查相关事件、异常、申请项目的分析报告；结合各核电厂运行情况，梳理分析机械设备和在役检查相关信息，协助组织召开技术咨询活动，制定相关监管要求；赴电厂参加临界前检查或其他现场检查，提供机械设备和在役检查技术支持。
主要成果：总结报告
12.运行核电厂日常运行和大修监管活动中运行管理和质量保证类技术支持
主要内容：根据任务安排，完成运行管理和质保相关事件、异常、申请项目的现场调查、审查和分析，完成调查和分析报告；结合各核电厂运行情况，梳理和分析运行管理和质保相关信息，组织开展相关技术咨询会，协助制定相关监管要求；负责运行管理和质量保证监督检查计划、方案的制定，安排人员赴运行电厂参加临界前检查或其他现场检查，提供运行管理和质保技术支持，包括检查单编制、报告编写等；参加运行电厂运行管理和质量保证相关会议及其他技术支持工作。
主要成果：总结报告
13.秦山第三核电厂日常运行和大修监管技术支持
主要内容：完成秦山第三核电厂相关事件、异常、申请项目的分析评价；结合核电厂运行情况，梳理和分析秦山第三核电厂相关运行信息，协助制定相关监管要求；提供电厂现场检查等的技术支持。
主要成果：总结报告
14.核电厂概率安全评价（PSA）和严重事故管理（SAMG）的同行评估
主要内容：（1）完善PSA同行评估技术导则；组织开展1场PSA同行评估活动，被评估单位从我国在运核电厂中选取；开展PSA同行评估回访，对同行评估的建议项落实情况进行实地检验和评估。（2）总结严重事故管理同行评估经验，修订完善严重事故管理评估技术指南；选取1个核电厂开展严重事故管理同行评估，分析严重事故管理共性问题和电厂特性问题；对1个已评估单位开展回访活动，对评估建议项落实情况进行实地检验和评估。
主要成果：评估报告
15.核电厂核安全文化同行评估
主要内容：（1）在评估我国核电集团核安全文化建设的基础上，根据国际核安全文化同行评估要求和标准，完善我国核电厂核安全文化同行评估文件体系，升版核电厂核安全文化同行评估实施程序和评估标准（PO &C）。（2）组织开展1场核电厂核安全文化同行评估活动，受评方从我国在运核电厂中选取。
主要成果：评估报告
16.运行核电厂日常运行和大修监管活动中人因类技术支持
主要内容：（1）参与2019年度国内运行核电厂人因事件的调查、监管及相关行动，对各核电厂人因相关运行事件进行深入分析评价，并给出评价报告、经验反馈及监管建议。（2）基于国家核安全局经验反馈平台对各运行核电厂上报的运行事件进行梳理和筛选，分析核电厂运行与大修活动的人因事件异常相关信息，协助组织开展技术咨询并制定相关监管方案。（3）建立综合集成的人因事件分析与数据挖掘框架，对典型人因相关事件进行定性与定量综合评价，归纳相关事件的发生特点并提供相关监管建议。（4）形成2019年度国内运行核电厂人因事件综合性分析、评价、经验反馈、监管建议报告。
主要成果：技术报告
17.运行核电厂严重事故管理中人因类技术支持
主要内容：（1）搜集并整理IAEA、NRC等机构有关严重事故管理的技术文件/报告，梳理与人因问题相关的内容，总结国外运行核电厂严重事故管理方面的经验反馈。（2）梳理国内运行核电厂严重事故管理导则及相关程序文件，对应考虑的人因问题进行分析，形成简报。
主要成果：技术报告
18.核电厂运行安全性能指标评价体系技术支持
主要内容：协助规范指导核电厂运行安全性能指标数据填报；进一步论证和落实性能指标公众公开工作，研究制定性能指标公开相关工作程序；开展运行安全性能指标体系优化；每半年完成一份数据分析与总结报告。
主要成果：总结报告
（三）建造核电厂核与辐射安全监管的技术支持
19.二代改进型在建核电厂（除中广核控股核电项目）核安全检查、质保监督技术支持
主要内容：全面参与二代改进型在建核电厂的核安全检查、质保监督活动，现场提供专业建议，并出具书面意见。
主要成果：总结报告
20.二代改进型在建核电厂（除中广核控股核电项目）建造事件、重大不符合项和设计变更等监督检查技术支持
主要内容：参与在建核电厂的核安全监督检查活动，对在建核电厂建造事件、重大不符合项和设计变更等进行审查，必要时参加监督活动，确认建造事件、重大不符合项和设计变更的核安全风险。
主要成果：总结报告
21.调试监督检查大纲配套程序编制的技术支持
主要内容：根据《核动力厂调试监督检查大纲》，结合核电厂调试监管经验、实践，参照美国核管会（NRC）监督大纲及有关程序，完成《核动力厂调试监督检查大纲》下游相关文件的制修订工作，最终形成文件汇编。
主要成果：文件汇编
22.二代改进型和EPR在建核电厂建造事件、重大不符合项和设计变更等监督技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与在建核电厂的核安全监督检查活动，对在建核电厂建造事件、重大不符合项和设计变更等进行审查，必要时参加监督活动，确认建造事件、重大不符合项和设计变更的核安全风险。
主要成果：总结报告
23.二代改进型和EPR在建核电厂土建施工、设备安装、调试和役前检查核安全监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与在建核电厂的核安全监督检查活动，对在建核电厂土建施工、设备安装、调试和役前检查等进行审查，必要时参加监督活动，确认土建施工、设备安装、调试和役前检查中的核安全风险。
主要成果：总结报告
24.华龙一号示范工程调试阶段核安全和质保监督检查技术支持
主要内容：全面参与华龙一号示范工程——福清核电厂5、6号机组，防城港核电厂3、4号机组调试阶段的核安全检查、质保监督活动，现场提供专业建议，并出具书面意见。
主要成果：总结报告
25.华龙一号示范工程及后续项目建造阶段核安全和质保监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与华龙一号示范工程——福清核电厂5、6号机组，防城港核电厂3、4号机组及后续项目建造阶段核安全检查、质保监督活动，现场提供专业建议，并出具书面意见。
主要成果：总结报告
26.华龙一号示范工程及后续项目建造阶段重大不符合项监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与华龙一号示范工程——福清核电厂5、6号机组，防城港核电厂3、4号机组及后续项目的核安全监督检查活动，对建造事件、重大不符合项和设计变更等进行审查，必要时参加监督活动，确认建造事件、重大不符合项和设计变更的核安全风险。
主要成果：总结报告
27.CAP1400示范工程建造阶段核安全和质保监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与CAP1400示范工程建造阶段核安全检查、质保监督活动，现场提供专业建议，并出具书面意见。
