核电厂

仍处在危机之中的日本福岛核电站泄漏事件在震惊世界的同时,也令国人陷入深思:我国的核电厂选址是不是避开了地震带?　　3月15日,环境保护部发布《核动力厂环境辐射防护规定》(以下简称《规定》)。按照《规定》要求,我国核动力厂包括核电厂在选址时,必须综合考虑厂址所在区域的地质、地震等厂址周围的环境特征,必须考虑厂址所在区域内可能发生的自然或人为的外部事件对核动力厂安全的影响。　　《规定》同时要求,核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。　　我国在建核电站达21个　　据专家介绍,目前,我国核电发展也已驶入快车道。　　“自2007年发改委发布《核电中长期发展规划(2005-2020)》以来,我国核电事业进入了较大发展阶段。”北京大学核科学与技术研究院核政策与法律研究中心主任、北京大学环境法教授汪劲此前在接受《法制日报》记者采访时曾透露,按照发改委这一规划,到2020年,我国核电运行装机容量争取达到4000万千瓦 核电年发电量达到2600至2800亿千瓦时。　　汪劲说,这就意味着,在目前在建和运行核电容量1696.8万千瓦的基础上,新投产核电装机容量约2300万千瓦。　　迫于全球温室气体减排的压力,2009年10月,发改委原副主任、国家能源局原局长张国宝将4000万千瓦这一数据再次做了刷新,他表示:“在全球关注减少温室气体排放的背景下,国家目前正在研讨是否需要修订原定2020年达到4000万千瓦的目标”。因此,有专家透露,2020年,我国核电装机容量有望突破7000万千瓦,几乎翻了一倍。　　据专家介绍,目前,在欧美核电开发陷于停滞的同时,亚洲却掀起了核电站的建设热潮。援引国际原子能机构的最新统计,目前,全球在建的核电站一共有56个,其中亚洲国家在建的有37个,而中国就占了21个。　　选址必须考虑自然事件影响　　日本福岛核电站因建在地震带上并最终酿成至今难以预料的危机。驶入建设快车道的中国核电建设该如何避免类似日本福岛危机,规范核电厂选址被认为是从源头上控制核危机发生的一个重要举措。　　环境保护部称,由该部与国家质监总局联合发布的《规定》就对核电厂的选址明确提出了多项要求。　　“在核动力厂厂址选择的过程中应避开饮用水水源保护区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区。”《规定》在评价核动力厂包括核电厂厂址的适宜性时,一连提出了4个“必须”,即必须综合考虑厂址所在区域的地质、地震、水文、气象、交通运输、土地和水的利用、厂址周围人口密度及分布等厂址周围的环境特征 必须考虑厂址所在区域内可能发生的自然的或人为的外部事件对核动力厂安全的影响 必须充分论证核动力厂放射性流出物排放(特别是事故工况下的流出物排放)、热排放及化学流出物排放对环境、当地生态系统和公众的影响 必须考虑新燃料、乏燃料及放射性固体废物的贮存和转运。　　规划限制区不应含超万人乡镇　　除了在选址时必须考虑地震等自然因素外,《规定》还提出,核电厂必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。非居住区和规划限制区边界的确定应考虑选址假想事故的放射性后果。　　“不要求非居住区是圆形,可以根据厂址的地形、地貌、气象、交通等具体条件确定,但非居住区边界离反应堆的距离不得小于500米 规划限制区半径不得小于5公里。”《规定》特别提出,核动力厂包括核电厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。　　按照《规定》,规划限制区范围内如有1万人以上的乡镇,厂址半径10公里范围内如有10万人以上的城镇等都不适宜建设核动力厂包括核电厂。　　监测重点是对人群组影响较大的放射性核素　　人们对核站厂最大的担心就是害怕放射性核素侵入人体。对此,《规定》明确提出,对核动力厂包括核电厂的环境辐射监测关注的重点是对关键人群组影响较大的主要放射性核素和环境介质。　　《规定》要求,核电厂在运行前,就要启动环境辐射监测,监测内容包括,环境γ辐射水平、环境介质中与核动力厂放射性排放有关的主要放射性核素浓度。环境γ辐射水平的调查范围的半径一般取50公里,其余项目的调查范围的半径一般取20至30公里。　　对于核电站运行期间的常规环境辐射监测,《规定》要求,环境γ辐射水平的调查范围的半径一般取20公里,其余项目的调查范围的半径一般取1公里。　　这一《规定》将于2011年9月1日起实施,1986年发布的《核电厂环境辐射防护规定》(GB　6249-1986)届时将废止。

资料图：大亚湾核电站　　大亚湾核电厂现辐射泄漏 事故钢管下次大修才更换　　位于广东省深圳市的大亚湾核电厂上月维修检查期间，发现一条盛载冷却水的钢管出现裂痕，泄漏微量辐射。核电厂安全谘询委员会指事件被评为严重性最低的一级事故，不会影响公众安全。　　据香港核电投资有限公司董事总经理陈绍雄在回应媒体查询时表示，大亚湾核电厂的一个机组反应堆上月底进行例行大修，工作人员在辅助冷却系统的管道发现问题，上报后拆开组件检查，确认有异常，再通报国家核安全局，验证后评为一级事故。　　据他表示，泄漏的辐射被密闭环境包围，并无外泄，工作人员也有穿着全副装备。由于不危及公众安全，有裂痕的管道会在下次大修时才更换。

《核电厂流出物放射性监测技术规范（试行）》（国核安发[2020]44 号）（以下简称“技术规范”）由国家核安全局颁布，于2020年9月1日起施行。核电厂液态流出物中总β放射性监测是技术规范明确规定的监测项目之一，为了统一和规范各监测单位对核电厂液态流出物中总β放射性的监测工作，生态环境部组织编制了国家生态环境标准《核电厂液态流出物 总β放射性测量 标准曲线法（征求意见稿）》，相关意见和建议反馈日期至2024年1月26日。总β放射性是指核电厂液态流出物中各种核素的β放射性活度浓度的总和，它不包括3H、14C的放射性贡献。本标准为首次发布。本标准规定了核电厂液态流出物总β放射性活度浓度的测量方法。本标准由生态环境部核设施安全监管司、法规与标准司组织制订。标准主要起草单位：生态环境部辐射环境监测技术中心（浙江省辐射环境监测站）。本标准规定了核电厂运行状态下液态流出物总β放射性活度浓度的测量方法。本标准适用于核电厂运行状态下液态流出物总β放射性活度浓度的测量，事故状态下参考使用。现行常用水中总β放射性测量标准有：（1）《水质 总β放射性的测定 厚阿源法》（HJ899-2017）原环境保护部发布，该标准适用于地表水、地下水、工业废水和生活污水中总β放射性的测定。（2）《生活饮用水标准检验方法第 13 部分：放射性指标》（GB5750.13-2023）中华人民共和国国家市场监督管理总局和国家标准化管理委员会发布,适用于测定生活饮用水和/或水源水中β放射性核素（不包括在本文件规定条件下具有挥发性的核素）的总β放射性活度浓度。（3）《饮用天然矿泉水中总β放射性的测定方法 蒸发法》（GB8538-2022）中华人民共和国国家卫生健康委员会和国家市场监督管理总局发布，该标准采用薄样法和活性炭吸附法，适用于饮用天然矿泉水中总β放射性的测定。（4）《水中总β放射性测定 蒸发法》（EJ/T900-1994）中国核工业总公司发布，适用于饮用水、地表水、地下水和工业排放废水中放射性核素的总β放射性的测定，也可用于咸水或矿化水中放射性的测定。（5）《地下水质检验方法》（DZ/T0064.1～0064.80-2021）中华人民共和国自然资源部发布，采用放射化学法，适用于地下水总β放射性的测定。（6）《煤矿水中总α和总β放射性测定方法》（MT/T744-1997）。原中华人民共和国煤矿工业部发布，采用比较测量法，适用于煤矿矿井水，深井水总α和总β放射性测定。附件1　　征求意见单位名单　　国家能源局综合司　　国家国防科技工业局综合司　　各省、自治区、直辖市生态环境厅(局)　　新疆生产建设兵团生态环境局　　生态环境部各地区核与辐射安全监督站　　中国环境监测总站　　生态环境部核与辐射安全中心　　国家海洋环境监测中心　　中国核工业集团有限公司　　中国广核集团有限公司　　国家电力投资集团有限公司　　中国华能集团有限公司　　中国原子能科学研究院　　中国辐射防护研究院　　苏州热工研究院有限公司　　抄送：生态环境部辐射环境监测技术中心。附件2、核电厂液态流出物 总β放射性测量 标准曲线法（征求意见稿）.pdf附件3、《核电厂液态流出物 总β放射性测量 标准曲线法（征求意见稿）》编制说明.pdf

据香港大公报报道，日本福岛县核电厂发生爆炸，香港天文台表示，监测显示，过去两天香港辐射水平没改变，相信事件没有影响香港。天文台高级科学主任黄永德说，按日本当局公布的核泄漏水平，估计影响不会持续太久。但绿色和平组织称，日本当局尚未清楚交代反应堆机组损坏情况，呼吁香港特区政府留意事态发展。　　黄永德接受香港商台访问时表示，过去两日监测，香港辐射量没改变。“我们的辐射仪器，一年365日每日24小时不断监测，过去两日辐射(水平)与平时的水平完全一样，因为日本主要是西风带，如果放射物去到大气层会向东飘去太平洋，香港在日本的西南面，所以香港暂时不会受辐射影响。”　　香港城大建筑系讲座教授梁以德同意黄永德讲法，他说，核辐射以水蒸气和海水散播，但由于风向及水流问题，不会传向香港方向。他补充，福岛的核事故是受许多连续的参数影响，包括大地震引发海啸，以致厂房控制出问题，后备供电没启动，冷却系统未能正常运作等。另外，香港发生严重地震机会较低，即使是旧楼，只要做好维修，亦足够抵御香港可能发生的地震。　　绿色和平项目主任古伟牧称，日本当局尚未清楚交代反应堆机组损坏情况，难以确认是否已发生核泄漏，纵释放蒸气能避免大规模爆炸的可能，仍会泄漏辐射，对人体健康长远构成威胁，再者反应堆融化危机持续。他呼吁香港特区政府留意事态发展。　　相关阅读：香港监察日本输港食品辐射量

日本福岛核电事故使核电安全及核能未来的发展成为全球关注的焦点，国务院更是明确核电发展要把安全放在第一位。昨天，由苏州热工研究院有限公司承建的我国核电领域首个国家工程技术中心——“国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心”在苏州正式启动建设。该中心力争用3年时间建成国际一流的核电厂安全及可靠性工程技术创新主体，为核电厂建设、运营、退役全过程提供5大安全技术支撑。中国工程院院士傅恒志，江苏省省长助理徐南平，苏州市委副书记、市长阎立，江苏省科技厅厅长朱克江，国家科技部及中国广东核电集团有关负责人出席。苏州市副市长浦荣皋主持启动仪式。　　作为我国核电领域的第一家国家工程技术研究中心，“国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心”主要关注核安全分析与评价技术、核电厂环境影响分析与应急技术、核电关键设备可靠性保障技术、可靠性检测和维修优化技术、核电厂寿命评价与管理技术等五大技术领域，这些技术涉及核电厂建设、运营、退役的全过程。　　该“中心”将在已获国家发改委批准建设总投资4.3亿元的国家能源核电站寿命评价与管理研发中心的基础上，再筹集资金7300万元，完善或新建电气与绝缘实验室等一批研发实验平台，使“中心”具有较完备的工程技术综合配套试验条件，具备开展核电厂安全及可靠性关键技术的研究开发、工程应用、成果转化和推广辐射的能力，力争用三年时间建成国际一流的核电厂安全及可靠性工程技术创新主体。　　阎立在致辞中说，核电作为一种安全、清洁、经济的能源，但是，我们也清楚地看到，核电的可持续发展对安全及可靠性技术提出了严峻的挑战。近期，日本福岛核电事故引发了公众对核电安全性问题的讨论。国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心的启动建设，是我国核电安全领域的一件大事，也是苏州推进创新型城市建设的一件盛事，体现了国家有关部委对核电安全的高度重视，也是对我市科技研发实力的充分肯定。该中心的启动建设，将促进我市技术进步和综合实力的提高。

p　　3月30日，中国核学会标准发布会在第十五届中国国际核工业展览会上举办。由中国科学院金属研究所、中科院核用材料与安全评价重点实验室人员牵头编制的4项高温高压水环境下的材料试验标准正式发布。标准具有先进性、科学性、指导性和可操作性，填补了国际上该领域的标准空白，对我国核电“走出去”具有重要意义。/pp　　本次发布会上，核学会亮相的标准分为4类共9项，其中，试验方法类标准中首批发布共4项均由金属所与中科院核用材料与安全评价重点实验室人员牵头编制：/ppspan style="font-family: 楷体, 楷体_GB2312, SimKai "　　《核电厂金属材料高温高压水中划伤再钝化试验方法》(T/CNS 3-2018)/span/ppspan style="font-family: 楷体, 楷体_GB2312, SimKai "　　《核电厂金属材料高温高压水腐蚀疲劳试验方法》(T/CNS 4-2018)/span/ppspan style="font-family: 楷体, 楷体_GB2312, SimKai "　　《核电厂金属材料高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展试验方法》(T/CNS 5-2018)/span/ppspan style="font-family: 楷体, 楷体_GB2312, SimKai "　　《核电厂金属材料高温高压水中电化学试验方法》(T/CNS 6-2018)/span/pp style="text-align: center "span style="font-family: 楷体, 楷体_GB2312, SimKai "img src="http://img1.17img.cn/17img/images/201804/insimg/25397f35-c847-4272-96e3-1a8f926efe23.jpg" title="3.jpg"//span/pp　　发布会由中国核学会标准工作委员会秘书处副秘书长、核工业标准化所副所长吴潜主持。中国核学会理事长、中国核学会标准工作委员会主任李冠兴院士致辞。中国科协学会学术部改革发展处处长党锋出席发布会并致辞。/pp　　中国核学会理事长李冠兴院士在致辞中表示，团体标准在贴合产业发展需求，及时推广科技成果、促进国际接轨、提升国际竞争力等方面有着重要意义。中国核学会作为核领域国内外最具影响力的学术团体之一，自2015年以来，根据《深化标准化工作改革方案》等文件的要求积极开展了系列标准化工作，是中国科协第一批自主培育的团体标准试点单位之一，也是核领域第一家国标委团体标准试点单位，两年多来标准化工作取得初步成效。在标准制定方面，中国核学会结合核产业当前的市场和技术创新需求，兼顾先进性、经济性、适应性和实效性，优选我国核电、核技术应用及基础科研领域处于国际领先，国内外空白的技术方向开展标准化工作，制定了一批快速响应创新和市场需求的团体标准。目前核学会已发布9项团体标准，其中，《核电厂金属材料高温高压水中电化学试验方法》等4项高温高压水环境下的材料试验标准，符合我国核电厂材料性能评价和试验研究的需求，具有先进性、科学性、指导性和可操作性，填补了国际上该领域的标准空白。为更好地与国际标准对接、更好地服务“走出去”，2017年起中国核学会标准均采用中英文双语发布。/pp　　中科院核用材料与安全评价重点实验室主任、中科院金属所研究员、中科院沈阳分院院长韩恩厚出席发布会并发布了上述4项标准。/pp　　腐蚀是影响核电站安全可靠运行的最主要因素。两家科研单位针对核电厂核岛关键设备的主要腐蚀失效模式、实验室模拟试验的关键难点问题，自主设计研制了10类模拟核电高温高压水环境开展材料损伤试验的关键测试装备和原位测试技术，用于材料损伤试验研究和安全评价。此举也解决了长期以来中国核电厂核岛关键装备材料的相关试验设备与评价受制于人的局面。/pp　　目前，具有自主知识产权的核电材料试验与安全评价平台，已广泛服务于核电研究和设计院所、核电装备制造企业、核电站运行与服务企业、核安全审评机构、行业学会等单位，对设计选材、评价模型、制造工艺优化、核电站安全运行和事件处理策略、安全审评、测试评价标准的建立提供了有力技术支持。/pp　　据了解，该平台还直接应用于中国CAP系列、华龙一号等重要型号关键装备的设计、生产过程和制造评价之中，同时已用于在役核电站的失效事件分析与运行安全评价，保障了中国重大工程的需要。/p

