能源局23日宣布，全面啟動在運在建核電站應(yīng)對超設(shè)計基準事故安全技術(shù)研發(fā)，擬對多種特殊情況下核電站存在的安全問題展開安全分析研究，以形成安全評估報告，并提出改進意見。

　　據(jù)國家能源局原局長張國寶介紹，中國有14個核電站正在運行，27個核電站正在建設(shè)，選擇發(fā)展核電是不可避免的大趨勢。此次，能源局全面啟動在運在建核電站應(yīng)對超設(shè)計基準事故安全技術(shù)研發(fā)，分析人士指出，有利于促進核電安全性提高，為核電新項目審批奠定基礎(chǔ)。

　　核電站應(yīng)對超設(shè)計基準事故安全技術(shù)研發(fā)，主要分為核電廠抗震能力提升及超設(shè)計基準地震裕量分析研究、核電站嚴重事故預(yù)防與緩解的研究和實驗驗證項目、“非能動應(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)”項目等多個項目。

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

　　受日本福島核事故影響，國內(nèi)暫停了新核電項目的審批，同時在建核電項目暫緩。目前，核電新項目的審批尚未放開，但在建核電項目已開建，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171億元，而1-2月的投資額為105億元，也就是說僅3月份，核電投資就增加了66億元。

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

　　全面啟動在運在建核電站應(yīng)對超設(shè)計基準事故安全技術(shù)研發(fā)項目

　　一、“非能動應(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)”項目

　　針對核電站在超設(shè)計基準事故引發(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)計中增加后備應(yīng)急電源和高位冷卻水源的方案，實現(xiàn)嚴重事故的預(yù)防和緩解。項目分“核電廠應(yīng)急高容量蓄電池蓄能系統(tǒng)研發(fā)”和“核電廠非能動應(yīng)急高位冷卻水源系統(tǒng)研發(fā)”兩個子課題：

　　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)生嚴重事故與極端自然災(zāi)害，導致失去所有應(yīng)急電源（包括柴油機）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（水壓試驗泵汽輪發(fā)電機）系統(tǒng)和驅(qū)動一臺ASG（輔助給水系統(tǒng)）電動泵運行的能力。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；另一方面通過接入應(yīng)急電源系，給一臺電動輔助給水泵（ASG）供電。

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

　　該課題目標是：增加應(yīng)急冷卻水源儲水和輸水裝置，在核電站事故工況下，通過電站專設(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60米高地上增加應(yīng)急冷卻水源儲水和輸水裝置，實現(xiàn)輔助給水儲存箱、換料水箱和乏燃料水池的非能動重力補水。該裝置不僅滿足防水淹的要求，同時針對不同廠址分別按0.3g和0.2g的抗震要求制定設(shè)計方案;對于平原地帶核電站，擬考慮氣體覆蓋的方式實現(xiàn)增壓供水。其技術(shù)方案是：在該系統(tǒng)增加移動泵和后備水源，實現(xiàn)通過ASG系統(tǒng)為蒸發(fā)器注水并通過二回路排出堆芯余熱；實現(xiàn)通過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，通過安全殼噴淋管線為安全殼噴淋，通過為PTR系統(tǒng)給乏燃料池注入冷卻水，確保乏燃料冷卻。

　　二、核電站嚴重事故預(yù)防與緩解的研究和實驗驗證項目

　　針對類似日本福島核事故中乏燃料貯存設(shè)施所暴露的安全問題，開展嚴重事故預(yù)防與緩解措施的研究與試驗驗證，從嚴重事故預(yù)防、緩解以及應(yīng)急等方面減輕事故影響，降低核電對環(huán)境可能造成的危害。項目分“核電廠乏燃料貯存設(shè)施的安全研究”、“嚴重事故預(yù)防與緩解措施研究”和“電廠損傷狀態(tài)評價程序以及核應(yīng)急體系響應(yīng)能力評估方法研究”三個子課題。

　　1.核電廠乏燃料貯存設(shè)施的安全研究

　　該課題主要是：確定導致燃料元件損壞的主要事故序列及向環(huán)境釋放的源項，找出核電廠乏燃料貯存設(shè)施的薄弱環(huán)節(jié)并提出改進建議，將研究成果應(yīng)用于核電廠，并開發(fā)相應(yīng)的嚴重事故管理導則。研發(fā)內(nèi)容包括：調(diào)研國內(nèi)外與乏燃料貯存設(shè)施的安全分析相關(guān)的標準、論文、研究報告等資料，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計算程序進行概率安全評價，開展核電廠乏燃料貯存設(shè)施的安全研究工作。