主要成果：总结报告
28.CAP1400示范工程建造阶段重大不符合项等监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与CAP1400示范工程的核安全监督检查活动，对建造事件、重大不符合项和设计变更等进行审查，必要时参加监督活动，确认建造事件、重大不符合项和设计变更的核安全风险。
主要成果：总结报告
29.CAP1000项目建造阶段核安全和质保监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与CAP1000项目建造阶段核安全检查、质保监督活动，现场提供专业建议，并出具书面意见。
主要成果：总结报告
30.CAP1000项目建造阶段重大不符合项等监督检查技术支持
主要内容：按照国家核安全法律法规和相关技术文件要求，参与CAP1000项目的核安全监督检查活动，对建造事件、重大不符合项和设计变更等进行审查，必要时参加监督活动，确认建造事件、重大不符合项和设计变更的核安全风险。
主要成果：总结报告
（四）研究堆核与辐射安全监管的技术支持
31.原子能院在役研究堆（中国实验快堆、492堆、原型微堆、微堆临界装置、快堆临界装置、铀溶液临界装置、固体零功率堆、先进研究堆）、清华核研院5MW低温堆、医院中子照射器、加速器驱动嬗变研究装置（CIADS）等核安全监督检查技术支持
主要内容：参与原子能研究院、清华核研院、中科院等在役、在建研究堆的监督计划（方案）制定、监督检查实施及监督检查报告编写。
主要成果：总结报告
32.核动力院（493、岷江堆、18-5临界装置、中国脉冲堆等）、清华核研院（屏蔽堆、10MW高温气冷堆）、深圳微堆、中科院钍基熔盐堆等在役、在建研究堆核安全监督管理技术支持和研究堆环境评价监管技术支持
主要内容：参与核动力院（493、岷江堆、18-5临界装置、中国脉冲堆等）、清华核研院（屏蔽堆、10MW高温气冷堆）、深圳微堆、中科院钍基熔盐堆等在役、在建研究堆的监督计划（方案）制定、监督检查实施及监督检查报告编写；参与研究堆选址、建造和运行等各阶段环境评价文件的审查及监督检查报告的编写。
主要成果：总结报告
33.石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程安全监管技术支持
主要内容：参与石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程监督计划（方案）制定、监督检查实施及监督检查报告编写，为其他核安全监督问题的处理提供技术支持。
主要成果：总结报告
34.原子能研究院、清华核研院、深圳微堆、医院中子照射器等在役、在建研究堆机械设备核安全监督管理技术支持
主要内容：参与原子能研究院、清华核研院、深圳微堆、医院中子照射器等在役研究堆机械设备监督计划（方案）制定、监督检查实施及监督检查报告编写。
主要成果：总结报告
35.I类研究堆（临界装置）监督检查技术支持
主要内容：更新深圳微堆和医院中子照射器技术资料；开展I类研究堆以及其他临界装置运行、维护人员经验交流研讨；为I类研究堆以及其他临界装置的监督检查提供技术支持。
主要成果：总结报告
36.先进核反应堆（ADS）技术支持
主要内容：（1）跟踪国内外ADS系统及熔盐堆的最新进展，提供先进堆安全监管支持材料，使我国安全监管能力适应先进核反应堆技术的发展。（2）组织先进核反应堆安全交流研讨，探讨先进核反应堆相关的核安全监管及评审问题，收集国内外专家在先进核反应堆技术方面的建议，为先进核反应堆安全监管提供技术支持。
主要成果：调研报告
37.研究堆运行阶段监督检查大纲配套程序编制技术支持
主要内容：（1）调研我国研究堆现状及运行阶段监督检查实施情况，提出研究堆运行阶段核安全监督检查大纲配套程序编制方案。（2）根据我国现行核安全法律法规导则，结合各类研究堆特点和现状，依据编制方案，编制体现分类要求的研究堆运行阶段核安全监督检查大纲配套程序。
主要成果：文件汇编
（五）放射性物质运输安全监管的技术支持
38.放射性物品运输法规宣贯及技术培训的技术支持
主要内容：放射性物品运输安全管理条例及其配套规章宣贯的技术支持；放射性物品运输容器设计制造培训的技术支持。
主要成果：总结报告
39.一类放射性物品运输监督检查的技术支持
主要内容：（1）一类放射性物品运输容器设计单位及其设计试验验证监督检查的技术支持。（2）一类放射性物品运输容器制造单位及其制造活动监督检查的技术支持。（3）进口一类放射性物品运输容器制造监督检查的技术支持。（4）一类放射性物品运输容器定期安全性能评价备案活动的技术支持。（5）一类放射性物品运输活动监督检查的技术支持。
主要成果：技术报告
40.二类放射性物品运输及运输容器设计、制造、使用等备案管理的技术支持
主要内容：（1）二类放射性物品运输活动监督检查的技术支持。（2）二类放射性物品运输容器设计、制造、使用备案管理监督检查的技术支持。
主要成果：技术报告
（六）铀矿冶与伴生矿安全监管的技术支持
41.铀矿冶、伴生矿辐射环境安全监管技术支持
主要内容：（1）提供对铀矿冶、铀矿地质勘探、伴生矿相关项目、设施辐射环境安全审查、环保“三同时”验收的技术支持。（2）铀矿冶、铀矿地质勘探、伴生矿相关项目、设施辐射环境安全检查的技术支持，配合开展例行/非例行检查，提供现场专家支持，编制相关技术报告。
主要成果：总结报告
（七）放射性废物安全监管的技术支持
42.核设施退役活动监督管理技术支持
主要内容：参与各类退役活动的技术审查和监督检查（包括日常监督、例行/非例行检查等全过程执法监管活动），开展全面技术支持。
主要成果：总结报告
43.放射性废物处理、处置设施监督管理技术支持
主要内容：参与404厂、各运行废物处置场等放射性废物贮存、处置设施安全监督检查活动，包括辐射环境影响评价审批及安全技术审查、专家论证审查、日常监督，例行/非例行检查等全过程监管活动，提供全面技术支持。
主要成果：总结报告
（八）核技术利用安全监管的技术支持
44.辐射工作人员辐射安全和防护培训机制改革技术支持
主要内容：（1）按照诊断与介入、核医学、放射治疗、工业辐照、工业探伤、核仪表与测井等各从业领域，编制具有针对性和可操作性的辐射安全和防护培训教学大纲1套，明确不同领域主要知识点和学习要求；（2）以《电离辐射防护与安全基础》《电离辐射医学应用的防护与安全》《电离辐射工业应用的防护与安全》《核与辐射安全法律法规》等教材主要知识点为基础，针对各领域从业人员编制应知应会材料，并按教学大纲规定的知识点，制作可用于在线培训平台的培训课件（包括PPT、视频音频等）；（3）编制可用于网络在线考核和线下考试的辐射安全与培训考核试题库1套（含标准答案），以客观题（包括单选、多选）为主，并按照难易程度和适用的工作实践类型进行分类。
