核电厂仪控系统网络安全标准梳理

A. 什么是“核电站BOP”

BOP按照术语的解释为，辅助系统。就是除了上面部分，包括气轮机，发电机，控制室，三回路冷却系统，外部蒸发器，以及其他的辅助系统的总称。

通常把核电站的组成设备称为核电设备。建造核电站的设备主要分为三类：核岛设备、常规岛设备、辅助系统（BOP）。

核岛设备是承担热核反应的主要部分，技术含量最高，对安全设计的要求也最高；常规岛设备在技术上不区分第二代和第三代；辅助系统的工程规模比较小，这三种设备在核电站的造价中所占到的比例分别为5：3：2。

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设备安全分级概述

核电厂设备具有数量巨大、种类繁多的特点，需要依靠设备安全等级的划分，执行不同要求的制造设计、抗震、质保与监督管理等规范性任务。不同的安全等级对设备本身的要求差另0巨大，所以如何进行安全等级的划分对于以最合理、最经济的方式达到核电厂设备运行维修的最优化至关重要。

在大部分有关法规、规范中，安全等级的划分都是基于核电厂的三项基本功能，即反应性控制、余热排出和放射性的包容。

这三项基本功能是指导安全分级的核心思想。落实操作安全分级，要依靠确定论和概率分析共同作用的模式，首先以确定论为主，从工程经验的角度进行考虑，由三项基本功能出发，列出与此相关的几十条功能。

之后在此范围内根据概率分析的方法或确定论的方法对这些安全功能进行安全重要度方面的排序，确定不同的安全级别，通过概率分析的方法可以较好地确定出该类排序。

再通过排序的功能与相关设备的一一对应，最终达到对设备安全等级的划分。具体内容可以参照HAD 102/03(佣于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》

B. 核电厂配电设备安装要求标准代号是多少

应该是CATAGORY（类别）的简称，取其发音相同用"K"(国际上机械类专业常用)而没有用"C"

K1、K2、K3类是什么意思？

K1类电动执行机构--安装在核反应堆安全壳以内，在正常环境条件下和在SL2（安全停堆地震动）载荷下以及在事故期间或事故之后仍能执行其规定的功能

K2类电动执行机构--安装在核反应堆安全壳以内，在正常环境条件下和在SL2（安全停堆地震动）载荷下仍能执行其规定的功能。

K3类电动执行机构--安装在核反应堆安全壳以外，在正常环境条件下和在SL2（安全停堆地震动）载荷下仍能执行其规定的功能。
核电站中的电力开关设备要求核安全级。
核级设备鉴定的主要过程设备鉴定是一个持续性的过程，其始于核电厂的设 计，直至设备的服役寿期终结，是确保设备一经要求就 能投入运行且满足系统性能要求的证据的产生与维持。 设备鉴定包括环境鉴定与抗震鉴定两方面的内容。环境 鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能；抗震 鉴定是验证设备在动力条件下的性能。