　　2.嚴重事故預(yù)防與緩解措施的研究與試驗驗證

　　該課題主要是：評價當前電廠緩解嚴重事故的能力；提出嚴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)并試驗驗證堆腔注水系統(tǒng)、非能動安全殼冷卻、非能動二次側(cè)冷卻系統(tǒng)；開發(fā)完備的嚴重事故管理導則。研發(fā)內(nèi)容包括：對國外已發(fā)生過的嚴重事故進行調(diào)研和后果分析；開展概率論和確定論分析，提出嚴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；對可能用于嚴重事故預(yù)防與緩解的措施進行理論分析和驗證研究；開發(fā)上述措施的嚴重事故管理導則。技術(shù)方案是：調(diào)研國際上嚴重事故有關(guān)研究，評價國內(nèi)當前電廠應(yīng)對嚴重事故的能力；篩選嚴重事故所需系統(tǒng)，通過概率論和確定論分析，提出技術(shù)要求；結(jié)合ACP1000項目，進行反應(yīng)堆堆腔注水系統(tǒng)、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)、非能動二次側(cè)冷卻系統(tǒng)的研究工作。

　　3.電廠損傷狀態(tài)評價程序以及核應(yīng)急體系響應(yīng)能力評估方法研究

　　該課題主要是：提出電廠損傷評價方法，開發(fā)電廠損傷評價程序。研究并提出核應(yīng)急體系響應(yīng)能力評估的方法，建立核應(yīng)急響應(yīng)能力評估指標體系，并對我國核應(yīng)急體系能力開展實際的案例評估分析，驗證該方法的科學性和有效性。研究內(nèi)容包括：調(diào)研國內(nèi)外堆芯損傷評價方法以及國內(nèi)外用于評價電廠嚴重事故緩解系統(tǒng)狀態(tài)的評價方法；改進國內(nèi)現(xiàn)有堆芯損傷評價程序；研究并提出核應(yīng)急體系能力評估的方法，對我國核應(yīng)急體系能力開展實際的評估分析，驗證該方法的有效性。技術(shù)方案是：調(diào)研現(xiàn)有電廠損傷評價方法，并對比分析電廠監(jiān)測參數(shù)與電廠系統(tǒng)正常運行時的電廠參數(shù)，評價堆芯損傷和系統(tǒng)可用性。分析我國應(yīng)急相關(guān)法律法規(guī)和技術(shù)標準，結(jié)合國情，提出應(yīng)急響應(yīng)能力評估方法與指標體系，選擇代表性對象，進行案例分析。

　　三、核電廠抗震能力提升及超設(shè)計基準地震裕量分析研究

　　針對地震時核電廠確保安全停堆、余熱排出以及乏燃料儲存安全有關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備、結(jié)構(gòu)開展抗震能力研究，并對超設(shè)計基準地震進行裕量分析評估，研究核電廠抗震的薄弱環(huán)節(jié)，以便通過設(shè)計改進，提升核電廠的抗震能力。

　　研究內(nèi)容包括：對在役和在建核電廠，評估其現(xiàn)有抗震能力，研究以局部設(shè)計改進提升抗震能力至0.25g的可能性和措施；研究全面設(shè)計改進二代加核電措施，用確定論方法將核電廠設(shè)計基準地震提升至0.3g，達到三代核電機組AP1000的設(shè)計水平；對薄弱系統(tǒng)提出應(yīng)對措施，提升核電廠的抗震能力。技術(shù)方案是：用確定論的方法評估CPR1000核電廠現(xiàn)有抗震能力，進行設(shè)計改進、提升抗震能力，最后采用地震裕量分析方法分析超設(shè)計基準地震下核電廠的抗震裕度，并提出改進措施。

　　四、“核電廠超設(shè)計基準外部水淹及乏燃料熔化事故研究和應(yīng)對措施”項目

　　針對核電站超設(shè)計基準外部水淹和乏燃料熔化兩個嚴重事故工況，開展安全分析研究，形成安全評價報告，并提出改進措施和建議。項目分“核電廠防超設(shè)計基準外部水淹能力評估”和“乏燃料水池安全性分析與改進建議”兩個子課題：

