2021核电站机器人技术研究报告

核电站机器人技术研究咨询报告PAGE\*romanPAGE\*romaniii目录第一章 概述 1第二章 核安全关法规与标调研析 3一、美国 3(一)核与辐安全法规体结构 3(二)美国核标准系 7(三)美国ASME标准 9(四)美国核法律及标准特点结 10二、日本 (一)日本安全关法律系 (二)日本电标准 14三、韩国 14(一)韩国安全律法规 14(二)韩国电标准 16四、法国 16(一)体系构 16(二)结构点 17五、欧洲其国家标准简介 19(一)德国的19(二)英国的BS20(三)欧共对核标准的定 20六、中国 20(一)法律规 20(二)核电准 25七、各国法法规对比 28八、各国核电标比 30第三章 核与辐应急需求与状调分析 33一、核与辐应急需求 33(一)核电作业求 33(二)热工作业求 41(三)核设退役 42(四)放射废物置 44(五)辐射故作需求 45(六)其他可接场合事故 46二、各国核站机发展计划 46(一)美国电站器人的展计划 47(二)日本电站器人的展计划 49(三)欧洲电站器人的展计划 51(四)我国电站器人的展计划 52三、核事故理与机器人 57(一)辐射境侦机器人 57(二)应急道路清除机人 70(三)严重故现应急操及维器人 72(四)搜救器人 79四、核设施护机人 80(一)燃料池水检修 81(二)远程接机人 81(三)反应压力器检查维修人 82(四)水下物清理 83(五)清扫拭机人 86(六)反应控制驱动机焊缝修复 87(七)核管检测器人系统 87(八)反应冷却管道在修复 88(九)蒸汽生器维修 89五、核电站测机人 91(一)Robicen 92(二)Snake-arm 92(三)球形器人 93第四章 核电站器人技术调与分析 95一、耐辐射高可部件技术 95二、非结构环境灵巧机人技术 96(一)适应环境移动平技术 97(二)多传器智灵巧手其操术 97(三)能源给和力技术 97(四)模块机器技术 98三、水下机人及作技术 98(一)总体术 99(二)自主制体系 100(三)能源推进 100(四)水下测与业工具 101四、非结构环境导航与位技术 101(一)视觉知技术 101(二)导航定位术 101五、辐射环下的遥操作术 102(一)核电机器遥操作研 102(二)强辐环境的可靠讯技术 122(三)不可通讯件下的边遥技术 123(四)高效操作练与人交互术 123第五章 核安全规及体系发展建议 125一、加强核全立完善核急预案 125二、做好顶设计，立基于器人的核应装备系 127三、立足国规划定核机人救统的技标准 128四、联合各力量立核机人研应用基地 135五、综合日维护急救援求 140第六章 核电站器人方案建议 148一、监检测统设计 149(一)固定监测统 150(二)移动检测统 153二、决策指系统计 161(一)现场挥中心 161(二)通讯统 162三、处置系设计 163(一)安全戒 163(二)搜救 168(三)障碍除 169(四)设备作与修 173(五)冷却解类业 180(六)工程作业 184(七)消防 192(八)洗消 193四、辅助系设计 194(一)洗消施 196(二)废物集 197(三)动力元 197(四)应急施 198(五)卫生护 199第七章 核电站器人技术发建议 202一、成立核器人团队，展关术攻关 202二、组建核站机开发与用团建设多器人统 210三、加强与外及台的交合作保先进和开性 213ii摘要项目组最后提出了一种核电站机器人系统方案的建议。PAGEPAGE100第一章概述核电是一种清洁、高效和相对安全的能源，但这并不意味着不195419864月3岛核事故，均造成了极其重大的人员伤亡和财产损失，引起了人类共识，各国均投入大量的人力物力在核电安全监管、应急救援等方面。2011371986426发生的切尔诺贝利核事故同级，影响为“大量核污染泄漏到工厂以外，造成巨大健康和环境影响”。福岛核危机持续牵动着全世界的神经，核电安全成为全球关注的焦点。国务院总理温家宝在福岛核事故发生后不久召开国务院常务会议，指出“核电发展要把安全放在第一位”，要求立即组织对我国核设施进行全面安全检查，并重申要充分认识核安全的重要性和紧迫性。并经过一年多的论证，于201210162020(20121016日)、《核电安全规划(2011-2020)(2011-2020年)》(20121024)我国核电的发展经历了“起步”“”“积极发展”1512501514台、2242198524201182012年投入运营。