研究堆物项分级规范

CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系是一种用于分类和安全管理核电站物品的体系。

按照该体系，CAP1400核电站物品分为A级、B级和C级三个等级。

具体分类标准如下：
1. A级物品：A级物品是对核电站的安全和运行至关重要的物品。

它们不能出现任何问题或故障，否则会对核电站的安全产生严重的威胁。

A级物品包括核反应堆、核燃料、控制棒、反应堆压力容器等。

根据CAP1400核电站的物项分级体系，不同等级的物品需要采取不同的管理和操作措施。

对于A级物品，需要实行严格的保养和检修制度，确保其始终处于良好工作状态。

所有与A级物品相关的人员都需要接受专业的培训和认证，以确保他们有足够的技能和知识来操作和维护这些设备。

对于C级物品，需要定期进行检查和清洁，以确保其在使用期间保持正常状态。

与这些物品相关的人员需要了解他们的基本工作原理，以充分利用它们的功能。

REGULATORY GUIDE 1.26QUALITY GROUP CLASSIFICATIONS AND STANDARDS FOR WATER-，STEAM-，AND RADIOACTIVE-WASTE-CONTAINING COMPONENTS OF NUCLEAR POWER PLANTS核电厂物项质量组分级及其标准（2007）RG1.26General Design Criterion 1, “Quality Standards and Records,” as set forth i n Appendix A, “General Design Criteria for Nuclear Power Plants,” to Title 10, Part 50, of the Code of Federal Regulations (10 CFR Part 50), “Licensing of Production and Utilization Facilities” (Ref. 1), requires that structures, systems, and components important to safety be designed, fabricated, erected, and tested to quality standards commensurate with the importance of the safety functions to be performed. Under 10 CFR 50.55a, “Codes and Standards,” certain systems and components of boiling- and pressurized-water-cooled nuclear power reactors must be designed, fabricated, erected, and tested in accordance with the standards for Class 1, 2, and 31 components given in Section III, “Nuclear Power Plant Components,” of the American Society of Mechanical Eng ineers (ASME) Boiler and Pressure V essel Code (Ref. 2) or equivalent quality standards. This guide describes a quality classification system related to specified national standards that may be used to determine quality standards acceptable to the staff of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) for satisfying General Design Criterion 1 for other safety-related components containing water, steam, or radioactive material in light-water-cooled nuclear power plants.一般设计标准1，“质量标准和记录”，载列在附录A，“通用设计标准核电厂”，标题10，第50，联邦法规法典（10 CFR第50部分），“许可生产和利用设施“（参考文献1），需要的结构，系统和安全重要部件的设计，制造，架设，测试，质量标准要执行安全功能的重要性相称。

研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析Zhu Xiuyun;Pan Rong;Zhu Jingsheng;Zhang Ou【摘要】本文介绍了国际原子能机构(IAEA)的TECDOC-1347推荐使用的适用于不同地震烈度、不同场地类型的设计地震反应谱.通过与RG 1.60及《建筑抗震设计规范》(GB 50011-2010)中的设计反应谱进行对比分析,总结了TECDOC-1347推荐的研究堆设计反应谱的特点.【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2018(013)004【总页数】7页(P822-828)【关键词】研究堆;设计地震反应谱;对比分析;地震动输入【作者】Zhu Xiuyun;Pan Rong;Zhu Jingsheng;Zhang Ou【作者单位】【正文语种】中文引言目前，我国在役和在建的研究堆已有20多座，这些研究堆的堆型、用途、功率水平、设计原理、运行方式、安全特性等不尽相同，不同类型研究堆的安全设计要求、运行模式和管理也有很大的差别（宋琛修等，2013）。

国家核安全局（2013）发布的《研究堆安全分类（试行）》将研究堆分为Ⅰ、Ⅱ和Ⅲ类。

过去，我国比较关注核电厂的安全，为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范，已经形成了完整的分析和评价方法。

而对研究堆的抗震设计，却并没有专门的规范，Ⅰ、Ⅱ类研究堆仍按照以往的设计经验进行处理，缺少相关的理论依据和法规标准支持（孙锋等，2016）。

“5·12”汶川地震给四川省的研究堆带来了前所未有的威胁，也提醒人们在今后的研究堆设计中，应针对研究堆的不同类别，合理地进行抗震设计，以保证其有足够的能力抵御地震的危害，从而保证人员和环境的安全（潘蓉，2010）。

