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(fù)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(dǎo)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(fù)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(dǎo)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(xùn)、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(xùn)、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(fù)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(fù)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(fù)合器催化板單元的復(fù)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(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(fù)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(xùn)，針對突發(fā)核事故情況下污染場景、污染類型復(fù)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(xùn)，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(fù)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(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，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(fù)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。（完）

（國家能源局能源節(jié)約和科技裝備司）