主要成果：培训材料
（九）人员资质管理的技术支持
45.民用核安全设备焊工焊接操作工资质管理技术支持
主要内容：（1）对焊工焊接操作工资质申请文件、各类监督活动中发现的问题及焊工考核单位的相关申请进行技术审查；（2）对焊工考核单位活动进行技术审查；（3）其他焊工资质管理技术支持工作。
主要成果：总结报告
46.民用核安全设备无损检验人员资质管理技术支持
主要内容：（1）对无损检验人员资质申请文件、各类监督活动中发现的问题及无损检验人员考核单位相关申请进行技术审查；（2）对无损检验考核单位活动进行技术审查；（3）其他无损检验人员资质管理技术支持工作。
主要成果：总结报告
47.民用核设施操纵人员资质管理技术支持
主要内容：对操纵人员执照申请文件进行技术审查，开展操纵人员管理相关法律法规调研及其他技术支持工作。
主要成果：总结报告
（十）公众宣传与舆情应对的技术支持
48.核与辐射新闻报道技术支持
主要内容：开辟报纸核与辐射专版，每月不少于3期，并将全年有关报道和版面汇编成册;对核与辐射安全有关新闻报道和宣传工作进行策划，提供技术和人员支持;在报纸上公示公告核与辐射安全审批许可信息。
主要成果：文件汇编
49.在公报上对核与辐射安全许可审批信息进行公示公告
主要内容：在生态环境部公报上对生态环境部作出的核与辐射批复和验收决定等许可审批信息进行公告。
主要成果：公报
50.核与辐射公众沟通技术支持
主要内容：开展各类核与辐射安全公众沟通活动，包括活动策划、宣传材料及视频制作，利用各类媒体和平台开展公众沟通活动，分享经验并交流问题，开展核能公众接受度和核与辐射安全监管部门公众满意度调查等。
主要成果：总结报告
51.输变电工程公众参与格式与内容
主要任务：（1）调查国内输变电工程环境保护工作中公众参与的具体开展情况，分析当前输变电工程环境保护公众参与效果及存在问题，全面总结经验。（2）研提输变电工程公众参与及信息公开方式方法，设计有关问卷范本，编制输变电工程环境保护公众参与的报告格式与内容规范。
主要成果：研究报告
（十一）法规标准框架制修订及组织管理
52.美国、法国和日本等核电大国及国际原子能机构、欧洲原子能共同体核安全法规标准体系发展动态跟踪技术支持
主要内容：调研美国、法国和日本等核电大国以及国际原子能机构、欧洲原子能共同体的核安全法规标准体系，跟踪其发展动态，分析核安全领域重大政策性问题与法规标准制修订之间的关系，与我国的法规标准体系以及监管实际进行比较分析，为完善我国核安全法规标准体系以及核安全法规标准制修订与实施提供依据和技术支持。
主要成果：专题报告
53.国际原子能机构核安全法规标准编译技术支持
主要内容：翻译、整理国际原子能机构最新升版的核安全法规标准六部（约40万字），形成中文译本和专题报告，并获得国际原子能机构官方授权，正式在IAEA网站发布官方中文版本，成为权威译本，为我国核安全法规、标准和导则的撰写、修改升版提供重要的参考依据和技术支持。
主要成果：中文译本，专题报告
（十二）法规标准制修订
54.修订《核动力厂电源系统设计》（HAD102/13-1996）
主要内容：依据IAEA-SSG-34（2016）“Design of Electrical Power Systems for Nuclear Power Plants”，结合我国现行法规标准体系，逐条进行适应性分析研究，对《核动力厂电源系统设计》进行修订。修订工作包括但不限于IAEA-SSG-34（2016）原文翻译、内容研究、适应性分析、支持性材料编制、行业内相关单位意见征集、专家审查、统稿及规范等。
主要成果：导则报批稿及编制说明
55.制定《核动力厂1级概率安全分析》（HAD102/19）
主要内容：跟踪IAEA SSG-3“Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”的修订及发布进展，消化吸收文件内容，以一级PSA概率安全分析关键技术研究成果为基础，结合我国实际情况，编制我国的《核动力厂1级概率安全分析》（HAD102/19）导则。
主要成果：导则报批稿及编制说明
56.制定《核动力厂2级概率安全分析》（HAD102/20）
主要内容：跟踪IAEA SSG-4“Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants”的修订及发布进展，消化吸收文件内容，以二级PSA概率安全分析关键技术研究成果为基础，结合我国实际情况，编制我国的《核动力厂2级概率安全分析》（HAD102/20）导则。
主要成果：导则报批稿及编制说明
57.修订《核动力厂确定性安全分析》（HAD102/01）
主要内容：根据Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants (revision of IAEA-SSG-2, DS491 STEP 11)的修订内容，结合我国核动力厂具体实践，对该导则进行修订。
主要成果：导则报批稿及编制说明
58.修订HAF102配套仪控系统相关导则
主要内容：完成IAEA SSG39的翻译和消化吸收。在HAF102-30框架下，跟踪并研究其他配套导则项目组技术进展，及时沟通协调，保持配套导则间技术要求的一致性。在“《核动力厂仪表和控制系统的设计》关键技术研究”成果基础上，完成《核电厂保护系统及其他有关设施》（HAD102/10-1988）、《核电厂安全有关仪表和控制系统》（HAD102/14-1988）和《核动力厂基于计算机安全重要系统软件》（HAD102/16-2004）的整合和修订。
主要成果：导则报批稿及编制说明
59.修订核电厂反应堆冷却系统及有关系统相关导则
主要内容：落实《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）最新要求，对设计扩展工况、实际消除和抗大飞机撞击等进行深入研究，并在安全壳和相关系统安全设计中予以体现，完成《核电厂反应堆冷却系统及有关系统》（HAD102/08-1989）和《核电厂最终热阱及其直接有关输热系统》（HAD102/09-1987）修订。
主要成果：导则报批稿及编制说明
60.制定《核设施规划限制区管理办法》
主要内容：研究提出规划限制区的管理目的、总体要求、术语定义及其适用范围，明确规划限制区各相关方的管理职责，提出规划限制区的范围、分区管理及设置、调整和取消等管理和技术相关要求，包括人口控制，易燃、易爆、腐蚀性物品生产、贮存设施的管理、危险品运输、规划管理评估等。
主要成果：部门规章报批稿及编制说明
61.修订《研究堆营运单位报告制度》