目前苏州已建成的国家级工程技术研究中心1个，省级工程技术中心198个，市级工程技术中心472个。　　“国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心”打破了自1995年以来我市没有国家工程技术研究中心立项建设的局面　　苏州市科技局消息，苏州热工研究院有限公司承担的“国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心”项目日前已获国家科技部批准正式立项建设，成为我国核电领域首个国家工程技术中心，这也是时隔15年来我市获建的第二个国家级工程技术中心。　　记者了解到，承担该项目建设的苏州热工研究院有限公司目前已经组建了国家能源核电厂寿命评价与管理研发中心、省级工程技术研究中心、企业院士工作站、博士后工作站，构建了由2位工程院院士、20余位学科带头人组成的高水平人才队伍，所形成的研究成果以多种方式向核电建设、设计、运营、设备制造等单位输出及工程转化。该公司实施的安全及可靠性技术贯穿核电厂全寿期，主要通过安全分析及评价、环境影响分析与应急、关键设备可靠性保障、可靠性检测和维修优化以及核电厂寿命评价等技术手段，保障核电站长期安全运行。　　苏州市科技局发展计划处有关负责人表示，目前苏州已建成的国家级工程技术研究中心1个，省级工程技术中心198个，市级工程技术中心472个。“国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心”的立项建设打破了自1995年以来，苏州市没有国家工程技术研究中心立项建设的沉寂局面，苏州的科技创新将再添活力。在国家大力调整能源结构、核电快速发展、核电关键设备制造国产化全面推进的背景下，国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心的组建，对于确保核电厂建设和运营的安全性、可靠性和经济性，提升我国在核电厂安全与可靠性领域的工程研究技术水平和工程化转化能力等，都具有重要意义。

3月16日召开的国务院常务会议强调，要充分认识核安全的重要性和紧迫性，核电发展要把安全放在第一位。我国的核电站究竟安全不安全?中国环境报记者采访了环境保护部核与辐射安全中心总工程师柴国旱。他认为，我国的核电站在设计中充分考虑了防震和防海啸能力，所有新建核电厂都考虑了预防和缓解超设计基准事故(包括严重事故)的措施，我国的核电站是安全的。　　■能否应对自然灾害?　　分析此次日本福岛第一核电站事故的主要原因，柴国旱强调，其外部原因并非地震，而是海啸。　　3月11日，福岛第一核电厂1、2、3号机组因地震触发自动停堆，外电源故障，应急柴油发电机自动启动。“这说明这3个机组并没有由于遭受强烈的地震而导致严重损伤。”柴国旱说，“地震后应急柴油机正常启动，后续反应堆冷却剂系统压力升高，都表明地震没有导致电厂各系统特别是反应堆冷却剂系统的严重损伤。”　　地震后继发的海啸，导致福岛第一核电厂1、2、3号机组的部分安全厂房进水，外部水淹导致所有应急柴油发电机故障，1、2、3号机组都失去动力供应，并使核电厂的许多其他系统设备失效或运行可靠性降低，使电厂出现全厂断电事故工况。“显而易见，海啸导致的全场断电事故是此次事故的根本原因。”柴国旱说。　　据柴国旱介绍，核电站在设计时都考虑了设计基准地震，而2007年7月日本新澙地震及随后的电厂检查结果表明，由于核电厂设计的保守性，安全裕量较大，核电厂实际的抗震能力远超过设计基准地震，其抗御超设计基准地震的能力都很强，所以地震基本不会严重影响核电站的安全。　　既然地震基本不会影响核电站的安全，那么引发人们担忧的海啸呢?柴国旱表示，从2004年12月26日印尼海啸之后，核能界就研究在核电厂设计中考虑海啸影响，国内核电厂设计界也对这一问题进行了大量调查研究和分析。结论是:由于我国大陆架比较长，附近海域海水较浅，总体认为在我国沿海发生海啸的可能性很小。而且，在我国核电厂厂址选址及核电厂设计中，防波堤设计高度已考虑了海啸的影响。　　■技术设计有何特点?　　目前我国在役和在建的所有核电厂都属于压水堆(除秦山第三核电厂属于重水堆)，而福岛核电站采用的是沸水堆。比较压水堆和沸水堆的特点，柴国旱说:“不能绝对地说两者谁更好，但可以说，压水堆在对付全厂断电事故工况(即此次福岛核电站遭遇的情形)方面存在一些优势。”　　这个优势首先体现在其结构中。压水堆有两个回路:反应堆冷却剂系统回路和蒸汽动力转换系统回路。两者之间的接口是蒸汽发生器，实现两者之间的完全隔离，并实现热量的传递。反应堆冷却剂系统被完全包容在安全壳内，通过蒸汽发生器把热量传给蒸汽动力转换系统，由蒸汽动力转换系统实现热能向电能的转换。　　“如果出现全厂断电事故工况，压水堆可以先采用二回路的注水-排汽手段，尽量避免一回路放射性物质向外的排放，这是第一道保护。”柴国旱说，“还有第二道保护，即压水堆的安全壳相对较大，设计压力也较高，对于放射性物质的包容性能较强。万一在二回路注水-排汽手段失效情况下，可实施一回路注水-排汽手段，此水汽排放完全包容在安全壳内。”　　压水堆设计中还有一个特别之处，即设有安注箱。“这个安注箱的作用很大，其采用非能动设计，投运不需要电力供应。在全厂断电事故(SBO)工况下，只要一回路压力降到设定值，就可向堆芯补水。”而此次福岛核电站事故的重要原因，就是电力供应不足导致的冷却系统故障，而压水堆在这方面的优势就很突出。　　■怎样应对严重事故?　　柴国旱说，根据我国核安全法规HAF102-2004的要求，我国所有新建核电厂都考虑了预防和缓解超设计基准事故(包括严重事故)的措施。　　“核电站在发生严重事故后，最关键的是要确保安全壳的完整性。”柴国旱强调，“我国的核电机组都采取了一些积极措施来确保安全壳的完整。”　　目前，我国在建的为M310(CPR1000)机组。据柴国旱介绍，这类机组采用的改进措施包括:(1)采用安全壳内的非能动氢复合器，可对付堆芯内100%锆-水反应产生的氢气，避免安全壳内的氢气爆炸，确保安全壳的完整性 (2)采用稳压器安全阀的卸压功能延伸，防止出现高压熔堆工况，避免由于高压熔堆现象导致安全壳完整性的丧失 (3)使用安全壳湿式卸压和过滤排放系统，在严重事故工况下即使出现安全壳严重超压状态，也可通过过滤排放降低安全壳的压力，确保安全壳的完整性。　　此次福岛核电站事故的本质是冷却系统无法正常运行，其直接原因是全厂断电。“事故充分体现了核电厂应急动力供应的重要性，同时也体现了严重事故管理指南的重要性，以及核电厂严重事故缓解系统的重要性。”对此，柴国旱表示，我国的核电站在应对全厂断电事故中，也有比福岛核电站完善的预防措施。　　“总体来说，我国新建核电厂在预防和缓解严重事故方面已做了许多改进，其安全性能满足国际原子能机构和我国现行核安全法规的要求，具有较高的安全水平。”柴国旱说。

时间：2015-04-09 至2014-04-10　　地址：上海　　周期：一年一届　　截止到目前，中国在役核电机组21台，在建核电机组27台，拟建项目也整装待发。在核能产业发展中，信息技术扮演着越来越重要的角色。为了更安全高效的运营核电站，同时降低核电站的设计、建设、运营和维护成本，加强核电站的全生命周期管理，核电信息化的安全稳定发展成为重要前提。　　会议框架：　　大会第一天(4月9日)：主会场-核电企业信息化平台的建设与一体化探索　　大会第二天(4月10日)：主会场-数字化核电厂的探索　　本次年会旨在调整IT治理结构，提升信息化建设的管控能力，围绕核电站全生命周期管理、核电站设计、工程管理、核电设备制造信息化、打造数字化核电厂等一系列问题展开深入的研讨。同时，在全生命周期中保护好核能信息化建设过程中生成的大量重要、涉密文件和数据，防止文件的丢失、损坏，做好信息化过程的信息安全工作。　　第三届中国核电信息技术高峰论坛即将于2015年4月于中国上海拉开序幕，大会将集聚全球30余位权威发言嘉宾及230余位高层领导及专家，分享经典核电信息化案例，展示最新信息技术和产品，共同解决信息化建设难题。　　更多中国核电信息技术高峰论坛，请洽论坛组委会：021-5130 7111 或邮件至：info@innchinc.com heleng@innchinc.com　　扫一扫二维码即可获得更多英致会议咨询!

在“双碳”目标下，作为清洁能源的核电，再次备受重视。国务院总理李克强4月20日主持召开国务院常务会议，会议指出，要在严监管、确保绝对安全前提下有序发展核电。对经全面评估审查、已纳入国家规划的三个核电新建机组项目予以核准。据相关媒体报道，这“三个核电新建机组项目”，其中每个分别涉及两台核电机组。也就是说，此次核准的核电机组共有6台。这6台核电机组均为第三代核电技术。目前每台第三代核电机组的总投资约为200亿元，6～8台核电机组的总投资将高达1200亿～1600亿元。实际上，我国早已经开始布局核电等清洁能源。近年来，我国大力发展新能源产业和清洁能源研究，国家能源局中国核电发展中心和国网能源研究院有限公司于2019年7月发布《我国核电发展规划研究》，建议核电发展应该保持稳定的节奏，经测算，2035年核电要达到1.7亿千瓦的规模，2030年之前，每年需保持6台左右的开工规模。但相关清洁能源技术面临着国外制裁、干涉、长臂管辖等阻挠，相关立法在此显得尤为重要。2021年《政府工作报告》中提出，制定2030年前碳排放达峰行动方案，扎实做好碳达峰、碳中和各项工作。优化产业结构和能源结构，推动煤炭清洁高效利用，大力发展新能源，在确保安全的前提下积极有序发展核电。值得注意的是，这是历年来政府工作报告中首次提出“积极”发展核电，奠定了未来核电发展的基调。“十四五”大型清洁能源基地布局示意图 图源 十四五规划纲要草案在“十四五”规划草案中也提出，加快发展非化石能源，坚持集中式和分布式并举， 大力提升风电、光伏发电规模，加快发展东中部分布式能源，有序发展海上风电，加快西南水电基地建设，安全稳妥推动沿海核电建设，建设一批多能互补的清洁能源基地，非化石能源占能源消费总量比重提高到 20%左右。也就是说，未来我国的核电发电将成为清洁能源的中流砥柱，相关投资也将不断涌入。实际上发展核电的道路也非一帆风顺，2011年日本福岛核事故发生后，世界各国开始对核电发展保持谨慎态度，我国也一度暂停了核电项目审批，将“安全”“有序”作为核电发展的关键词。核电站也由于核废料，核辐射而广受争议，此次批准总投资超千亿元的6台核电机组的信心主要来源于我国核电技术的突破。2011年，日本福岛发生核事故，这给中国核电事业一个警醒，我国需要更安全的三代核电技术，在这种情况下，中核集团按照国际最新要求进行了改造。第一代核电厂属于原型堆核电厂，是为了通过试验形式来验证核电工程实施上的可行性。在时间上主要是20世纪5、60年代的苏联与美国的一些堆型。第二代核电厂主要是在第一代的基础上实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。在时间上自60年代末至70年代世界上建造的大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站。而第三代核电厂要求在第二代的基础上更加提高安全与经济性。目前第三代核电主要包括：美国的AP1000（大量采用非能动的安全设置），欧洲的EPR（采用增加能动安全系统保证安全），中国的华龙一号（兼有AP1000以及EPR的特点）。“华龙一号”是我国在吸收了AP1000与EPR的特点后，完全具有知识产权的第三代核电技术。第三代核电站的安全性明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，目前新一批的核电建设重点是采用更安全、更先进的第三代核电机组。随着第三代核电技术的应用，我国已经开始第四代核能系统的研发和建设。据了解，第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核能系统主要有六种堆型：超高温气冷堆、钠冷快堆、气冷快堆、铅/铅铋快堆、超临界水堆、熔盐堆。反应堆冷试是示范工程至关重要的节点，主要验证反应堆一回路系统和设备及其辅助管道在高于设计压力下的强度及严密性。在没有经验可借鉴的情况下，华能石岛湾核电牵头开展了脆性转变温度、升降压速率、超压保护等方面的研究。2020年，在没有经验可借鉴的情况下，华能石岛湾核电牵头开展了脆性转变温度、升降压速率、超压保护等方面的研究，华能石岛湾核电高温气冷堆示范工程首台反应堆冷态功能试验一次成功，有效检验了示范工程核岛设备制造和安装质量的可靠性，标志着加快高温气冷堆科技创新成果应用推广、实现全球第四代核电技术引领又迈出了关键一步。目前中国在建的第四代核能系统包括石岛湾的高温气冷堆示范工程和霞浦的钠冷快堆示范工程，还有一些第四代核能系统的实验平台比如甘肃的熔盐堆项目。高温气冷堆预计今年能够投运，成为中国第一座第四代核电站；霞浦的示范快堆建设也在进行，预计三四年内可以完成建设和调试并进入商运阶段。

近日，在十三届人大四次会议上，《政府工作报告》中提出，制定2030年前碳排放达峰行动方案，扎实做好碳达峰、碳中和各项工作。优化产业结构和能源结构，推动煤炭清洁高效利用，大力发展新能源，在确保安全的前提下积极有序发展核电。值得注意的是，这是历年来政府工作报告中首次提出“积极”发展核电，奠定了未来核电发展的基调。而在两会上，全国人大代表刘巍也表示，“20世纪末至本世纪初这段时间，全球来看核电发电量占比在10%左右。我认为对我国而言10%到15%的比例是比较合适的，但目前不到5%。作为一种基荷电源，核能应该发挥更好的作用。”由此可见，要达到全球平均水平，我国核电建设至少要翻番。实际上，国家能源局中国核电发展中心和国网能源研究院有限公司于2019年7月发布《我国核电发展规划研究》就已经提出，到2030年、2035年和2050年，我国核电机组规模达到1.3亿千瓦、1.7亿千瓦和3.4亿千瓦，占全国电力总装机的4.5%、5.1%、6.7%，发电量分别达到0.9万亿千瓦时、1.3万亿千瓦时、2.6万亿千瓦时，占全国总发电量10%、13.5%、22.1%。数据显示，2020年全国累计发电量为74170.40亿千瓦时，运行核电机组累计发电量为3662.43亿千瓦时，占全国累计发电量的4.94%，占比为近五年之最。根据规划，2050年的核电发电量将达到2020年的7倍，核电占比将翻两番。在“十四五”规划草案中也提出，加快发展非化石能源，坚持集中式和分布式并举，大力提升风电、光伏发电规模，加快发展东中部分布式能源，有序发展海上风电，加快西南水电基地建设，安全稳妥推动沿海核电建设，建设一批多能互补的清洁能源基地，非化石能源占能源消费总量比重提高到 20%左右。也就是说，未来我国的核电发电将成为清洁能源的中流砥柱，相关投资也将不断涌入。具体来说，建成华龙一号、国和一号、高温气冷堆示范工程，积极有序推进沿海三代核电建设。推动模块式小型堆、60 万千瓦级商用高温气冷堆、海上浮动式核动力平台等先进堆型示范。建设核电站中低放废物处置场，建设乏燃料后处理厂。开展山东海阳等核能综合利用示范。核电运行装机容量达到 7000 万千瓦。大力发展核电事业已成为两会共识。此前，核电站一直以来由于核废料，核辐射而广受争议，此次明确大力发展核电事业的信心主要来源于我国核电技术的突破。2011年，日本福岛发生核事故，这给中国核电事业一个警醒，我国需要更安全的三代核电技术，在这种情况下，中核集团按照国际最新要求进行了改造。第一代核电厂属于原型堆核电厂，是为了通过试验形式来验证核电工程实施上的可行性。在时间上主要是20世纪5、60年代的苏联与美国的一些堆型。第二代核电厂主要是在第一代的基础上实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。在时间上自60年代末至70年代世界上建造的大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站。而第三代核电厂要求在第二代的基础上更加提高安全与经济性。目前第三代核电主要包括：美国的AP1000（大量采用非能动的安全设置），欧洲的EPR（采用增加能动安全系统保证安全），中国的华龙一号（兼有AP1000以及EPR的特点）。“华龙一号”是我国在吸收了AP1000与EPR的特点后，完全具有知识产权的第三代核电技术。第三代核电站的安全性明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，目前新一批的核电建设重点是采用更安全、更先进的第三代核电机组。与此同时，我国东南沿海地区由于制造业发达对电力需求很大，但风、光、天然气等清洁能源却主要集中在西北地区等用电需求低的地区，这对电力输送提出了很高要求，造成了大量的电力损耗，著名的“西电东送”工程应运而生，而沿海核电的建设将极大缓解沿海地区的用电需求。核电将成未来清洁能源发展主力。“十四五”大型清洁能源基地布局示意图核电的发展不仅顺应我国能源革命，建设清洁低碳、安全高效的能源体系，提高能源供给保障能力的需求，还有助于提升我国综合经济实力、工业技术水平。核电的发展将带动相关产业链发展，对供给侧改革，产业链升级具有重要意义。核电站是世界上最复杂的能源系统，为了“华龙一号”，中核集团充分调动核动力院、中国核电工程有限公司等20多家成员单位，联合中国一重、东方电气、有关高校等国内参研参建单位，与法国、意大利、奥地利等14家国际组织和科研机构展开合作，组织5300多家国内外设备厂商完成6万多台套设备的制造供货任务。在这场大国重器自主技术的突围战中，每个系统每个部件为了创新不断挑战的故事，每天都在上演。以核电站电缆安全验证为例，工程人员要让电缆先经过15天模拟高温环境试验、再经过15天强碱性溶液浸泡试验，最后还要历经耐电压性能试验。2018年，习近平总书记在中国一重视察华龙一号蒸发器管板等核电产品展示后强调指出：制造业特别是装备制造业高质量发展是我国经济高质量发展的重中之重，是一个现代化大国必不可少的。现在，国际上单边主义、贸易保护主义上升，我们必须坚持走自力更生的道路。中国要发展，最终要靠自己。目前，我国第三代核电技术不仅供给国内，甚至已经打开了海外市场。随着第三代核电技术的应用，我国已经开始第四代核能系统的研发和建设。据了解，第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核能系统主要有六种堆型：超高温气冷堆、钠冷快堆、气冷快堆、铅/铅铋快堆、超临界水堆、熔盐堆。反应堆冷试是示范工程至关重要的节点，主要验证反应堆一回路系统和设备及其辅助管道在高于设计压力下的强度及严密性。在没有经验可借鉴的情况下，华能石岛湾核电牵头开展了脆性转变温度、升降压速率、超压保护等方面的研究。2020年，在没有经验可借鉴的情况下，华能石岛湾核电牵头开展了脆性转变温度、升降压速率、超压保护等方面的研究，华能石岛湾核电高温气冷堆示范工程首台反应堆冷态功能试验一次成功，有效检验了示范工程核岛设备制造和安装质量的可靠性，标志着加快高温气冷堆科技创新成果应用推广、实现全球第四代核电技术引领又迈出了关键一步。目前中国在建的第四代核能系统包括石岛湾的高温气冷堆示范工程和霞浦的钠冷快堆示范工程，还有一些第四代核能系统的实验平台比如甘肃的熔盐堆项目。高温气冷堆预计今年能够投运，成为中国第一座第四代核电站；霞浦的示范快堆建设也在进行，预计三四年内可以完成建设和调试并进入商运阶段。随着核电技术研发的推进和核电站建设计划的公布，未来我国将兴起大规模核电建设项目，相关产业链也将迎来机遇。

