能源局23日宣布，全面啟動(dòng)在運(yùn)在建核電站應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故安全技術(shù)研發(fā)，擬對(duì)多種特殊情況下核電站存在的安全問(wèn)題展開安全分析研究，以形成安全評(píng)估報(bào)告，并提出改進(jìn)意見。

　　據(jù)國(guó)家能源局原局長(zhǎng)張國(guó)寶介紹，中國(guó)有14個(gè)核電站正在運(yùn)行，27個(gè)核電站正在建設(shè)，選擇發(fā)展核電是不可避免的大趨勢(shì)。此次，能源局全面啟動(dòng)在運(yùn)在建核電站應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故安全技術(shù)研發(fā)，分析人士指出，有利于促進(jìn)核電安全性提高，為核電新項(xiàng)目審批奠定基礎(chǔ)。

　　核電站應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故安全技術(shù)研發(fā)，主要分為核電廠抗震能力提升及超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震裕量分析研究、核電站嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解的研究和實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證項(xiàng)目、“非能動(dòng)應(yīng)急電源（高容量蓄能系統(tǒng)）與高位冷卻水源系統(tǒng)研發(fā)”項(xiàng)目等多個(gè)項(xiàng)目。

　　上述項(xiàng)目主要針對(duì)多種“意外”事故進(jìn)行安全技術(shù)研發(fā)，例如針對(duì)地震時(shí)核電廠確保安全停堆、余熱排出以及乏燃料儲(chǔ)存安全有關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備、結(jié)構(gòu)開展抗震能力研究，并對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震進(jìn)行裕量分析評(píng)估，研究核電廠抗震的薄弱環(huán)節(jié)，以便通過(guò)設(shè)計(jì)改進(jìn)，提升核電廠的抗震能力，以及針對(duì)類似日本福島核事故中乏燃料貯存設(shè)施所暴露的安全問(wèn)題，開展嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施的研究與試驗(yàn)驗(yàn)證，從嚴(yán)重事故預(yù)防、緩解以及應(yīng)急等方面減輕事故影響，降低核電對(duì)環(huán)境可能造成的危害等。

　　受日本福島核事故影響，國(guó)內(nèi)暫停了新核電項(xiàng)目的審批，同時(shí)在建核電項(xiàng)目暫緩。目前，核電新項(xiàng)目的審批尚未放開，但在建核電項(xiàng)目已開建，核電投資也未停止。據(jù)能源局公布的3月用電量數(shù)據(jù)顯示，一季度核電投資達(dá)171億元，而1-2月的投資額為105億元，也就是說(shuō)僅3月份，核電投資就增加了66億元。

　　同日，中核集團(tuán)公布了旗下海南昌江核電的最新進(jìn)展。該電站1號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆壓力容器完成6只接管的焊接工作，提前中國(guó)核電考核節(jié)點(diǎn)9天，也為我國(guó)核電的發(fā)展釋放了一個(gè)積極的信號(hào)。

　　全面啟動(dòng)在運(yùn)在建核電站應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故安全技術(shù)研發(fā)項(xiàng)目

　　一、“非能動(dòng)應(yīng)急電源（高容量蓄能系統(tǒng)）與高位冷卻水源系統(tǒng)研發(fā)”項(xiàng)目

　　針對(duì)核電站在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故引發(fā)喪失電源和冷卻水源的情況下，研發(fā)在核電廠現(xiàn)有設(shè)計(jì)中增加后備應(yīng)急電源和高位冷卻水源的方案，實(shí)現(xiàn)嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解。項(xiàng)目分“核電廠應(yīng)急高容量蓄電池蓄能系統(tǒng)研發(fā)”和“核電廠非能動(dòng)應(yīng)急高位冷卻水源系統(tǒng)研發(fā)”兩個(gè)子課題：

　　1.核電廠應(yīng)急高容量蓄電池蓄能系統(tǒng)研發(fā)

　　該課題目標(biāo)是：用高容量蓄電池蓄能系統(tǒng)作為核電站應(yīng)急電源系統(tǒng)的后備應(yīng)急電源，在核電站發(fā)生嚴(yán)重事故與極端自然災(zāi)害，導(dǎo)致失去所有應(yīng)急電源（包括柴油機(jī)）后，作為后備應(yīng)急電源，完成電廠安全供電功能。主要研發(fā)內(nèi)容是：建設(shè)一座4MWh高容量蓄能系統(tǒng)示范工程，具備取代LLS（水壓試驗(yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)）系統(tǒng)和驅(qū)動(dòng)一臺(tái)ASG（輔助給水系統(tǒng)）電動(dòng)泵運(yùn)行的能力。技術(shù)方案是：新建蓄能系統(tǒng)包括“固定式蓄能系統(tǒng)”和“移動(dòng)式蓄能系統(tǒng)”，將該系統(tǒng)做為核電站現(xiàn)有應(yīng)急電源LLS系統(tǒng)的后備電源，一方面通過(guò)LLS系統(tǒng)給（9RIS011PO）主泵軸封注水泵和主控室應(yīng)急照明（E360CR）供電，維持一回路完整性和提供主控室重要監(jiān)控儀表工作電源；另一方面通過(guò)接入應(yīng)急電源系，給一臺(tái)電動(dòng)輔助給水泵（ASG）供電。

　　2.核電站非能動(dòng)應(yīng)急高位冷卻水源系統(tǒng)研發(fā)