主要内容：调研美国、国际原子能机构等国家和国际组织关于研究堆事件报告制度的相关法规、导则及其执行情况，赴国内研究堆集中的单位进行现场调研，与相关部门人员座谈，全面梳理《研究堆营运单位报告制度》需改进的方面，并组织完成修订。
主要成果：法规报批稿及编制说明
62.制定《研究堆运行限值和条件》
主要内容：调研我国民用核设施监管要求及监管实践、国外研究堆运行限值和条件方面的文件要求，以IAEA导则No.NS-G-4.4 “Operational Limits and Conditions and Operating Procedures for Research Reactors”为参考蓝本，编制核安全导则《研究堆运行限值和条件》。导则应与我国现有核安全法规导则充分衔接，并体现分类监管要求。
主要成果：导则报批稿及编制说明
63.制定《高温气冷堆核动力厂设计安全规定》
主要内容：在总结高温气冷堆核电站示范工程设计、建造、运行、核安全审评和传统压水堆经验的基础上，研究编制《高温气冷堆核动力厂设计安全规定》，组织开展内部审查及专家审查。
主要成果：法规报批稿及编制说明
64.制定核安全导则《乏燃料公海铁联运核与辐射安全分析报告书标准格式和内容》
主要内容：调研美国等国家乏燃料运输风险相关文献，结合我国现有核安全法规、导则和乏燃料公海铁联运特性，参考《放射性物品运输核与辐射安全分析报告书格式和内容》（HAD701/02）编制核安全导则《乏燃料公海铁联运核与辐射安全分析报告书标准格式和内容》。
主要成果：导则报批稿及编制说明
65.制定《放射性物品安全运输货包泄漏检验》
主要内容：（1）调研美国、德国、法国等发达国家放射性物品运输容器泄漏检验技术现状，特别是大型容器的检验手段和高精度的检测技术，以及经过力学、热学试验后的放射性物质运输货包泄漏检测技术。（2）调研我国放射性物质安全运输货包泄漏检验手段与方法，以及石油化工、压力容器制造等行业泄漏检测方法。（3）结合我国现有技术能力，研究提出适用于我国放射性物品运输容器的泄漏检验技术。
主要成果：标准报批稿及编制说明
66.制定《核燃料后处理设施安全导则》
主要内容：以IAEA导则No.SSG-42 《Safety of nuclear fuel reprocessing facilities》为参考蓝本，结合我国现有核安全法规、导则和核燃料后处理监管实践，编制《核燃料后处理设施安全导则》。导则应涵盖核燃料后处理项目选址、设计、建造、调试、运行及退役全过程安全要求。
主要成果：导则报批稿及编制说明
67.修订《核燃料循环前端设施安全分析报告标准格式与内容》
主要内容：以《铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容》（HAD301）为基础，参考核电厂、核燃料后处理厂安分及国外安分编制的要求，结合我国现有核安全法规、导则和铀燃料加工实践，修订HAD301，满足核燃料循环前端设施类型不断增加、技术不断发展、安全要求不断提高的需求。
主要成果：导则报批稿及编制说明
68.制定《铀纯化、转化设施的安全导则》
主要内容：消化吸收IAEA SSG-5 “Safety of Conversion Facilities and Uranium Enrichment Facilities” 内容，调研国、内外相关法律法规、标准、技术文件等对铀转化和铀浓缩设施的安全要求，结合我国铀转化和铀浓缩设施的安全现状，制定相关导则。导则应满足我国铀转化设施和铀浓缩设施的实际需要，保证可操作性并能达到IAEA的管理标准要求。
主要成果：导则报批稿及编制说明
69.修订《低、中水平放射性废物近地表处置场环境辐射监测的一般要求》（GB/T 15950-1995）
主要内容：根据我国放射性废物管理法规标准体系，调研国外近地表处置设施环境监测相关标准，结合我国近地表处置设施的运行实践，对标准GB/T 15950进行修订，明确处置场运行、关闭各个不同阶段环境监测的项目、范围、频次等内容。
主要成果：标准报批稿及编制说明
70.制定《放疗科辐射安全与防护要求》
主要内容：调研医疗机构放疗科的辐射安全与防护状况，按现有法律法规要求，结合我国辐射安全监管现状，制定《放疗科辐射安全与防护要求》，内容涵盖放疗科的选址、布局、建造、运行、人员管理、辐射监测、事故预防及应急等方面的要求。
主要成果：导则报批稿及编制说明
71.制定《核技术利用退役项目竣工环境保护验收技术规范》
主要内容：调研医学、工业、科研等各行业核技术利用退役项目竣工环保验收情况（含退役监测情况），了解行业现状、有益做法和存在问题，参考环境保护标准中其他行业竣工环保验收技术规范，针对核技术利用项目的特点，制定《核技术利用退役项目竣工环境保护验收技术规范》，内容包括工作程序、监测方案和技术要求、文本表格示例或规范等方面。
主要成果：标准报批稿及编制说明
72.修订《环境影响评价技术导则 输变电工程》（HJ 24-2014）
主要内容：对照国家现行环境保护法规标准体系，针对输变电工程环评文件技术审评中发现的突出问题，参考《建设项目环境影响评价技术导则总纲》，修订《环境影响评价技术导则 输变电工程》（HJ 24-2014）。
主要成果：标准报批稿及编制说明
73.修订《建设项目竣工环境保护验收技术规范 输变电工程》（HJ 705-2014）（外协）
主要内容：对照国家现行环境保护法规标准体系，调研本规范以及相关标准发布实施以来输变电项目竣工环保验收遇到的问题，修订《建设项目竣工环境保护验收技术规范 输变电工程》（HJ 705-2014）。
主要成果：标准报批稿及编制说明
74.编制核设施退役竣工环保验收技术规范及放射性废物处理、贮存设施环境影响评价技术指南
主要内容：根据环境影响评价及竣工环保验收的最新要求，开展以下工作：（1）调研其他国家对核设施退役终态验收要求的法规标准，结合我国实际编制退役项目竣工环保验收技术规范。（2）根据新修订的建设项目环境影响评价分类管理名录，针对放射性废物处理、贮存设施的安全特点，编制放射性废物处理、贮存设施环境影响评价技术指南。
主要成果：技术文件报批稿及编制说明
75.制定伴生放射性矿辐射环境保护标准
主要内容：针对锆及氧化锆、铌、钽、钒、石煤行业典型企业的辐射环境保护现状开展调研，深入研究辐射环境管理实际水平，分析辐射环境管理方面存在的问题，评估辐射环境影响，提出辐射环境保护基本要求，编制辐射环境保护标准。
主要成果：标准报批稿及编制说明
（十三）核与辐射安全监管研究
76.风险指引型监管方法在我国适用性研究
主要内容：（1）调研美国核管会基于风险、风险指引以及风险指引绩效依赖的监管思路演化过程和针对具体领域的法规要求。（2）分析我国核与辐射安全监管现行体制和相关法律法规要求，提出风险指引绩效依赖对我国监管理念和法律法规适用性的实际建议。（3）调研风险指引绩效依赖同集成化安全评价方法的一致性。
主要成果：研究报告