C. 核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障；

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；

从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

(3)核电厂仪控系统网络安全标准梳理扩展阅读

目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

D. 柴建设的科研成果：

1.采矿方法数据库的研究，河北省教委项目，1992年通过鉴定，国内领先，第二完成人。
2.脉状矿床矿体形态及采矿方法的电算模拟研究，原冶金部项目，1994年通过鉴定，国内领先，主研人员。
3.金厂峪金矿企业效益综合评价系统，1996年通过鉴定，主研人员。
4.集成化三维实体矿化模型系统的研究，河北省博士基金课题，1998年通过鉴定，国内领先，课题负责人。
5.边坡稳定神经网络专家系统，河北省教委项目，1998年通过鉴定，国内领先，获唐山市1999年科技进步一等奖，河北省1999年科技进步三等奖，第二完成人。
6.棒磨山铁矿边坡稳定的研究，河北省科委项目，1998年通过鉴定，国内领先，课题负责人。
7.金厂峪金矿采矿方法及顶板稳定性的研究，河北省科委项目，1998年通过鉴定，国际先进，获唐山市2000年科技进步一等奖，课题负责人。
8.矿床技术经济评价综合智能系统的研究，河北省教委项目，1999年通过鉴定，国际先进，第二完成人。
9.The Conditional Simulation Methods on The Estimation of Resources/Deposit(资源/矿床评估的条件模拟方法研究)，加拿大国家自然科学和工程研究基金项目，1999，10完成，主研人。
10.The Estimation of Recoverable Reserves at a Chinese Gold Deposit, Ecole des Mines de Paris.
11.北京经济技术开发区事故应急救援预案的编制，北京市经济技术开发区项目，课题负责人。2004年通过鉴定，国内领先水平。
12.地质统计学中随机条件模拟的理论与应用，教育部留学基金资助项目。课题负责人。
13.中国加入WTO后人才安全问题的初步研究，北京市教育委员会项目。课题负责人。通过鉴定，国内领先水平。
14.城市公共场所火灾事故应急救援预案编辑平台及管理系统，北京市委组织部优秀人才资助项目。课题负责人。获2006年国家安全生产监督管理总局安全生产科技成果三等奖和优秀成果推广奖。
15.北京市安全生产投入调查研究，2006，完成，课题负责人。
16.北京市“十一五”安全生产科技需求调研， 2006，课题负责人。
17.易燃气体泄漏、扩散与爆炸过程的数值模拟与实验研究，国家安全生产监督管理总局项目（05-003），完成，08年通过鉴定
18.高层建筑火灾事故应急救援预案编辑平台及管理系统，国家安全生产监督管理总局项目（05-005），完成，07年通过鉴定。课题负责人。获2010年北京市安全生产科技成果三等奖。
19.爆炸性气体环境危险区域划分研究，第二负责人。获2010年北京市安全生产科技成果三等奖。
20.国家十一五科技支撑计划，在役尾矿库数据库及应用系统开发（2006BAK04B01），2006-2008，子课题负责人
21. 北京市生产经营单位安全生产主体责任落实情况研究，2008，负责人，北京市安全生产监督管理局
22. 北京市安全生产中介机构发展障碍及对策措施研究，负责人，北京市安全生产监督管理局
23. 近年来主持完成各类建设工程劳动安全预评价项目10余项。
24. 国家十二五科技支撑计划课题，“城市安全生产风险动态监管共性关键技术研究”2010.6-2012.6，子课题负责人
25. 北京市拔尖创新人才项目，“北京市天然气管道系统脆弱性评估与天然气泄漏扩散模拟研究”2010.1-2012.12，负责人
26. 住房和城乡建设部项目：“高层建筑火灾预防与应急救援综合管理系统”，2010.1-2011.12，负责人
27.国家科技重大专项课题“自主知识产权的核电站数字化仪控系统平台研制” 子课题5“核安全级数字化仪控系统硬件鉴定和软件验证与确认技术标准体系架构和实施方法研究”2011.1-2013.12，主研

E. 核电站的组成结构

核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。
核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。
核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。
主泵
主泵（RCP）如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是在正常运行时，使冷却剂强迫循环通过堆芯，载出堆芯热量，然后流过蒸汽发生器传热管内侧，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水；事故工况下，排出堆内衰变热。
稳压器
稳压器（PRZ）又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
蒸汽发生器
蒸汽发生器（SG）它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
安全壳
安全壳（Containment）用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。
汽轮机
核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。
危急冷却系统
为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故（LOCA）的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。注射系统：当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后，安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。
安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱（ACC）管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水，并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水，使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
在电站失去外电源情况下，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。
安全壳喷淋系统
在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度，使放射性蒸汽凝结下来。
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。
在核电站断电情况下，安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电。 在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。即第一道屏障：燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内。第二道屏障：燃料包壳，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm，内表面加有6mm的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。
核电站配置的外设安全系统有以下几个方面：
①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外。
②注水系统，在反应堆可能“失水”时，向堆芯注水，以冷却燃料组件避免包壳破裂。注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。
③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却（风机— 换热器）的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房，以降热和降压。
以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置， 均备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行。万一发生了核外泄事故， 应启动应急计划。应急计划的内容主要包括：疏散人员，封闭核污染区（核反应堆及核电站），清除核污染，以保证人身安全和环境清洁。 核电站常用的测量仪表有流量、温度、液体、压力四类检测仪表，如铠装热电偶、薄膜热电偶、液柱式、热电偶温度计、应变式等压力表和差压计、差压式液位计、浮子式液位计、雷达液位计、差压式流量计、液体静力液位计、转子流量计、电磁流量计等都被广泛应用于核电领域。除了这些常规测量仪器仪表，核电领域还需要振动测量、位移测量等机械量参数测量仪表、分析测量仪表、硼表以及大型仪表控制系统等。