　　1.核電廠防超設(shè)計基準外部水淹能力評估

　　該課題目標是：針對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)上評價外部水淹的頻率和嚴重程度。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價方法、研究核電廠放外部水淹相關(guān)的設(shè)施設(shè)計標準。技術(shù)方案是：結(jié)合典型的核電廠廠址，通過外部事件的識別和篩選，確定主要的外部水淹源，而后進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價方法的調(diào)研，在此基礎(chǔ)上，結(jié)合國內(nèi)外設(shè)計標準調(diào)研，提出相關(guān)設(shè)施設(shè)計標準。

　　2.乏燃料水池安全性分析與改進建議

　　該課題目標是：評價乏燃料水池中的放射性向環(huán)境釋放的風險，識別核電廠乏燃料水池的薄弱環(huán)節(jié)，針對目前的核電廠設(shè)計提出相應(yīng)的改進建議。主要研發(fā)內(nèi)容是：廣泛調(diào)研乏燃料貯存設(shè)施的安全評價標準、導則等，對國內(nèi)運行和在建核電廠乏燃料貯存設(shè)施進行安全研究，確定導致燃料元件損壞的主要事故序列，識別乏燃料貯存設(shè)施的薄弱環(huán)節(jié)，提出相應(yīng)的改進建議。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、“非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)和二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)研發(fā)”項目

　　針對嚴重事故工況下反應(yīng)堆余熱排出這一重要事故緩解措施，研發(fā)非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)和二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)。項目分“非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)研發(fā)”和“二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)研發(fā)”兩個子課題：

　　1.非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)研發(fā)

　　該課題目標是：掌握非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)設(shè)計及試驗技術(shù)，評價非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)的可行性和有效性，獲得合理的非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)配置方案。主要研發(fā)內(nèi)容包括：非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)總體方案研究、實驗裝置設(shè)計與研究方案研究、非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)實驗裝置建造、非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)實驗。技術(shù)方案是：通過開展系統(tǒng)管道內(nèi)冷卻水流動傳熱特性實驗和熱工水力數(shù)值模擬分析，改進系統(tǒng)的排熱能力，保證穩(wěn)定自然循環(huán)的建立。對最終設(shè)計結(jié)果，開展系統(tǒng)工程驗證實驗，評價系統(tǒng)對策的可行性和有效性。

　　2.二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)研發(fā)

　　該課題目標是：突破二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計和試驗關(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)對系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)運行特性的影響，獲得合理的非能動余熱排出系統(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)計研究，以及二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)實驗裝置的設(shè)計研究、安裝、調(diào)試、實驗。技術(shù)方案是：對事故冷卻水箱、應(yīng)急余熱排出冷卻器、應(yīng)急補水箱等關(guān)鍵設(shè)備的設(shè)計研究與性能優(yōu)化；利用RELAP5/MOD3程序模擬研究二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)的排熱能力；開展二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)流動和傳熱特性實驗研究以及啟動方式實驗，模擬事故后的衰變熱變化情況，研究系統(tǒng)及參數(shù)的運行特性。

　　六、“嚴重事故應(yīng)急救援用機器人研制”項目

　　該項目在核電站嚴重事故應(yīng)急相關(guān)技術(shù)研究的基礎(chǔ)上，針對事故發(fā)生的不同情況研制應(yīng)急救援所需設(shè)備及機器人，實現(xiàn)在核電站嚴重事故工況下能夠及時利用應(yīng)急設(shè)備采取應(yīng)急措施，防止核電站事故進一步升級惡化，盡可能降低嚴重事故對公眾安全的不良影響。該項目分為“嚴重事故核應(yīng)急設(shè)備研制”、“嚴重事故救災(zāi)機器人研制”和“嚴重事故條件下設(shè)備鑒定技術(shù)研究”三個子課題。

　　1.嚴重事故核應(yīng)急設(shè)備研制

　　該課題通過對核電站用移動式應(yīng)急電源和移動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)計和機組集成配套等核心技術(shù)，并完成樣機的研發(fā)，實現(xiàn)核電站在失去廠內(nèi)外電源的嚴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.嚴重事故救災(zāi)機器人研制