77.核与辐射安全分类执法程序文书指南研究
主要内容：梳理与研究我国相关领域或部门安全分类执法程序文书体系与存在问题，跟踪其发展动态，有针对性地对核安全领域的安全分类执法程序文书进行比较研究，为制定核与辐射安全分类执法程序文书指南提供技术支持，对我国核与辐射安全分类执法程序文书指南的建立提供依据。
主要成果：研究报告
78.美国核电厂生态环境保护方面有关标准研究
主要内容：跟踪美国核电厂辐射安全标准动态，比较分析国内外辐射安全监管等领域的标准，提出我国核与辐射安全监管标准体系建设的建议。
主要成果：专题报告
79.民用核安全设备第三方监造制度研究
主要内容：在充分调研的基础上形成有效的研究报告，对国内外相关领域或部门第三方监造管理体系现状、优缺点进行对比分析，从监造定位、监造职责、监造方式及内容、监造流程、验收管理、质量保证、程序制度、标准规范、经验反馈等方面研提建立民用核安全设备第三方监造制度的意见建议。
主要成果：研究报告
80.世界主要核电国家的核安全重要问题分析
主要内容：收集世界主要核电国家（7-8个国家）相关资料，编制《世界主要核电国家核安全问题和良好实践报告》，主要包括：核电发展基本情况、立法和监管框架、发现的重要问题及行动措施、安全良好业绩和良好实践。
主要成果：研究报告
81.核电厂网络安全技术政策研究
主要内容：针对核电厂网络安全工作所关注的主要内容和亟待解决的技术问题开展研究，在调研国内外相关法规和标准等文件的基础上，结合国内工作实际，协助国家核安全局制定核电厂网络安全技术政策相关文件。
主要成果：技术文件
82.核动力厂规划限制区管理情况的调研
主要内容：（1）调研国内外核动力厂规划限制区人口控制、土地利用和工业活动控制相关法规、导则和标准，提出建议。（2）调研现有核动力厂规划限制区设立以来区域内的人口变化情况和新增的人口密集场所等，总结分析人口变化和人口密集场所的特点，以及影响因素和存在的问题等，提出建议。（3）调研现有核动力厂规划限制区设立以来区域内的工业发展情况和新增的易燃、易爆、腐蚀性物品生产、贮存设施，评估与地方城乡规划的相容性，归纳工业发展的特点，分析影响因素和存在的问题，提出建议。（4）汇总现有核动力厂规划限制区的管理情况，包括规划限制区的设置程序、管理模式、职责分工等，评价规划限制区管理的有效性，分析存在的问题，提出建议。
主要成果：调研报告
83.新开发小型堆核动力厂验证试验调研
主要内容：调研我国和美国监管当局法规要求和审评实践，我国新建首堆机组验证试验情况，国内外小型堆/浮动堆的监管要求、工程实践以及验证试验情况，为我国新开发核动力厂提供一套确定验证试验需求的过程体系，总结出新开发核动力厂首堆验证试验项目清单。
主要成果：研究报告
84.国外小型反应堆监管情况跟踪及核供热堆（池式、池壳结合式）关键监管问题研究
主要内容：（1）收集国外核供热反应堆（AST、SLOWPOKE等）的发展历程和现状，监管过程、程序、方法等，分析核供热堆监管的特点。（2）研究国外小型反应堆（NuScale、mPower等）安全监管现状和方法，分析小型反应堆监管的特点。（3）梳理我国小型核供热反应堆（池式、池壳结合式）特征及监管关键问题。（4）分析核供热反应堆（池式、池壳结合式）关键监管问题（软件适用性、设计基准工况、设备安全分级、安全壳功能等）。
主要成果：研究报告
85.熔盐堆氚输运特性分析及其控制策略研究
主要内容：基于熔盐堆一回路结构特点及高温低压的运行特点，开发氚在熔盐堆中产生、扩散、腐蚀、渗透以及石墨吸附等模型，以准确刻画氚在反应堆稳态运行及瞬态工况下的输运行为；考虑氚作为中子慢化剂对反应堆物理和热工的影响，研究其相互作用机制，为反应堆的安全审评提供依据；研究石墨吸附床、铍渗透窗等除氚装置对氚输运特性的影响规律，评估各种除氚策略可行性和经济性。
主要成果：研究报告
86.高温气冷堆典型设计扩展工况监管要求研究
主要内容：调研国内外有关设计扩展工况的法规、导则、规范和标准；确定高温气冷堆设计扩展工况的筛选原则、涵盖范围、分析方法；以HTR-PM为参考设计，确定高温气冷堆的典型设计扩展工况；梳理提炼高温气冷堆设计扩展工况监管要求。
主要成果：研究报告
87.HAF102应用于海上浮动堆适应性研究
主要内容：（1）基于中船重工海洋核动力平台项目，梳理海上浮动堆设计特点，分析与陆上核电站设计特点的差异。（2）从海上浮动堆设计的角度，对HAF102逐条解读，梳理出HAF102中海上小堆设计的不适用项。（3）对不适用项逐条分析，基于示范工程编制HAF102应用于海上浮动堆的适用性研究报告。
主要成果：研究报告
88.海上小堆设备鉴定监管技术要求研究
主要内容：梳理海上堆鉴定环境因素，制定海上堆设备鉴定体系，研究海上堆特定环境条件的鉴定方法。
主要成果：研究报告
89.加速器驱动嬗变研究装置安全监管要求研究
主要内容：调研国内外加速器驱动次临界系统和新型研究堆的安全关键技术，根据当前我国加速器驱动嬗变研究装置的研究成果及状态，重点梳理加速器驱动嬗变研究装置安全关键技术，结合其他先进研究堆运行经验，提出合理的安全监管要求。
主要成果：研究报告
90.液态燃料钍基熔盐实验堆监管技术要求研究
主要内容：分析2MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-LF1）的安全特性，以及国际上熔盐堆安全设计标准和安全监管关注点，编制合理可行的监管技术要求。
主要成果：研究报告
91.Ⅱ类研究堆构筑物与设备分级及其抗震设计基准研究
主要内容：研究Ⅱ类研究堆构筑物的抗震设计基准，分析民用建筑抗震设计规范与核设施抗震设计规范的差异性和相容性，分析Ⅱ类研究堆安全特性、设备分级原则和可行性，以及设备抗震设计基准与构筑物抗震设计基准的匹配性。
主要成果：研究报告
92.乏燃料运输容器结构分析的载荷组合和设计准则研究
主要内容：研究容器在正常运输工况及事故工况下结构分析应考虑的载荷组合和设计准则。
主要成果：研究报告
93.乏燃料后处理技术与安全特性现状调研
主要内容：调研商用乏燃料后处理技术和流程，调研乏燃料后处理厂的临界风险和安全特性、化学风险和安全特性、辐射风险和安全特性，以及国外乏燃料后处理厂安全事故及经验反馈，提出安全监管建议。
主要成果：调研报告
94.美国主要核场址退役治理安全管理进展研究
主要内容：调查分析美国汉福特、萨凡纳河等主要核场址历年来开展的大型退役治理项目的进展、资金投入情况、监管状况、安全风险与事故管理活动，总结其安全管理上的先进经验，研究分析其近年来发生的安全事故和存在的问题，提出监管建议。
主要成果：研究报告
95.中低放废物岩洞处置的特征、事件和过程（FEPs）收集及筛选方法研究