F. 什么是核工程的第一个环节，也是核电安全管理的起点

选择合适建造核电厂的地理位置，是核电工程的第一个环节，也是核电安全管理的起点。

核电厂选址, 是指为核电厂选择合适厂址的过程, 包括针对有关设计基准的评定。核能安全重在预防, 而核电厂选址便是预防的第一关。

选择厂址时既要考虑到厂址地质、地理、气象等自然环境因素对电厂安全的影响，也要考虑电厂周围工业与居民环境对电厂安全的影响，同时还要考虑核电厂运行及可能发生的事故对环境和居民正常生产与生活的影响。

(6)核电厂仪控系统网络安全标准梳理扩展阅读

核电厂选址还要权衡安全要求与经济运作。为防止放射性物质意外泄漏，核电厂址对地质、地震、水文、气象等自然条件和工农业生产及居民生活等社会环境要求苛刻。这些要求已经以法规的形式确定下来，只有符合要求的厂址才有可能得到国家核安全监管部门的批准。

在选址过程中要考虑以下因素：人口密度与分布、土地及水资源利用、动植物生态状况、农林渔养殖业、工矿企业、电网连接、地质、地形、地震、海洋与陆地水文、气象等历史资料和实际情况。

采用的方法手段也是“兴师动众”的，包括卫星照相、航空测量、地面测量、地下勘探、大气扩散试验、水力模拟试验、理论模型计算等。

G. 核电的发展过程是怎样的

1986年10月，总部均设在巴黎的国际能源局和经合组织属下的核能源局，分别发表报告，指出整个西欧今后仍会致力发展新能源，尤其是发展核电厂；如果停止发展石油以外的能源，可能在90年代再次陷入能源危机。从实际来看，前苏联核电厂发生事故，对欧洲震动最大，但并没有影响欧洲各国续建核电站的计划。例如：联邦德国反对派要求在10年内取消核电站，但是政府并不放弃继续新建5个电站的计划，到1990年，联邦德国核电站发电能力达2230万千瓦。

法国也有反核组织，但在民意测验中，支持兴建核电站的占65％，它将继续兴建17个新的核电站。

前苏联计划的核能曾以特别快的速度发展。根据苏联从1986年到2000年的经济和社会发展的基本方针；苏联到1990年生产14800～18800亿度电，其中3900亿度电来自核电站，约占20％。同1985年相比，到1990年通过发展核能节约了7500万～9000万吨标准燃料；苏联解体后，俄罗斯科学家还提出建造地下核电站的方案。

再从日本方面来说，1985年的核发电能力仅为2452万千瓦，占全国总发电能力的16％；到20世纪80年代末核发电量达1590亿度，占全国总发电量26％。而其他能源发电量所占比例是：油占25％，天然气占21％，水力占14％，煤占10％，地热等占4％。核电占据鳌头，因此，日本电力工业已开始进入以核电为主力的时代。1992年6月的统计表明；日本运行的核电站有42座，装机总容量为3000万千瓦。

日本核电的发展值得我们注意。

日本电力设备的结构，战前是“水主煤从”，战后从20世纪60年代初起变成“油主水从、煤从”。20世纪70年代，特别是第一次“石油危机”后，发电用能源向多样化发展。在这一过程中，同油电在整个发电量中的比重下降成正比，核电飞速增长。

核电在日本所以能够异军突起，主要在于核燃料用在发电具有很多优越性。在至今人类能掌握的各种发电能源中，它是最经济、稳定的高效能源。

日本从1966年建成第一座核电站以来，核电站从未发生过大的事故。

日本的电力公司非常重视普及核电知识的宣传。在核电站比较集中的地方，都有由他们出资建成的核电展览馆，供市民免费参观，里面有反应堆的模型和显示核发电整个过程的挂图等。看过之后，因不了解核发电而产生的不安，就会消除。日本人民因受过原子弹伤害，对核问题比较敏感。但是由于认识到核电和核弹的区别，在资源缺乏的日本发展核电有利，因此，并不一般地反对建核电站。就是反对建核电站的部分在野党，近些年态度也有变化。

1986年7月18日，日本综合能源调查会的原子能部，提出了对21世纪日本核电远景的预测报告，根据这一预测，2010年，日本发电用核反应堆将达86座，2030年，将达112座；核发电设备能力，2010年、2030年将分别达到当时的3.5倍、5.5倍。过25～30年左右，日本用的电，每两度中就有一度是核电。