　　該課題針對核事故后應(yīng)急的特殊應(yīng)用，研究攻克核電站機器人的高耐輻射技術(shù)、復雜環(huán)境適應(yīng)技術(shù)、高功率驅(qū)動技術(shù)、超遠程遙控技術(shù)、高輻射環(huán)境下的信號采集、處理和傳輸?shù)汝P(guān)鍵技術(shù)，研制輻射環(huán)境偵察機器人、應(yīng)急通道路障清除機器人和現(xiàn)場應(yīng)急操作及維修機器人樣機，實現(xiàn)核電站機器人在嚴重事故下代替工作人員進行輻射環(huán)境下的應(yīng)急搶險作用。

　　3.核電廠嚴重事故條件下設(shè)備鑒定技術(shù)研究

　　該課題通過對嚴重事故條件下核電站對安全系統(tǒng)狀態(tài)監(jiān)視功能和救災(zāi)需求的研究，以及對嚴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，并通過對嚴重事故模擬鑒定技術(shù)和試驗設(shè)備的研究，確定設(shè)備鑒定的事故模擬方法，為鑒定嚴重事故下監(jiān)測設(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)對措施研究（大亞灣廠址）”項目

　　該項目研發(fā)目標是：通過對核電廠多重外部災(zāi)害疊加情況下的風險進行全面的分析和評價，找出核電廠在應(yīng)對多重外部災(zāi)害方面存在的薄弱環(huán)節(jié)，研究、制定和實施有針對性的改進措施，全面提升我國在運、在建、新建核電廠的安全水平。該項目研發(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，全面梳理和識別兩個廠址可能存在的外部災(zāi)害，如地震、海嘯、強降雨、臺風等，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），評估這些外部災(zāi)害疊加和次生災(zāi)害導致的堆芯損壞風險；分析堆芯物理熔化過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程，評估堆芯損壞后向環(huán)境的放射性釋放風險；結(jié)合廠址人口分布、氣象條件等環(huán)境因素，評估對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價（PSA）模型，全面評估核電廠應(yīng)對這些風險所存在的薄弱環(huán)節(jié)，提出降低堆芯損壞風險和放射性釋放風險的應(yīng)對措施和設(shè)計改進。

　　八、“嚴重事故仿真平臺與氫氣控制裝置研發(fā)”項目

　　該項目通過自主研發(fā)嚴重事故仿真平臺與事故源項分析平臺、集成全范圍嚴重事故仿真樣機、安全高效氫復合器與在線連續(xù)氫氣濃度監(jiān)測儀表樣機，實現(xiàn)嚴重事故處置關(guān)鍵設(shè)備的設(shè)計自主化與制造國產(chǎn)化，完善嚴重事故管理導則的編制，增強應(yīng)急控制中心應(yīng)對嚴重事故的技術(shù)手段，加強放射性源項在環(huán)境擴散的分析評估和應(yīng)急響應(yīng)方案制定能力，完善嚴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核電廠嚴重事故應(yīng)對能力和安全水平。該項目分為“核電廠全范圍嚴重事故仿真平臺研發(fā)”、“放射性釋放源項評估方法研究”和“核電廠氫氣控制裝置研發(fā)”三個子課題。

　　1.核電廠全范圍嚴重事故仿真平臺研發(fā)

　　該課題目標是：研制國內(nèi)百萬千瓦級壓水堆核電機組全范圍嚴重事故仿真系統(tǒng)樣機，滿足運行核電廠、研究設(shè)計單位在嚴重事故應(yīng)對培訓、事故緩解研究、驗證等方面需求，具有嚴重事故應(yīng)對操縱培訓、嚴重事故規(guī)程驗證、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：在核電廠全范圍實時仿真系統(tǒng)中嵌入國際公認的通用嚴重事故分析程序，研究解決嚴重事故仿真建模關(guān)鍵技術(shù)、一體化仿真管理技術(shù)、實時數(shù)據(jù)管理技術(shù)等難點，建立百萬千瓦級壓水堆核電廠全范圍嚴重事故仿真模型、人機界面、數(shù)字化嚴重事故處理規(guī)程，實現(xiàn)對嚴重事故的模擬和分析，并且可對風險進行分析評估。技術(shù)方案是：全范圍嚴重事故仿真系統(tǒng)包括核電機組重要設(shè)備和工藝系統(tǒng)仿真模型(設(shè)計基準)、嚴重事故下機組過程仿真模型、DCS控制邏輯系統(tǒng)和第三方儀控系統(tǒng)仿真、以及控制室人機界面仿真等。