　　該課題目標(biāo)是：增加應(yīng)急冷卻水源儲(chǔ)水和輸水裝置，在核電站事故工況下，通過(guò)電站專設(shè)安全系統(tǒng)上增設(shè)的預(yù)留接口，將外部冷卻水源引入電站相應(yīng)安全系統(tǒng)，確保堆芯和乏燃料冷卻。主要研發(fā)內(nèi)容是：在現(xiàn)場(chǎng)60米高地上增加應(yīng)急冷卻水源儲(chǔ)水和輸水裝置，實(shí)現(xiàn)輔助給水儲(chǔ)存箱、換料水箱和乏燃料水池的非能動(dòng)重力補(bǔ)水。該裝置不僅滿足防水淹的要求，同時(shí)針對(duì)不同廠址分別按0.3g和0.2g的抗震要求制定設(shè)計(jì)方案;對(duì)于平原地帶核電站，擬考慮氣體覆蓋的方式實(shí)現(xiàn)增壓供水。其技術(shù)方案是：在該系統(tǒng)增加移動(dòng)泵和后備水源，實(shí)現(xiàn)通過(guò)ASG系統(tǒng)為蒸發(fā)器注水并通過(guò)二回路排出堆芯余熱；實(shí)現(xiàn)通過(guò)RIS（安注系統(tǒng)）安注管線為一回路注入冷卻水，避免高壓熔堆和壓力殼失效，通過(guò)安全殼噴淋管線為安全殼噴淋，通過(guò)為PTR系統(tǒng)給乏燃料池注入冷卻水，確保乏燃料冷卻。

　　二、核電站嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解的研究和實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證項(xiàng)目

　　針對(duì)類似日本福島核事故中乏燃料貯存設(shè)施所暴露的安全問(wèn)題，開展嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施的研究與試驗(yàn)驗(yàn)證，從嚴(yán)重事故預(yù)防、緩解以及應(yīng)急等方面減輕事故影響，降低核電對(duì)環(huán)境可能造成的危害。項(xiàng)目分“核電廠乏燃料貯存設(shè)施的安全研究”、“嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施研究”和“電廠損傷狀態(tài)評(píng)價(jià)程序以及核應(yīng)急體系響應(yīng)能力評(píng)估方法研究”三個(gè)子課題。

　　1.核電廠乏燃料貯存設(shè)施的安全研究

　　該課題主要是：確定導(dǎo)致燃料元件損壞的主要事故序列及向環(huán)境釋放的源項(xiàng)，找出核電廠乏燃料貯存設(shè)施的薄弱環(huán)節(jié)并提出改進(jìn)建議，將研究成果應(yīng)用于核電廠，并開發(fā)相應(yīng)的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則。研發(fā)內(nèi)容包括：調(diào)研國(guó)內(nèi)外與乏燃料貯存設(shè)施的安全分析相關(guān)的標(biāo)準(zhǔn)、論文、研究報(bào)告等資料，開展乏燃料貯存設(shè)施的安全分析，始發(fā)事件分析、數(shù)據(jù)整理收集和部分熱工水力計(jì)算、開展外部事件的概率安全分析等。技術(shù)方案是：采用事件樹/故障樹的分析方法和RiskSpectrum計(jì)算程序進(jìn)行概率安全評(píng)價(jià)，開展核電廠乏燃料貯存設(shè)施的安全研究工作。

　　2.嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施的研究與試驗(yàn)驗(yàn)證

　　該課題主要是：評(píng)價(jià)當(dāng)前電廠緩解嚴(yán)重事故的能力；提出嚴(yán)重事故管理所需系統(tǒng)、設(shè)備及相關(guān)儀表的技術(shù)要求；開發(fā)并試驗(yàn)驗(yàn)證堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼冷卻、非能動(dòng)二次側(cè)冷卻系統(tǒng)；開發(fā)完備的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則。研發(fā)內(nèi)容包括：對(duì)國(guó)外已發(fā)生過(guò)的嚴(yán)重事故進(jìn)行調(diào)研和后果分析；開展概率論和確定論分析，提出嚴(yán)重事故管理所需系統(tǒng)、設(shè)備及相關(guān)儀表的技術(shù)要求；對(duì)可能用于嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解的措施進(jìn)行理論分析和驗(yàn)證研究；開發(fā)上述措施的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則。技術(shù)方案是：調(diào)研國(guó)際上嚴(yán)重事故有關(guān)研究，評(píng)價(jià)國(guó)內(nèi)當(dāng)前電廠應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的能力；篩選嚴(yán)重事故所需系統(tǒng)，通過(guò)概率論和確定論分析，提出技術(shù)要求；結(jié)合ACP1000項(xiàng)目，進(jìn)行反應(yīng)堆堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)、非能動(dòng)二次側(cè)冷卻系統(tǒng)的研究工作。