2003年，国际原子能机构（International Atomic Energy Ageny，简称IAEA）颁布了技术文件《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件（以地震为主）的考虑》（TECDOC—1347），用于除核动力厂以外核设施与外部事件相关的选址和设计，其中包括研究堆（International Atomic Energy Agency，2003）。

研究堆安全分类（征求意见稿）国家核安全局2006年1月核安全导则HADxxxxx研究堆安全分类本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异，以及国内外数十年研究堆核安全管理的经验，对研究堆进行安全分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。

为此，特编制本安全导则，指导研究堆安全分类。

本导则采用放射性潜在风险准则进行研究堆安全分类。

该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险，及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《研究堆设计安全规定》，《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求所需采取的安全措施，综合二者的分析结果，作为研究堆安全分类的准则。

本导则在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求，以确保研究堆的安全设计和安全运行。

1.2 范围1.2.1 本导则中确定的研究堆安全分类准则和安全要求适用于包括临界装置设施在内的研究堆的厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役，也应尽实际可能适用于在役的研究堆。

次临界装置设施不受这些要求的约束。

1.2.2 本导则中研究堆系指主要用于为研究和放射性同位素生产等目的而产生和利用辐射的核反应堆。

不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆。

该术语涵盖反应堆堆芯、实验装置以及与反应堆相关实验装置有关的所有其他设施。

1.2.3 本导则推荐了按照研究堆可能的潜在风险进行研究堆安全分类的准则和执行程序。

该安全分类为确定那些可能对公众和环境造成放射性危害的研究堆的安全要求奠定基础。

1.2.4 功率水平超过几十兆瓦的研究堆、快堆以及利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置（例如用于检验有害物质的反应堆）的反应堆根据营运组织提出建议，并须经监管机构核准可适用本导则。

但是可能需要适用一些动力堆标准和/或补充安全措施。

标准介绍#$$%年由国家质量技术监督局发布的&’()#*!+$—#$$%《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。

标准参考了,-. #/0(/"《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》、,-1・2 //++《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和32()"#"—#$%%《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。

标准全面给出了核电厂物项分级的种类及其要求，理顺了多年来我国核电厂物项分级规定比较混乱的状况，对我国核安全法规中有关核电厂物项分级的要求作了进一步的明确和细化，具有很强的适用性和可操作性，对于今后我国核电厂的设计、建造和运行具有重要作用。

该标准由*章规定性内容并!个提示性附录构成。

*章规定性的内容规定了核电厂物项安全等级的划分要求，提出了相应的抗震分类和质量保证分级，推荐了物项设计建造采用的规范、标准以及应赋予的规范等级。

!个提示性附录分别给出了压水堆核电厂主要构筑物、系统和部件的分级概况、核电厂物项分级清单实例、物项各种分级之间关系的对照、该标准的分级与国外分级的对照等资料性的说明，给标准使用者以参考。

该标准适用于压水堆核电厂构筑物、系统和部件的等级划分，可为核电厂设计者对核电厂物项进行分级提供指导。

该标准主要的技术内容介绍如下。

!标准明确指出安全等级是其他分级的基础和依据，确保三项基本安全功能4反应性控制、余热排出和放射性包容5是物项安全分级的基本依据。

"核电厂的全部物项按大类分为安全级4675和非安全级4875，在非安全级物项中应识别出有特殊要求的物项987 465:。

根据物项属于的领域不同4承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件和燃料相关组件、电气设备、构筑物等5，其安全级的划分也不同。

CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系是经验总结和实践经验而形成的，由国家核安全监督管
理局、国家核安全委员会和核安全行业联合制定的。