　　2.放射性釋放源項評估方法研究

　　該課題目標是：提出我國核電站事故的放射性釋放源項估計方法，建立分析平臺，并完成與我國典型核電機組類型的集成、接口和比對分析。主要研發(fā)內(nèi)容包括：調(diào)研國內(nèi)外事故工況下安全殼內(nèi)源項估計的方法以及基于實測數(shù)據(jù)進行事故源項估計的方法，并進行剖析消化；研究基于工況估計核事故源項的改進方法以及根據(jù)監(jiān)測劑量估計核事故源項的技術(shù)，開展模擬特定核電站廠址放射性物質(zhì)傳輸實驗的研究，研究開發(fā)兼顧應(yīng)急所需的時效性和準確性的核電站事故放射性釋放源項估計方法，并設(shè)計以該方法為內(nèi)核的軟件平臺。技術(shù)方案是：研究RTM基于工況估計核事故源項方法中事故工況分類在國內(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劃分方法。研究物理模型計算結(jié)果與RTM中經(jīng)驗數(shù)據(jù)的一致性和相關(guān)性；研究以動態(tài)物理模型計算結(jié)果細化經(jīng)驗估計結(jié)果，將定量計算與經(jīng)驗估計結(jié)合的方法，研究建立動態(tài)源項估計的半經(jīng)驗方法。另外，在源項估計中加入電廠內(nèi)外的γ劑量率儀和環(huán)境地面污染與氣溶膠監(jiān)測設(shè)備的數(shù)據(jù)，研究基于實測數(shù)據(jù)的動態(tài)源項估計方法。

　　3.核電廠氫氣控制裝置研發(fā)

　　該課題目標是：研發(fā)具有自主知識產(chǎn)權(quán)的高效、安全氫復合器與在線、連續(xù)氫氣濃度監(jiān)測儀表樣機，完善嚴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核電廠嚴重事故應(yīng)對能力和安全水平。主要研發(fā)內(nèi)容包括：催化劑板復合性能與點火行為實驗研究；安全殼及廠房氫氣控制技術(shù)研究等。技術(shù)方案是：通過分離效果實驗考察氫復合器催化板單元的復合能力、溫度響應(yīng)、點火行為、抗氣溶膠污染性能，考察催化板外殼的散熱能力、自適應(yīng)控制進氣流量設(shè)計、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，同時提高設(shè)備的抗震性能和抗氣流載荷沖擊性能；通過試驗數(shù)據(jù)繪制氫氣濃度監(jiān)測儀表溫度差與氫氣濃度的擬合試驗曲線和單值函數(shù)關(guān)系，建立嚴重事故環(huán)境模擬器，開展氫氣濃度監(jiān)測儀表整機性能試驗；建立安全殼大氣配置系統(tǒng)模擬嚴重事故環(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)實驗裝置，通過實驗手段獲得嚴重事故下燃料廠房的氣體混合、對流、傳熱作用下氫氣分布特性，驗證氫氣濃度分布分析軟件并為氫氣控制裝置的布置設(shè)計提供科學依據(jù)。

　　九、“超設(shè)計基準事故緩解設(shè)備和系統(tǒng)研發(fā)”項目

　　該項目針對核電站全廠斷電（SBO）和最終熱阱喪失（LUHS）兩種超設(shè)計基準事故條件下的預(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)接入無明確規(guī)定、應(yīng)急柴油發(fā)電機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)電機組設(shè)計標準及定位不統(tǒng)一等問題，保證核電廠供電系統(tǒng)的安全性。項目分“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：能動與非能動技術(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、非能動硼酸注入技術(shù)研究與設(shè)備研發(fā)、小型核級汽輪發(fā)電機組研發(fā)、單層及雙層安全殼適用的高效過濾排放裝置研發(fā)、超設(shè)計基準適用的安全泄放閥門和隔離閥門研發(fā)、超設(shè)計基準適用的監(jiān)測儀表（氫氣、液位、溫度、壓力等）開發(fā)。