上述投入运营的核电站属于改进型二代核电站，与福岛核电站(属于二代)但与正在发展的第三代、第四代核电厂相比，在安全性方面仍然存在重大隐患。为确保核电站的安全，在未来必须加强对核电设施进行严格的监测和维护，及时发现并更换老化、故障设备，并对废弃核装置进行去污和拆卸等，以保证核电站正常、安全的运行；另外，对于不这些作业需要在放射性环境下进行，若由工作人员直接进入对设备进行维修、检查等操作，无疑会受到大量的辐射，严重的可能造成人员伤亡；另外，需要监测和维护的设备繁多、作业环境复杂、场地狭窄，有些地方还是人不可到达的区域；而且，人工操作任务繁项目组对核安全法律法规、辐射源应急救援需求及现状、核电站机器人关键技术开展了调研分析，提出了对我国核安全法规及应急体系、核电站机器人系统方案、和核电站机器人的关键技术的发展建议。第二章核安全相关法律法规与标准调研与分析一、美国(一)核与辐射安全法律法规体系结构美国现有104个已经建成并通过注册的核电站，有103个正在运行中，另有四座核电站在建造期间。原子能相关法律原子能相关法律联邦法规—10联邦法规—10（能源）管理导则（R.G）美国核管会的技术文件（NURGE美国核管会的技术文件（NURGE文件）美国核电标准和规范（ASME、ANSI/ASN、ASTM、IEEE）图1美国核安全法规层次图200439745万千瓦。2005年，781020%20061.66/2054%，19912001200712月，核管会（NRC）490年，通过功16920072（ElectricPowerResearchInstitute—EPRI）在研究20202400万千瓦，到2030年，美国核电需求量将增加6400万千瓦。美国核安全法规分为五个层次，如图1和表1所示。表1美国核安全法规简介表层次标号名称主要内容制定年份1P.L.83-703原子能法规定1954P.L.93-408能源重组法NRCNRC1974出了规定。P.L.97-425核废料政策法对联邦政府的高放射性废物和乏燃料处置方面的责任和处置政策做了规定。1982P.L.99-204低放射性废物政策法案该法对低放射性废物处置方面的责任和处置政策做了规定。1985210CFRPT20-2003辐射防护标准200310CFRPT50-2003生产和公用设施国内许可证的颁发200310CFRPT50-2003附录A核电站总的设计准则200310CFRPT50-2003附录G抗断裂韧性要求200310CFRPT50-2003附录H反应堆容器材料的监督大纲要求200310CFRPT50-2003附录I为使轻水堆排出流中放射性物质满足合理可行尽量低的原则，对设计目标和极限运行条件所作的数值规定200310CFRPT50-2003附录J水冷动力堆内层反应堆安全壳的泄漏试验200310CFRPT50-2003附录K应急堆芯冷却系统的评价模型200310CFRPT100-2003反应堆选址准则200310CFRPT100-2003附录A核电厂关于地震和地质方面的厂址选择准则20033NRCRG1它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。RG1.101核电反应堆应急计划和准备2005R.G.1.028质量保证大纲要求（设计和建造）1985R.G1.030质量保证要求1972其余见附件„„„„4NURGENUREG-0728NRC核与辐射事故响应计划主要在核事故响应对策和组织机构做出了规定2005„„„„„„„„5该层次属于行业标准，后续进行介绍(二)美国核电标准体系美国核电起步最早，所建核电站也最多，现美国运行的核电站10420%1979国再无新的核电站建造，但通过延长电站寿命（4060年）（20相当于新建23座百万级核电站。此外新的核电站也在积极准备之中。不仅如此，为考虑未来对能源的需求，在全世界关注的对未来先进核能系统的开发中，美国又是积极推动者，充当了先锋角色。美国已制定出完善的核电标准体系。除了核安全当局有关法规、导（10CFRRGNUREGS等）外，与美国核电标准有关的单位有：ANS-美国核学会(AmericanNuclearsociety)；ANSI - 美国国家标准学会(American National Institute)；ASME - 美国机械工程师学会(American Society MechanicalEngineers)；ASTM-美国材料试验学会(AmericanSocietyforMaterials)；IEEE-电气与电子工程师协会(InstituteofElectricalandElectronicsEngineers)。