它把核电站的物项分为四个层次，包
括安全等级物项、装置控制物项、安全物项和实验物项。

安全等级物项是指在操作、保养维护及突发事件处置等过程中，必须特别强调其安全
要求、维护安全和改进安全性能的物项。

它们具有重要的安全意义，尤其是在可能发生灾
害的地方，必须实施特殊的管理制度来确保安全。

装置控制物项是指在操作、安全等过程中，与控制核电站安全和故障及灾害处理相关
的物项。

他们有助于提高核电站的安全性能，并在发生灾害时及时采取行动，以确保安全。

实验物项是指在必要时进行实验来收集核电站运行状态等信息的物项。

它们有助于收
集安全设计和操作规范的有效数据，有助于更好地了解核电站的运行状态，为核电站的操
作制定更合理的安全措施，保障安全运行。

总之，CAP1400核电站物项分级体系是一项重要的举措，可以明确物项的职责���
限和责任，有助于更好地了解核电站的安全状况，确保核电站安全运行。

核电中长期发展规划(2005~2022 年)国家中长期科学和技术发展规划纲要(2022-2022)中华人民共和国电力法中华人民共和国安全生产法中华人民共和国消防法中华人民共和国环境保护法中华人民共和国海洋环境保护法中华人民共和国水污染防治法中华人民共和国大气污染防治法中华人民共和国环境影响评价法中华人民共和国合同法中华人民共和国招标投标法建设项目环境保护管理条例中华人民共和国放射性污染防治法中华人民共和国防治海岸工程建设项目污染伤害海洋环境管理条例中华人民共和国防治陆源污染物污染伤害海洋环境管理条例中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例及其实施细则中华人民共和国核材料管制条例及其实施细则民用核安全设备监督管理条例核电厂核事故应急管理条例及其实施细则核电厂核事故应急演习管理规定核电厂消防安全监督管理规定放射性同位素与射线装置安全与防护条例核电厂放射性废物管理安全规定中国华电集团公司核电项目前期工作管理办法(试行)中国华电集团公司部门工作职责及岗位职责管理标准(试行)核电项目建设前期管理总流程图核电项目建设前期管理工作分解结构核电项目建设管理组织分解结构行政事务部岗位设置及职责后勤保障管理指南企业文化管理指南审计与监察管理指南文件管理指南信息管理指南行政与公共关系管理指南综合管理部岗位设置及职责财务管理指南计划管理指南人力资源管理指南合同管理指南党群与纪检监察管理指南设计与工程管理部岗位设置及职责设计接口管理指南设计进度管理指南设计质量管理指南设计预算管理指南前期质量管理指南前期进度管理指南前期投资和费用管理指南前期风险管理指南质量与安全管理部岗位设置及职责QHSE 整合管理体系建立与运行指南核电前期安全管理指南核电前期环境管理指南核电前期质量管理保证指南核电厂厂址选择基本程序规划选址工作说明书厂址普选委托工作说明书厂址普选报告编制工作说明书核电厂工程地质勘测规定(试行)核电厂水文气象规定(试行)工程勘察资质分级标准和工程设计资质分级标准工程勘察设计收费标准核电厂测量规范核电站工程勘测技术规程(送审稿)岩土工程勘察规范核电厂气象规范(征求意见稿)核电厂厂址选择安全规定核电厂厂址选择中的地震问题核电厂的地震分析及试验核电厂厂址选择的大气弥散问题核电厂厂址选择及评价的人口分布问题核电厂厂址选择的外部人为事件核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题核电厂厂址选择与水文地质的关系核电厂的地基安全问题核电厂厂址查勘滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定核电厂厂址选择的极端气象事件(不包括热带气旋)核电厂设计基准热带气旋核电厂初步可行性研究报告内容深度规定对核电工程项目建议书内容深度及附件的要求(试行)核电厂建设前期工作外委项目管理规定(试行)初步可行性研究招标工作说明书初步可行性研究阶段获取政府意向性文件工作说明书初步可行性研究报告编制工作说明书项目建议书编制工作说明书核电厂初步可行性研究环境影响评价内容和深度的规定(试行)电力工程勘测设计阶段的划分规定核电厂建设项目投资估算和概算编制规定(征求意见稿)核电厂建设项目估(概)算费用构成及项目划分(征求意见稿)核电厂可行性研究报告内容深度规定核电厂工程建设项目初步可行性研究与可行性研究内容深度规定(试行) 