　　3.電廠損傷狀態(tài)評(píng)價(jià)程序以及核應(yīng)急體系響應(yīng)能力評(píng)估方法研究

　　該課題主要是：提出電廠損傷評(píng)價(jià)方法，開發(fā)電廠損傷評(píng)價(jià)程序。研究并提出核應(yīng)急體系響應(yīng)能力評(píng)估的方法，建立核應(yīng)急響應(yīng)能力評(píng)估指標(biāo)體系，并對(duì)我國(guó)核應(yīng)急體系能力開展實(shí)際的案例評(píng)估分析，驗(yàn)證該方法的科學(xué)性和有效性。研究?jī)?nèi)容包括：調(diào)研國(guó)內(nèi)外堆芯損傷評(píng)價(jià)方法以及國(guó)內(nèi)外用于評(píng)價(jià)電廠嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)狀態(tài)的評(píng)價(jià)方法；改進(jìn)國(guó)內(nèi)現(xiàn)有堆芯損傷評(píng)價(jià)程序；研究并提出核應(yīng)急體系能力評(píng)估的方法，對(duì)我國(guó)核應(yīng)急體系能力開展實(shí)際的評(píng)估分析，驗(yàn)證該方法的有效性。技術(shù)方案是：調(diào)研現(xiàn)有電廠損傷評(píng)價(jià)方法，并對(duì)比分析電廠監(jiān)測(cè)參數(shù)與電廠系統(tǒng)正常運(yùn)行時(shí)的電廠參數(shù)，評(píng)價(jià)堆芯損傷和系統(tǒng)可用性。分析我國(guó)應(yīng)急相關(guān)法律法規(guī)和技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)，結(jié)合國(guó)情，提出應(yīng)急響應(yīng)能力評(píng)估方法與指標(biāo)體系，選擇代表性對(duì)象，進(jìn)行案例分析。

　　三、核電廠抗震能力提升及超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震裕量分析研究

　　針對(duì)地震時(shí)核電廠確保安全停堆、余熱排出以及乏燃料儲(chǔ)存安全有關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備、結(jié)構(gòu)開展抗震能力研究，并對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震進(jìn)行裕量分析評(píng)估，研究核電廠抗震的薄弱環(huán)節(jié)，以便通過(guò)設(shè)計(jì)改進(jìn)，提升核電廠的抗震能力。

　　研究?jī)?nèi)容包括：對(duì)在役和在建核電廠，評(píng)估其現(xiàn)有抗震能力，研究以局部設(shè)計(jì)改進(jìn)提升抗震能力至0.25g的可能性和措施；研究全面設(shè)計(jì)改進(jìn)二代加核電措施，用確定論方法將核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震提升至0.3g，達(dá)到三代核電機(jī)組AP1000的設(shè)計(jì)水平；對(duì)薄弱系統(tǒng)提出應(yīng)對(duì)措施，提升核電廠的抗震能力。技術(shù)方案是：用確定論的方法評(píng)估CPR1000核電廠現(xiàn)有抗震能力，進(jìn)行設(shè)計(jì)改進(jìn)、提升抗震能力，最后采用地震裕量分析方法分析超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震下核電廠的抗震裕度，并提出改進(jìn)措施。

　　四、“核電廠超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部水淹及乏燃料熔化事故研究和應(yīng)對(duì)措施”項(xiàng)目

　　針對(duì)核電站超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部水淹和乏燃料熔化兩個(gè)嚴(yán)重事故工況，開展安全分析研究，形成安全評(píng)價(jià)報(bào)告，并提出改進(jìn)措施和建議。項(xiàng)目分“核電廠防超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部水淹能力評(píng)估”和“乏燃料水池安全性分析與改進(jìn)建議”兩個(gè)子課題：

　　1.核電廠防超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部水淹能力評(píng)估

　　該課題目標(biāo)是：針對(duì)典型廠址和具體案例，確定主要水淹源，掌握外部水淹概率安全分析的方法，并在資料調(diào)研基礎(chǔ)上評(píng)價(jià)外部水淹的頻率和嚴(yán)重程度。主要研發(fā)內(nèi)容是：研究外部水淹安全分析、核電廠防外部水淹能力的評(píng)價(jià)方法、研究核電廠放外部水淹相關(guān)的設(shè)施設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)。技術(shù)方案是：結(jié)合典型的核電廠廠址，通過(guò)外部事件的識(shí)別和篩選，確定主要的外部水淹源，而后進(jìn)行外部水淹概率安全分析方法和核電廠放外部水淹能力評(píng)價(jià)方法的調(diào)研，在此基礎(chǔ)上，結(jié)合國(guó)內(nèi)外設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)調(diào)研，提出相關(guān)設(shè)施設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)。

　　2.乏燃料水池安全性分析與改進(jìn)建議

　　該課題目標(biāo)是：評(píng)價(jià)乏燃料水池中的放射性向環(huán)境釋放的風(fēng)險(xiǎn)，識(shí)別核電廠乏燃料水池的薄弱環(huán)節(jié)，針對(duì)目前的核電廠設(shè)計(jì)提出相應(yīng)的改進(jìn)建議。主要研發(fā)內(nèi)容是：廣泛調(diào)研乏燃料貯存設(shè)施的安全評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)、導(dǎo)則等，對(duì)國(guó)內(nèi)運(yùn)行和在建核電廠乏燃料貯存設(shè)施進(jìn)行安全研究，確定導(dǎo)致燃料元件損壞的主要事故序列，識(shí)別乏燃料貯存設(shè)施的薄弱環(huán)節(jié)，提出相應(yīng)的改進(jìn)建議。技術(shù)方案是：在廣泛調(diào)研的基礎(chǔ)上，參考已完成的乏燃料貯存設(shè)施的確定論和概率論安全分析方法和主要外部災(zāi)害（地震災(zāi)害等）的概率安全分析方法，完成乏燃料貯存設(shè)施的安全分析，并結(jié)合國(guó)際上乏燃料貯存設(shè)施安全分析的研究成果，歸納提高乏燃料水池安全性的措施和建議。