日本综合能源调查会是通产大臣的咨询机关。它的这个预测报告制定于前苏联切尔诺贝利核电站事故之后，在制定报告过程中，国际油价已经出现大幅度下降。但是这个报告证明，日本并未因为这两个因素而动摇今后发展核电的基本方向。

据日本通产省资源能源厅1987年初发表的数字表明，就是在1986年日本核电站的开工率达76.2％，创历史最高水平。

资源能源厅说，1986年，日本全国运转中的各种类型的核反应堆共有32座。平均开工率自1982年以来，已连续五年超过70％。这在西方发达国家中也是高水平的。若同1985年统计的开工率相比较，日本的开工率仅次于联邦德国。

最后，再看一看核发电量最多的美国。

美国开发核电已有悠久的历史，据美国能源部1986年统计，美国有100座核电站在运行，核电站数量居世界第一位。当时还有27座正在兴建中。他们长期以来在开发核电方面积累了丰富的经验。美国核电站多年的建设和运行经验证明，核电站事故发生的可能性虽然不能绝对排除，但百分比是微小的。如果在设备和管理方面，严格地按照科学规定办事，事故是可以避免的。

美国核能专家认为，选择优良的核反应堆堆型是确保核电站安全运行的关键。迄今为止，发生严重事故并危及人体安全酌，一般都是石墨堆，而压水堆不容易发生严重事故，即使发生事故，由于种种安全措施，放射性物质也不易因外泄而引起对环境的污染和危害人体。

由于经济需要等方面的原因，美国核电站绝大部分都建在人口稠密的城市附近。但是，因为核电站建造者严格遵守核规章委员会制定的安全标准条例，所以核电站从未出现过实际威胁附近城市居民安全的严重事故。美国核规章委员会要求核屯站的建造者在提出建造申请时，必须制定相应的安全保障措施。经过核规章委员会严格审查认可后，才发放建站许可证。核电站在建造和运行期间，核规章委员会要定期进行检查，如果发现问题，有权对核电站提出包括停止运行在内的各种要求。

这些，都无疑为世界核电的发展提供了宝贵的经验。

美国、前苏联、归本及欧洲大部分地区的情况是如此，其他地方的个别国家，虽有点变化也就无关大局了。因此，国际原子能机构1987年2月公布的。数字表明，世界核能发，展总的趋势没有受切尔诺贝利事故太大的影响，1986年又有21座核反应堆联网发电，新增加核发电量2094万千瓦。

当切尔诺贝利事故煽起世界性的反核浪潮宁息以后，人们能够比较冷静地对事件作出公正的评价。1987年初，21国欧洲委员会议会就核安全问题举行了听证会。他们拿1986年4月26日切尔诺贝利反应堆发生爆炸和起火，对人的健康造成的已知的和估计会产生的长期影响，与普通电厂同其他辐射源对人们的健康和环境带来的危险作比较。专家们得出了基本一致的看法，认为尽管发生了这次核事故，利用核燃料发电仍然比利用普通燃料发电要安全得多。

前苏联的国家原子能利用委员会副主席说，如果重新用煤和石油等有机燃料来发电，对人们的健康和环境带来的危险将会大大增加。

设在维也纳的国际原子能机构核安全部门的负责人也说：“人们现在已认识到‘煤和石油燃烧后产生的物质’对我们的环境是一个重大的威胁”。他提到了一例子，一个发电能力为100万千瓦的普通电厂在城市居民中引起死亡的人数和生病的人数可以分别达到3～30人和2000～20000人，而一个发电力相仿的核电厂在正常运转的情况下引起死亡和生病的人数最多分别是一个。

对于核能的安全性已经为国际所公认。

核能的优点是十分鲜明的，其能量密度大，功率高，为其他能源所不及。这就容易使安全装置集中，提高效率。人们往往忽视，功率小设施就分散，即使微小的危险也随之分散而导致经常发生大量不被人发觉的各种事故。

在能量储存方面，核能比太阳能、风能等其他新能源容易储存，后者常常什么时候有，什么时候才能利用，除非安装储存缓冲器，但这种装置目前价格昂贵。核燃料的储存占地不大，在核船舶或核潜艇中，也同样占据不大空间，因为它们两年才换料一次。相反，烧重油或烧煤设备需庞大的储存罐或占地很多。

