能源局23日宣布，全面啟動在運在建核電站應對超設計基準事故安全技術研發，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，選擇發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對超設計基準事故安全技術研發，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。

　　核電站應對超設計基準事故安全技術研發，主要分為核電廠抗震能力提升及超設計基準地震裕量分析研究、核電站嚴重事故預防與緩解的研究和實驗驗證項目、“非能動應急電源（高容量蓄能系統）與高位冷卻水源系統研發”項目等多個項目。

　　上述項目主要針對多種“意外”事故進行安全技術研發，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的系統、設備、結構開展抗震能力研究，并對超設計基準地震進行裕量分析評估，研究核電廠抗震的薄弱環節，以便通過設計改進，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施所暴露的安全問題，開展嚴重事故預防與緩解措施的研究與試驗驗證，從嚴重事故預防、緩解以及應急等方面減輕事故影響，降低核電對環境可能造成的危害等。

　　受日本福島核事故影響，國內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。據能源局公布的3月用電量數據顯示，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點9天，也為我國核電的發展釋放了一個積極的信號。

　　全面啟動在運在建核電站應對超設計基準事故安全技術研發項目

　　一、“非能動應急電源（高容量蓄能系統）與高位冷卻水源系統研發”項目

　　針對核電站在超設計基準事故引發喪失電源和冷卻水源的情況下，研發在核電廠現有設計中增加后備應急電源和高位冷卻水源的方案，實現嚴重事故的預防和緩解。項目分“核電廠應急高容量蓄電池蓄能系統研發”和“核電廠非能動應急高位冷卻水源系統研發”兩個子課題：

　　1.核電廠應急高容量蓄電池蓄能系統研發

　　該課題目標是：用高容量蓄電池蓄能系統作為核電站應急電源系統的后備應急電源，在核電站發生嚴重事故與極端自然災害，導致失去所有應急電源（包括柴油機）后，作為后備應急電源，完成電廠安全供電功能。主要研發內容是：建設一座4MWh高容量蓄能系統示范工程，具備取代LLS（水壓試驗泵汽輪發電機）系統和驅動一臺ASG（輔助給水系統）電動泵運行的能力。技術方案是：新建蓄能系統包括“固定式蓄能系統”和“移動式蓄能系統”，將該系統做為核電站現有應急電源LLS系統的后備電源，一方面通過LLS系統給（9RIS011PO）主泵軸封注水泵和主控室應急照明（E360CR）供電，維持一回路完整性和提供主控室重要監控儀表工作電源；另一方面通過接入應急電源系，給一臺電動輔助給水泵（ASG）供電。

　　2.核電站非能動應急高位冷卻水源系統研發

　　該課題目標是：增加應急冷卻水源儲水和輸水裝置，在核電站事故工況下，通過電站專設安全系統上增設的預留接口，將外部冷卻水源引入電站相應安全系統，確保堆芯和乏燃料冷卻。主要研發內容是：在現場60米高地上增加應急冷卻水源儲水和輸水裝置，實現輔助給水儲存箱、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的抗震要求制定設計方案;對于平原地帶核電站，擬考慮氣體覆蓋的方式實現增壓供水。其技術方案是：在該系統增加移動泵和后備水源，實現通過ASG系統為蒸發器注水并通過二回路排出堆芯余熱；實現通過RIS（安注系統）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施所暴露的安全問題，開展嚴重事故預防與緩解措施的研究與試驗驗證，從嚴重事故預防、緩解以及應急等方面減輕事故影響，降低核電對環境可能造成的危害。項目分“核電廠乏燃料貯存設施的安全研究”、“嚴重事故預防與緩解措施研究”和“電廠損傷狀態評價程序以及核應急體系響應能力評估方法研究”三個子課題。

　　1.核電廠乏燃料貯存設施的安全研究

　　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境釋放的源項，找出核電廠乏燃料貯存設施的薄弱環節并提出改進建議，將研究成果應用于核電廠，并開發相應的嚴重事故管理導則。研發內容包括：調研國內外與乏燃料貯存設施的安全分析相關的標準、論文、研究報告等資料，開展乏燃料貯存設施的安全分析，始發事件分析、數據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施的安全研究工作。