　　五、“非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)和二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)研發(fā)”項(xiàng)目

　　針對(duì)嚴(yán)重事故工況下反應(yīng)堆余熱排出這一重要事故緩解措施，研發(fā)非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)和二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)。項(xiàng)目分“非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)研發(fā)”和“二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)研發(fā)”兩個(gè)子課題：

　　1.非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)研發(fā)

　　該課題目標(biāo)是：掌握非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)設(shè)計(jì)及試驗(yàn)技術(shù)，評(píng)價(jià)非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)的可行性和有效性，獲得合理的非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)配置方案。主要研發(fā)內(nèi)容包括：非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)總體方案研究、實(shí)驗(yàn)裝置設(shè)計(jì)與研究方案研究、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)裝置建造、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)實(shí)驗(yàn)。技術(shù)方案是：通過(guò)開展系統(tǒng)管道內(nèi)冷卻水流動(dòng)傳熱特性實(shí)驗(yàn)和熱工水力數(shù)值模擬分析，改進(jìn)系統(tǒng)的排熱能力，保證穩(wěn)定自然循環(huán)的建立。對(duì)最終設(shè)計(jì)結(jié)果，開展系統(tǒng)工程驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)，評(píng)價(jià)系統(tǒng)對(duì)策的可行性和有效性。

　　2.二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)研發(fā)

　　該課題目標(biāo)是：突破二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)和試驗(yàn)關(guān)鍵技術(shù)，掌握系統(tǒng)阻力、系統(tǒng)壓力、系統(tǒng)布置、設(shè)備容量和性能等參數(shù)對(duì)系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)運(yùn)行特性的影響，獲得合理的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)配置方案。主要研發(fā)內(nèi)容包括：二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)總體方案與功能布置研究、關(guān)鍵部件設(shè)計(jì)研究，以及二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)裝置的設(shè)計(jì)研究、安裝、調(diào)試、實(shí)驗(yàn)。技術(shù)方案是：對(duì)事故冷卻水箱、應(yīng)急余熱排出冷卻器、應(yīng)急補(bǔ)水箱等關(guān)鍵設(shè)備的設(shè)計(jì)研究與性能優(yōu)化；利用RELAP5/MOD3程序模擬研究二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的排熱能力；開展二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)流動(dòng)和傳熱特性實(shí)驗(yàn)研究以及啟動(dòng)方式實(shí)驗(yàn)，模擬事故后的衰變熱變化情況，研究系統(tǒng)及參數(shù)的運(yùn)行特性。

　　六、“嚴(yán)重事故應(yīng)急救援用機(jī)器人研制”項(xiàng)目

　　該項(xiàng)目在核電站嚴(yán)重事故應(yīng)急相關(guān)技術(shù)研究的基礎(chǔ)上，針對(duì)事故發(fā)生的不同情況研制應(yīng)急救援所需設(shè)備及機(jī)器人，實(shí)現(xiàn)在核電站嚴(yán)重事故工況下能夠及時(shí)利用應(yīng)急設(shè)備采取應(yīng)急措施，防止核電站事故進(jìn)一步升級(jí)惡化，盡可能降低嚴(yán)重事故對(duì)公眾安全的不良影響。該項(xiàng)目分為“嚴(yán)重事故核應(yīng)急設(shè)備研制”、“嚴(yán)重事故救災(zāi)機(jī)器人研制”和“嚴(yán)重事故條件下設(shè)備鑒定技術(shù)研究”三個(gè)子課題。

　　1.嚴(yán)重事故核應(yīng)急設(shè)備研制

　　該課題通過(guò)對(duì)核電站用移動(dòng)式應(yīng)急電源和移動(dòng)式安全殼降溫降壓裝置關(guān)鍵技術(shù)和接口要求等的研究，掌握系統(tǒng)集成設(shè)計(jì)和機(jī)組集成配套等核心技術(shù)，并完成樣機(jī)的研發(fā)，實(shí)現(xiàn)核電站在失去廠內(nèi)外電源的嚴(yán)重事故情況下確保核安全保障系統(tǒng)能投入使用，確保反應(yīng)堆及安全殼的完整性，從而保障公眾安全。

　　2.嚴(yán)重事故救災(zāi)機(jī)器人研制

　　該課題針對(duì)核事故后應(yīng)急的特殊應(yīng)用，研究攻克核電站機(jī)器人的高耐輻射技術(shù)、復(fù)雜環(huán)境適應(yīng)技術(shù)、高功率驅(qū)動(dòng)技術(shù)、超遠(yuǎn)程遙控技術(shù)、高輻射環(huán)境下的信號(hào)采集、處理和傳輸?shù)汝P(guān)鍵技術(shù)，研制輻射環(huán)境偵察機(jī)器人、應(yīng)急通道路障清除機(jī)器人和現(xiàn)場(chǎng)應(yīng)急操作及維修機(jī)器人樣機(jī)，實(shí)現(xiàn)核電站機(jī)器人在嚴(yán)重事故下代替工作人員進(jìn)行輻射環(huán)境下的應(yīng)急搶險(xiǎn)作用。