与土建有关的单位有：ACI-美国混凝土学会(AmericanConcreteInstitute)；ASIC - 美国钢结构学会(American In- stitute of onstruction)；ASCE - 美国土木工程师学会(American Society CivilEngineers)；此外在核电站设计中还有大量民用标准。上述各单位编制的标准都冠以该单位缩写字母，有的冠以两个单位缩写字母。有关核电标准的大致数量有：ANSI/ANS项标准ANSI80项ANSI/ASME：约10项。ASME锅炉和压力容器规范（BPVC有第II，III，VIIIXI卷等。美国核电标准体系结构如图2所示。图2美国核电标准体系结构通常，核电标准是在满足国际法规的前提下，根据行业的特点制定出来的，有国家标准和行业标准之分，此外，在核电站设计中还有大量民用标准。美国核电标准主要由学会(协会)ANSI(协会)是，经过ANSI(协会)标准(采用双编号方式)。)没有覆盖的标准。而其他学会(协会)则是制定通用性非常强ASME主要制定机械设备设计、制造、检验、维修安全设计准则等核电标准。在核电安全方面，美国国家标准通用性非常强，技术要求与具体型号基本没有关系，可以覆盖多种堆型和多种技术发展的需要。(三)美国ASME标准ASME1884125000工业行业标准。它主要从事机械有关领域科技研究，学术交流，制定机械方面标准规范。ASME是美国ANSI5个发起单位之一。美国机械工程师学会出版的《AMSE锅炉和压力容器规范》(ASMEBoiler&PressureCode,ASMEBPVC)不仅已成为美整套ASME在役检查规程。此外ASME还颁布有核电厂有关质保要求，核监120ASME它的规范建立属于创新性质，而且有着研究和实践的坚实基础。它不仅体系完整，尤其是能把握技术发展动向并不断更新，满足新的技术要求。为了及时反映科技进展和工程实践经验，ASME通过以下方式予以补充和修改：——增补（AddnaASME各卷的补充和修改；——条款解释（InrprettinASME的技术方面的咨询以条款解释的形式作出答复并按卷单独出版；（odssASME锅炉及压力容器委员会定期召开会议讨论规范的补充和修改，并以案例的形式来说明原要求或提出新规则。修改新规则、规范案例或解释的咨询应书面提交秘书处，规范的修改建议应提交总委员会以投票方式决定处理意见，然后经美国国家标准协会（ANSI）征求意见后予以公布生效。为满足未来对能源的需求，美国正在积极开发核电新技术，其中包括对已有核电站的改进，开发第三代核电站以及第四代核电站。为此，必须编制相ASME组织者。(四)美国核电法律法规及标准的特点小结美国核电法规标准体系结构具有以下特点：(1)层次分明,法律有效1954(CodeofFederalRegulation)的第十部分)能源,它所规定的全部内容,包括为和平利用原子能的通用的和特殊的原则要求与准则,具有法律效力,第三个层次是美国核管理委员会(NRC)还制定的管理导则(R1G),其构成了美国核电法规标准体系。该导则按照内容不同被划分为个部分,专门涉及核电厂的内容编为第一部分,即R1G11次就是数量很大的各类核电标准。动静结合,具体实际第二个层次的美国联邦法规的第十部分)能源至少每年要修订一次,定期公布。第三个层次的管理导则(R1G)对法规要求给出了较为具体的解释,对于许多技术问题也明确提出应达到的目标、采用的数据和方法。第四个层次的各类核电标准是经过试验和工程实践考验过的规范,是具体贯彻导则和法规的文件。分工明确,任务得当;备、核岛和常规岛设备材料、非安全相关系统和设备和在役检查和实验主要由美国材料试验学会负责;安全有关仪控电系统和设备由电气与电子工程师协会负责;安全有关土建结构主要由美国混凝土学会等机构负责。二、日本1754个，核发电量30%201740%212的能源依靠进口，因此尽管地处地震和火山带上，日本仍然大力支持和发展核电站。(一)日本核安全相关法律体系20世纪50年代中期以来，参照美国模式，日本逐渐形成了维护核电安全的法律体系，由效力不同的四层结构组成：首先是基本(1955)1957年)(1957年)等法律，日本的核电安全主要依靠这两部法律进行控制；再次是相关1961)规定了放射性物质泄漏导致灾(1964年)规定了发电用反应堆的安全管制等；最后是具有行政规章性质的“细则”和原子此外，19871988制定紧急事态防备计划，对核能设施的选址、建设、运转采取安全措施。