当阳电厂事故2016年8月11日15点20分，湖北当阳马店矸石发电公司发生爆炸事故，导致22人遇难、4人受伤。有关方面初步调查显示，事故原因为该公司热电项目在建调试过程中，高压蒸汽管道破裂，蒸汽外泄所致。 爆炸现场 事故伤亡严重，令人揪心。纵观近些年来大大小小的电厂安全事故，规范的设计和操作是保障电厂安全的头等要务。除此之外，我们还应时刻认清威胁电厂安全的重大“隐形杀手”。 电厂、核电站蒸汽管道中的cu、fe等金属离子随着水汽的流动会引起碳钢或低合金钢壁厚减薄，严重时导致高压水泄露甚甚至管材断裂。腐蚀产物的沉积会降低热电导，使阀或装置失灵，甚至导致管路泄露、爆裂。 1986年美国surry核电厂凝结水管线上的18英寸冷凝管在运营时突然破裂，导致4死4伤，190个部件更换。 2004年日本美滨核电站3号二回路凝结水系统，从低压加热器到除氧器之间直径560mm碳钢管道由于流体加速腐蚀破损突发泄露事故。 因此，控制电厂管道蒸汽中金属离子的含量至关重要，gb12145-2008《火力发电机组及蒸汽动力设备水汽质量》详细规定如下： 国家能源局已于2013年发布电力行业检测水汽中fe、cu的标准方法：dl/t 1202-2013《火力发电厂水汽中铜铁测定_溶出伏安极谱法》 伏安极谱法的检测限分别为：fe 50ppt, cu100ppt，可以有效地监控蒸汽中的铜铁含量，避免管道腐蚀，防患于未然！

核电行业标准化技术委员会11日正式成立，标志着中国核电标准建设和核电自主化进入了一个崭新的发展阶段。国家能源局副局长吴吟表示，中国大力发展核电的规划布局，对中国核电标准建设提出了更高要求，必须努力实现跨越式发展。　　核电行业标准化技术委员会是在核电专业领域内由专家组成的标准化技术组织，主要对核电行业标准起技术把关肯技术咨询作用。它由国家能源局根据科研、生产、使用三结合原则，统一规划、组建和管理。　　吴吟在核电行业标准化技术委员会工作会议上说，中国核电标准化工作取得了一定成绩，并在核电自主化进程中发挥了积极作用。但同时也存在许多问题和不足，如重要的核安全标准缺口较大 标准技术研究与验证基础薄弱 没有形成规范化的经验反馈机制等。　　“应该认识到，目前核电标准体系不完整是制约我国核电优质、快速发展的因素之一，也将影响我国核电‘走出去战略’的实施。”吴吟说。　　国家核安全局核安全司司长、核电行业标准化技术委员会副主任刘华说，核电的快速发展使核安全监管面临越来越大的挑战，并且从法规标准的适应性及技术标准的适应性上提出了新的要求。　　吴吟表示，中国将在引进消化吸收的基础上，加快形成具有自主知识产权的核电品牌，尽快实现自主设计、自主制造、自主建设和自主运营的核电发展重大战略目标。在自主品牌建设方面，标准是重要的技术载体，关系核电自主化发展的全局。　　据介绍，目前，中国已核准11个核电项目共30台机组，核准规模3270万千瓦 已开工建设的核电机组23台，在建规模2540万千瓦，占世界在建核电机组的三分之一以上。　　2009年中国核电装机总量为908万千瓦，全年累计发电量692.63亿千瓦时，同比增加1.3% 全年没有发生2级和2级以上运行事件，核电厂运行期间放射性排出量远低于国家标准限值，在役核电机组安全运行业绩高于世界平均水平，尤其是大亚湾2号机组与世界核电营运者组织9项指标对比，全部达到世界先进水平。

在发展核电的道路上，多国正在同步推进。对于中国而言，积极发展核电还可有效带动出口，助力经济稳增长。事实表明，安全如期达成“双碳”目标，核电“蓄能”势在必行。　　随着欧洲能源危机不断发酵，核电发展重新受到重视。近日，法国总统马克龙宣布大规模重振核电计划，这代表着法国在核电立场上的重大转变。在我国，2021年底召开的全国能源工作会议将“积极安全有序发展核电”作为重点任务，核电建设经过长时间放缓后，再次明确将“积极”推动核电发展。在日益紧迫的“双碳”目标下，作为净零排放的基荷电源，核电“蓄能”可谓正当时。　　2011年日本福岛核事故发生后，世界各国开始对核电发展保持谨慎态度，我国也一度暂停了核电项目审批，将“安全”“有序”作为核电发展的关键词。2021年《政府工作报告》明确提出，“在确保安全的前提下积极有序发展核电”，这也是多年来《政府工作报告》首提“积极”发展核电，明确了核电在清洁低碳、安全高效能源体系中的地位和作用。近期，广东、福建、海南、江苏、浙江、山东等多地政府工作报告相继出炉，亦将核电列为2022年工作重点。在“双碳”目标大背景下，核电已成为能源转型重要选项。　　在发展核电的道路上，多国正在同步推进。不仅法国重启核电计划，哈萨克斯坦能源部表示，在预计出现电力短缺的情况下，哈萨克斯坦建设核电站是最具前景的解决办法。巴西已开始为新增核电机组选址，巴西矿业和能源部表示，核能是巴西能源转型的关键和基础。俄罗斯国家原子能公司和菲律宾能源部日前也提出一项联合行动计划，双方将探索在菲律宾部署小型堆核电厂的可能。印度、南非等国同样计划大幅扩建核电，在满足本土电力需求增长的同时，利用核电降低对煤电的依赖。　　能源转型是一项长期而复杂的工程，需在能源系统稳定性、经济性、清洁性之间维持平衡。过于激进地向光伏、风电等新能源转变，不仅推高了能源价格，也引发了阶段性能源危机。为在不大幅拖累经济增速的前提下，如期实现碳中和，各国迫切需要寻求新路径。核电不仅能够降低用能成本和能源领域碳排放，还可降低一国能源对外依存度，越来越多的国家和企业意识到需要核电来补齐能源系统缺口。　　打造清洁低碳的新型能源系统，核能的优势显而易见。其一，它可以在不用燃烧的情况下产生热量，也不会产生烟尘、二氧化硫和氮氧化物等污染。其二，尽管新建核电站成本高昂，但是运营成本较低，因为铀资源充足且不贵。其三，核能的能量密度远高于可再生能源。数据显示，1千克铀235的全部核裂变将产生20吉瓦小时的能量，相当于释放2000吨煤的能量。其四，核能运转更可靠和高效，可全天候发电，风电、光伏等新能源则需“看天吃饭”，年发电利用小时数不及核电的四分之一。　　对于中国而言，积极发展核电还可有效带动出口，助力经济稳增长。供给端，我国已具备先进核电设备规模化制造能力，且造价仅为海外同类机组价格的60%左右，具备明显比较优势。需求端，据预测到2030年仅“一带一路”沿线国家将新建上百台核电机组，共计新增核电装机1.15亿千瓦。每出口1台核电机组需要8万余台套设备、200余家企业参与制造和建设，可创造约15万个就业机会，单台机组投资约300亿元。　　事实表明，安全如期达成“双碳”目标，核电“蓄能”势在必行。除了优选厂址，新建核电机组外，目前我国核电的“单一供电”模式尚无法适应新的能源体系。“十四五”规划和2035年远景目标纲要提出，开展山东海阳等核能综合利用示范，为我国核能产业发展开辟了新赛道。下一步，核能还需要扮演电力调峰、核能制氢、核能供汽、核能供暖、海水淡化等多种角色。　　核安全是核电发展的生命线。历史上，多次核电事故曾引发巨大的社会恐慌，并导致重大人员财产损失，使世界核电发展陷入低谷。我国在积极有序发展核电的同时，将安全贯穿于核电设计、制造、运行和退役的全过程。要持续加大科研攻关力度，推动具有本质安全的第四代先进核电技术示范和商业化运行。同时，加强对核废料处理技术的研究，自主研发先进的乏燃料后处理技术，加快构建先进核燃料闭式循环体系，实现核资源最大化利用、核废物最小化处置和防核扩散，降低核电发展对环境的负面影响。

近日，从成都中核鑫星应用技术研究所了解到，该所发明制造的核电站乏燃料池水位温度一体化测量装置，近日通过中核集团验收。该套设备较之国外同类设备不仅性能更优，而且可在无外电源条件下长期运行，实现了我国核电仪器仪表国产化的突破。　　乏燃料是核电站使用过的核燃料，乏燃料池一般指储存乏燃料的水池。据专家介绍，在日本福岛核事故中，因没有装备可靠的乏燃料池水位测量仪表，导 致在发生超设计基准事件后，对乏燃料池中水位的误判，进而采取不当措施，加剧了损失。所以必须对乏燃料池增设可靠的水位、水温测量仪表，从而提升对公众健 康和安全的保护。　　据成都中核鑫星应用技术研究所所长孙益晖介绍，这套装置是完全自主研发，具有自主知识产权的产品。本次验收实验结果表明，本装置较之国外同类装置测量精度更高、反应时间更快，特别是在失去外电源的情况下，仍可长期读出测量参数，这就能有效避免发生类似福岛的情况。　　我国国家核安全局2012年3月发布了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，对乏燃料池监测作出了关于参数、测量范围、指示和报警、安全级别、电源、可用性设备要求等多方面的具体规定。　　原国际原子能机构副总干事钱积惠表示，成都中核鑫星应用技术研究所的这套设备，不盲从国外同类产品的设计思路，在工作原理上走出了一条更聪明的道路，是名副其实的中国&ldquo 智造&rdquo 。　　原国际原子能机构副总干事钱积惠表示，成都中核鑫星应用技术研究所的这套设备，不盲从国外同类产品的设计思路，在工作原理上走出了一条更聪明的道路，是名副其实的中国&ldquo 智造&rdquo 。

环境保护部(国家核安全局)有关负责人就日本特大地震引发的福岛第一核电站放射性向环境释放事件答记者问　　日本当地时间3月11日下午2点46分，日本东北地区宫城县发生特大地震，并引发海啸。环境保护部(国家核安全局)对此次特大地震对日本核电站的影响非常关注，持续跟踪地震对日本核电站的影响。有关负责人就日本特大地震引发的福岛第一核电站放射性向环境释放事件回答了记者关心的问题。　　这位负责人介绍说，地震发生后，受地震波及的女川核电站、福岛第一核电站、福岛第二核电站、东海核电站机组均已自动停堆。但福岛第一核电站一号机组出现异常。据了解，该机组停堆后丧失外电源，且应急柴油机未正常启动，导致主回路供水不足，堆芯水位下降，目前正在采用供电车临时供电。　　据日本原子力安全保安院(NISA)3月12日当地时间12:00(北京时间11:00)在其网站上发布的通告，福岛第一核电站一号机组周围放射性水平在4:00到7:00三个小时内快速上升，其附近两个观测点的观测值分别由本底值的0.07微希伏/小时上升到5.1微希伏/小时和2.5微希伏/小时。截止12:00，这两个点的观测值分别为6.7和5.3微希伏/小时。鉴于此，日本政府已要求福岛第一核电站半径10公里以内居民进行撤离，同时要求福岛第二核电站半径3公里内居民进行搬离，3至10公里居民在室内隐蔽。　　关于该核电机组在北京时间16:00左右发生爆炸的情况，日本方面目前正在调查研判之中。　　我部对此次日本发生的特大地震高度重视，已经确认本次地震对我国各核电厂安全没有造成任何影响。今天7:00我部发出指令，要求黑龙江、吉林、辽宁、天津、北京、河北、山东、江苏、上海、浙江、福建、广东等地环保部门加强辐射环境自动监测站的监控，从监测结果来看，目前我国境内未发现任何放射性异常。　　根据事态发展情况，今天17:00我部进一步发出指令，要求全国其他省级环保部门同时加强监测，如发现异常，及时向我部报告。我部将对该事故继续密切跟踪，及时有效做好应对工作。　　相关文件：　　福岛核电泄漏到目前为止未对中国造成影响　　全国辐射环境自动监测站空气吸收剂量率（2011年3月12日15:00 - 3月13日9:00）　　全国辐射环境自动监测站空气吸收剂量率（2011年3月12日9:00 - 15:00）