核电作为一种新兴的能源事业，已在世界能源中占有举足轻重的地位，但它并非十全十美。正像其他任何先进技术一样，核电既能造福于人类，也伴有一定的潜在风险。从对核能的指责声中，我们就听到了一些对生态环境的影响以及其他疑虑。例如，台湾北部核能一、二厂和南部的核三厂，对沿海渔业就有不小的冲击；南湾的珊瑚也因受到废热水浸害而死亡。

其实，无论是核电站还是火电站，都有余热排人环境，因此废热对环境的影响并不是核电站独有的，只是程度上有差别。核电站通过冷却水排入水中的余热要比火电站高约35％～50％。

世界上很多国家把核电站建在沿海，利用海水作冷却水，既可为核电站提供无限的冷却水，又比河水能更好地消散余热，减少余热对环境的影响。为了尽可能减少余热对天然水域的影响，人们还采取了不少措施，如制定排放标准，限制排放引起的升温；选择合适的排放位置及排放方式；提高热转换效率；余热利用等。

日本核电站排水温度一般高出海水温度有7～9℃，进入海域后扩散很快，温度迅速下降，一般在1～2公里外的水表面温度即降到1～2℃，因此对水资源不会带来有害影响。据国外报道，多数核电站附近的捕鱼量没有明显变化，有的地方还有增加。

核电站在投入正常运行时，进入废气、废液和固体废物中的放射性物质只是极少的一部分。核电站设有完善的三废处理系统，可对放射性废物实行有效的处理。在核电站周围还设置许多监测点，定期采集空气、水样、土样和动植物样品进行分析，监督放射性物质对环境的污染。放射性物质很难以有害量进入环境。

因此，担心和忧虑核电站污染环境和破坏生态平衡是不必要的。利用核电站循环水的排水灌溉农田；利用冷却永的余热为温室供热，培养瓜果和鱼类是可以做到的。

最后，从经济上的未定因素来考虑。一座核电站的服役年龄为30～40年，退役以后，其费用应当计人核发电的成本中去。

现在，世界上第一个投入使用的美国核电站，已经走完30年的运营期而报废。目前世界上已有或正在兴建的500多个反应堆，或早或迟也会走到这一步。美国能源部估计，美国现有16个反应堆将在本世纪末到期，到2005年将有53个反应堆，2010年有70个反应堆到期报废。现在看来，处理这些反应堆的成本比刚进入核电时代预计的高，报废日期又比预计日期提前，电站内金属管件受辐射而变脆的情况比当初估计的严重。为此，专家们已开始认真考虑核电站报废问题，提出了下列几种处置方案：

(1)封存处理：从反应堆中移走核燃料，并对辐射进行监控。这些措施实行之初十分简便，但一些专家认为，由于辐射要持续若干世纪，长期持续的警戒和监控，累计成本可能很高，最后还是不得不拆除。

(2)埋葬处理：从反应堆中移走核燃料，加盖一层厚厚的水泥壳，把整个电站区罩起来。苏联切尔诺贝利核电站发生事故后，就是这样处置的。埋葬具有与封存相同的许多优点，但实施中人员会受不同程度的放射性沾染。

(3)拆除处理：优点是无须背上长期警戒和维护的沉重包袱，而且站区随即可作他用，包括建设新的核电站。但问题在于对施工人员可能造成严重的辐射沾染，且拆除成本高。

美国希平波特核电站，成了第一个进行拆除处理方法的试验场。

因此，今后核能工业的发展，我们仍然应该谨慎地先建立核能工业发展的评估制度和严密的管理措施，这样才能使核工业健康发展而免蹈某些国家先行中所犯错误的覆辙。

世界核电工业之所以发展迅速，主要因为它具有较强的经济竞争力、环境污染较小、燃料丰富三个优点。在权衡利弊时，从现代的观点来看，无论如何，利还是大于弊。

目前，人类对核燃料即铀资源的勘探工作还十分有限。但是根据已经发现的天然铀矿，如果用于核发电，足可以使用几千年。

1986年的另一项重要科技成就是，日本金属矿业团在濑户内海的秀川县成功地建造了世界上第一座用海水提铀的工厂，这座于4月下旬投产的提铀厂年产10吨铀。海水提铀的工业化，为人类开发海水中数十亿吨铀储量迈出了可贵的第一步。