　　2.嚴重事故預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、設備及相關儀表的技術要求；開發并試驗驗證堆腔注水系統、非能動安全殼冷卻、非能動二次側冷卻系統；開發完備的嚴重事故管理導則。研發內容包括：對國外已發生過的嚴重事故進行調研和后果分析；開展概率論和確定論分析，提出嚴重事故管理所需系統、設備及相關儀表的技術要求；對可能用于嚴重事故預防與緩解的措施進行理論分析和驗證研究；開發上述措施的嚴重事故管理導則。技術方案是：調研國際上嚴重事故有關研究，評價國內當前電廠應對嚴重事故的能力；篩選嚴重事故所需系統，通過概率論和確定論分析，提出技術要求；結合ACP1000項目，進行反應堆堆腔注水系統、非能動安全殼冷卻系統、非能動二次側冷卻系統的研究工作。

　　3.電廠損傷狀態評價程序以及核應急體系響應能力評估方法研究

　　該課題主要是：提出電廠損傷評價方法，開發電廠損傷評價程序。研究并提出核應急體系響應能力評估的方法，建立核應急響應能力評估指標體系，并對我國核應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。研究內容包括：調研國內外堆芯損傷評價方法以及國內外用于評價電廠嚴重事故緩解系統狀態的評價方法；改進國內現有堆芯損傷評價程序；研究并提出核應急體系能力評估的方法，對我國核應急體系能力開展實際的評估分析，驗證該方法的有效性。技術方案是：調研現有電廠損傷評價方法，并對比分析電廠監測參數與電廠系統正常運行時的電廠參數，評價堆芯損傷和系統可用性。分析我國應急相關法律法規和技術標準，結合國情，提出應急響應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的系統、設備、結構開展抗震能力研究，并對超設計基準地震進行裕量分析評估，研究核電廠抗震的薄弱環節，以便通過設計改進，提升核電廠的抗震能力。

　　研究內容包括：對在役和在建核電廠，評估其現有抗震能力，研究以局部設計改進提升抗震能力至0.25g的可能性和措施；研究全面設計改進二代加核電措施，用確定論方法將核電廠設計基準地震提升至0.3g，達到三代核電機組AP1000的設計水平；對薄弱系統提出應對措施，提升核電廠的抗震能力。技術方案是：用確定論的方法評估CPR1000核電廠現有抗震能力，進行設計改進、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、“核電廠超設計基準外部水淹及乏燃料熔化事故研究和應對措施”項目

　　針對核電站超設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，并在資料調研基礎上評價外部水淹的頻率和嚴重程度。主要研發內容是：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的設施設計標準。技術方案是：結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研，在此基礎上，結合國內外設計標準調研，提出相關設施設計標準。

　　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境釋放的風險，識別核電廠乏燃料水池的薄弱環節，針對目前的核電廠設計提出相應的改進建議。主要研發內容是：廣泛調研乏燃料貯存設施的安全評價標準、導則等，對國內運行和在建核電廠乏燃料貯存設施進行安全研究，確定導致燃料元件損壞的主要事故序列，識別乏燃料貯存設施的薄弱環節，提出相應的改進建議。技術方案是：在廣泛調研的基礎上，參考已完成的乏燃料貯存設施的確定論和概率論安全分析方法和主要外部災害（地震災害等）的概率安全分析方法，完成乏燃料貯存設施的安全分析，并結合國際上乏燃料貯存設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和二次側非能動余熱排出系統研發”項目

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

　　1.非能動安全殼熱量導出系統研發

　　該課題目標是：掌握非能動安全殼熱量導出系統設計及試驗技術，評價非能動安全殼熱量導出系統的可行性和有效性，獲得合理的非能動安全殼熱量導出系統配置方案。主要研發內容包括：非能動安全殼熱量導出系統總體方案研究、實驗裝置設計與研究方案研究、非能動安全殼熱量導出系統實驗裝置建造、非能動安全殼熱量導出系統穩態和瞬態實驗。技術方案是：通過開展系統管道內冷卻水流動傳熱特性實驗和熱工水力數值模擬分析，改進系統的排熱能力，保證穩定自然循環的建立。對最終設計結果，開展系統工程驗證實驗，評價系統對策的可行性和有效性。