主要内容：（1）参考国际上放射性废物处置FEPs清单，包括经合组织核能署（NEA）的NEA 2.1 FEPs数据库、美国核能署针对地质处置开发的FEPs清单、IAEA的ISAM合作研究项目开发的近地表处置FEPs清单、瑞典SKB公司针对地质处置系统提出的FEPs清单，依据岩洞处置实际情况，整理出适合我国岩洞处置的FEPs清单。（2）调研总结并综合比较国内外现有FEPs筛选方法，形成我国岩洞处置FEPs筛选方法。
主要成果：研究报告
96.移动γ探伤源在线监控设备安装改进研究
主要内容：研究改进γ探伤装置有关部件的形状和尺寸，确保γ移动源在线监控设备的有效安装和信息反馈。根据移动探伤特点，研究改进γ探伤装置有关部件材料，确保γ移动源在线监控设备耐震动、耐冲击，能应对恶劣天气影响，确保其使用寿命。
主要成果：研究报告
97.质子/重离子治疗装置使用现状调查
主要内容：调查质子/重离子治疗装置使用现状，包括防护设计、束流负载、医护人员及加速器维修人员所受年剂量、放射性三废产生量及处理情况、各类加速器重点部位的活化情况等，根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871）及辐射防护三原则，提出质子/重离子加速器的辐射防护要求。
主要成果：研究报告
98.变电站低频噪声控制限值研究
主要内容：选取不同电压等级的典型变电站，通过实地测试，分析变电站噪声的频谱特性。根据不同声环境功能区LAeq限值及变电站噪声频谱特性，结合国内外低频噪声评价标准和曲线，分析提出变电站低频噪声建议控制限值。
主要成果：研究报告
99.地浸铀矿山辐射环境监测要求研究
主要内容：调研国内外地浸采铀辐射环境监测情况及要求，给出主要污染物清单、监测介质、监测项目、监测频率、监测周期、取样布点、数据统计分析及质量保证等技术要求，为规范地浸铀矿山辐射环境监测提供技术支持。
主要成果：研究报告
100.电磁辐射新技术环境影响调查研究
主要内容：调研近年应用的各类电磁辐射新技术、新设施、新设备的工作原理、电磁辐射特性及电磁辐射水平。针对典型的新技术、新设施、新设备开展电磁辐射环境监测，给出监管模式、监管要求建议。
主要成果：研究报告
101.短波广播发射设施电磁环境监测方法研究
主要内容：系统梳理我国现行短波广播发射设施建设、运行现状，整理归纳环境保护相关法规标准，针对短波广播发射设施电磁环境特点，研究制定短波广播发射设施电磁环境监测方法。
主要成果：研究报告
102.矿产资源开发利用流出物排放管理研究
主要内容：调研国内铀矿冶行业及典型伴生矿企业流出物的排放量、排放方式、放射性核素活度浓度、处理处置方法及成本等，分析铀矿冶流出物归一化排放量现状，提出典型伴生矿排污口设置及流出物归一化排放量适用性的建议。
主要成果：研究报告
103.矿产资源开发利用辐射环境保护监管制度框架研究
主要内容：（1）调研国内外现行核与辐射安全、污染防治法律法规和标准等，分析矿产资源开发利用辐射环境监管具体条款要求，梳理相关法律法规之间的逻辑关系，给出矿产资源开发利用辐射环境监管制度方面存在的问题。（2）现场调研国内典型铀矿冶设施、伴生放射性矿开发利用企业，与地方环保部门和伴生矿企业进行座谈，掌握铀（钍）矿与伴生放射性矿开发利用辐射环境保护工作的现状和存在的主要问题。（3）提出建立矿产资源开发利用辐射环境监管制度框架的建议。
主要成果：研究报告
104.矿产资源开发利用退役治理源项调查技术研究
主要内容：（1）调研国内矿产资源开发利用的放射性污染现状，分析各类生产设施及环境放射性污染特点，识别退役治理的各类源项。（2）梳理铀矿冶及伴生放射性矿各类源项的退役治理方法，初步研究筛选可能的退役治理方案。（3）研究分析各类源项的确定方法和调查内容，提出一套矿产资源开发利用退役治理源项调查技术方案，以指导退役治理源项调查工作。
主要成果：研究报告
105.矿冶土壤修复治理的放射性效果评估
主要内容：（1）调查典型矿冶周边土壤放射性污染现状，即通过合理设置监测点定性分析周边土壤放射性污染现状，调研区域土壤修复治理方法。（2）采集适量受到放射性污染、未受到放射性污染的土壤，以及修复治理后的土壤样品，分析各组土壤样品中放射性核素含量。（3）分析矿冶土壤放射性污染修复效果，为矿冶土壤放射性污染修复治理效果的科学评估与有效监管提供技术支持。
主要成果：研究报告
106.直流输电工程地面合成电场强度预测模式验证
主要内容：调研直流输电工程合成电场预测方法；根据我国直流输电线路的典型杆塔型式进行地面合成电场的预测计算，分析杆塔高度、电压等级、粗糙系数等因素对地面合成电场的影响规律。选择合理的监测断面，进行地面合成电场持续监测，获得线路横向分布，以及监测结果与预测结果的差异。
主要成果：研究报告
107.中短波广播电视工程电磁辐射预测模式验证
主要内容：收集编制国内常见中、短波广播发射天线和馈线种类及其基本性能参数，预测计算其周边电磁辐射值；现场验证监测电磁场预测结果，根据预测及监测结果，分析典型中、短波广播发射天线电磁辐射规律及监测结果与预测结果的差异。
主要成果：研究报告
108.国外后处理厂环境排放标准及实践的借鉴性研究
主要内容：（1）调研美国核燃料循环设施环境影响标准制定的背景、依据、影响，以及近年来美国在先进后处理厂流程研究中对其环境影响的考虑，总结美国在制定环境影响标准中的方法、原则和思路。（2）调研法国、英国后处理厂在实际运行中环境排放标准、排放量及其影响的演变情况，并分析其过程和原因。（3）调研目前后处理厂排放主要核素的减排处理手段及应用可行性。（4）综合对比分析上述国家环境排放标准和实际排放数据，结合标准制定的背景和方法、减排措施与效果等，研究提出对我国制定后处理厂环境排放标准的建议。
主要成果：研究报告
109.核设施退役分级研究、核设施退役费用定期评估研究及废放射源近地表处置安全要求和接收准则初步研究
主要内容：（1）对国外核设施退役费用的再评估制度进行调研，开展退役费用定期评估方法研究，为我国核设施退役费用的再评估提供科学依据。（2）调研国际上退役分级经验及相关案例，开展核设施退役分组方法研究，为确定我国核设施退役的分级提供决策依据。（3）调研国际原子能机构及美国、法国、英国等在废放射源处置方面的安全要求和接收准则，研究废放射源近地表处置安全要求和接收准则，编制废放射源近地表处置安全要求和接收准则研究报告和初稿。
主要成果：研究报告
110.铀矿冶建设及退役项目竣工环保验收技术研究
主要内容：调研我国铀矿冶建设及退役项目竣工环保验收材料，及制定技术规范所需材料，包括法律、法规、各类铀矿冶建设及退役项目竣工环保验收监测报告书（表）、有关论文和书籍。分析各类铀矿冶建设及退役项目环境影响和竣工环保验收特点，借鉴已开展铀矿冶建设及退役项目竣工环保验收的经验，编制铀矿冶建设及退役项目竣工环保验收技术规范。
主要成果：技术文件
（十四）国际交流与合作