　　3.核電廠嚴(yán)重事故條件下設(shè)備鑒定技術(shù)研究

　　該課題通過(guò)對(duì)嚴(yán)重事故條件下核電站對(duì)安全系統(tǒng)狀態(tài)監(jiān)視功能和救災(zāi)需求的研究，以及對(duì)嚴(yán)重事故條件下核電站相關(guān)環(huán)境參數(shù)的研究，確定所需要的監(jiān)視設(shè)備的功能和工作期限，并通過(guò)對(duì)嚴(yán)重事故模擬鑒定技術(shù)和試驗(yàn)設(shè)備的研究，確定設(shè)備鑒定的事故模擬方法，為鑒定嚴(yán)重事故下監(jiān)測(cè)設(shè)備可用性提供技術(shù)保障。

　　七、“多重外部災(zāi)害疊加情況下危害分析及應(yīng)對(duì)措施研究（大亞灣廠址）”項(xiàng)目

　　該項(xiàng)目研發(fā)目標(biāo)是：通過(guò)對(duì)核電廠多重外部災(zāi)害疊加情況下的風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行全面的分析和評(píng)價(jià)，找出核電廠在應(yīng)對(duì)多重外部災(zāi)害方面存在的薄弱環(huán)節(jié)，研究、制定和實(shí)施有針對(duì)性的改進(jìn)措施，全面提升我國(guó)在運(yùn)、在建、新建核電廠的安全水平。該項(xiàng)目研發(fā)內(nèi)容是：分別將大亞灣核電廠址和秦山核電廠址作為參考廠址，全面梳理和識(shí)別兩個(gè)廠址可能存在的外部災(zāi)害，如地震、海嘯、強(qiáng)降雨、臺(tái)風(fēng)等，分析、研究這些外部災(zāi)害可能的疊加情況或可能引發(fā)的次生災(zāi)害（如火災(zāi)、水淹），評(píng)估這些外部災(zāi)害疊加和次生災(zāi)害導(dǎo)致的堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)；分析堆芯物理熔化過(guò)程及安全殼可能失效情景，研究放射性物質(zhì)在壓力容器內(nèi)、安全殼內(nèi)和環(huán)境中的釋放和遷移過(guò)程，評(píng)估堆芯損壞后向環(huán)境的放射性釋放風(fēng)險(xiǎn)；結(jié)合廠址人口分布、氣象條件等環(huán)境因素，評(píng)估對(duì)公眾健康的影響和周邊環(huán)境的影響等放射性釋放的后果；建立大亞灣核電廠多重外部災(zāi)害疊加情況下的概率安全評(píng)價(jià)（PSA）模型，全面評(píng)估核電廠應(yīng)對(duì)這些風(fēng)險(xiǎn)所存在的薄弱環(huán)節(jié)，提出降低堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)和放射性釋放風(fēng)險(xiǎn)的應(yīng)對(duì)措施和設(shè)計(jì)改進(jìn)。

　　八、“嚴(yán)重事故仿真平臺(tái)與氫氣控制裝置研發(fā)”項(xiàng)目

　　該項(xiàng)目通過(guò)自主研發(fā)嚴(yán)重事故仿真平臺(tái)與事故源項(xiàng)分析平臺(tái)、集成全范圍嚴(yán)重事故仿真樣機(jī)、安全高效氫復(fù)合器與在線連續(xù)氫氣濃度監(jiān)測(cè)儀表樣機(jī)，實(shí)現(xiàn)嚴(yán)重事故處置關(guān)鍵設(shè)備的設(shè)計(jì)自主化與制造國(guó)產(chǎn)化，完善嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的編制，增強(qiáng)應(yīng)急控制中心應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的技術(shù)手段，加強(qiáng)放射性源項(xiàng)在環(huán)境擴(kuò)散的分析評(píng)估和應(yīng)急響應(yīng)方案制定能力，完善嚴(yán)重事故下安全殼及廠房氫氣控制技術(shù)，從事故管理和設(shè)備能力等方面提高我國(guó)核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)能力和安全水平。該項(xiàng)目分為“核電廠全范圍嚴(yán)重事故仿真平臺(tái)研發(fā)”、“放射性釋放源項(xiàng)評(píng)估方法研究”和“核電廠氫氣控制裝置研發(fā)”三個(gè)子課題。

　　1.核電廠全范圍嚴(yán)重事故仿真平臺(tái)研發(fā)

　　該課題目標(biāo)是：研制國(guó)內(nèi)百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電機(jī)組全范圍嚴(yán)重事故仿真系統(tǒng)樣機(jī)，滿足運(yùn)行核電廠、研究設(shè)計(jì)單位在嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)培訓(xùn)、事故緩解研究、驗(yàn)證等方面需求，具有嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)操縱培訓(xùn)、嚴(yán)重事故規(guī)程驗(yàn)證、事故分析、應(yīng)急演練及決策支持等作用。主要研發(fā)內(nèi)容包括：在核電廠全范圍實(shí)時(shí)仿真系統(tǒng)中嵌入國(guó)際公認(rèn)的通用嚴(yán)重事故分析程序，研究解決嚴(yán)重事故仿真建模關(guān)鍵技術(shù)、一體化仿真管理技術(shù)、實(shí)時(shí)數(shù)據(jù)管理技術(shù)等難點(diǎn)，建立百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電廠全范圍嚴(yán)重事故仿真模型、人機(jī)界面、數(shù)字化嚴(yán)重事故處理規(guī)程，實(shí)現(xiàn)對(duì)嚴(yán)重事故的模擬和分析，并且可對(duì)風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行分析評(píng)估。技術(shù)方案是：全范圍嚴(yán)重事故仿真系統(tǒng)包括核電機(jī)組重要設(shè)備和工藝系統(tǒng)仿真模型(設(shè)計(jì)基準(zhǔn))、嚴(yán)重事故下機(jī)組過(guò)程仿真模型、DCS控制邏輯系統(tǒng)和第三方儀控系統(tǒng)仿真、以及控制室人機(jī)界面仿真等。