核电厂建设项目经济性评价规范(征求意见稿)核电站建设工程项目经济评价实施细则(试行第二版)可行性研究招标工作说明书可行性研究阶段“两评”工作说明书可行性研究阶段单项报批工作说明书可行性研究报告编制工作说明书核电站基本建设环境保护管理办法核电厂环境辐射防护规定放射环境管理办法建设项目环境影响评价分类管理名录建设项目环境影响评价文件分级审批规定项目环境影响报告书内容提要咸宁核电厂环境影响报告书环境影响评价报告表格式核设施、铀(钍)矿环境影响评价文件的审批建设项目环境影响评价文件报批申请受理登记表核电厂工程建设项目可行性研究地震工作内容与深度规定(试行)核电生产统计指标体系管理暂行办法核电厂生产计划和调度运行管理暂行办法国务院对确需保留的行政审批项目设定行政许可的决定核电站建设项目前期工作审批程序的规定(试行)企业投资项目核准暂行办法企业国有资产监督管理暂行条例项目申请报告编制工作说明书设计、建造阶段“两评”工作说明书核电厂质量保证大纲制定工作说明书建造许可证申请工作说明书核电厂质量保证安全规定核电厂质量保证大纲的制定核电厂质量保证记录制度核电厂物项和服务采购中的质量保证核电厂建造期间的质量保证核电厂调试和运行期间的质量保证核电厂设计中的质量保证核电厂质量保证组织核电厂物项创造中的质量保证核电厂质量保证监查核燃料组件采购、设计和创造中的质量保证核电厂安全许可证件的申请和颁发核电厂职业安全卫生设计规定核电厂的安全评价与验证核动力厂安全评价与验证放射性同位素与射线装置安全许可管理办法一类放射性物品运输核与辐射安全分析报告批准书取证 (延续、变更) 申请审批程序二类放射性物品运输容器设计创造及使用备案程序进口一类放射性物品运输容器使用批准书取证(延续、变更)申请审批程序民用核安全设备境外单位注册登记审批工作管理程序(试行)防城港核电厂一、二号机组环境影响报告书(设计阶段)环境影响评价报告表格式核设施、铀(钍)矿环境影响评价文件的审批建设项目环境影响评价文件报批申请受理登记表入境二类、三类放射性物品辐射监测备案表注册核安全工程师注册管理民用核材料许可证核准列入限制进出口目录的放射性同位素进口审查批准生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的许可民用核设施控制人员执照核发民用核设施建造许可证核发核电厂初步设计内容与深度规定初步设计工作说明书核岛系统设计建造规范核电厂设计安全规定用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部份分级核电厂防火核电厂保护系统及有关设施核电厂内部飞射物及其二次效应的防护与核电厂设计有关的外部人为事件核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统核电厂应急动力系统核电厂安全有关仪表和控制系统核电厂辐射防护设计核电厂燃料装卸和贮存系统核电厂设计总的安全原则核电厂反应堆安全壳系统的设计核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统核电厂堆芯的安全设计核动力厂设计安全规定研究堆设计安全规定核电厂安全系统准则单一故障准则应用于核电厂安全系统核电厂安全系统中数字计算机的合用准则核电厂常规岛设计防火规范(送审稿)核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程核电厂辅助控制点设计准则核电厂抗震设计规范核电厂的抗震设计与鉴定核电厂海工构筑物设计规范及其相关说明RCC-P 法国90 万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则核电厂总平面及运输设计规范前期厂址准备工作计划制定工作说明书五通一平工作说明书施工总平面布置工作说明书核电厂应急计划与准备准则场内应急计划与执行程序电力工程计算机辅助设计技术规定电力工程设计代码施工总平面图设计指南建设工程施工现场管理规定施工图设计管理工作说明书施工准备管理工作说明书项目融资工作说明书设备采购管理工作说明书关于外商投资建设电力项目前期工作的指导性意见关于与外商签定合资合作意向书有关规定电力建设利用外资暂行规定关于加强电力外资项目经济评价工作的指导意见及实施细则关于加强外商投资项目前期工作和审批工作的通知民用核安全设备设计创造安装和无损检验监督管理规定进口民用核安全设备监督管理规定民用核安全设备无损检验人员资格管理规定民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定发机电技术规范书汽轮机技术规范书英汉核电站分类词汇压水堆核电站一回路主设备监造技术导则核电设备设计创造安装单位清单核电站设备创造质量监督检查员手册关于规范购电合同管理的暂行办法。