111.《核安全公约》履约技术支持
主要内容：编制《<核安全公约>中国第八次国家报告》中、英文版，经审查通过后形成报批稿；对其他缔约方国家报告进行审查，形成中国对其他缔约方国家报告的提问清单（中、英文版）；对其他缔约方国家提问进行回答。
主要成果：总结报告
112.《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》履约技术支持
主要内容：（1）收集、整理新一轮履约中国乏燃料和放射性废物管理及进展资料，编制乏燃料和放射性废物管理数据调查表，经专家审查通过后下发，开展数据调查；（2）编写《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》中国国家报告初稿；（3）召开联合公约编审委员会会议。
主要成果：总结报告，国家报告初稿
二、全国辐射环境监测
（一）其他监测应急事项
113.辐射环境监测领域重、难点监测方法验证
主要内容：（1）室外氡累积监测方法验证：调研国内外已有室外氡累积监测方法，结合目前国控网内在用各种室外氡累积监测方法与主动式氡监测方法的比对实验，建立适合室外氡浓度的监测方法。（2）低本底α/β测量仪串道干扰对测量结果影响的验证：使用MPC9604型流气式、BH1216型闪烁体及FJ-2603G型PIPS低本底α、β测量仪，对电镀面源（239Pu、241Am、90Sr-90Y）、粉末源（241Am、U、KCl）和实际水样、生物样品源进行测量，研究不同类型低本底测量仪器、标准源和不同样品源α对β干扰和β对α干扰情况。掌握不同类型仪器的串道特性，定量给出测量结果需要串道修正的样品活度水平，总结串道修正计算方法。（3）环境样品中γ核素测量结果修正方法验证：通过将理论计算和实验相结合，对样品高度和密度这两个主要影响因子，研究给出国控网监测任务中需测样品（包括土壤、生物、沉降灰、气溶胶等）的γ核素测量结果修正方法。（4）植物样品中碘-131的冷冻干燥法样品前处理验证：采用冷冻干燥法对动植物样品进行前处理，研究影响冷冻干燥法效果的因素，并与传统方法进行比较，全面评价冷冻干燥法的可行性，探索样品新的前处理方法，提出植物样品中碘-131测量方法的优化建议。
主要成果：验证报告
114.核电站气态流出物Kr-85浓度监测技术实验验证
主要内容：初步调查核电站气态流出物Kr-85浓度，优化核电站气态流出物Kr-85测量方法，给出探测下限为102Bq/m3，并对实验验证数据进行整理，形成报告。
主要成果：验证报告
115.自动站运行前期定值校准
主要内容：对123个自动站开展运行前的定值和校准。
主要成果：定值/校准报告
116.基于监测数据评价体系的辐射环境安全监控平台模块设计
主要内容：（1）在基于环境监测数据的评价模式研究基础上，确定评价流程与评价方法，进行评价模式应用的设计开发。（2）梳理辐射环境影响评价结果数据特点，包括环境空气、地表水、地下水中各核素浓度计算结果，评价范围内各居民组个人有效剂量、集体剂量，关键居民组的关键照射途径、关键核素等，形成表单、字段信息，进行数据管理与应用设计，分析核设施辐射环境趋势，形成核设施辐射环境评价结果数据管理与应用设计，为最终全国辐射环境监控平台总集成提供技术支持。
主要成果：技术文件
117.气溶胶中锶-90分析方法研究
主要内容：（1）研究气溶胶中锶-90的采集方法、样品储存方法。（2）研究气溶胶中锶-90的前处理方法，包括灰化-酸浸取法和混合酸浸取法，对两种前处理方法进行比较，确定最优方法；研究酸浸取气溶胶中锶-90的条件选择，包括浸取时间、酸的种类和用量选择等；研究萃取色层方法分离纯化钇-90的条件优化，包括上柱条件、淋洗条件、解析条件的优化以及除去铋-210等干扰核素的条件选择；研究钇-90的测量条件，包括效率刻度、测量参数选择等。（3）研究气溶胶中锶-90测量的质控手段与方法、不确定度的评定程序。（4）建立辐射环境监测实验室《气溶胶中锶-90的分析方法》，覆盖样品采集与储存、气溶胶中锶-90的分离纯化、锶-90的测量、质量控制、不确定度评定等全作业流程，形成相关实验室分析测量气溶胶中锶-90的能力，用于环境质量监测中气溶胶锶-90的含量检测。
主要成果：研究报告
三、核设备监管
（一）国内民用核安全设备活动的监督管理
118.国内民用核安全设备活动监督管理的技术支持
主要内容：对国内民用核安全设备活动单位许可证审查，民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验监督及重大不符合项监督提供技术支持。
主要成果：总结报告
四、核设施、核基地放射性污染防治
（一）调查与评价的综合支持
119.全国核基地与核设施辐射环境现状调查与评价项目质量保证技术支持
主要内容：就某些监测项目开展实验室间比对，开展质量保证监察，编制项目质量保证工作报告。
主要成果：总结报告
120.核燃料循环设施辐射环境现状调查与评价总报告
主要内容：（1）对已完成的核燃料循环设施辐射环境现状评价工作进行归纳总结，给出各核燃料循环设施基于流出物的辐射现状评价结论和基于环境监测的辐射环境评价结论；（2）对各类设施的辐射环境现状进行整体评价，编制核燃料循环设施辐射环境现状调查与评价总报告；（3）分析已完成各核燃料循环设施辐射环境现状调查与评价中发现的问题，提出放射性污染防治意见和建议。
主要成果：总结报告
121.基于专项成果的全国核基地与核设施辐射环境评价结果数据管理与应用设计
主要内容：在专项流出物数据、环境监测数据和自然与社会环境基础数据管理设计的基础上，（1）收集核基地与核设施辐射环境调查与评价专项开展以来辐射环境评价结果；（2）分析核基地辐射环境影响评价结果数据特点，综合核设施与核基地历年来流出物排放监测数据特点、核设施与核基地代表性个人分布与有效剂量数据特点，设计数据管理系统，实现对核设施与核基地辐射环境质量变化趋势的总结评估；根据环境质量的变化情况结合大数据分析技术，分析各类设施对各环境介质造成的主要影响及其原因，为将来核设施与核基地的污染防治和监管提供决策依据。
主要成果：技术文件
122.核基地辐射环境容量研究
主要内容：（1）建立核基地辐射环境容量的评价技术指标：归纳分析现有基地和设施的辐射环境容量技术指标，确定核基地剂量约束值划定原则，重点解决核基地居民关键点的确定、基地集体剂量的确定、基地内工作人员剂量评价估算原则以及采用比例法或线性规划法等进行辐射环境容量的划定等。（2）开展辐射环境容量评价方法研究：调研国内外区域规划环境影响评价中不同环境介质环境容量的确定方法，比较辐射环境容量确定的全途径方法和辐射防护最优化方法，进行适用性分析，确定最优法，对应给出各评价方法的参数和评价场景选取原则，提出核基地区域环境容量评价的步骤和流程。（3）开展基地辐射环境容量研究，为核基地区域规划环评相关技术文件和标准的制定提供技术支持，为辐射环境安全监管提供参考。