如果将这项储量考虑在内，那么，广阔的海洋几乎成为核燃料取之不尽的宝藏。

1686年，是核工业有沉痛教训的一年，也是获得很大成就的一年。

自核电站问世以来，由于工程技术的不断改善使核电站的运行性能不断提高，运行的安全可靠性日趋完善，事故发生率也在下降。这就使得核电站的时间利用率和负荷明显提高，进一步显示了核电站的经济效益和它在各类发电系统中的竞争能力。

诚然，核电技术的先进性和可靠性是确保安全的重要因素，但实行严格的科学管理同样也是确保安全的重要因素，这是人们从这场切尔诺贝利核事故中应该吸取的严重教训。

安全设备的日趋复杂化，促使我们必须把希望寄托在一系列复杂设备运行的安全无误上。那么能不能建造出包含内在安全因素的核反应堆呢?回答应该是肯定的。

瑞典研制成功的“内在过程绝对安全”反应堆就是具有代表性的新型反应堆。它的设计思想是：即使初级冷却系统失灵，堆芯仍能冷却下来。内在安全能保证不用复杂的安全设备，反应堆仍然能安全运转。

核电站的充分安全问题并非是不能解决的。

不可否认，切尔诺贝利事故对核电发展带来某些消极作用。然而，这并不能否定核电的优点。回顾核电的发展史，尤其是从世界性能源发展的长远观点看，核电站的发展前景是美好的。随着工程技术和管理水平的不断改善，必将给核电工业带来新的生机。

我们不妨再就日本的情况来说，这个国家非但没有停止发展核电，而且还着手制定了面向21世纪的核电长期战略计划，并以每年投产两座核反应堆的速度增建新的核电站。原因就在于日本已拥有一整套安全防护对策。

日本的安全对策是在“没有安全也就没有原子能利用”的前提下，从原子能发电设备的多重保护设计、国家制定严格的发展原子能发电的安全规则、原子能发电企业采取万全的运营措施、提高操作人员的素质、减少人为的失误、加强地方居民对核电站安全运转的监督和关注为内容，构成一套完整的安全防护体系。

日本在技术上把核反应堆运转过程中在堆内产生和积存的放射性物质全部密封起来，以免有害气体外泄。即使在运转过程中发生事故，也能把放射性物质封闭起来而不影响周围居民的安全。

他们实施多重防护主要包括：

(1)防止发生异常的对策：要求核发电系统在设计上必须留有足够的安全系数，选用的设备和材料必须保证质量，对施工质量也要有严格的要求和验收，发电系统中还配有在部分机器出现异常时能自动确保安全的“安全系统”，和一旦出现操作失误能确保整个系统安全的“连锁装置系统”。对投入运转后的核反应堆和涡轮机实施严格的定期检查。

(2)防止异常事故扩大对策：主要是在设计上配有一套能够自动检测，早期发现多种异常并使核反应堆紧急停止，自动消除余热的系统。

(3)防止放射性物质泄出的对策：配有一套出现异常时使用的反应堆堆芯冷却装置，它由高压注人装置、低压注入装置、反应堆堆芯喷雾器等系统构成。

日本政府不但订有各种核发电安全对策的规章制度，而且对核电站从设计、兴建到投产后的安全运转都实施积极的监督和干预。设计阶段，通产省首先听取各方专家对所设计核反应堆的安全性进行充分论证，然后由通产大臣发放准许制造的许可证。建设阶段，在对工程设计、施工方法和内容进行认真的审查之后，由通产省授予准建权。一个核电站竣工而未投入运转之前，通产省将对它进行严格的验收。

此外，对管理操作人员也进行严格的挑选和训练。新人进站后，首先要在有经验的操作员的指导和监督下见习一年，然后到操作训练中心参加标准训练课程的学习，才可担任辅机操作员。工作五至六年后，辅机操作员才能作为主机操作员走上关键技术岗位。具有六至七年主机操作员经历，并通过了国家考试者，才有资格被选拔为运转负责人。此外，主机操作员每三年需接受一次运转训练中心的模拟训练，辅机操作员每年需接受三次模拟训练。

为加强核安全的研究，完善核安全对策，日本科学技术厅决定，在核安全委员会内设立核事故分析专门机构。

核事故分析专门机构的任务是，研究如何从组织上保障核设施的安全，经常重新估价安全措施的可靠性，以防止重大事故发生。此外，这个专门机构还要制定紧急情况下的人员撤离方案，对引起事故的错误操作原因进行综合研究。