　　2.超基準事故工況下設(shè)備可用性研究

　　該課題目標是：通過對核電廠在超設(shè)計基準事故工況下安全級蓄電池、應(yīng)急柴油發(fā)電機組、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建議，提高其在超基準事故工況下的可用性及可居留性，從而降低壓水堆核電機組堆芯損壞的概率和放射性向環(huán)境釋放的風險。主要研發(fā)內(nèi)容包括：主控室在超設(shè)計基準事故條件下的可居留性分析，安全級蓄電池、應(yīng)急柴油發(fā)電機組及應(yīng)急配電裝置在超基準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“兩個及兩個以上接入點”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)電機組可靠性研究、附加后備柴油發(fā)電機組作為替代電源的可行性方案研究、機組可靠性研究、一址多堆核電廠替代電源方案研究、設(shè)計基準范圍內(nèi)核電站失電及電源切換試驗研究等。

　　十、“核事故放射性監(jiān)測與輻射防護研究”項目

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

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

　　該課題目標是：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)測系統(tǒng)在內(nèi)的放射性監(jiān)測技術(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散規(guī)律研究。技術(shù)方案是：從探測器設(shè)計、刻度裝置設(shè)計和解譜軟件研發(fā)入手，建立海洋輻射監(jiān)測集成技術(shù)；通過濾材研制實現(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散模式集合技術(shù)研究氣載流出物的輻射評估集合模型；通過調(diào)研現(xiàn)有實驗數(shù)據(jù)和資料，整理分析關(guān)鍵核素及關(guān)鍵參數(shù)，開展水體吸附實驗，建立近海海域遷移擴散規(guī)律。

　　2.核事故情況下輻射防護技術(shù)研究

　　該課題目標是：實現(xiàn)強輻射、復雜照射情景下工作人員所受劑量的快速準確評估，通過研發(fā)綜合性應(yīng)急救援人員防護措施和強輻射條件工作機器人，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)污染快速測量技術(shù)研究、核電站事故后強輻射場遠距離遙控探查監(jiān)測裝置研制、事故情況下應(yīng)急救援人員防護措施研究和事故后人員表面污染監(jiān)測新技術(shù)研究。技術(shù)方案是：結(jié)合物理實驗和計算機模擬建立受照人員劑量估計方法；根據(jù)國際有關(guān)標準開展實驗與集成軟件開發(fā)，完成內(nèi)污染快速測量技術(shù)研究；通過優(yōu)化屏蔽設(shè)計和耐輻照實驗解決機器人儀控的抗輻射問題；結(jié)合反應(yīng)堆源項分析、劑量快速評價、三維模擬、遠距離工具研制開發(fā)綜合性應(yīng)急防護措施；制作高性能探測器，設(shè)計配套數(shù)據(jù)獲取與處理單元，建立表面污染監(jiān)測新技術(shù)。

　　十一、核事故放射性廢水應(yīng)急處理技術(shù)及工藝研究

　　該項目借鑒日本福島事故中放射性廢水處理的經(jīng)驗教訓，針對突發(fā)核事故情況下污染場景、污染類型復雜多變的實際情況，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)實現(xiàn)精處理與終極保障功能。通過研究，研制可移動式放射性廢水應(yīng)急處理裝置樣機。項目分為“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)驗教訓，研制高效、穩(wěn)定、簡單、對現(xiàn)場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)對突發(fā)核事故情況下污染場景、污染類型復雜多變的實際情況。研究中，重點解決吸附材料反應(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)污染的問題。技術(shù)方案是：針對含量高、半衰期長的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機吸附材料；將磁核包覆技術(shù)引入材料制備環(huán)節(jié)，開發(fā)新型微米級磁性復合吸附劑，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，投加磁粉＋絮凝劑/助凝劑，通過強化絮凝、磁分離手段，在去除放射性物質(zhì)的同時，去除水中的懸浮物、膠體、有機物、油類污染物等，保護后續(xù)膜工藝的正常運行。

　　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，形成可移動式放射性廢水應(yīng)急處理裝置樣機。技術(shù)方案是：針對核事故情況下污染類型復雜多變的實際情況，研究保障膜工藝穩(wěn)定運行的措施與方法；評價不同類型膜組件的性能，進行工藝優(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)進行精處理，確保滿足環(huán)境排放要求；研制可移動式放射性廢水應(yīng)急處理裝置樣機，處理規(guī)模達到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)，延長運行考察工藝的穩(wěn)定性與可靠性。