什么是 FAC ？FAC，是流动加速腐蚀的简称，流动加速腐蚀是指碳钢和低合金钢管道内表面上的保护性氧化层溶解。脱氧水可在高温条件下在管道表面自然形成氧化铁，当碳钢管道和部件在含有低溶解氧的流动水或蒸汽水中降解时，FAC就会发生。FAC会导致管壁变薄，进而可能导致泄漏或破裂，从而对人员安全和电厂可靠性产生不利影响，是核电厂和化石燃料电厂的一个问题来源。多年以来发生的多起事故引起了公用事业单位、美国电力研究协会（EPRI）等行业团体和监管机构的关注。1996年，美国职业安全与健康管理局（OSHA）发布了一份讨论给水管道系统中FAC的危害公告。全球研究人员已开展20多年的研究，致力于了解FAC的原因和预防方法。EPRI的研究表明，FAC是一个受许多变量影响的复杂过程，这些变量包括：• 钢的成分——主要是铬（Cr）、铜（Cu）和钼（Mo）等合金元素• 所用水的化学性质——水的温度、pH值、溶解氧• 水流动变量——流体速度、直径、管件几何形状和上游影响实验室检测和工厂经验均表明，在上述变量中，材料成分对FAC 的影响最大。采用手持式 Niton XL5 Plus XRF 分析仪进行检查FAC 预防方法经大量数据证实，通过减少合金元素，特别是铬，可以大大降低FAC速率。由法国电力集团（Electricite de France）的Michel Bouchacourt 的研究表明，当痕量铬含量较高（大约 0.1% 以上）时，铬会通过取代反应形成氧化物结构 FeCr2O4，而这种结构的溶解度远低于碳钢管道中普通磁铁矿（Fe3O4）氧化层的溶解度。因此，检查FAC时需要密切监测痕量合金含量。此外，可以通过监测痕量合金含量来改进检查方案设计。例如，在检测管道时，如果铬含量充足，则在未来进行FAC检查时可以忽略该管道。成分数据还有助于实时监测，可以将成分数据输入EPRI CHECWORKS™ 软件，改进总体 FAC 数据模型。在应对FAC检查碳钢管道进行化学分析的过程中，由于需要探测含量极低的铬（大约0.02%），传统上通常通过锉屑进行实验室分析或采用火花源光发射光谱法检测，检测过程中存在诸多不便。赛默飞世尔Niton XL5 Plus手持光谱仪在制定 FAC 预防计划方面具有多项优势，手持式 X 射线荧光（XRF）技术经过多代改进，其检测限已经完全可以满足FAC检查，已成为FAC分析应用的一种理想方法。Niton XL5 Plus 手持式 XRF 分析仪纳入FAC 检查方案新型的Niton XL5 Plus 是目前市面上最小巧轻便的高性能XRF金属分析仪。Niton XL5 Plus 重量轻，尺寸小，可以减轻操作员的疲劳感，可以一次检测更多的测试点。紧凑外形、功能强大的 5W X射线管和最新的硅漂移探测器技术可实现最高的性能和最佳的轻元素灵敏度，可适用于FAC检测等高要求的应用。Niton XL5 Plus 可在要求苛刻的电厂中实现快速准确的元素分析。Niton XL5 Plus在核电和化石燃料发电行业具有以下重要优势：• 极高的化学成分和金属品级准确度，每次使用都能提供可信的结果• 出色的Cr、Cu和Mo痕量元素探测功能，可实现快速可靠的FAC检测• 尺寸小，重量轻，可提高在狭小场所进行检测，效率和性能更高，不会令操作员感到疲劳• 用户界面灵活，可启用自定义工作流程解决方案，针对FAC测量等具体应用轻松实现优化• 集成摄像头，能够对较小样品进行分析，可准确定位样品并捕捉图像• 外壳坚固，防溅防尘，适用于恶劣环境Niton XL5 Plus 是行业领先的Niton品牌手持式XRF产品中最新型号。具有低检测限、高准确度和最短的分析时间，特别是针对 Cr、Cu 和 Mo 等痕量元素。Niton XL5 Plus还具备性能强大、可靠性高、易于使用等特点。测试方法和结果在确保表面清洁并清除污染物后，对标准物质和样品进行分析。样品制备和所用最短分析时间决定了数据的质量。碳钢是可能受到 FAC 危害最主要的合金，这种合金会在大气条件下发生氧化，进行 XRF 分析时，氧化层会影响读数的准确度。因此，为确保读数准确，必须去除所有腐蚀。除氧化以外，管道表面上往往还覆有漆料、润滑油或润滑脂等，漆料通常含有钛、锌或钙等可能影响分析结果的金属，同时，润滑脂可能含有钼及其他添加剂，也会影响检测结果。为获得准确的痕量元素读数，必须去除待分析区域内的所有表面污染物。图 1：分析钢中铬含量时 Niton XL5 Plus 分析仪的准确度图 1 显示了标准值与Niton XL5 Plus分析仪测量值的相关曲线。数据表明，实验室结果与 Niton XL5 Plus 结果高度一致（R2 0.99）。表 1 中的数据证实，分析低含量Cr、Cu 和 Mo 时，Niton XL5 Plus 具有出色的可重复性。进行该测试时，所用总测量时间为15秒。通过延长测量时间，可以进一步提高Cr测量的灵敏度和可重复性。结论分析低含量的Cr、Ni和Cu时，Niton XL5 Plus 具有出色的痕量元素精度和灵敏度。所得结果与实验室结果高度一致。只要样品经过适当制备，这款新型分析仪就能够可靠地检测出钢中0.01 %的Cr。通过延长测量时间，还可以获得更好的结果。表 1：分析碳钢中 Cr、Cu 和 Mo 含量时的准确度和可重复性（总测试时间为 15 秒）FAC检测时，低检测限和样品高通量都至关重要，从硬件、软件和行业经验，Niton可以针对最难以达到的分析要求提供理想解决方案。Niton XL5 Plus 具有更强大的痕量Cr、Cu和 Mo分析能力以及其他独特功能，是化石燃料电厂或核电厂制定FAC预防计划的理想工具。除FAC 测量以外，Nito XL5 Plus 还可以对发电行业中使用的各种合金品级进行快速全面的化学分析和品级鉴定，是电厂必不可少的实用工具。关于朗铎科技朗铎科技，全球科学服务领域的领军者-赛默飞世尔科技（Thermo Fisher Scientific）中国区域战略合作伙伴。作为工业检测分析系统解决方案服务商，我们致力于为中国客户提供全球高品质的分析仪器、专业的应用技术支持、优质的售后服务等系统解决方案。朗铎科技是赛默飞世尔尼通（Niton）手持式光谱仪在合金/地矿行业的中国区总经销商，同时也是赛默飞世尔ARL全谱直读光谱仪中国区总经销商。目前朗铎科技主要产品包括手持式合金光谱仪、手持式矿石光谱仪、手持激光诱导击穿光谱仪、直读光谱仪等系列产品。欲了解更多信息，请浏览公司网站：www.longduosci.com。

中新社东京3月14日电 日本核电站危机目前持续扩大，继福岛核电站爆炸后，宫城县的女川核电站和茨城县的东海核电站当前都面临紧急情况；而福岛核电站的险情仍未排除，面临再次爆炸。国际社会对此高度关切。　　女川核电站进入紧急状态　　东京电力公司方面13日晚称女川核电站辐射水平超标，比正常值高出数百倍。日本官方表示，初步确定女川核电站三个核反应堆的冷却系统并没有故障，辐射水平超标可能是因为附近“福岛核电厂的泄漏物质飘散到当地”。但日本官方也表示，将会进一步调查辐射水平超标的确切原因。　　日本官方已知会国际原子能机构，宣布女川核电站进入紧急状态；原子能机构13日发布声明说，日本当局已知会该机构，女川核电站进入“初级或最低层级的紧急状态”。　　女川核电站位于重灾区宫城县石卷市女川镇附近。11日大地震发生后，女川核电站涡轮机室曾发生火灾。该核电站的另一座反应堆还曾报告漏水。　　福岛核电站可能再次发生爆炸　　福岛县第一核电站1号机组12日发生氢气爆炸，而核电站3号机组的冷却系统也出现故障，建筑物可能已充满氢气，目前有可能再次爆炸。　　但日本官房长官枝野幸男强调即使再次发生爆炸，也不会导致堆芯融化，不致对周边民众造成严重影响。而官方至今核实有22人受到核辐射污染，担心可能有多达160人受到过量辐射照射。　　本社记者13日在福岛县注意到，距离福岛第一核电站40公里的田村市也有近1万人被转移，虽然政府公告说转移半径为20公里以内，但实际上转移半径已扩展得更广。　　东海核电站“运转停顿”　　日本共同社14日说，位于东京以北120公里的茨城东海核电站，冷却系统目前停止运转，机组“运转停顿”。这座核电站曾在1999年发生过事故。　　日本核电公司方面稍后回应说，东海核电站2号反应堆的冷却后备发电系统并未失灵，但承认用于冷却的三台柴油发电机中的两台出现了故障。如果日本共同社的报道被进一步证实，东海核电站就会面临和福岛核电站类似的严重问题。　　国际社会高度关切　　针对日本核电站接连发生的危机，俄罗斯政府计划全天24小时监测大气情况，并着手筹备移动式医疗站，以防患于未然。俄方表示，日本正在控制事态，预计福岛核电站的爆炸事故不会对俄罗斯构成威胁。　　美国非常关注日本核电站的情况，美国负责管理并监督核电站运作的政府机构“美国核能监管委员会”已向日本派出2名核反应堆专家。　　多个欧洲国家担心核电站的安全情况。数万人13日在德国斯图加特举行示威，要求立即关闭德国所有核电站。德国总理默克尔宣布，德国将全面检查核电站安全标准。绿色和平组织13日要求西班牙关闭该国的6座核电站。

据中国核电工程有限公司消息，由成都中核鑫星应用技术研究所自主研发的乏燃料水池液位温度测量装置顺利通过验收，实现了我国核电仪表国产化的重要突破。　　经批准在福清34号机组中采用中核鑫星自主研发的乏燃料水池液位温度测量装置于近期顺利完成了各项出厂试验，通过了由中国核电工程有限公司采购部、电仪所一同组织的验收工作。　　乏燃料水池液位温度测量装置是针对乏燃料池的实时液位和温度状态测量的设备，是在日本福岛事故后，国家核安全局将乏燃料水池监测能力改进作为专项计划要求的落实项，该仪表不仅有着较高的参数要求，同时其测量数据对运行/退役/事故状态下的核电厂都有着相当重要的参考意义。　　在方家山、福海12、海南项目中，均采购的是美国FCI公司品牌的液位温度测量装置，其装置特点为基于热扩散原理测量，测量结果为连续值，但响应时间慢，需要外部电源，且单台设备费用较高。　　为了进一步提高仪表设备的国产化率以及降低采购成本，中核工程采购部对各个现有仪表类制造商进行了认真调研，了解到成都中核鑫星应用技术研究所自主研发了一套电路导通原理的测量装置，可以在苛刻环境下监测水池液位温度装置。采购部组织电仪所与中核鑫星进行多次技术交流，发现该设备具有多点测量，响应时间快，且在失去外部电源的极端情况下可以持续工作的特点。　　中核工程电仪所根据中核鑫星提交的设计方案并结合核电站实际环境情况，对方案进行认真分析论证，对安装支架、辐照试验、抗震要求等提出了改进意见，中核鑫星一项项进行了理论分析并进行试验鉴定验证，改进后其设备各项技术参数均能满足技术要求。　　该套乏燃料水池液位温度测量装置，工作原理上另辟蹊径，是自主研发，具有完全的自主知识产权的产品。且经过中核工程设计和厂家的共同设计改进，不仅能满足福清34号机组的设计要求，且其响应时间快、单点测量精度高、失去电源可靠运行、采购费用低等特点均优于国外设备，实现了我国核电仪表国产化的重要突破!

核电安全无小事，反应堆内最重要的大电机，是整个核岛的主力泵站，也是岛内循环的动力源，十多年来不舍昼夜，不免需要“大体检”——而这一次，它们首度远离核岛，接受解剖式的深度检修。　　日前，秦山核电三期重水堆的4台主泵电机分批来沪，这些4米多高、重达50吨的大家伙经过除污处理后进厂，被彻底解体为上万个大小零部件，一一精准维护保养，再回装测试、重新服役。　　记者获悉，首台电机通过检修后一次试验成功，所有数据达原装指标，标志着中国人创造了核电电机维修的自主可控模式，不再需要高价约请老外当“医生”，更不必为此专门再造备份电机，解决了大量主机陆续进入设计寿命后期的大修问题。　　告别“简版体检”　　国内核电站第一批主泵电机当初设计寿命为30年，目前已使用近25年，开展整机检修既是设备持续运行的实际需要，也是针对常见损耗对症下药、争取“延寿”的最佳方案。在秦山第三核电厂，装机容量约140万千瓦的两个重水型反应堆，各自拥有4台主泵电机，均系日本制造，价值上亿元。此前，其他核岛内的核心电机进入检修维保期，因不太可能千里迢迢、远渡重洋送修，不得不由原厂人员到现场进行“简版体检”。如今，经过产学研合作，中核集团选定上海电机学院的校企，达成首期协议，签下这4台机组，开了中国核电主泵离岛出厂的先河。　　没有金刚钻，不揽瓷器活。闵行工业区，江川路上的电机厂区并不起眼，但这里却是上海出入境检验检疫局机电产品检测技术中心，也是西门子在本土之外认定的唯一两个电机特级维修中心之一。走进上海昂电电机有限公司，车间里满是中国各地前来 “问诊”的大型电机。记者发现，第二台秦山核电9000马力的主泵电机四周，已搭起3层施工架，10多名通过培训考核的能工巧匠，正紧张有序对它全身检查，工期长达45天。只见每一根管线拆装时都被立即封口，防止异物进入 甚至数千枚各型螺丝离体后也都装袋贴标，确保丝丝入扣、万无一失。总经理黄平成向记者展示了40多页的一大本检修规程，甲乙双方逐条商定，上百项主要部件每走一步都两人复查、签字确认，甚至拍照取证。　　采用了自有标准　　从兆欧表、匝间仪到双臂电桥，仅为此定制的检测仪器就达数十种，比如大批轴承导瓦、推力瓦，一片片地完成仪器探伤实验。检修中，上海电机人为这些主机尽力 “翻新”：定子水冷器遭冷却液腐蚀，他们用特殊涂料喷砂，进行表面处理 加热器中润滑油积油，他们清油去污，更换密封圈。回装中，每个螺丝要用不同的扭矩扳手，多大螺丝用多大扭矩，多一分、少一分都不可随意，以读取数值为准。凭借这种“造飞机”的匠心，焕然一新的主泵机组通过静态、动态试验，一站式完成 “体检”，并返厂再运行。　　“以往，外国专家入厂检修，无法完成分解程序，也不具备现场试验条件。”上海电机学院科研处处长赵朝会表示，中国人自己也能修核电电机，而且有能力采用自有的国家标准。据透露，近期拥有大亚湾核电站的中广核集团也来沪考察调研，表达了合作意愿。随着国内首批核电站主要电机步入例行检修周期，校企合作推进中国核电维修事业、建设核电电机维修中心，已提上议事日程。

4月14日-16日，获商务部引导支持、由中国核能行业协会主办的2021第十四届中国国际核电工业展览会在国家会议中心正式开幕。作为国际核电界两年一度的重要展会，众多行业领军企业悉数出席此次核电展。维恩科仪则携H3/C14采样吸附装置首次参展（B24展台），立足核能安全发展，深入交流前沿技术。B24维恩科仪展台符合程序规范，测量3H和14C安全，一直是核电产业发展运行的第一要务。在核电站、核研究设施、核燃料后处理厂、核废物处置场、同位素实验室，必须对废气中的氚（3H或T）和放射性碳（14C）含量进行测量。更有法规要求在拆除这些设备期间对空气进行监控。维恩科仪此次展出的H3/C14采样吸附装置，则能适用于各种专业应用场景。只需简单操作，即可轻松、安全、可靠地测量空气及废气中有机和无机的氚（3H或T）和放射性碳（14C）含量，且完全符合程序规范。H3/C14采样器，泵轻松、安全、可靠，改变采样体验我们的H3/C14采样吸附装置，凭借技术优势，完全改写了核电行业的采样体验。一方面是让安全如影随形。封闭式的吸附筒设计，吸附筒可屏蔽金属壳内部的放射性同位素，且收集系统中没有有害物质或液体，因此无需任何其他安全措施，即可轻松进行吸附筒的更换或者运输。H3/C14采样器，吸附筒另一方面则让操作更加得心应手。自带加热转化炉，能确保有机结合的H3和C14定量分离；根据不同采样需求，有机无机可以分开采样；全自动采样设计，无需人员操作值守也能长期独立运行；最长连续采样时间可达3个月。同时设计更加坚固耐用。使用寿命长，易损件少且备件长期可用，工厂员工即可进行维护，使用和维护成本都非常低；实时全面的仪表监控及故障预警，确保随时获知状态信息。H3/C14采样吸附装置，客户定制应用250个参考应用，40年的应用经验自1982年以来，H3/C14采样吸附装置已经积累了近40年的应用经验，以及250个参考应用，不断改进，突破创新。目前，全球200多家核电厂都配备了H3/C14采样吸附装置，在EDF就有110多个。以本届核电展为窗口，H3/C14采样吸附装置必将在中国核电产业发挥更大效力。现在，第十四届中国国际核电工业展览正在火热进行中。欢迎大家莅临国家会议中心1、2号馆B24维恩科仪展台，深入了解H3/C14采样吸附装置！