为加强核安全管理和防范措施，日本科技厅要设立两个咨询系统，一个是国外核事故可能造成对日本污染的预测预报系统；另一个是能够在核事故发生后及时提供切实可行措施的紧急技术建议系统。

预测预报系统以气象数据为依据，要能测出距日本2000～3000公里以内地区的核辐射剂量。紧急技术建议系统要掌握国内所有核成套设备的管道线路图和其他数据，在非常情况下根据这些数据，及时提出如何防止事故扩大及减少放射性污染等技术性建议。

日本科技厅认为，这些机构虽然是一种咨询性质的机构，但是他们可以协助核安全委员会，迅速地为国家制定有效的应急对策。

前苏联切尔诺贝利核电站发生事故后，日本更加清醒地认识到进一步强化安全对策的重要性。他们进一步充实完善国家有关发展核电的各种规章制度，使核电技术标准更加完善。国家对核电站实行有效的监督、管理，制定新的核反应堆的投产、废弃的规定与措施，制定与核燃料循环相应的技术标准。国家还建立专门的机构使安全检查制度化。加强核电企业的管理机能，把确保安全作为企业经营最重要的一环。

日本还开展“官、民、学”三位一体的研究体制，积极推进新的核发电技术和安全防护技术的研究，要做到防患于未然。同时还考虑应急状态下的防护措施，如发展专用机器人。

日本能做到的事情，别的国家也可以去做。核技术终将会成为一门可以使人完全放心的安全技术。

前苏联切尔诺贝利核事故这种坏事正在被各国认真总结教训，逐渐转变为推动本国核电事业健康发展的好事。他们完善了各种有关核能的法规，规定了核能委员会的职能、核能使用部门的职能和监督机构的职能。

在核能领域，由于切尔诺贝利的震动，1986年成了十分活跃的一年，我们国家还派出记者特意对西欧的核电部门进行考察访问。由于联邦德国核电事业无论在经济技术方面还是设备安全、管理严格方面均堪称楷模，记者对联邦德国核电事业作了一番巡礼，向中国读者提供了许多可作形象思维的感性材料。

对前联邦德国来说，“除了核电之外，没有别的选择”。

从前联邦德国的经验来看，核电除了清洁价廉之外，还有两个被我们曾经忽视的好处：一是推动高技术工业发展，带动相关部门同步发展；二是锻炼一支高水平的科研和建设队伍。以生产电力的多寡和运转率为标准，世界前七位核电站全部在前联邦德国。前联邦德国核电站以其经济效益高、设备可靠和人员专业化程度高着称于世。

前联邦德国的核电事业为人们展示了一个十分可信的现实，事实胜于雄辩；核能的高效及安全，只要人们严肃认真地对待，是可以做到的，是切实可行的。

目前，国际上核电站设计专家为提高核电站的安全系数进行了深入的调查研究。研究方向大体有两个，一是探讨地下核电站的可行性，二是增补地上核电站的保安措施，尤其是对意外险情的防范措施。研究的结果无疑将导致出现更安全的核电站。

对地上核电站安全运营问题的研究，得出了所谓综合保安的设想，并具体化为一些新的设计与运营规则。这些新规则要求，核电站设计者在设计时和操作员在值班时，均应考虑和分析可能导致事故的某些意外情况。现有核电站有一套对付反应堆发生设想有可能发生的故障的技术手段，但是过去美苏核电站事故表明，核电站在运营中会出现一些意想不到的情况，所以新规则要求核电站的设计中要有能够帮助操作员，在出观意外险情时及时排除险情的技术装置。

新规则的另一个重要部分是所谓“双防系统”。现有的核电站都有一个钢筋混凝土防护罩，旨在防止反应堆出故障时其放射性物质逸出而危害附近的人畜和环境。但已发生的核电站事故表明，单有这种防护罩还不行。一旦出现未预料到的情况而罩内压力猛升至5个大气压以上，罩本身就可能失去密封性甚至被胀破(爆炸)。新规则要求核电站附设一套可确保操作员使罩内压力及时降至通常水平的技术设备，必要时操作员还可以启动防辐射的过滤装置。这就是新规则所说的“双防系统”。