　　2.放射性釋放源項(xiàng)評(píng)估方法研究

　　該課題目標(biāo)是：提出我國(guó)核電站事故的放射性釋放源項(xiàng)估計(jì)方法，建立分析平臺(tái)，并完成與我國(guó)典型核電機(jī)組類型的集成、接口和比對(duì)分析。主要研發(fā)內(nèi)容包括：調(diào)研國(guó)內(nèi)外事故工況下安全殼內(nèi)源項(xiàng)估計(jì)的方法以及基于實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)進(jìn)行事故源項(xiàng)估計(jì)的方法，并進(jìn)行剖析消化；研究基于工況估計(jì)核事故源項(xiàng)的改進(jìn)方法以及根據(jù)監(jiān)測(cè)劑量估計(jì)核事故源項(xiàng)的技術(shù)，開展模擬特定核電站廠址放射性物質(zhì)傳輸實(shí)驗(yàn)的研究，研究開發(fā)兼顧應(yīng)急所需的時(shí)效性和準(zhǔn)確性的核電站事故放射性釋放源項(xiàng)估計(jì)方法，并設(shè)計(jì)以該方法為內(nèi)核的軟件平臺(tái)。技術(shù)方案是：研究RTM基于工況估計(jì)核事故源項(xiàng)方法中事故工況分類在國(guó)內(nèi)電站中的適用性，并結(jié)合所建立的工況分類，研究RTM事故工況情景的精細(xì)劃分方法。研究物理模型計(jì)算結(jié)果與RTM中經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)的一致性和相關(guān)性；研究以動(dòng)態(tài)物理模型計(jì)算結(jié)果細(xì)化經(jīng)驗(yàn)估計(jì)結(jié)果，將定量計(jì)算與經(jīng)驗(yàn)估計(jì)結(jié)合的方法，研究建立動(dòng)態(tài)源項(xiàng)估計(jì)的半經(jīng)驗(yàn)方法。另外，在源項(xiàng)估計(jì)中加入電廠內(nèi)外的γ劑量率儀和環(huán)境地面污染與氣溶膠監(jiān)測(cè)設(shè)備的數(shù)據(jù)，研究基于實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)的動(dòng)態(tài)源項(xiàng)估計(jì)方法。

　　3.核電廠氫氣控制裝置研發(fā)

　　該課題目標(biāo)是：研發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的高效、安全氫復(fù)合器與在線、連續(xù)氫氣濃度監(jiān)測(cè)儀表樣機(jī)，完善嚴(yán)重事故下安全殼及廠房氫氣控制技術(shù)，從設(shè)備能力方面提高我國(guó)核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)能力和安全水平。主要研發(fā)內(nèi)容包括：催化劑板復(fù)合性能與點(diǎn)火行為實(shí)驗(yàn)研究；安全殼及廠房氫氣控制技術(shù)研究等。技術(shù)方案是：通過(guò)分離效果實(shí)驗(yàn)考察氫復(fù)合器催化板單元的復(fù)合能力、溫度響應(yīng)、點(diǎn)火行為、抗氣溶膠污染性能，考察催化板外殼的散熱能力、自適應(yīng)控制進(jìn)氣流量設(shè)計(jì)、出口排放管道的煙囪效應(yīng)，在滿足技術(shù)規(guī)范書規(guī)定的氫復(fù)合處理能力的前提下盡量減少催化板裝填量、尺寸及重量，同時(shí)提高設(shè)備的抗震性能和抗氣流載荷沖擊性能；通過(guò)試驗(yàn)數(shù)據(jù)繪制氫氣濃度監(jiān)測(cè)儀表溫度差與氫氣濃度的擬合試驗(yàn)曲線和單值函數(shù)關(guān)系，建立嚴(yán)重事故環(huán)境模擬器，開展氫氣濃度監(jiān)測(cè)儀表整機(jī)性能試驗(yàn)；建立安全殼大氣配置系統(tǒng)模擬嚴(yán)重事故環(huán)境下安全殼大氣環(huán)境，在文丘里水洗器研究安全殼氣體噴放的流體力學(xué)特性，在排放管線和煙囪研究排放氣體與空氣的混合及氫氣分布特性，利用充氮管線研究控制氫氣聚集、稀釋氫氣濃度的措施；建立燃料廠房氫氣控制技術(shù)實(shí)驗(yàn)裝置，通過(guò)實(shí)驗(yàn)手段獲得嚴(yán)重事故下燃料廠房的氣體混合、對(duì)流、傳熱作用下氫氣分布特性，驗(yàn)證氫氣濃度分布分析軟件并為氫氣控制裝置的布置設(shè)計(jì)提供科學(xué)依據(jù)。

　　九、“超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故緩解設(shè)備和系統(tǒng)研發(fā)”項(xiàng)目