国家核安全局14日首次向社会发布了全国辐射环境监测年报。截至2014年第三季度的监测结果表明：全国辐射环境水平没有明显变化。　　监测显示，我国环境辐射水平处于本底涨落范围内，运行核电厂周围环境辐射水平总体未见明显变化，周围自动站实时连续空气吸收剂量率均在当地天然本底水平涨落范围内 气溶胶、沉降物、地表水、地下水和土壤等各种环境介质中除氚外其他放射性核素活度浓度与历年相比均未见明显变化。秦山核电基地周围环境空气、降水、地表水、井水及部分生物样品中氚活度浓度以及大亚湾/岭澳核电厂和田湾核电站排放口附近海域海水中氚活度浓度与核电厂运行前本底值相比有所升高，但对公众造成的辐射剂量远低于国家规定的剂量限值(约为剂量限制的千分之一)。　　据介绍，从上世纪八十年代开始，经过数十年的建设与发展，我国初步形成了国家、省和部分地市组成的三级辐射环境监测组织体系，建立了较完善的辐射环境监测网络和质量保证管理及技术标准体系。　　在辐射环境质量监测方面，国家主要设置了重点城市辐射环境自动监测站，重要江河流域、国际河流、重要饮用水、地下水源和海水等水体的监测点，还包括土壤、生物样品的采样点以及电磁辐射监测点。对运行核电厂，国家开展了监督性监测，监督核电厂运行对周围环境所产生的即时影响或长期累积趋势影响。　　据介绍，国家核安全局将继续优化和完善国家辐射环境监测网的监测点位和监测项目，并在重要地区加密布点，继续做好新建核电厂外围监督性监测系统的建设，及时向社会公布全国辐射环境质量和运行核电厂监督性监测数据。

国家环境保护标准核动力厂环境辐射防护规定(GB 6249-2011)　　为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治放射性污染，改善环境质量，保护人体健康，制定本标准。　　本标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防护要求。　　本标准适用于采用轻水堆或重水堆发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力厂可参照执行。　　本标准是对《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-86）的修订。　　自本标准实施之日起，《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-86）废止。低、中水平放射性废物固化体性能要求－水泥固化体(GB 14569.1-2011)　　为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治放射性污染，改善环境质量，保护人体健康，制定本标准。　　本标准规定了低、中水平放射性废物水泥固化体（以下简称水泥固化体）的最低性能要求和检验方法。　　本标准适用于近地表处置的水泥固化体，大体积水泥浇注固化体除外。　　本标准是对《低、中水平放射性废物固化体性能要求　水泥固化体》（GB 14569.1-93）的修订。　　自本标准实施之日起，《低、中水平放射性废物固化体性能要求　水泥固化体》（GB 14569.1-93）废止。核电厂放射性液态流出物排放技术要求(GB 14587-2011)　　为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治放射性污染，改善环境质量，保护人体健康，制定本标准。　　本标准规定了核电厂放射性液态流出物排放的技术要求。　　本标准适用于轻水堆和重水堆型核电厂放射性液态流出物排放系统的设计和运行以及放射性液态流出物排放的管理。其他类型的核动力厂和核反应堆设施可参照采用。　　本标准是对《轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定》（GB 14587-93）的修订。　　自本标准实施之日起，《轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定》（GB 14587-93）废止。环境影响评价技术导则　生态影响（HJ 19-2011）　　为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国环境影响评价法》，指导和规范生态影响评价工作，制定本标准。　　本标准规定了生态影响评价的一般性原则、方法、内容及技术要求。　　本标准适用于建设项目对生态系统及其组成因子所造成的影响的评价。区域和规划的生态影响评价可参照使用。　　本标准是对《环境影响评价技术导则　非污染生态影响》（HJ/T 19-1997）的第一次修订，本标准自实施之日起，《环境影响评价技术导则　非污染生态影响》（HJ/T 19-1997）废止。建设项目环境影响技术评估导则（HJ 616-2011）　　为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国环境影响评价法》，规范和指导环境影响技术评估工作，制定本标准。　　本标准规定了对建设项目环境影响评价文件进行技术评估的一般原则、程序、方法、基本内容、要点和要求。　　本标准适用于各级环境影响评估机构对建设项目环境影响评价文件进行技术评估。　　本标准不适用于核设施及其他可能产生放射性污染、输变电工程及其他产生电磁环境影响的建设项目环境影响评价文件的技术评估。　　本标准为首次发布。自以上标准实施之日起，下列标准废止：核电厂环境辐射防护规定（GB 6249-86）低、中水平放射性废物固化体性能要求　水泥固化体（GB 14569.1-93）轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定（GB 14587-93）环境影响评价技术导则　非污染生态影响（HJ/T 19-1997）

3月12日，由川仪自主设计制造的1E级磁浮子液位计模拟件鉴定试验顺利完成，这标志着由川仪股份牵头承担的国家科技重大专项“核电厂1E级磁浮子液位计国产化研制”课题研究成果即将进入应用阶段，表明我国已拥有CAP1400 1E级磁浮子液位计自主研制能力，打破国外厂商在技术和价格上的垄断，为加快我国核电装备自主化发展和中国核电“走出去”战略提供有力支撑。1E级磁浮子液位计包含堆芯补水箱用1E级磁浮子液位计(CMT液位计)及安全壳淹没用1E级磁浮子液位计(CFU液位计)。CMT液位计用于堆芯补水箱热态液位测量及报警、控制自动卸压系统(ADS)爆破阀开启以缓解LOCA事故、事故后堆芯补水箱内液位监测等功能；CFU液位计可提供事故后监测安全壳内水位，提供安全壳内水位指示及报警等功能。两款1E级磁浮子液位计均为CAP1400非能动堆芯冷却系统中重要测点的专用仪表，对核电站的安全运行起着至关重要的作用。是核电站安全运行的关键设备。全球各大核电强国背后，均有强大的设计研发能力及装备制造业作为支撑。与核电建设速度和规模相比，衡量一国核电实力和产业竞争力的更核心指标是自主化能力。如今，三代核电自主化成果“国和一号”，即CAP1400压水堆技术，将实现100%的设备国产化能力，在这背后是600余家单位、3.1万名技术人员，历时十几年科研攻关，可以说，“国和一号”集中了中国三代核电技术和产业创新之大成。此前，通过核电重大专项及引进技术AP1000项目中，1E级磁浮子液位计从前期采购到中期调试使用再到后期的维护，均由国外厂商垄断，导致产品成本居高不下高、供货周期长，不利于核电厂稳定运行。解决“卡脖子”问题，开发出功率更大、具有自主知识产权的CAP1400已迫在眉睫，核电厂1E级磁浮子液位计国产化研制也提上了议事日程。川仪股份始终心怀国之大者，坚持锻造川仪所长、服务国家所需，以“川仪造”助力我国重大装备自立自强。2018年，川仪股份联合上海核工程研究设计院有限公司(以下简称：上海核工院)承担国家科技重大专项“核电厂1E级磁浮子液位计国产化研制”课题。川仪股份作为课题责任单位，牵头组织、统筹制定项目整体方案与实施计划，并负责堆芯补水箱用1E级磁浮子液位计和安全壳淹没用1E级磁浮子液位计的设计、制造、鉴定工作；上海核工院作为课题联合单位，开展核电厂用1E级磁浮子液位计的功能需求及鉴定验证相关研究工作。该课题根据CAP1400堆芯补水箱用1E级磁浮子液位计和安全壳淹没用1E级磁浮子液位计的使用需求，提出两种1E级磁浮子液位计的研制和鉴定要求，历经四年产学研联合攻关，在鉴定方法的研究、浮子适应不同介质测量研究、密封性能研究、永磁材料的研究、使用寿命要求研究等关键核心技术上取得突破，先后攻克大型先进压水堆核电站中堆芯补水箱用1E级磁浮子液位计和安全壳淹没用1E级磁浮子液位在结构设计、制造工艺、精度测量、性能试验验证等方面的技术难题，完成堆芯补水箱用1E级磁浮子液位计和安全壳淹没用1E级磁浮子液位计的研制和鉴定。通过本课题研究工作的开展，全面掌握了CAP1400 1E级磁浮子液位计设计、制造和鉴定试验的核心技术，形成了一套CAP1400 1E级磁浮子液位计的设计制造流程、试验/验证方法、企业标准，满足CAP1400核电机组对1E级磁浮子液位计的抗震、耐高温、耐高压、耐辐照、高密封性、长寿命、快响应等应用要求，技术指标达到同类产品先进水平，将有力保障我国核电厂运行的安全性和可靠性。 核电厂1E级磁浮子液位计的研制成功，打破国外厂商在技术和价格上垄断，摆脱了对进口核电仪表的依赖，降低了核电站的设备成本，缩短了供货周期，后期维护稳定可靠，满足国内核电高质量发展要求，表明川仪股份具备了向CAP1400示范工程提供具有自主知识产权的民族品牌关键仪表设备的能力，为我国三代核电自主化成果“国和一号”实现全面国产化能力，加速我国核电站的海外出口贡献了力量。川仪股份勇担使命，以助力核电装备自主可控的实际行动践行“两个维护”。核电厂1E级磁浮子液位计的研制成功，是川仪股份坚持科技自立自强，持续对标赶超、攻坚克难的成果缩影，“川仪造”背后是对“中国制造”的坚守，承载了一代代川仪人产业报国的心血，也传递着“星星之火”的红色信仰。下一步，川仪股份将以习近平新时代中国特色社会主义思想为指导，认真学习贯彻党的二十大精神，心系“国之大者”，深入贯彻落实习近平总书记“四个面向”重要指示，心无旁骛聚焦主业，持续对标赶超、攻坚克难，在助力国民经济关键领域高端装备自主可控上体现更大担当！

周一岳表示，香港食物安全中心已加强抽验日本输港的食品，并进行辐射水平测试　　中新网3月14日电 据香港大公报报道，日本强烈地震海啸灾难，触发日本发生历来最严重的核电厂爆炸和核泄漏事故，当地生态有可能遭到毁灭性影响。香港食物及卫生局局长周一岳表示，香港食物安全中心已加强抽验日本输港的食品，并进行辐射水平测试。香港食安中心自灾难发生至今，已抽取十个日本进口食品样本，全部未受辐射污染。　　港暂未发现本地辐射有异常　　日本发生史上最强烈的地震海啸，触发福岛核电厂发生爆炸，导致辐射泄漏。周一岳昨日表示，福岛核电厂发生爆炸后，香港暂时未发现本地辐射水平有异常情况，天文台将一直监察情况，并留意事态发展。他说，香港就辐射事件已有一套应变计划，有需要时港府会开启计划，但至今暂时没有这需要。　　因应福岛核电厂爆炸灾难，周一岳表示，食安中心已由前日开始，加强监察日本进口香港的新鲜食品，包括牛奶、蔬菜、水果等农产品，并进行辐射水平测试。他说，现时日本进口食品，只占香港整体入口食品很小比例，相信对香港食品供应不会有任何影响。至于港府会否停止入口日本食品，他表示，需视乎日本是否真的有辐射污染，若辐射污染严重，港府将采取相应措施，并相信日本政府亦会采取行动，阻止受污染的食品外销市场。　　港食安中心抽检日本食品 无异常　　由前日至昨日下午五时止，香港食安中心从日本进口的新鲜食品中，共抽取十个食品样本，包括蔬菜、肉类和水产，中心利用手提辐射仪器及辐射污染监察系统，量度食物批次的表面及样本中的辐射水平。检测结果全部满意，没受辐射污染。食安中心将与日本当局联络，以取得更多进口食品的资料。　　周一岳说，灾难对日本当地的食品供应有严重影响，许多农田被海啸卷去，无法生产 作为地球村的一员，若日本有需要，港府定必提供协助。特区政府亦已接触日本政府及日本驻港总领事，了解当地有何需要。　　周一岳：由日返港市民可前往医院检查　　对于昨日有报道称，有四名港人仍处于福岛核电厂附近，被问及港府会否派救援队和医疗队到日本提供协助，周一岳表示，暂未收到日本有关求助的要求，需视乎日本需要决定是否派队。他说，港府曾接触日本的医疗同行，但日本方面认为可以自行处理。　　周一岳说，若任何人从日本返港后感不适或担心受到辐射影响，可以前往医院接受医生检查。若市民在地震前或地震后很短时间内已离开当地，则受辐射污染的机会不大。至于仍留在当地接近核电厂的市民，他相信日本当局会为他们进行详细检查，才让他们离开。　　香港专业教育学院应用科学系食品科学及食物安全课程主任方丽影认为，无论食品含辐射量的水平多或少，都属于危险现象，若市民进食这些受辐射污染的食品，最严重是会令体内细胞演变成癌细胞 但她说，仍需视乎食品受辐射污染的情况，现阶段无从得知最准确数据。

近期，中科院合肥研究院核能安全所戈道川副研究员、博士生王韶轩等在复杂时序失效系统可靠性快速分析方法研究中取得进展，研究成果在线发表在领域内权威期刊《IEEE可靠性汇刊》(IEEE Transactions on Reliability )上。 　　安全是我国核电发展的生命线，开展概率安全评价技术研究，能够及时发现系统潜在的薄弱环节从而采取防范措施以降低风险，对于提高核电厂的安全性和经济性具有重要意义。鉴于核电系统因冗余设计普遍存在复杂时序失效行为，近年来随着系统可靠性理论的不断发展，以动态故障树为基础的系统可靠性评估方法逐渐成为核电厂安全评价体系中重要的研究方向。由于核电厂系统规模庞大且具有复杂失效场景，如何提高核电厂大型复杂时序失效系统动态故障树的计算效率是当下研究面临的主要难题。 　　针对这一问题，研究人员提出一种基于系统生存特征(survival signature)理论的快速分析方法(如图1所示)。Survival signature理论是近年来可靠性领域内重要的研究热点之一，它将系统结构从用于描述系统部件随机故障的概率模型中分离出来，从而提高系统可靠性分析效率。研究人员利用部件布尔状态向量与失效条件样本点对时序失效系统survival signature进行高效仿真(如图2所示)，并基于survival signature实现时序失效系统可靠性的快速计算。研究结果表明：针对实际工程中的大型耦合系统，所提方法能够有效减少仿真过程中的无效样本点与时序失效事件，在计算效率以及精度上都比传统蒙卡方法更加优异。 　　相关研究成果将有助于进一步推动核能系统概率安全评价技术的深入发展，同时可为其他工业过程中大型复杂时序失效系统可靠性计算技术提供参考，具有广泛的应用前景。 　　上述研究工作得到了国家自然科学基金项目，中国博士后面上基金项目和国家重点研发计划项目的资助和支持。图1 基于系统survival signature的仿真方法示意图图2 在不同仿真次数下所提方法的相对误差(系统survival signature仿真随着仿真次数的增加，相对误差明显减小)