　　2.二次側非能動余熱排出系統研發

　　該課題目標是：突破二次側非能動余熱排出系統設計和試驗關鍵技術，掌握系統阻力、系統壓力、系統布置、設備容量和性能等參數對系統穩態和瞬態運行特性的影響，獲得合理的非能動余熱排出系統配置方案。主要研發內容包括：二次側非能動余熱排出系統總體方案與功能布置研究、關鍵部件設計研究，以及二次側非能動余熱排出系統實驗裝置的設計研究、安裝、調試、實驗。技術方案是：對事故冷卻水箱、應急余熱排出冷卻器、應急補水箱等關鍵設備的設計研究與性能優化；利用RELAP5/MOD3程序模擬研究二次側非能動余熱排出系統的排熱能力；開展二次側非能動余熱排出系統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，研究系統及參數的運行特性。

　　六、“嚴重事故應急救援用機器人研制”項目

　　該項目在核電站嚴重事故應急相關技術研究的基礎上，針對事故發生的不同情況研制應急救援所需設備及機器人，實現在核電站嚴重事故工況下能夠及時利用應急設備采取應急措施，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“嚴重事故核應急設備研制”、“嚴重事故救災機器人研制”和“嚴重事故條件下設備鑒定技術研究”三個子課題。

　　1.嚴重事故核應急設備研制

　　該課題通過對核電站用移動式應急電源和移動式安全殼降溫降壓裝置關鍵技術和接口要求等的研究，掌握系統集成設計和機組集成配套等核心技術，并完成樣機的研發，實現核電站在失去廠內外電源的嚴重事故情況下確保核安全保障系統能投入使用，確保反應堆及安全殼的完整性，從而保障公眾安全。

　　2.嚴重事故救災機器人研制

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

　　3.核電廠嚴重事故條件下設備鑒定技術研究

　　該課題通過對嚴重事故條件下核電站對安全系統狀態監視功能和救災需求的研究，以及對嚴重事故條件下核電站相關環境參數的研究，確定所需要的監視設備的功能和工作期限，并通過對嚴重事故模擬鑒定技術和試驗設備的研究，確定設備鑒定的事故模擬方法，為鑒定嚴重事故下監測設備可用性提供技術保障。

　　七、“多重外部災害疊加情況下危害分析及應對措施研究（大亞灣廠址）”項目

　　該項目研發目標是：通過對核電廠多重外部災害疊加情況下的風險進行全面的分析和評價，找出核電廠在應對多重外部災害方面存在的薄弱環節，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。該項目研發內容是：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害，如地震、海嘯、強降雨、臺風等，分析、研究這些外部災害可能的疊加情況或可能引發的次生災害（如火災、水淹），評估這些外部災害疊加和次生災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，研究放射性物質在壓力容器內、安全殼內和環境中的釋放和遷移過程，評估堆芯損壞后向環境的放射性釋放風險；結合廠址人口分布、氣象條件等環境因素，評估對公眾健康的影響和周邊環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害疊加情況下的概率安全評價（PSA）模型，全面評估核電廠應對這些風險所存在的薄弱環節，提出降低堆芯損壞風險和放射性釋放風險的應對措施和設計改進。

　　八、“嚴重事故仿真平臺與氫氣控制裝置研發”項目

　　該項目通過自主研發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氫氣濃度監測儀表樣機，實現嚴重事故處置關鍵設備的設計自主化與制造國產化，完善嚴重事故管理導則的編制，增強應急控制中心應對嚴重事故的技術手段，加強放射性源項在環境擴散的分析評估和應急響應方案制定能力，完善嚴重事故下安全殼及廠房氫氣控制技術，從事故管理和設備能力等方面提高我國核電廠嚴重事故應對能力和安全水平。該項目分為“核電廠全范圍嚴重事故仿真平臺研發”、“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”三個子課題。