　　該項(xiàng)目針對(duì)核電站全廠斷電（SBO）和最終熱阱喪失（LUHS）兩種超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故條件下的預(yù)防及緩解技術(shù)方案開展專題研究，解決目前存在的500kV外電源可靠性降低、220kV輔助電源系統(tǒng)接入無(wú)明確規(guī)定、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組在布置方面存在的火災(zāi)水淹隱患及容量配置原則不統(tǒng)一、附加后備發(fā)電機(jī)組設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)及定位不統(tǒng)一等問(wèn)題，保證核電廠供電系統(tǒng)的安全性。項(xiàng)目分“預(yù)防及緩解措施相關(guān)技術(shù)研究與開發(fā)”、“超基準(zhǔn)事故工況下設(shè)備可用性研究”和“核電廠安全供電系統(tǒng)可靠性研究”三個(gè)子課題：

　　1.預(yù)防及緩解措施相關(guān)技術(shù)研究與開發(fā)

　　該課題主要研發(fā)內(nèi)容包括：能動(dòng)與非能動(dòng)技術(shù)相結(jié)合的多樣化的最終熱阱技術(shù)研究、反應(yīng)堆冷卻劑泵軸封自密封技術(shù)研究、非能動(dòng)硼酸注入技術(shù)研究與設(shè)備研發(fā)、小型核級(jí)汽輪發(fā)電機(jī)組研發(fā)、單層及雙層安全殼適用的高效過(guò)濾排放裝置研發(fā)、超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)適用的安全泄放閥門和隔離閥門研發(fā)、超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)適用的監(jiān)測(cè)儀表（氫氣、液位、溫度、壓力等）開發(fā)。

　　2.超基準(zhǔn)事故工況下設(shè)備可用性研究

　　該課題目標(biāo)是：通過(guò)對(duì)核電廠在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下安全級(jí)蓄電池、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組、應(yīng)急配電裝置的可用性及主控制室的可居留性研究，發(fā)現(xiàn)存在的薄弱環(huán)節(jié)，并提出必要和可行的改進(jìn)建議，提高其在超基準(zhǔn)事故工況下的可用性及可居留性，從而降低壓水堆核電機(jī)組堆芯損壞的概率和放射性向環(huán)境釋放的風(fēng)險(xiǎn)。主要研發(fā)內(nèi)容包括：主控室在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故條件下的可居留性分析，安全級(jí)蓄電池、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組及應(yīng)急配電裝置在超基準(zhǔn)事故工況下可用性研究。

　　3.核電廠安全供電系統(tǒng)可靠性研究

　　該課題目標(biāo)是：保證核電廠供電系統(tǒng)的安全性。主要研發(fā)內(nèi)容包括：廠外主電源（500kV電力系統(tǒng)）“N－2”及“兩個(gè)及兩個(gè)以上接入點(diǎn)”接入原則研究、220kV廠外備用電源系統(tǒng)接入原則與方式研究、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組可靠性研究、附加后備柴油發(fā)電機(jī)組作為替代電源的可行性方案研究、機(jī)組可靠性研究、一址多堆核電廠替代電源方案研究、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)范圍內(nèi)核電站失電及電源切換試驗(yàn)研究等。

　　十、“核事故放射性監(jiān)測(cè)與輻射防護(hù)研究”項(xiàng)目

　　該項(xiàng)目針對(duì)核與輻射事故應(yīng)急情況下人員的輻射安全問(wèn)題，研究相應(yīng)的放射性監(jiān)測(cè)技術(shù)、環(huán)境遷移模擬技術(shù)和輻射防護(hù)技術(shù)，以減少確保公眾及工作人員所受輻射劑量。項(xiàng)目分“核事故情況下放射性監(jiān)測(cè)及其環(huán)境遷移模擬技術(shù)研究”和“核事故情況下輻射防護(hù)技術(shù)研究”兩個(gè)子課題：

　　1.核事故情況下放射性監(jiān)測(cè)及其環(huán)境遷移模擬技術(shù)研究

　　該課題目標(biāo)是：開發(fā)包括安全殼內(nèi)放射性氣溶膠和碘取樣裝置和連續(xù)海水放射性監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在內(nèi)的放射性監(jiān)測(cè)技術(shù)，建立放射性核素在水體中的遷移規(guī)律。主要研發(fā)內(nèi)容包括：近海岸海洋輻射監(jiān)測(cè)集成技術(shù)研究、核電站反應(yīng)堆事故情況下放射性碘及氣溶膠取樣材料研究、核電廠氣載流出物輻射評(píng)估集合模型應(yīng)用研究和核事故情況下放射性液態(tài)污染物在近海海域遷移擴(kuò)散規(guī)律研究。技術(shù)方案是：從探測(cè)器設(shè)計(jì)、刻度裝置設(shè)計(jì)和解譜軟件研發(fā)入手，建立海洋輻射監(jiān)測(cè)集成技術(shù)；通過(guò)濾材研制實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆事故情況下放射性碘及氣溶膠取樣技術(shù)；應(yīng)用多尺度模擬和不同大氣擴(kuò)散模式集合技術(shù)研究氣載流出物的輻射評(píng)估集合模型；通過(guò)調(diào)研現(xiàn)有實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)和資料，整理分析關(guān)鍵核素及關(guān)鍵參數(shù)，開展水體吸附實(shí)驗(yàn)，建立近海海域遷移擴(kuò)散規(guī)律。