核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标　　核安全事关核能与核技术利用事业发展，事关环境安全，事关公众利益。党中央、国务院历来高度重视核安全与放射性污染防治工作，有关部门和企事业单位认真贯彻落实国家确定的方针政策，我国核能与核技术利用事业多年来保持了良好的安全业绩。日本福岛核事故发生后，国务院立即做出重要部署，明确要求抓紧编制核安全规划。　　本规划结合全国核设施综合安全检查和日常持续开展的安全评价结果，深入分析当前核安全工作中存在的薄弱环节，以确保核安全、环境安全、公众健康为目标，坚持“安全第一、质量第一”的根本方针，遵循“预防为主、纵深防御 新老并重、防治结合 依靠科技、持续改进 坚持法治、严格监管 公开透明、协调发展”的基本原则，统筹规划了9项重点任务、5项重点工程、8项保障措施，力争至“十二五”末我国核能与核技术利用安全水平进一步提高，辐射环境安全风险明显降低 到2020年，核电安全保持国际先进水平，核安全与放射性污染防治水平全面提升，辐射环境质量保持良好，为保障我国核能与核技术利用事业安全、健康、可持续发展提供坚实有力的支撑。　　一、现状与形势　　半个多世纪以来，我国核能与核技术利用事业稳步发展。目前，我国已经形成较为完整的核工业体系，核能在优化能源结构、保障能源安全、促进污染减排和应对气候变化等方面发挥了重要作用 核技术在工业、农业、国防、医疗和科研等领域得到广泛应用，有力地推动了经济社会发展。　　核安全是核能与核技术利用事业发展的生命线。我国核能与核技术利用始终坚持“安全第一、质量第一”的根本方针，贯彻纵深防御等安全理念，采取有效措施，保障了核安全。2011 年3月日本福岛核事故后，进一步保障核安全与防治放射性污染任务更加艰巨和紧迫，相关工作面临新的形势和挑战。　　(一)核安全与放射性污染防治取得积极进展。　　1。核安全保障体系渐趋完善。在深入总结国内外经验和教训的基础上，参考国际原子能机构和核能先进国家有关安全标准，我国已基本建立了覆盖各类核设施和核活动的核安全法规标准体系。2003年以来，先后颁布并实施了《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》、《民用核安全设备监督管理条例》、《放射性物品运输安全管理条例》和《放射性废物安全管理条例》，制定了一系列部门规章、导则和标准等文件，为保障核安全奠定了良好基础。初步形成了以营运单位、集团公司、行业主管部门和核安全监管部门为主的核安全管理体系，以及由国家、省、营运单位构成的核电厂核事故应急三级管理体系。　　核安全文化建设不断深入，专业人才队伍配置渐趋齐全，质量保证体系不断完善。核安全监管部门审评和监督能力逐步提高，运行核电厂及周边环境辐射监测网络基本建立。在汶川地震等重特大灾害应急抢险中，我国政府决策果断、行动高效，有效化解了次生自然灾害带来的核安全风险，核安全保障体系发挥了重大作用。　　2。核安全水平不断提高。　　我国核电厂采用国际通行标准，按照纵深防御的理念进行设计、建造和运行，具有较高的安全水平。截至2011年12月，我国大陆地区运行的15台核电机组安全业绩良好，未发生国际核事件分级表2级及以上事件和事故，气态和液态流出物排放远低于国家标准限值。在建的26台核电机组质量保证体系运转有效，工程建造技术水平与国际保持同步。大型先进压水堆和高温气冷堆核电站科技重大专项工作有序推进。2011年实施的核设施综合安全检查结果表明，我国运行和在建核电机组基本满足我国现行核安全法规和国际原子能机构最新标准的要求，安全和质量是有保障的。　　研究堆安全整改活动持续开展，现有研究堆处于安全运行或安全停闭状态。核燃料生产、加工、贮存和后处理设施保持安全运行，未发生过影响环境或公众健康的核临界事故和运输安全事故。核材料管制体系有效。放射源实施全过程管控，辐照装置防卡源专项整治工作取得成效，安全管理水平逐步提高，放射源辐射事故年发生率由上世纪90 年代的每万枚6.2起下降至“十一五”期间的每万枚2.5起。核安全设备的设计、制造、安装和无损检验活动全面纳入核安全监管，设备质量和可靠性不断提高。　　3。放射性污染防治稳步推进。近年来，国家不断加大放射性污染防治力度，早期核设施退役和历史遗留放射性废物治理稳步推进。多个微堆及放化实验室的退役已经完成。一批中、低放废物处理设施已建成。2座中、低放废物处置场已投入运行，1座中、低放废物处置场开始建设。完成一批铀矿地质勘探、矿冶设施的退役及环境整治项目，尾矿库垮坝事故风险降低，污染得到控制，环境质量得到改善。废旧放射源得到及时回收，一批老旧辐照装置完成退役。国家废放射源集中贮存库及各省(区、市)放射性废物暂存库基本建成。全国辐射环境质量良好，辐射水平保持在天然本底涨落范围 从业人员平均辐照剂量远低于国家限值。　　(二)核安全与放射性污染防治面临挑战。　　1。安全形势不容乐观。我国核电多种堆型、多种技术、多类标准并存的局面给安全管理带来一定难度，运行和在建核电厂预防和缓解严重事故的能力仍需进一步提高。部分研究堆和核燃料循环设施抵御外部事件能力较弱。早期核设施退役进程尚待进一步加快，历史遗留放射性废物需要妥善处置。铀矿冶开发过程中环境问题依然存在。放射源和射线装置量大面广，安全管理任务重。　　2。科技研发需要加强。核安全科学技术研发缺乏总体规划。现有资源分散、人才匮乏、研发能力不足。法规标准的制(修)订缺少科技支撑，基础科学和应用技术研究与国际先进水平总体差距仍然较大，制约了我国核安全水平的进一步提高。　　3。应急体系需要完善。核事故应急管理体系需要进一步完善，核电集团公司在核事故应急工作中的职责需要进一步细化。核电集团公司内部及各核电集团公司之间缺乏有效的应急支援机制，应急资源储备和调配能力不足。地方政府应急指挥、响应、监测和技术支持能力仍需提升。核事故应急预案可实施性仍需提高。　　4。监管能力需要提升。核安全监管能力与核能发展的规模和速度不相适应。核安全监管缺乏独立的分析评价、校核计算和实验验证手段，现场监督执法装备不足。全国辐射环境监测体系尚不完善，监测能力需大力提升。核安全公众宣传和教育力量薄弱，核安全国际合作、信息公开工作有待加强，公众参与机制需要完善。核安全监管人才缺乏，能力建设投入不足。　　日本福岛核事故的经验教训十分深刻，要进一步提高对核安全的极端重要性和基本规律的认识，提升核安全文化素养和水平 进一步提高核安全标准要求和设施固有安全水平 进一步完善事故应急响应机制，提升应急响应能力 进一步增强营运单位自身的管理、技术能力及资源支撑能力 进一步提升核安全监管部门的独立性、权威性、有效性 进一步加强核安全技术研发，依靠科技创新推动核安全水平持续提高和进步 进一步加强核安全经验和能力的共享 进一步强化公共宣传和信息公开。　　二、指导思想、原则和目标　　(一)指导思想。　　以邓小平理论和“三个代表”重要思想为指导，深入贯彻落实科学发展观，坚持“安全第一、质量第一”的根本方针，以法规标准为准绳，以科技进步为先导，以基础能力为支撑，进一步明确责任、优化机制、严格管理、持续改进、消除隐患，不断提高我国核安全与放射性污染防治水平，确保核安全、环境安全和公众健康，推动核能与核技术利用事业安全、健康、可持续发展。　　(二)基本原则。　　预防为主，纵深防御。采取所有合理可行的技术和管理手段，确保核设施各种防御措施的有效性和多道屏障的完整性，防止发生核事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。　　新老并重，防治结合。多还旧账，积极推进早期核设施退役，开展历史遗留放射性污染治理，恢复和改善环境。不欠新账，按照新标准建设各类核设施，从源头防止或减少放射性废物产生，及时处理处置新产生的放射性废物。　　依靠科技，持续改进。发挥科技在核安全工作中的支撑和引领作用，注重经验积累和反馈，及时查找和消除安全隐患，不断改进和提升安全水平。坚持法治，严格监管。完善核安全法规标准体系，与国际先进水平保持一致。贯彻“独立、公开、法治、理性、有效”的监管理念，严格依法开展审评、许可、监督和执法，严厉查处违法违规行为。　　公开透明，协调发展。完善公众参与机制，保障公众对核安全相关信息的知情权。加强宣传教育，增强公众对核安全的了解和信心。坚持核安全监管与核能、核技术利用事业同步发展，推动核能与核技术利用事业和社会、环境的协调发展。　　(三)规划目标。　　总体目标：进一步提高核设施与核技术利用装置安全水平，明显降低辐射环境安全风险，基本形成事故防御、污染治理、科技创新、应急响应和安全监管能力，保障核安全、环境安全和公众健康，辐射环境质量保持良好。　　具体目标：在核设施安全水平提高方面，运行核电机组安全性能指标保持在良好状态，避免发生2级事件，确保不发生3级及以上事件和事故 新建核电机组具备较完善的严重事故预防和缓解措施，每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率低于十万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率低于百万分之一 消除研究堆、核燃料循环设施重大安全隐患，确保运行安全。　　在核技术利用装置安全水平提高方面，放射性同位素和射线装置100%落实许可证管理 放射源辐射事故年发生率低于每万枚2.0 起 有效控制重特大辐射事故的发生。　　在辐射环境安全风险降低方面，基本消除历史遗留中、低放废物的安全风险 基本完成铀矿冶环境综合治理。在事故防御方面，完成运行和在建核电厂、研究堆、核燃料循环设施的安全改造，提高核设施抵御外部事件、预防和缓解严重事故的能力。　　在污染治理方面，建设与核工业发展水平相适应的、先进高效的放射性污染治理和废物处理体系，基本建成与核工业发展配套的中、低放废物处置场。　　在科技创新方面，完善核安全与放射性污染防治科技创新平台，培养一批领军人才，突破一批关键技术。　　在应急响应方面，强化各级政府和有关单位的应急指挥、应急响应、应急监测、应急技术支持能力建设，形成统一调度的核事故应急工程抢险力量，充实应急物资及装备配置。　　在安全监管方面，基本建成国家核与辐射安全监管技术研发基地，构建监管技术支撑平台，初步具备相对独立、较为完整的安全分析评价、校核计算和实验验证能力 建成全国辐射环境监测网络，国家、省级辐射环境监测能力100%达到能力建设标准。　　2020年远景目标：运行和在建核设施安全水平持续提高，“十三五”及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。全面开展放射性污染治理，早期核设施退役取得明显成效，基本消除历史遗留放射性废物的安全风险，完成高放废物处理处置顶层设计并建成地下实验室。全面建成国家核与辐射安全监管技术研发基地和全国辐射环境监测体系。形成功能齐全、反应灵敏、运转高效的核与辐射事故应急响应体系。到2020年，核电安全保持国际先进水平，核安全与放射性污染防治水平全面提升，辐射环境质量保持良好。　　三、重点任务　　坚持以提高核能与核技术利用安全水平、加快放射性污染防治为核心，以加强科技研发、提升应急响应和核安全监管能力为依托，全面加强我国核安全与放射性污染防治工作。　　(一)强化纵深防御，确保核电厂运行安全。　　运行和在建核电厂营运单位根据核设施综合安全检查的评价结论和改进要求，从技术、管理和工程等方面采取切实有效措施，提升预防和缓解事故及严重事故后果的能力。　　对运行核电厂，开展应对事故及严重事故的安全分析、技术评估和工程改造，并制定完善相应的管理规定和应对预案，开展定期安全审查，加强设备维修维护，深化安全文化培育。　　专栏1 提升运行核电厂安全水平　　近期　　1。逐项排查并完成有关门窗、通风口、电缆贯穿和工艺管道贯穿等的防水封堵。　　2。综合考虑全厂断电工况下满足反应堆堆芯冷却、乏燃料水池冷却、防止反应堆冷却剂泵发生轴封小破口失水事故和保持必要的事故后监测能力的要求，采取设置移动电源、移动泵和增设相匹配的接口等措施。3。确保核电厂地震监测记录系统的有效性，提高核电厂抗震响应能力。　　2013年底前：　　4。结合各核电厂可能遭遇水淹情况的评估结果，落实各核电厂防水淹措施 完成秦山核电厂防洪改造工程。　　5。完成沿海核电厂地震、海啸影响的复核、评估及必要的改造。　　6。制定并实施严重事故管理导则。　　7。对在严重事故下用于缓解事故的设备和系统的可用性以及可能发生的氢气爆炸进行评估，并根据评估结果实施相应改进。　　8。开展抗外部事件安全裕量分析评估。　　9。研究制订核电基地多机组同时进入应急状态后的响应方案。　　2015年底前：　　10。开展外部事件概率安全分析。　　对在建核电厂，依据我国现行核安全法规和国际原子能机构最新标准，完成设计安全水平再评估，修订建造许可证条件。在建核电厂营运单位在首次装料前落实全部许可证条件要求。全过程、全方位控制核电工程建造质量和安全，落实独立第三方监理，执行核电建造队伍准入制度，提高核电工程建造专业化水平，继续完善核电工程建造质量保证体系，加强调试监管，严格执行事件报告制度和不符合项管理制度。　　专栏2 提升在建核电厂安全水平　　首次装料前：　　1。结合各核电厂可能遭遇水淹情况的评估，逐项排查并完成管沟、廊道、门窗和贯穿等的防水封堵。　　2。综合考虑全厂断电工况下满足反应堆堆芯冷却、乏燃料水池冷却、防止反应堆冷却剂泵发生轴封小破口失水事故和保持必要的事故后监测能力的要求，采取设置移动电源、移动泵和增设相匹配的接口等措施。　　3。增强乏燃料水池的补水和监测能力。　　4。制定并实施严重事故管理导则。考虑各类事故工况和多堆厂址共因失效工况，分析评估严重事故下重要设备、监测仪表的可用性和可达性。　　5。完善严重事故下安全壳或其他厂房内消氢系统的分析评估，并实施必要的改进。　　6。分析评价双机组布置的核电机组缓解严重事故后果的能力和可靠性。　　7。进一步加强对环境监测布点的合理性和代表性的分析评估，完善严重事故下应急监测方案，确保在各种事故工况下有可用的应急监测手段。　　8。完善应急控制中心功能及可居留性的分析评估，并实施必要的改进。　　9。开展抗外部事件安全裕量分析评估。　　10。加强与气象、海洋部门之间的实时联系，以及与地震部门间的信息交流，进一步完善防灾预案和相关管理程序，提高外部灾害发生时的预警和应对能力。　　11。研究核电基地多机组同时进入应急状态后电厂的应急响应方案，并评估应急指挥能力及应急抢险人员和物资的配备、协调方案。　　2015年底前：　　12。从设计、验证和故障分析等方面分析评估安全级数字化控制系统的可靠性，查找薄弱环节并实施相应的改进。　　13。进一步开展二级概率安全分析、外部事件概率安全分析工作。　　14。进一步改进放射性废物处理系统 开展严重事故下废物处理系统的有效性研究。　　坚持在确保安全的前提下发展核电，并把握好发展节奏。对于新申请建造许可证的核电项目，按照我国和国际原子能机构最新的核安全法规标准进行选址和设计，采用技术更加成熟和先进的堆型，提高固有安全性。在符合最先进安全指标的核电技术得到充分验证之前，合理控制核电建设规模和速度。通过科学选址和采取更加高效、可靠的工程措施，确保气态和液态流出物在核电机组正常运行和事故情况下对环境和公众均不会造成不可接受的影响。积极发展具有我国自主知识产权的安全性能高的先进核电技术。力争“十三五”及以后新建核电机组从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。　　(二)加强整改，消除研究堆和核燃料循环设施安全隐患。根据核设施综合安全检查结论和改进要求，对存在安全隐患的研究堆和核燃料循环设施实施安全改进，对于无法满足安全标准的，予以限制运行或逐步关停。完成研究堆分类名录，明确管理要求，实施分类管理。完善研究堆许可证管理模式和定期安全审查方法。确定研究堆在停闭状态下的安全保障和管理方法。对大型研究堆实施严重事故管理。开展研究堆概率安全分析和老化评估。完成快中子增殖堆等新堆型技术法规和技术审评原则及其下层技术文件的编制。完成部分研究堆内乏燃料组件向集中贮存设施的转移。　　2012年底前：　　专栏3 提升研究堆安全水平　　1。根据调整后的地震区划图，完成对所涉及研究堆的抗震校核及必要的改造工作，并重新优化其运行管理程序。　　2。为大、中型研究堆增设事故后堆芯监测装置。　　3。评价研究堆构筑物抵御极端外部事件的能力，根据评估结果完成相应的加固工作。　　2013年底前：　　4。为研究堆增设可靠电源、移动电源、移动泵、消防车辆和应急水源。对核燃料循环设施的安全重要构筑物、系统和设备进行分级管理。加强核燃料循环设施工艺和安全研究，不断提高固有安全水平。建立核燃料循环设施运行经验反馈体系，强化核临界安全风险管理。规范和完善早期核设施的安全管理，尽快解决历史遗留问题。根据核电发展的方向、规模与速度，配套开展核燃料循环发展顶层设计，加强“三废”处理等配套设施的建设和运行管理，强化流出物监测和环境监测。　　专栏4 提升核燃料循环设施安全水平　　2012年底前：　　1。按照现行标准对核燃料循环设施老旧厂房进行抗震校核，并根据校核结果进行加固或限期退役。　　2。根据核燃料循环设施厂址特点，建立外部应急支援接口，完善应急预案，提高抵御极端自然灾害的能力。　　2015年底前：　　3。开展核燃料循环设施的应急和“三废”等配套建设，确保其与主工艺建设同步。　　4。制定贫化六氟化铀的处理规划，加强贫化六氟化铀贮存的安全管理，必要时进行稳定化处理。调查在役放射性物品运输容器的安全状况，完成运输容器安全评价。建设一、二类放射性物品运输的在线实时监控系统。强化放射性物品运输容器制造和运输活动的安全监督。加强实物保护系统建设，对各核设施实物保护系统实施改进和升级。　　(三)严格安全管理，规范核技术利用。　　2012年底前完成全国核技术利用单位综合安全检查。针对发现的安全隐患，采取有效整改措施。对存在较大安全隐患的高风险核技术利用装置实施强制退役，彻底消除安全隐患。健全核技术利用辐射安全管理信息系统，完善放射源的全过程动态管理。建立高危险移动放射源跟踪监控体系。对辐照加工、科研、医疗等领域Ⅰ类放射源和Ⅰ类射线装置实施在线监控。全面开展对废旧金属回收熔炼的辐射监测，加强进出境口岸放射性物品安全管理。强化核技术利用单位的辐射环境和个人剂量监测。加强从业人员辐射安全培训。　　城市放射性废物库配备放射性物质鉴别、分类、处理等配套设施，完成3-5个区域性移动式废旧放射源整备设施的研制和建设。加大闲置、废弃放射源的收贮力度，确保新产生的废旧放射源依法及时送贮，推动已到寿期的Ⅲ类及以上进口放射源返回原出口方。推动废旧放射源的再利用和放射性同位素的循环使用技术研究，倡导并支持废旧放射源回收再利用。　　制定和完善核技术利用行业的准入制度，提高核技术利用装置安全水平。鼓励除科研用途外设计活度小于1.11×1016贝可(30万居里)的静态辐照装置关停退役或转型升级。　　(四)加强铀矿冶治理，保障环境安全。　　“十二五”中期，完成铀矿冶企业尾矿(渣)坝的风险评估，建立尾矿(渣)坝监测与预警系统，采取必要措施降低垮坝风险，关停不符合安全要求的铀矿冶设施。“十二五”末，完成地浸采场地下水去污恢复技术研究。建设事故废水收集池，避免超标废水直接向环境排放。建立铀矿冶退役治理工程长期监护机制。　　对历史遗留铀矿地质勘探设施进行调查与评价，在2020年前完成位于社会和环境敏感地区的铀矿地质勘探设施环境整治工程。继续开展退役矿山的环境治理，在2020年前全部完成2010年前关停的铀矿冶设施的退役治理和环境恢复工作。　　贯彻清洁生产和循环经济的理念，加大废水处理技术的科研力度，逐步提高水的重复利用率，降低废水产生量并实施达标排放。“十二五”中期，保证水冶工艺废水的重复利用率达到75%以上。　　进一步完善铀矿冶辐射防护体系，降低采冶过程中的职业照射水平，保护工作人员健康。到“十二五”末，铀矿冶行业的职业照射水平管理目标值控制在15毫希沃特/年以内。　　进一步开展主要伴生放射性矿的辐射水平调查工作，完善伴生放射性矿监管名录和办法，明确管理要求，制定废物处置的相关环境政策，开展污染防治工作。　　(五)加快早期设施退役和废物治理，降低安全风险。　　加强对已停运核设施的监管和维护，及时实施已关停或已决定关停核设施的退役，推进早期核活动遗留的放射性污确保放射性废物的安全贮存，加快放射性废物处理、处置。对全国放射性废物处理处置能力进行统一布局，推动地方政府及核能相关企业加快放射性废物贮存、处理、处置能力建设。以高风险放射性废物治理为重点，加快放射性废液固化处理进程。　　在核设施设计中采用先进的废物处理工艺。鼓励营运单位在核设施运行中采用先进的技术和管理手段减少废物产生量。推动核电厂妥善处置现存废物。建立放射性废物治理管理信息系统。推动高放废物地质处置预选区研究。　　专栏5 早期核设施退役及放射性废物治理　　“十二五”末：　　1。全面推进重点单位的核设施退役活动。2。完善中、低放废物处理、处置手段。3。完成全国放射性污染现状调查与评价，开展放射性污染治理。4。开展核设施退役和放射性废物治理关键技术研究。　　至2020年：　　5。已停运的核设施全部安全关闭，早期核设施退役和污染治理取得明显成效。6。形成全国中低放固体废物近地表处置场的统一布局。　　7。建成高放废物处置地下实验室。　　(六)强化质量保证，提高设备可靠性。　　完善核安全设备相关法规要求和管理体系，进一步明确营运单位、工程总承包单位和核安全设备许可证持证单位的安全责任。强化核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位资质加强核安全设备设计验证和鉴定试验的评价和监督，制定核安全设备验证和鉴定的管理制度。加强核安全设备制造过程的管理和监督，完善驻厂监督制度。完善进口核安全设备的注册登记和安检制度，加强对进口核安全设备的监管。强化核安全设备焊工、焊接操作工和无损检验人员等特种工艺人员考核评价活动的监督和人员资格管理。对在役设备进行有效的老化与寿命管理，确保设备在整个服役期内满足安全要求。建立独立于营运单位和检验单位的无损检验能力验证体系。　　(七)推动科技进步，促进安全持续升级。　　鼓励企业开展核安全技术创新，加强新技术和新工艺开发和使用，不断提高设施安全水平。支持核安全技术科研单位基础能力建设，充分整合、利用现有科研资源和重大专项渠道，在此基础上建立一批核安全相关技术研发平台。　　有针对性地开展核安全技术研发，集中力量突破制约发展的核安全关键技术，提升我国核安全整体水平。积极推进大型压水堆、高温气冷堆和乏燃料后处理重大专项安全技术科学研究和成果应用。重点开展反应堆安全、核电厂厂址安全、核电厂防止和缓解飞行物撞击措施、核安全设备质量可靠性、核燃料循环设施安全、核技术利用安全、放射性物品运输和实物保护、核应急与反恐、辐射环境影响评价及辐射照射控制、放射性废物治理和核设施退役安全等领域的技术　　(八)完善应急体系，有效应对突发事件。　　根据常备不懈、积极兼容、平战结合原则，完善应急管理体系，建立综合协调、功能齐全、反应灵敏、运转高效的应急准备和响应体系。加强严重事故应急准备和响应的研究，2012年底前，完成各级各类核事故应急计划(预案)的修订及评估工作，完善应急状态终止后恢复行动的内容，加强演练，突出实战，提高各级各类应急计划(预案)的可实施性。　　充实核事故监测、预警、信息、后果评价、决策和指挥能力。加强核应急救援体系建设，建立统一指挥、统一调度的核事故应急响应专业队伍，进一步提高核事故应急响应能力，2012年底前，完成国家核与辐射事故应急物资及装备配置需求研究，2013年底前完成相关配备。“十二五”末建成核电机组事故工况下堆芯损伤状况的实时评价专家系统。　　合理规范核电厂核事故应急计划区范围。强化地方政府的应急指挥、应急响应、应急监测、应急技术支持能力建设，制定并实施应急能力建设标准，配备必要应急物资及装备，提高地方政府应急水平。明确核电集团公司的应急职责，完善集团公司内部的应急支援制度。建立和完善集团公司应急支援制度。2012年底前完成企业集团公司层面核应急资源储备和调配能力建设。　　针对长时间失去电源以及同一厂址多机组发生事故的工况，重新评估各类核设施场内应急能力，完善应急计划，调整和充实核设施营运单位就地应急响应能力，加强场内外应急计划的协调。　　(九)夯实基础能力，提升监管水平。　　加强核与辐射安全监管基础能力。建设国家核与辐射安全监管技术研发基地，配备必要的研究手段和技术装备，形成相对独立、较为完整的核与辐射安全分析评价、校核计算和实验验证能力。加强相关基础建设，基本具备开展国际合作、公众宣传和人员培训的能力。强化核与辐射安全现场监督执法能力，配齐必要的检查和执法技术装备。　　加强全国辐射监测网络建设，完善全国辐射环境质量监测、污染源监督性监测及辐射环境应急监测体系，具备全面掌握全国辐射环境质量水平并开展评价的能力，具备应对核事故的辐射环境应急监测能力。　　四、重点工程　　为实现规划目标，推动核能与核技术利用的技术升级和进步，进一步消除安全隐患，提高核安全水平，计划实施安全改进、污染治理、科技创新、应急保障和监管能力建设等重点工程。为提高重点工程实施效果，环境保护部会同有关部门建立重点项目库，实行动态管理，由各相关部门按职能分工指导各地区分别在年度计划中予以落实。“十二五”期间重点项目投资需求约798亿元。各级政府按照事权划分，重点对公益性科研教育设施的核安全改进、应急保障和核安全监管能力建设、环境放射性污染治理、核安全科技研发等方面给予支持。　　(一)核安全改进工程。　　通过技术升级、工程改造、运行经验反馈体系建设等项目的实施，开展安全评价，排除安全隐患，持续提高核电厂、研究堆等核设施的固有安全水平和预防与缓解严重事故的能力，提高核技术利用、铀矿冶安全管理水平，保障核与辐射安全。　　专栏6 核能与核技术利用安全改进工程　　1。运行核电厂安全改造项目，主要内容包括持续改进核电厂抵御外部自然灾害、缓解严重事故的能力，进一步提高安全水平。　　2。在建核电厂安全改造项目，主要内容包括核设施防水淹、抗震、消氢等措施及全厂断电工况下的应急措施的安全改进，事故后堆芯状态监测系统优化、升级。乏燃料水池供水能力改造，应急指挥中心等构筑物安全技术改造，严重事故应对技术改造。　　3。研究堆和核燃料循环设施安全改进项目，主要内容包括为大、中型研究堆增设事故后堆芯监测装置。　　4。研究堆和核燃料循环设施实物保护系统改造建设项目，主要内容包括改造研究堆和核燃料循环设施的厂区围栏、出入口控制系统、防入侵探测系统、保安通信及监控管理系统等实物保护系统。　　5。辐射防护改造工程项目，主要内容包括根据辐射防护最优化原则，实施铀矿冶设施、早期研究堆和核燃料循环设施辐射防护最优化改造工程，开展核技术利用装置辐射防护升级改造。　　6。核技术利用安全改造项目，主要内容包括针对核技术利用装置存在的安全隐患，实施安全改造。加强金属熔炼企业辐射监测能力建设。　　7。经验反馈体系建设项目，主要内容包括开展核设施、核技术利用装置的建造、运行经验反馈体系建设。　　(二)放射性污染治理工程。　　大力推进核设施退役及放射性污染和废物治理，加快铀矿地质勘探与矿冶设施、伴生矿退役治理，积极建设区域放射性废物处置场，实施辐照装置退役及废放射源回收，开展铀矿冶、伴生矿尾矿(渣)坝监测预警系统示范等项目，解决影响环境安全、公众健康的突出问题。　　专栏7 放射性污染治理工程　　1。核设施退役及放射性污染和废物治理项目，主要内容包括历史遗留的核设施退役及放射性污染和废物治理，及其他核设施退役及放射性废物治理等。　　2。区域废物处置场建设项目，主要内容包括建设2-3个区域中低放固体废物处置场。　　3。铀矿地质勘探与矿冶设施、伴生矿退役及污染治理项目，主要内容包括开展铀矿地质勘探与矿冶设施、伴生矿退役、放射性废物治理及放射性污染环境整治等。　　4。铀矿冶、伴生矿尾矿(渣)坝监测预警系统示范项目。　　5。辐照装置退役及废放射源回收项目，主要内容包括开展辐照装置退役及污染治理，收贮闲置、废旧放射源等。　　(三)科技研发创新工程。　　围绕核能与核技术利用安全、核安全设备质量可靠性、铀矿和伴生矿放射性污染治理、放射性废物处理处置等领域基础科学研究落后、技术保障薄弱的突出问题，全面加强核安全技术研发条件建设，改造或建设一批核安全技术研发中心，提高研发能力。组织开展核安全基础科学研究和关键技术攻关，完成一批重大项目，不断提高核安全科技创新水平。　　专栏8 核安全科技研发创新工程　　1。核安全技术研发能力建设项目，主要内容包括建设核电厂安全设计与分析技术研发中心、核电厂超设计基准事故研发中心、核电厂安全级设备鉴定检验中心、核电厂运行安全与维护技术研发中心、核电厂设备安全与可靠性研发中心、先进燃料元件和核级设备材料研发中心、核设施退役及放射性废物治理工程研发中心。　　2。核安全技术研究项目，主要内容包括开展一批为管理决策服务的基础科学和工程技术研究。开展10个方面119项关键技术研究，包括12项反应堆安全技术研究，7项核电厂厂址安全技术研究，10项核安全设备质量可靠性技术研究，10项核燃料循环设施安全技术研究，7项核技术利用安全技术研究，8项放射性物品运输和实物保护技术研究，24项核应急与反恐技术研究，10项辐射环境影响评价及辐射照射控制技术研究，19项放射性废物治理和核设施退役安全技术研究，12项核与辐射安全管理技术和法规标准基础技术研究，制(修)订约150项核安全法律法规文件，完成约250项核电相关标准制(修)订。　　(四)事故应急保障工程。　　通过环境应急监测能力建设等项目的实施，加强核设施风险分析和预测预警能力建设，为应对核与辐射事故提供决策依据和技术支持，同时保证在任何情况下的核与辐射事故应急均有充足、可用的应急物资储备，并能及时、有效供应。　　专栏9 核与辐射事故应急保障工程　　1。核与辐射环境应急监测能力建设项目，主要内容包括开展国家级、省级、地市级以及覆盖我国管辖海域及周边海域的核与辐射事故应急监测系统和能力建设 建立航空应急监测能力。　　2。核与辐射事故应急及事故后果评价能力建设项目，建设核与辐射事故应急技术支持平台，建设涵盖核电厂、研究堆、核燃料循环设施、放射源、铀矿冶等应急目标的应急数据平台及核与辐射事故预测、后果评价和决策支持系统。建设核设施现场监测数据采集与传输系统，建设应急决策、指挥调度系统。建立或完善6个区域性和31个省级核与辐射安全监控和应急指挥中心。建设反应堆事故工况及堆芯损伤状况的实时评价专家系统。　　3。完成重点核基地的应急能力建设项目，主要内容包括建设秦山、大亚湾、连云港等重点区域核应急基地。　　4。核应急物资储备和抢险能力建设项目，主要内容包括开展国家、区域、省级的应急物资储备和抢险能力建设 开展核电基地、核设施营运单位的应急物资储备和抢险能力建设。　　5。进出境口岸应对核与辐射事故应急放射性检测能力建设项目，主要内容包括增加口岸放射性检测设备，实验室放射性检测仪器及个人防护用品等。　　6。事故应急医学保障项目，主要内容包括开展应急救治能力建设，形成覆盖全国的核应急救治网络。　　7。世界气象组织和国际原子能机构北京区域环境紧急响应应急能力建设项目，主要内容包括建设一体化的多尺度精细化核应急业务数值模式系统，开展放射性污染物扩散预报以及核事故长期影响评估。　　(五)监管能力建设工程。　　以国家核与辐射安全监管技术研发基地建设为重点，构建核与辐射安全监管技术支撑平台，全面加强核与辐射安全审评、监督、监测、教育、国际合作等能力，不断提升我国核与辐射安全监管水平。　　专栏10 核安全监管能力建设工程　　1。国家核与辐射安全监管技术研发基地建设工程。主要内容包括核电厂安全验证能力建设 核安全设备安全性能验证能力建设 核电厂运行安全仿真分析能力建设 放射性废物安全管理及核设施退役安全验证能力建设 辐射环境监测技术能力建设 辐射防护研究能力建设 核与辐射安全监控和应急响应能力建设 核与辐射安全中心综合楼建设 中国核与辐射安全国际联合研究平台建设。　　2。全国辐射环境监测体系能力建设工程。主要内容包括国家、省和地市级三级辐射环境监测体系能力建设 全国辐射环境质量监测国控网点建设 国家重点监管的核与辐射设施监督性监测系统建设 全国辐射环境监测信息汇总及发布系统建设。　　3。核与辐射安全监督站能力建设工程。主要内容包括6个地区核与辐射安全监督站基本能力建设，配套必要的业务用房、执法仪器及装备。　　五、保障措施　　(一)健全法规标准，夯实安全基础。　　抓紧研究制订原子能法和核安全法，加快制修订核安全行政法规、部门规章和标准，力争到“十二五”末建成比较完整的核与辐射安全法规标准体系。完善核安全监管部门对相关工业标准的认可制度，强化相关工业标准与核安全法规导则的衔接。加强核安全管理和政策研究，适时发布核安全政策。　　(二)优化管理机制，提升管控效率。　　进一步增强核安全监管部门的独立性、权威性、有效性。明确和强化核行业主管部门、核电行业主管部门的核安全管理责任，加大核行业主管部门对包括科研院校在内的全行业管理力度。完善应急机制，把应急管理与日常监管紧密结合，充分发挥各涉核部门的职能作用和核企业集团公司的专业技术优势，细化涉核企事业单位的主体责任。加强政策引导，形成由国家投入为牵引、企业投入为主体的核安全技术创新机制。加大研究费用的投入力度，纳入国家科技发展管理体系。　　行业主管部门将核安全要求作为制定相关产业和行业发展决策的重要依据，确保发展与安全的协调统一。完善核安全监管部门与行业主管部门在制定行业发展战略、规划，项目前期审批和安全监管中的协调机制。建立行业主管部门、核安全监管部门与气象、海洋、地震等部门的自然灾害预警和应急联动机制。优化核安全国际合作体系，实现国际国内工作的协调统一，进一步加强和深化核安全领域与国际组织的交流与合作。　　(三)完善政策制度，弥补薄弱环节。　　完善核安全许可证制度，进一步明确核电集团公司、业主公司、专业化公司的核安全责任。完善核燃料循环、核设施退役和放射性废物处理处置的管理制度和政策，制定核设施退役费用和放射性废物处理处置费用的提取和管理办法。建立健全相关准入和执业资格制度，建立民用核设施“三废”处置经费筹措和使用制度，制定民用核设施退役管理办法。研究并制定废旧放射源和核技术利用废物处理处置相关管理办法。推动核电集团研究建立核赔偿基金，核设施营运单位购买第三方核责任险。研究建立高危放射源退役保证金制度。落实规划环评制度，依法开展规划环评工作。建立政府、行业组织和企业等各个层面间的经验交流和反馈制度。建立并完善良好核安全实践的激励制度。　　(四)培育安全文化，提高责任意识。　　建立核安全文化评价体系，开展核安全文化评价活动 强化核能与核技术利用相关企事业单位的安全主体责任 大力培育核安全文化，提高全员责任意识，使各部门和单位的所有核活动相关单位要建立并有效实施质量保证体系，按照核安全重要性对物项、服务或工艺进行分级管理，使所有影响质量和安全的活动得到有效控制。　　(五)加快人才培养，促进均衡流动。　　制定满足核能与核技术利用需要的人力资源保障规划，加大人才培养力度。搭建由政府、高校、社会培训机构及用人单位共同参与的人才教育和培训体系，加强培训基础条件建设，实现人才培养集约化、规模化。在核安全相关专业领域开展工程教育专业认证工作，加强高校核安全相关专业建设，进一步密切高校与行业、企业的联系，加快急需专业人才培养。完善注册核安全工程师制度，加强核安全关键岗位人员继续教育和培训工作。完善核安全监督和审评人员资格管理制度和培训体系。完善人才激励和考核评价体系，提高核安全从业人员的薪酬待遇，吸引优秀人才进入核安全监管部门和核行业安全关键岗位，促进人才均衡流动，保证核安全监督、评价和科研的智力资源。　　(六)加强国际合作，借鉴先进经验。　　密切跟踪国际核安全发展趋势，汲取国外先进的核安全管理和监督经验，促进我国核安全管理水平不断提高。加强合作研究、信息共享、经验反馈、培训交流、同行评估、应急响应与援助等领域的国际合作 加强核安全技术引进与合作开发 积极参与统一的国际核安全标准的研究与制定，参照边、多边和区域核安全交流与合作。积极履行《核安全公约》和《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》等相关国际公约。　　(七)深化公众参与，增强社会信心。　　构建公开透明的信息交流平台，增加行业透明度。制定核设施信息公开制度，明确政府部门和营运单位信息发布的范围、责任和程序。提高公众在核设施选址、建造、运行和退役等过程中的参与程度。在基础教育中增加核与辐射安全科普知识。建立长效的核安全教育宣传机制，满足公众对核安全相关信息的需求，增强公众对核能与核技术利用安全的了解和信心。完善核安全突发事件公共关系应对体系，及时权威发布相关信息，释疑解惑，消除不实信息的误导，维护社会稳定。　　(八)加大经费投入，落实资金保障。　　充分发挥政府导向作用，建立有效的经费保障机制，加大对核安全与放射性污染防治的财政投入，推动规划项目落实。落实好相关税收优惠政策，建立多元化投入机制，积极拓展融资渠道。完善核安全管理的资金管控模式，对涉及核应急、核保险与核赔偿、民用核设施放射性污染防治、公益性核安全基础设施建设等需要政府和企业共同承担的费用，明确规定资金来源、出资方式、审批流程、资金用途，严格审查资金流向，确保资金筹集和使用到位。　　六、规划实施与评估　　加强协调联动。国务院各有关部门要加强沟通协调，按照职责分工，明确责任主体，完善行业主管部门、核安全监管部门之间的合作协调机制，共同推进规划实施。　　落实工作责任。各部门、各级地方政府和相关企事业单位要按照职责分工和规划确定的目标要求，将工作任务纳入到年度工作计划中，制定具体实施方案，把任务逐级分解，做到量化目标、分步实施、严格管理、加强考核。　　严格督促检查。国务院有关部门要定期对规划实施情况组织督查，及时研究解决规划实施中出现的问题，总结推广好的经验做法 对规划实施效果进行跟踪评价，重大情况及时向国务院报告。