　　1.核電廠全范圍嚴重事故仿真平臺研發

　　該課題目標是：研制國內百萬千瓦級壓水堆核電機組全范圍嚴重事故仿真系統樣機，滿足運行核電廠、研究設計單位在嚴重事故應對培訓、事故緩解研究、驗證等方面需求，具有嚴重事故應對操縱培訓、嚴重事故規程驗證、事故分析、應急演練及決策支持等作用。主要研發內容包括：在核電廠全范圍實時仿真系統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鍵技術、一體化仿真管理技術、實時數據管理技術等難點，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、數字化嚴重事故處理規程，實現對嚴重事故的模擬和分析，并且可對風險進行分析評估。技術方案是：全范圍嚴重事故仿真系統包括核電機組重要設備和工藝系統仿真模型(設計基準)、嚴重事故下機組過程仿真模型、DCS控制邏輯系統和第三方儀控系統仿真、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。主要研發內容包括：調研國內外事故工況下安全殼內源項估計的方法以及基于實測數據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監測劑量估計核事故源項的技術，開展模擬特定核電站廠址放射性物質傳輸實驗的研究，研究開發兼顧應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，并設計以該方法為內核的軟件平臺。技術方案是：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電站中的適用性，并結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果與RTM中經驗數據的一致性和相關性；研究以動態物理模型計算結果細化經驗估計結果，將定量計算與經驗估計結合的方法，研究建立動態源項估計的半經驗方法。另外，在源項估計中加入電廠內外的γ劑量率儀和環境地面污染與氣溶膠監測設備的數據，研究基于實測數據的動態源項估計方法。

　　3.核電廠氫氣控制裝置研發

　　該課題目標是：研發具有自主知識產權的高效、安全氫復合器與在線、連續氫氣濃度監測儀表樣機，完善嚴重事故下安全殼及廠房氫氣控制技術，從設備能力方面提高我國核電廠嚴重事故應對能力和安全水平。主要研發內容包括：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研究等。技術方案是：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、點火行為、抗氣溶膠污染性能，考察催化板外殼的散熱能力、自適應控制進氣流量設計、出口排放管道的煙囪效應，在滿足技術規范書規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，同時提高設備的抗震性能和抗氣流載荷沖擊性能；通過試驗數據繪制氫氣濃度監測儀表溫度差與氫氣濃度的擬合試驗曲線和單值函數關系，建立嚴重事故環境模擬器，開展氫氣濃度監測儀表整機性能試驗；建立安全殼大氣配置系統模擬嚴重事故環境下安全殼大氣環境，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計提供科學依據。

　　九、“超設計基準事故緩解設備和系統研發”項目

　　該項目針對核電站全廠斷電（SBO）和最終熱阱喪失（LUHS）兩種超設計基準事故條件下的預防及緩解技術方案開展專題研究，解決目前存在的500kV外電源可靠性降低、220kV輔助電源系統接入無明確規定、應急柴油發電機組在布置方面存在的火災水淹隱患及容量配置原則不統一、附加后備發電機組設計標準及定位不統一等問題，保證核電廠供電系統的安全性。項目分“預防及緩解措施相關技術研究與開發”、“超基準事故工況下設備可用性研究”和“核電廠安全供電系統可靠性研究”三個子課題：

　　1.預防及緩解措施相關技術研究與開發

　　該課題主要研發內容包括：能動與非能動技術相結合的多樣化的最終熱阱技術研究、反應堆冷卻劑泵軸封自密封技術研究、非能動硼酸注入技術研究與設備研發、小型核級汽輪發電機組研發、單層及雙層安全殼適用的高效過濾排放裝置研發、超設計基準適用的安全泄放閥門和隔離閥門研發、超設計基準適用的監測儀表（氫氣、液位、溫度、壓力等）開發。

　　2.超基準事故工況下設備可用性研究

　　該課題目標是：通過對核電廠在超設計基準事故工況下安全級蓄電池、應急柴油發電機組、應急配電裝置的可用性及主控制室的可居留性研究，發現存在的薄弱環節，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境釋放的風險。主要研發內容包括：主控室在超設計基準事故條件下的可居留性分析，安全級蓄電池、應急柴油發電機組及應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可靠性研究

　　該課題目標是：保證核電廠供電系統的安全性。主要研發內容包括：廠外主電源（500kV電力系統）“N－2”及“兩個及兩個以上接入點”接入原則研究、220kV廠外備用電源系統接入原則與方式研究、應急柴油發電機組可靠性研究、附加后備柴油發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、設計基準范圍內核電站失電及電源切換試驗研究等。