国家核安全局关于印发《研究堆安全分类(试行)》的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2013.09.22•【文号】国核安发[2013]165号•【施行日期】2013.09.22•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《研究堆安全分类（试行）》的通知（国核安发[2013]165号）各有关单位，环境保护部核与辐射安全中心、各核与辐射安全监督站：为进一步促进研究堆核安全监督管理的规范化和科学化，体现不同类型研究堆的安全特点和管理要求，根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》相关要求，我局组织制定了《研究堆安全分类（试行）》。

现印发你们，请将文件执行过程中发现的问题及时反馈我局。

附件：研究堆安全分类（试行）国家核安全局2013年9月22日附件研究堆安全分类（试行）1引言1.1目的1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法，为进行研究堆安全分类提供技术指导，也为实施研究堆分类监管提供支持。

1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三：研究堆许可证件的申请和颁发》（HAF001/03）中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。

1.1.3附录是对本文件的说明和补充。

1.2范围1.2.1本文件适用于研究堆（包括临界装置）的安全分类。

1.2.2本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。

2 安全目标和纵深防御原则的应用2.1.1《研究堆设计安全规定》（HAF201）2.1节给出了如下的研究堆安全总目标：建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。

2.1.2为达到研究堆安全目标，研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则，从而提供多层次的保护。

对于不同类别的研究堆，其纵深防御的层次和重点可以适当调整，对许多低功率研究堆，可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。

研究堆设计安全规定研究堆设计安全规定（1995年6月6日国家核安全局发布）本规定自一九九五年十月一日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1目的1.1.1本规定的目的是提供研究堆设计及其评价的安全基础，并提出与研究堆设计有关的安全监督管理、选址及质量保证等方面的要求。

1.1.2本规定只强调研究堆设计必须满足的安全要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。

1.2范围1.2.1本规定适用于研究堆的设计，也适用于在现有研究堆上的重要新实验及对现有研究堆的改造。

1.2.2功率达几十兆瓦的研究堆、快中子研究堆或小的实验性原型动力堆等可能还需另外的安全措施，因此在某些方面应遵循动力堆的有关安全规定。

1.2.3某些研究堆（包括临界装置）实际上并不需要满足本规定的全部安全要求①。

对这些情况，若能提供有说服力的证据证明其设计是合理的，则某一特定的设计可不满足第五章规定的某些要求。

①实例之一为临界装置的堆芯冷却。

因无功率输出，所以不需专用的堆芯冷却系统。

1.2.4本规定中研究堆一词包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。

2 安全目标2.1安全目标2.1.1研究堆的安全总目标是建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。

2.1.2根据总目标，其相应的具体辐射防护目标是：确保研究堆的运行和使用满足辐射防护的要求；确保在各种运行状态下，厂区工作人员及公众的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在合理可行尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射得到缓解。

2.1.3与事故相关的技术安全目标是：确保广泛地预防事故，确保设施设计中考虑到的所有事件序列（包括那些概率低的），其辐射后果要小，通过采用预防及缓解措施，确保有严重后果的事故发生的可能性极小。

2.1.4为了实现这些目标，对最终确保研究堆安全运行的各个方面均提出了安全要求及建议，包括设计中及运行中需采取的措施。

研究堆营运单位核安全报告规定文章属性•【制定机关】生态环境部•【公布日期】2024.07.28•【文号】生态环境部令第34号•【施行日期】2024.09.01•【效力等级】部门规章•【时效性】尚未生效•【主题分类】核与辐射安全管理正文生态环境部令第34号《研究堆营运单位核安全报告规定》已于2024年7月10日由生态环境部2024年第3次部务会议审议通过，现予公布，自2024年9月1日起施行。

生态环境部部长黄润秋2024年7月28日研究堆营运单位核安全报告规定目录第一章总则第二章定期报告第三章重要活动报告第四章事件报告第五章核事故应急报告第六章附则第一章总则第一条为了规范研究堆营运单位核安全报告制度，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》等法律法规，制定本规定。

第二条研究堆营运单位对核安全负有全面责任,应当执行核安全报告制度，在建造阶段和运行阶段向国家核安全局或者研究堆所在地区核与辐射安全监督站提交定期报告、重要活动报告、事件报告和核事故应急报告。

报告的格式与具体要求，由国家核安全局另行规定。

本规定所称建造阶段为从取得建造许可证之日起，至取得运行许可证之日止；运行阶段为从取得运行许可证之日起，至研究堆终止运行进入停闭管理之日止。

终止运行进入停闭管理、尚未取得退役批准书的研究堆，其核安全报告适用研究堆停闭管理的相关规定。

第二章定期报告第三条研究堆营运单位定期报告包括建造阶段月度报告、年度报告和运行阶段月度报告、年度报告。

研究堆营运单位应当在每个月第十个工作日前，向研究堆所在地区核与辐射安全监督站提交上个月的月度报告;在每年4月1日前，向国家核安全局提交上一年度的年度报告。

营运单位建造或者运行多个研究堆的，可以将多个研究堆的有关信息合并成一份报告。

Ⅲ类研究堆、处于长期停堆管理期间的研究堆，可以不执行运行阶段月度报告，仅执行运行阶段年度报告。

第四条建造阶段月度报告包括下列内容：（一）上个月建造情况总结和下个月建造计划安排；（二）上个月发生的与安全重要构筑物、系统和设备有关的重要事件综述；（三）安全重要构筑物、系统和设备建造中存在的问题、纠正措施和经验反馈；（四）核安全监管部门所提核安全监管要求落实情况;（五）下个月计划开展的核安全有关重要活动；（六）其他应当报告的事项或者活动。