　　2.核事故情況下輻射防護(hù)技術(shù)研究

　　該課題目標(biāo)是：實(shí)現(xiàn)強(qiáng)輻射、復(fù)雜照射情景下工作人員所受劑量的快速準(zhǔn)確評(píng)估，通過(guò)研發(fā)綜合性應(yīng)急救援人員防護(hù)措施和強(qiáng)輻射條件工作機(jī)器人，減輕人員所受輻射劑量。主要研發(fā)內(nèi)容包括：事故受照人員劑量快速模擬重建與生物劑量估算技術(shù)研究、基于便攜式儀器的人體內(nèi)污染快速測(cè)量技術(shù)研究、核電站事故后強(qiáng)輻射場(chǎng)遠(yuǎn)距離遙控探查監(jiān)測(cè)裝置研制、事故情況下應(yīng)急救援人員防護(hù)措施研究和事故后人員表面污染監(jiān)測(cè)新技術(shù)研究。技術(shù)方案是：結(jié)合物理實(shí)驗(yàn)和計(jì)算機(jī)模擬建立受照人員劑量估計(jì)方法；根據(jù)國(guó)際有關(guān)標(biāo)準(zhǔn)開展實(shí)驗(yàn)與集成軟件開發(fā)，完成內(nèi)污染快速測(cè)量技術(shù)研究；通過(guò)優(yōu)化屏蔽設(shè)計(jì)和耐輻照實(shí)驗(yàn)解決機(jī)器人儀控的抗輻射問(wèn)題；結(jié)合反應(yīng)堆源項(xiàng)分析、劑量快速評(píng)價(jià)、三維模擬、遠(yuǎn)距離工具研制開發(fā)綜合性應(yīng)急防護(hù)措施；制作高性能探測(cè)器，設(shè)計(jì)配套數(shù)據(jù)獲取與處理單元，建立表面污染監(jiān)測(cè)新技術(shù)。

　　十一、核事故放射性廢水應(yīng)急處理技術(shù)及工藝研究

　　該項(xiàng)目借鑒日本福島事故中放射性廢水處理的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，針對(duì)突發(fā)核事故情況下污染場(chǎng)景、污染類型復(fù)雜多變的實(shí)際情況，建立吸附—膜技術(shù)耦合的集成工藝，利用吸附技術(shù)快速大幅度降低廢水的放射性活度，利用膜技術(shù)實(shí)現(xiàn)精處理與終極保障功能。通過(guò)研究，研制可移動(dòng)式放射性廢水應(yīng)急處理裝置樣機(jī)。項(xiàng)目分為“放射性廢水應(yīng)急處理的吸附材料及反應(yīng)裝置研究”和“放射性廢水應(yīng)急處理的膜技術(shù)研究及工藝集成”兩個(gè)子課題。

　　1.放射性廢水應(yīng)急處理的吸附材料及反應(yīng)裝置研究

　　該課題主要研發(fā)內(nèi)容包括：借鑒日本福島事故中放射性廢水處理的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，研制高效、穩(wěn)定、簡(jiǎn)單、對(duì)現(xiàn)場(chǎng)條件要求較低的吸附反應(yīng)裝置，快速大幅度地降低廢水的放射性活度，以應(yīng)對(duì)突發(fā)核事故情況下污染場(chǎng)景、污染類型復(fù)雜多變的實(shí)際情況。研究中，重點(diǎn)解決吸附材料反應(yīng)速度慢、固定填充床式反應(yīng)器易被廢水中油類或者其它雜質(zhì)污染的問(wèn)題。技術(shù)方案是：針對(duì)含量高、半衰期長(zhǎng)的Cs、Sr等核素，制備從高含鹽量放射性廢水中吸附痕量核素的高效無(wú)機(jī)吸附材料；將磁核包覆技術(shù)引入材料制備環(huán)節(jié)，開發(fā)新型微米級(jí)磁性復(fù)合吸附劑，反應(yīng)快，易分離；構(gòu)建磁絮凝反應(yīng)器，在投加磁性吸附劑的同時(shí)，投加磁粉＋絮凝劑/助凝劑，通過(guò)強(qiáng)化絮凝、磁分離手段，在去除放射性物質(zhì)的同時(shí)，去除水中的懸浮物、膠體、有機(jī)物、油類污染物等，保護(hù)后續(xù)膜工藝的正常運(yùn)行。

　　2.放射性廢水應(yīng)急處理的膜技術(shù)研究及工藝集成

　　該課題主要研發(fā)內(nèi)容包括：研究建立膜集成工藝，作為吸附單元的后續(xù)工藝，實(shí)現(xiàn)事故情況下放射性廢水精處理與終極保障功能，確保滿足環(huán)境排放要求；研究構(gòu)建吸附—膜技術(shù)耦合集成工藝路線，形成可移動(dòng)式放射性廢水應(yīng)急處理裝置樣機(jī)。技術(shù)方案是：針對(duì)核事故情況下污染類型復(fù)雜多變的實(shí)際情況，研究保障膜工藝穩(wěn)定運(yùn)行的措施與方法；評(píng)價(jià)不同類型膜組件的性能，進(jìn)行工藝優(yōu)化，提高濃縮倍數(shù)與去污效率；利用連續(xù)電除鹽技術(shù)進(jìn)行精處理，確保滿足環(huán)境排放要求；研制可移動(dòng)式放射性廢水應(yīng)急處理裝置樣機(jī)，處理規(guī)模達(dá)到1m3/h，液態(tài)流出物滿足環(huán)境排放要求；在選定工況條件下優(yōu)化工藝參數(shù)，延長(zhǎng)運(yùn)行考察工藝的穩(wěn)定性與可靠性。