便携式微量溶解氧分析仪SDW-OX-12B系列介绍 便携式微量溶解氧分析仪SDW-OX-12B系极谱法测量原理的电化学分析仪器。可测量气体中氧，也可测量水溶液中溶解氧。广泛应用于全国各地的核电厂、发电厂、热电厂、水处理厂、工业锅炉、制药业、医疗机构、石化等各行各业。 气体中氧浓度（单位%）测量用于粮食、水果、药材仓库、坑道、人防工事、舰艇，也用于医学上肺功能测量，电站、冶炼、化工等锅炉燃烧过程中气相中氧浓度的测量。 溶解氧（单位mg/L）是指溶解于水中或液相分子态氧，其含量是衡量水质优劣的重要指标之一。溶解氧的测量是发电、锅炉、水产养殖、水源保护、上水供应、污水处理等部门不可缺少的监测项目。 本测氧仪采用极谱法原理和覆膜测氧电极（又称Clark电极）。分子态氧从液体介质中透过膜进入电极电解质中，在一定的极化电压下，氧被还原，产生电流。覆膜测氧电极中的氧在中性电解液中发生如下的反应： 阴极 O2+2H2O+4C=4OH 阳极 4Ag+4CL-4e=4AgCL电流与氧浓度成正比，电解电流经过电子单元放大、运算，显示氧浓度。在氧还原过程中电极消耗氧，氧必须由介质连续地供给。因此，在使用仪器测量氧浓度时，必须使介质不断流动，保证测量的正确、可靠。 便携式溶解氧主要技术参数1．仪器测量范围： FI （0-20） mg/L 分辨率0.01 mg/LGI （0-20） mg/L 分辨率0.001 mg/LHⅠ（0-20） mg/L 分辨率0.0003 mg/L；HB（0-20） mg/L 分辨率0.0001 mg/L2．仪器示值误差： FI ±0.3mg/L GⅠ ±0.04mg/L HⅠ ±0.008mg/L HB ±0.008mg/L3．仪器重复性： FI ≤0.14mg/L GI ≤0.014mg/L HⅠ≤0.003mg/L HB ≤0.003mg/L4．仪器响应时间：不大于30s (90%,25℃)5．仪器零值（误差）： （0.00-20）mg/L ≤0.10 mg/L （0.000-1.999）mg/L ≤0.01 mg/L （.0003-.1999）mg/L ≤0.001 mg/L （.0000-.1999）mg/L ≤0.001 mg/L 6. 仪器工作条件：a）环境温度：（5-35）℃。b）相对温度：不大于85%RH。c）供电电源：DC(9-8.5)V。d）被测介质温度：（5-40）℃。e）应无影响仪器正常工作的电磁干扰。f）大气压力：（86-106）kPa。 g）电源环境与空气流通良好，无影响检测精度的干扰气体。7．电源电压变化时的影响量：仪器示值误差的五分之一。8．环境温度变化时的影响量：仪器示值误差的三分之二。9．氧电极寿命：大于一年。10．功耗：＜2mW。11．外型尺寸：25×80×145mm。12．重量：250g。 气氧分析主要技术参数1．仪器测量范围：C1-CIV （0.0-95.0）% （0.00-19.99）%B1 （0.000-1.999）%A1 （0.0000-.1999）%2.仪器示值误差（0.0-95.0）% ±3%F.S（0.00-19.99）% ±2%F.S（0.000-1.999）% ±2.0%F.S（0000-.1999）% ±4.0%F.S3.仪器重复性（0.0-95.0）% ≤1.0%（0.00-19.99）% ≤1.0%（0.000-1.999）% ≤1.0%（.0000-.1999） % ≤2.0%4.仪器零点漂移，量程漂移（0.0-95.0）% ±1%F.S（0.00-19.99）% ±0.67%F.S（0.000-1.999）% ±0.67%F.S（.0000-.1999）% ±1.33%F.S5.仪器响应时间：不大于30s (90%,25℃)6.仪器残余电流≤1.0%F.S7.仪器工作条件：a）环境温度：（5-35）℃。b）相对湿度：不大于85%RH。c）供电电源：DC(9-8.5)V。d）被测介质温度：（5-40）℃。e）应无影响仪器正常工作的电磁干扰。f）大气压力：（86-106）kPa。g）电源环境与空气流通良好，无影响检测精度的干扰气体。8．电源电压变化时的影响量：仪器示值误差的五分之一。9．环境温度变化时的影响量：仪器示值误差的三分之二。10．氧电极寿命：大于一年。11．功耗：＜2mW。12．外型尺寸：25×80×145mm。13．重量：250g。 高精度便携式微量溶解氧分析仪SDW-OX-12A选型参考类型型 号仪器名称测量范围用途在线的SDW-OX-12A F2安装式溶解氧测氧仪0.01mg/L-20.0mg/L （溶氧）(0.0-80)%O2（气氧）水处理设备厂、工业 锅炉等水溶氧含量监测在线的SDW-OX-12A G2安装式高灵敏溶解氧测氧仪0.001mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）核电厂、发电厂和热电厂冷凝水、除氧器水、省煤气水溶氧含量监测在线的SDW-OX-12A-H2安装式高灵敏溶解氧测氧仪0.0003mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）核电厂、发电厂和热电厂冷凝水、除氧器水、省煤气水溶氧含量监测在线的SDW-OX-12A-H3安装式高灵敏溶解氧测氧仪0.0001mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）核电厂、发电厂和热电厂冷凝水、除氧器水、省煤气水溶氧含量监测便携式的SDW-OX-12B F1便携式溶解氧测氧仪0.01mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）水处理设备厂、工业 锅炉等水溶氧含量监测便携式的SDW-OX-12B G1便携式高灵敏溶解氧测氧仪0.001mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）核电厂、发电厂和热电厂冷凝水、除氧器水、省煤气水溶氧含量监测便携式的SDW-OX-12B-H1便携式高灵敏溶解氧测氧仪0.0003mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）核电厂、发电厂和热电厂冷凝水、除氧器水、省煤气水溶氧含量监测便携式的SDW-OX-12B-HB便携式高灵敏溶解氧测氧仪0.0001mg/L—20.0mg/L（溶氧）(0.0—80)%O2（气氧）核电厂、发电厂和热电厂冷凝水、除氧器水、省煤气水溶氧含量监测创新点：便携式溶解氧主要技术参数1．仪器测量范围： FI （0-20） mg/L 分辨率0.01 mg/LGI （0-20） mg/L 分辨率0.001 mg/LHⅠ（0-20） mg/L 分辨率0.0003 mg/L；HB（0-20） mg/L 分辨率0.0001 mg/L2．仪器示值误差： FI ± 0.3mg/L GⅠ ± 0.04mg/L HⅠ ± 0.008mg/L HB ± 0.008mg/L3．仪器重复性： FI ≤ 0.14mg/L GI ≤ 0.014mg/L HⅠ≤ 0.003mg/L HB ≤ 0.003mg/L斯达沃便携式微量溶解氧分析仪SDW-OX-12B