主要成果：研究报告
123.基于专项成果的核基地与核设施辐射环境评价模式应用设计
主要内容：建立核基地与核设施源项特征库，结合自然与社会环境基础数据情况，确定核设施在生产、运输、储存、试验、使用和处理处置等过程的源项释放方式，比选确定放射性核素在大气、地表水、地下水中扩散所采用的模型和剂量估算模型，形成基于专项成果的核基地与核设施辐射环境评价模式应用设计。
主要成果：技术文件
（二）铀矿冶设施辐射环境现状调查与评价
124.铀矿冶设施天然本底确定方法研究
主要内容：调研国内铀矿冶设施所在区域的放射性本底水平相关资料，并对缺少合理本底数据的区域进行补充监测，提出铀矿冶设施天然本底确定方法，给出核基地调查项目所在区域的天然放射性本底水平。
主要成果：研究报告
125.尾矿库大面源氡扩散模式研究
主要内容：针对尾矿（渣）库大面源，根据尾矿（渣）库周围氡浓度分布数据，分析源项特点和氡扩散特征，调研国内外同类源项气态扩散模拟方法，分别以高斯模式和流体力学模型等方法进行扩散计算和比对，并进行现场实测验证，分析不同模型结果差异性和适用性，优化尾矿库等大面源辐射环境计算方法。
主要成果：研究报告
126.我国铀矿冶设施附近主要江河放射性现状评估
主要内容：结合基地调查的铀矿山周边地表水监测数据，对我国铀矿冶设施周边居民主要饮用水源河流，按照枯水期、洪水期、平水期，一年三次进行水和底泥中238U、226Ra、210Pb、210Po的测定，摸清我国铀矿冶设施附近主要江河及其支流放射性环境现状。
主要成果：调查报告
127.我国铀矿冶设施周边农田及主要农作物放射性核素水平的调查分析
主要内容：对我国典型铀矿山周边地区常见农作物进行放射性核素监测，同时监测周边地区土壤中放射性核素含量水平，对铀矿周边食品和环境中的放射性水平进行评价，摸清在土壤-农作物系统中积累和转移情况。
主要成果：研究报告
128.关闭/退役铀矿山外排废水放射性核素变化规律研究
主要内容：以南方硬岩关闭或退役铀矿山为研究对象，开展铀矿山矿井水、尾矿库渗出水及其周边地表水取样监测，对关停、退役后的铀矿山外排废水水量及放射性核素浓度进行调查并开展环境影响评估。
主要成果：调查报告
129.地浸与常规采冶氡释放及其环境影响比较评估
主要内容：对我国主要地浸、常规铀矿山氡释放量进行调查与比较，摸清常规采冶和地浸矿山氡释放分布特征及其对环境的影响，对不同类型铀矿山氡释放途径和释放浓度进行调查和监测，开展归一化氡释放量研究。
主要成果：调查报告
130.酸法地浸退役采区地下水核素迁移规律研究
主要内容：（1）开展退役采区地下水环境现状监测，采集浸出过和未浸出过的含矿层、下游还原环境、上游含矿含水层、含矿含水层的上下含水层及采区岩芯样品，摸清退役采场地下水环境质量现状。（2）开展地下水水质动态跟踪监测，摸清地下水质在时间和空间上的变化规律。
主要成果：研究报告
131.浙江衢州铀矿及其周围放射性生态环境影响调查研究
主要内容：依据航空环境辐射水平调查结果，查明衢州铀矿及其废石场、水冶厂、尾矿库和外环境的环境状况；采集部分区域土壤、河流水等环境样品，分析样品中放射性核素及其他元素；采集水样、生物样（农作物）及对应土壤样品进行实验室分析；调查研究区域内居民饮用水放射性水平、室内外氡浓度放射性水平。
主要成果：调查报告
（三）天然放射性物质（NORM）及核技术利用设施辐射环境现状调查与评价
132.NORM工业放射性废物的安全管理现状研究
主要内容：调查我国NORM工业放射性废物管理现状并进行分析，提出NORM工业的辐射防护要求和废气、废水的排放控制要求；明确NORM工业放射性废物最小化目标，研究提出NORM工业放射性废物安全监管建议。
主要成果：研究报告
133.NORM行业照射分级管理研究
主要内容：开展NORM行业辐射水平调研与整理，对部分行业现场进行选点监测，摸清NORM各行业辐射水平，提出NORM行业照射分级管理建议。
主要成果：研究报告
134.地热发电的辐射影响研究
主要内容：开展我国地热发电现状调研，对地热发电工艺过程及各环节中的样品进行放射性水平分析，评价地热发电过程的辐射影响，提出地热发电行业辐射安全监管建议。
主要成果：研究报告
135.钢铁冶炼的辐射环境影响
主要内容：（1）调研钢铁冶炼工艺及其中含放射性的废物排放途径，开展钢铁冶炼固态、液态和气态样品现场取样测量方案设计；（2）对某钢铁企业冶炼原材料和工艺过程排放进行现场取样并对固态、液态和气态样品进行实验室放射性水平测量；（3）开展钢铁冶炼主要工艺过程放射性流出物分析和排放量计算，并进行钢铁冶炼辐射环境影响评价，提出钢铁冶炼辐射安全监管建议。
主要成果：研究报告
136.石煤提钒废渣利用的辐射环境影响研究
主要内容：调研石煤提钒废渣的产生和利用途径、用量等现状，对典型废渣利用产品进行采样并测量放射性核素含量，开展石煤提钒废渣利用的辐射环境影响评价。
主要成果：总结报告
137.广东典型独居石生产稀土企业辐射环境现状调查与评价
主要内容：调研广东省独居石生产稀土企业的流出物排放量、放射性核素活度浓度、处理处置方法等，以1-2家典型企业作为研究对象开展典型企业辐射环境现状资料调查，进行流出物和辐射环境监测，对典型企业放射性源项所致辐射环境影响进行预测和评价。
主要成果：总结报告
138.包头稀土高新区周围环境地表水系228Ra水平调查研究
主要内容：开展企业排放口废水228Ra的富集方法研究和环境水系水中228Ra的富集方法研究，建立常见类型（化学成分差异性）228Ra的富集与分析技术测试方法，并调查包头稀土高新区周围环境地表水系228Ra水平。
主要成果：总结报告，调查报告
139.江西典型稀土矿原地浸矿类型放射性生态环境调查
主要内容：（1）调查江西典型原地浸矿稀土矿残留物（残渣）及废水的产生量、去向和放射性水平；（2）调查地浸场所周边环境地表水、地下水的放射性水平，以及对流域生态环境影响；（3）开展南、北（赣州与内蒙古白云鄂博、包头）稀土生产辐射影响状况对比研究。
主要成果：调查报告，研究报告
140.福建省有代表性硅酸锆生产企业辐射现状调查
主要内容：调查福建省锆石英企业生产原材料来源，分类监测原材料的放射性水平；调查不同类别原材料生产过程中产出的残留物（残渣）、生产废水、废液的放射性水平，以及工作场所放射性水平；调查企业生产对周围环境的辐射影响状况。
主要成果：调查报告
141.湖南伴生放射性矿产资源开发利用（稀土类）尾渣现状调查
主要内容：调查湖南伴生放射性矿产（稀土）资源开发利用情况，研究分析尾渣种类、产出率、放射性活度，评估伴生放射性矿产（稀土）资源开发利用辐射环境影响，提出有针对性的尾渣处理优化建议。
主要成果：总结报告