地下核电站的必要性和可行性问题，已被认定，它比地上核电站更为安全，并且经济和技术上都是可行的。前苏联的核反应堆的防护罩只有1.6米厚，反应堆内的熔融核燃料一旦逸出而压到罩壁上，不到1小时就会把罩烧毁。在新的“核电站-88”设计中，防护罩也只能耐受4.6个大气压的内部压力，电缆、管道等也只能耐受8个大气压，而在反应堆核燃料熔融事故中蒸汽与氢的爆炸会产生高达13～15个大气压的压力。所以，在未能设计出“绝对安全的反应堆”之前，应将核电站建在地下。目前所说的地下核电站，是把反应堆和控制系统建在石质或半石质地层中的中小型核电站。

据分析，这种地下核电站至少可保证运营中不危害周围环境，不发生切尔诺贝利核电站那种浩劫式的事故后果，而且便于封存寿终正寝的反应堆，减轻地震对核电站的影响。此外，把核电站转入地下还可以使核电站的建设得以在现有技术水平上得到发展，而无须等到“绝对安全”的核电站设计问世之后再发展核屯事业。进一步的分析表明，把4个机组的100万千瓦核电站反应堆和控制系统建在50米深的地下，建筑费用只、增加11％～15％，但如果把关闭核电站所需费用算进去，那么地下核电站的造价比地上核电站还要低一些。拿2个机组的50万千瓦供热核电站来说，将反应堆设在地下的建筑费用比地上同类核电站多20％～30％，如把关闭核电站所需费用打进去，则只多4％～11％。

1995年底时全球运营中的核电站为437个。

正在运行中的核电站，规模上美国居首位，其次为法国、日本、德国、俄罗斯、加拿大。法国核电占法国电力总量的78.2％，核电开发几乎达到极限。

国际上的分析家早于1993年5月作了预测，认为以后10年内亚洲对核电的需求将激增。

核能开发是世界各国21世纪能源战略的发展重点。

核电这门现代高技术产业正以它强大的生命力，克服它前进道路上的种种障碍，茁壮成长，日趋成熟。

H. 如何进行网络安全巡查

1、检查安全设备状态

查看安全设备的运行状态、设备负载等是否正常；检查设备存放环境是否符合标准；对设备的版本进行检查，看是否有升级的必要；梳理分析设备的策略，清理过期无效策略，给出优化建议；此外还需查看安全设备是否过维保期等一系列的安全检查操作。根据网络安全等级保护的要求，对安全策略和配置做好调整和优化。

2、安全漏洞扫描

对网络设备、主机、数据库、应用系统进行漏洞扫描，并根据扫描结果进行综合分析，评估漏洞的危害大小，最终提供可行的漏洞解决方案。

3、安全日志分析

定期为用户信息系统内安全设备产生的海量日志进行深度挖掘和分析，对用户信息系统内安全设备产生的日志进行梳理，发现潜在的风险点。通过提供日志分析，及时掌握网络运行状态和安全隐患。

4、补丁管理

在前期安全扫描的基础上，对存在严重系统漏洞的主机进行补丁更新，从而及时消除因为系统漏洞而产生的安全风险。

定期的安全巡检能及时发现设备的异常情况，避免网络安全事故及安全事故的的发生，发现企业安全设备的异常情况，并能及时处理，其目的是为了保障企业安全设备的稳定运行。

安全巡检，顾名思义，巡与检，不仅要巡回，更要检查。巡检不是简单地在机房来回走几遍，其重点在于检查设备是否存在安全隐患。

不管是日常维护的设备，还是不常使用的设备，要面面俱到，梳理排查信息基础设施的运行环境、服务范围及数据存储等所面临的网络安全风险状况。设备的定期安全巡检，是防范网络攻击的其中一方式，做好日常安全维护，才能有效减少攻击频率。

I. 核电中的I&C和DCS有什么区别

DCS 是实现 I&C 的重要工具。简单的说 I&C指功能，DCS指设备。实际上单独的的DCS并不能完全满足I&C的全部功能。而且DCS也不是唯一能完成 I&C主要功能的设备。

I&C（Instrument & control）系统，简称仪控系统，指仪表和控制系统。具有对核电厂进行监测、显示、控制和保护的功能：是核电厂安全可靠运行的重要组成。

DCS（Distributed Control System），指分布式计算机控制系统或集散控制系统。是以微处理器为基础，采用控制功能分散、显示操作集中、兼顾 分而自治和综合协调 原则的仪表控制系统。其主要特征是它的集中管理和分散控制。