关于发布《核动力厂环境辐射防护规定》等三项国家放射性污染物防治标准的公告　　为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治污染，保障人体健康，现批准《核动力厂环境辐射防护规定》等三项标准为国家放射性污染物防治标准，并由我部与国家质量监督检验检疫总局联合发布。标准名称、编号如下：　　一、核动力厂环境辐射防护规定（GB 6249 -2011）；　　二、核电厂放射性液态流出物排放技术要求（GB 14587-2011）；　　三、低、中水平放射性废物固化体性能要求－水泥固化体（GB 14569.1 -2011）。　　按有关法律规定，以上标准具有强制执行的效力。　　以上标准由中国环境科学出版社出版，标准内容可在环境保护部网站(bz.mep.gov.cn)查询。　　以上标准自2011 年9月1日起实施，同时下列标准废止：　　一、核电厂环境辐射防护规定(GB 6249-1986) 　　二、轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定(GB 14587-1993) 　　三、低、中水平放射性固化体性能要求-水泥固化体(GB 14569.1-1993)。　　特此公告。　　(此公告业经国家质量监督检验检疫总局纪正昆会签)　　二○一一年二月十八日

据悉，生态环境部（国家核安全局）相关负责人就国际原子能机构发布日本福岛核污染水处置综合评估报告答记者问。问：近日，国际原子能机构发布了日本福岛核污染水处置综合评估报告，您怎么看？答：外交部发言人已经代表中国政府表明了态度，这份报告未能充分反映所有参加评估工作各方专家的意见，有关结论未能获得各方专家一致认可。日方在排海的正当性、净化装置的可靠性、监测方案的完善性等方面还存在诸多问题。日方应正视各方正当合理关切，切实以科学、安全、透明的方式处置核污染水，并尽快建立一套包括日本邻国等利益攸关方参与的长期国际监测机制。问：针对日本福岛核污染水排海有关辐射监测安排，生态环境部从专业角度怎样评价？答：日方当前的监测安排还存在以下问题：一是核污染水排放前的监测有延迟，无法第一时间判断排放是否合格，由此可能导致不达标的核污染水直接排入海洋。二是核污染水混合后监测可能造成不合理稀释，日方将10罐核污染水混合后取样监测，可能造成高浓度的核污染水被低浓度的核污染水稀释成达标的核污染水。三是应有公开透明的长期国际监测，日本福岛核污染水排海关乎全球海洋环境和公众健康，应接受利益攸关方参与的公开透明的国际监测监督，而不应仅仅安排日方主导下的“摆样”式的监测。问：针对日本福岛核污染水排海，我国海洋辐射环境监测的安排是怎样的？答：我部高度重视日本福岛核污染水排海问题。2021年、2022年先后组织开展了我国管辖海域海洋辐射环境监测，摸清了目前相关海域海洋辐射环境的本底情况。针对日本福岛核污染水排海后的海洋辐射环境监测，我部已经作出部署，如果发现异常将及时预警，切实维护我国家利益和人民健康。问：网传我国核电厂氚排放是日本福岛核污染水氚排放的6.5倍，事实如何？答：事实上，日本福岛核污染水和世界各国核电厂正常运行液态流出物有本质区别。一是来源不同，二是放射性核素种类不同，三是处理难度不同。日本福岛核污染水来自于事故后注入熔融损毁堆芯的冷却水以及渗入反应堆的地下水和雨水，包含熔融堆芯中存在的各种放射性核素，处理难度大。相比之下，核电厂正常运行产生的废水主要来源于工艺排水、地面排水等，含有少量裂变核素，严格遵守国际通行标准，采用最佳可行技术处理、经严格监测达标后有组织排放，排放量远低于规定的控制值。要高度警惕这种“恶人先告状”、企图混淆视听、蒙混过关的图谋。我们反对的是日本福岛核污染水排海，从来没有反对核电厂正常运行排放。日本福岛核污染水有关误导宣传代替不了事实真相，方案设计代替不了工程实践，口头承诺代替不了真实结果，精心包装的方案掩盖不了企图转嫁危害的图谋，有限的选择性抽查代替不了长期公正的国际监督。