　　十、“核事故放射性監測與輻射防護研究”項目

　　該項目針對核與輻射事故應急情況下人員的輻射安全問題，研究相應的放射性監測技術、環境遷移模擬技術和輻射防護技術，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測及其環境遷移模擬技術研究”和“核事故情況下輻射防護技術研究”兩個子課題：

　　1.核事故情況下放射性監測及其環境遷移模擬技術研究

　　該課題目標是：開發包括安全殼內放射性氣溶膠和碘取樣裝置和連續海水放射性監測系統在內的放射性監測技術，建立放射性核素在水體中的遷移規律。主要研發內容包括：近海岸海洋輻射監測集成技術研究、核電站反應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用研究和核事故情況下放射性液態污染物在近海海域遷移擴散規律研究。技術方案是：從探測器設計、刻度裝置設計和解譜軟件研發入手，建立海洋輻射監測集成技術；通過濾材研制實現反應堆事故情況下放射性碘及氣溶膠取樣技術；應用多尺度模擬和不同大氣擴散模式集合技術研究氣載流出物的輻射評估集合模型；通過調研現有實驗數據和資料，整理分析關鍵核素及關鍵參數，開展水體吸附實驗，建立近海海域遷移擴散規律。

　　2.核事故情況下輻射防護技術研究

　　該課題目標是：實現強輻射、復雜照射情景下工作人員所受劑量的快速準確評估，通過研發綜合性應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。主要研發內容包括：事故受照人員劑量快速模擬重建與生物劑量估算技術研究、基于便攜式儀器的人體內污染快速測量技術研究、核電站事故后強輻射場遠距離遙控探查監測裝置研制、事故情況下應急救援人員防護措施研究和事故后人員表面污染監測新技術研究。技術方案是：結合物理實驗和計算機模擬建立受照人員劑量估計方法；根據國際有關標準開展實驗與集成軟件開發，完成內污染快速測量技術研究；通過優化屏蔽設計和耐輻照實驗解決機器人儀控的抗輻射問題；結合反應堆源項分析、劑量快速評價、三維模擬、遠距離工具研制開發綜合性應急防護措施；制作高性能探測器，設計配套數據獲取與處理單元，建立表面污染監測新技術。

　　十一、核事故放射性廢水應急處理技術及工藝研究

　　該項目借鑒日本福島事故中放射性廢水處理的經驗教訓，針對突發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—膜技術耦合的集成工藝，利用吸附技術快速大幅度降低廢水的放射性活度，利用膜技術實現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急處理裝置樣機。項目分為“放射性廢水應急處理的吸附材料及反應裝置研究”和“放射性廢水應急處理的膜技術研究及工藝集成”兩個子課題。

　　1.放射性廢水應急處理的吸附材料及反應裝置研究

　　該課題主要研發內容包括：借鑒日本福島事故中放射性廢水處理的經驗教訓，研制高效、穩定、簡單、對現場條件要求較低的吸附反應裝置，快速大幅度地降低廢水的放射性活度，以應對突發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速度慢、固定填充床式反應器易被廢水中油類或者其它雜質污染的問題。技術方案是：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；將磁核包覆技術引入材料制備環節，開發新型微米級磁性復合吸附劑，反應快，易分離；構建磁絮凝反應器，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，保護后續膜工藝的正常運行。

　　2.放射性廢水應急處理的膜技術研究及工藝集成

　　該課題主要研發內容包括：研究建立膜集成工藝，作為吸附單元的后續工藝，實現事故情況下放射性廢水精處理與終極保障功能，確保滿足環境排放要求；研究構建吸附—膜技術耦合集成工藝路線，形成可移動式放射性廢水應急處理裝置樣機。技術方案是：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，進行工藝優化，提高濃縮倍數與去污效率；利用連續電除鹽技術進行精處理，確保滿足環境排放要求；研制可移動式放射性廢水應急處理裝置樣機，處理規模達到1m3/h，液態流出物滿足環境排放要求；在選定工況條件下優化工藝參數，延長運行考察工藝的穩定性與可靠性。