本次会议的议题是：（一）审议主审单位对五个申请单位的技术审查工作及结论；（二）审议《民用核设备安全监督管理条例》(以下简称条例)（草案送审稿）及编制说明；（三）审议《民用核承压设备活动资格许可证审批程序》及附件（取证范围调整说明和模拟件试制推荐方法）。

　　核安全专家委员会赵成昆主席主持了会议，并在会上作了讲话。国家环保总局核安全司李干杰司长作了题为《强化核承压设备活动监督管理，促进核电产业的可持续发展》的重要讲话。国家环保总局核安全司王俊副司长致闭幕词。核设备处向大会汇报了《条例》的编制进展情况和主要内容、审批程序及其附件。主审单位机械院核设备安全与可靠性中心汇报了《武汉锅炉股份有限公司资格评价报告》、《江苏标新久保田工业有限公司资格评价报告》、《中航世新燃气轮机股份有限公司沈阳分公司资格评价报告》、《沈阳市工业泵厂有限公司资格评价报告》，主审单位国家核安全局苏州核安全中心汇报了《江苏苏源电力装备有限公司资格评价报告》。

　　针对国家核安全局提请审议的报告，委员们进行了深入、细致的讨论和审议，形成如下意见：

　　一、国家核安全局对上述五个单位核承压设备活动申请的受理、立项审查等每个环节均按照核安全法规和有关行政法规的规定进行，申请的受理和审查的整个过程均遵循了公开、公平的原则。

　　二、主审单位对五个申请单位的核承压设备活动资格进行了认真审查，审查工作有成效，评价客观。委员们原则同意主审单位的技术审查意见，结论如下：

　　武汉锅炉股份有限公司1000MWe压水堆核安全1级稳压器，核安全2、3级压力容器和热交换器，核安全1、2、3级设备支承的制造资格（换证）满足相关核安全法规要求。鉴于堆内构件制造存在的机加工装备和总装厂房条件的不足，其制造资格目前尚不满足相关核安全法规要求。

　　江苏标新久保田工业有限公司1000MWe压水堆核安全1级主管道直管（离心铸造）和弯头（静态铸造）的制造资格满足相关核安全法规要求，但主管道预制资格尚不满足相关核安全法规要求。

　　中航世新燃气轮机股份有限公司沈阳分公司65MW中国实验快堆堆外换料系统（转运机、转换桶、气闸、堆顶密封塞及传动装置）、核安全3级压力容器（冷凝液收集罐、波纹管补偿器等）、核安全3级热交换器（冷凝液冷却器、蒸汽冷凝换热器等），200MW低温核供热堆堆内构件、控制棒及驱动机构、堆外换料系统的制造资格满足相关核安全法规要求。

　　沈阳市工业泵厂有限公司压水堆核电厂核安全3级泵（卧式单级离心泵）的设计与制造资格满足相关核安全法规要求。

　　江苏苏源电力装备有限公司核安全1、2、3级液压阻尼器的制造资格（扩证）满足相关核安全法规要求。核安全1、2、3级液压阻尼器的设计资格尚不满足相关核安全法规要求。

　　委员们建议国家核安全局向上述五个单位颁发相应的民用核承压设备活动资格许可证。

　　同时，委员们提出了以下建议：

　　1、在召开专家会时主审单位除提供对申请单位的评价报告外，还应提供有关申请文件及其审查过程资料以备查阅。

　　2、鉴于武汉锅炉股份有限公司已经基本具备了从事压水堆堆内构件的人员能力和技术储备，目前仅是机加工装备和总装厂房条件不满足要求。委员们建议待上述条件具备后，国家核安全局可考虑发放相应的资格许可证。

　　3、面对越来越多的申请单位介入核设备活动，为保证审查质量，还需进一步完善和加强主审单位责任制。

　　三、委员们认为《条例》的编制是必要和及时的，对于条例提出的总体行政许可设立、核设备安全监督管理内容给予了肯定，同时提出以下意见：

　　1、对于进口核设备，营运单位应进一步加强进口核设备制造活动的质量管理和过程控制。建议国家核安全局根据监管经验和可操作性，研讨监管模式。

　　2、对于电气设备实施许可证制度的想法是积极的，考虑到实施时的具体困难，应尽快进行相关技术准备工作。

　　3、建议本《条例》暂不涉及注册核安全工程师相应内容。

　　4、对《条例》中核设备活动单位质量保证体系的条款进行精炼。

　　5、《条例》还需进一步增加和细化关于监督检查的条款。

　　6、加快《条例》下层次法规文件的编制工作。

　　四、对于《民用核承压设备活动资格许可证审批程序》及附件（取证范围说明和模拟件试制推荐方法）讨论意见如下：

　　1、委员们认为国家核安全局设计/制造资格许可证取证范围的修改符合我国核承压设备领域实际状况。委员们建议国家核安全局进一步完善部分设备类别的特征参数。

　　2、委员们认为国家核安全局采取模拟件或样机试制方式以验证资格申请单位技术和核质保能力的做法是必要的。委员们建议在模拟件或样机试制推荐方法中，结合申请单位已有的类似业绩和技术基础，可针对大型核设备关键工艺和技术特点进行模拟和审查。

　　附件一：

　　核与辐射安全专家委员会部分专家会议委员名单

　　附件二：

　　核与辐射安全专家委员会部分专家会议与会人员名单