核原料物质、核燃料物质与核反应堆管制法灾害防治法日本核能研发利用几十年来取得的辉煌成就离不开日本政府的32核原料物质、核燃料物质与核反应堆管制法灾害防治法原子能基本法原子能基本法同位素辐射危害防护法核损害赔偿法核应急准备特别法电气工业法环境影响评价法同位素辐射危害防护法核损害赔偿法核应急准备特别法电气工业法环境影响评价法图3日本相关法律表2日本相关法律简介序号名称主要内容制定部门制定年份1.原子能基本法规定了日本核能发展的目标和基本政策，它是日本核能利用所依据的基础法律。第186号文件19552.核原料物质、核燃料物质与核反应堆管制法保障核原料物质、核燃料物质及核反应堆等只能应用于和平目的，并有计划地采取措施，保护公众安全，避免辐射危害，规定了对核燃料的实体保护。第166号文件19573.放射性同位素辐射危害防护法对放射性同位素和辐照设备的使用、销售、租赁、处置及其他处理实施管理第167号文件19574.核应急准备特别法就原子能从业人员的原子能灾害预防义务、原子能紧急事态公告的发布、原子能灾害对策本部的设置、紧急事态应急对策的实施以及其他原子能灾害相关事项做了规定。19995.核损害赔偿法规定了有关因反应堆运行等造成核损害时的危害赔偿制度、赔偿范围和赔偿标准。第147号文件19616.电气工业法对电气设备的建造计划许可、焊接安全管理检查、役前检查和定期检查等做出了规定，这些规定适用于那些由法律定义为电气设备的商用核反应堆。7.环境影响评价法规定了对环境潜在重大影响的大型项目的一般性环境影响评价程序，包括核电站的建造。日本的标准属于“借用”型，基本没有本国的核电标准体系，主要借用美国的标准。韩国自1957年加入国际原子能机构（IAEA）起开始发展核工201772万40%。另外，2005年，韩国核电机组利用率达96.5三、韩国(一)韩国核安全法律法规1958全研究所(KNS)制订的安全审查和监管检查规则对韩国的核设施的工业标准进行改善和修改，形成了韩国核电标准的立法体系。表3为韩国核电领域相关的部分法律法规。表3韩国核电领域相关法律法规名称主要内容制定部门制定年份注原子能法关于核能开发利用和安全管理的综合法律科技部1958韩国核安全保障韩国核安全研究所的成立和运作科技部1990研究机构法实体保护和辐射应急法建立有效的核材料和核设施的实体保护系统，防治放射性灾难，并依法提出辐射事故应急对策科技部2003核责任法案规定了对在核事故中受到损害的任何人进行赔偿的程序和范围科技部1969制定，2001修订灾害与安全控制基本法规定控制人为灾害的措施政府当局和民政事务部2004它规定了对违反基本的民防计划的纠正或补救措施电力业务法规定了电力业务的基本系统工商能源部1996是在核设维护、维细化环境政策框架法案对原子能法中防治放射性污染的的规定的细化环境部1999环境政策法案的母法依据环境基本法规定了对环境影响评估的程序和程环境部2003不含放射性影响的影响评估法案度环境影响评估工业安全卫生法保障工作者的健康和安全劳动部1981对原子能法辐射安全方面的细化(二)韩国核电标准韩国的标准属于需求推动的“模仿等效”型，即将参照对象——美国的核电标准，等效转化为本国的标准。四、法国(一)体系结构法国核电法规标准体系结构如图4所示：图4法国核电标准体系结构(二)结构特点从中可以看出,法国核电法规标准体系结构具有以下特点:法规统领,层次简明核安全法规属强制性法规,以法令或命令形式颁布,必须遵照,每个基本安全导则都对应一个RCC标准,提高了RCC标准的强制性。兼容性好,系统性强法国的核电标准系统性较好,RCC包括:7个规则即:RCC-P:法国压水堆核电站系统设计和建造规则;RCC-M:压水堆核岛机械设备设计建造规则;RCC-G:900MWe压水堆核电站土建设计和建造规则;RCC-I:压水堆核电站防火设计和建造规则;RCCE:压水堆核岛电气设备设计建造规则;RCCC:压水堆核电站燃料组件设计和建造规则RCCMR:快堆核岛机械设备设计和建造规则。常规岛规则两个,即:RCC-EV:核电厂有关给水和蒸汽系统的设计和建造规则;RCC-TA:核电厂汽轮发电机组的设计和建造规则;此外,1990年还编写出版了RSEM-核岛机械设备在役检查规则。RCC-P和RCC-M：RCC-P规则分五个部分，分别规定了总体设计、系统设计、接口准则、运行分析要求和辐射防护准则。RCC-M主要用于核安全级设备设计和制造，是借鉴美国“ASME-锅炉及压力容器规范”第III内容，，D，，F，同时吸收了法国的实践经验。法国核电标准属于行业标准，无国家等级；自成体系，方便使用；RCC-P、RCC-G根据核电站功率等级有不同的版本；RCC-I、RCC-CRCC-MRCC-ERCC-M基本上借鉴美国ASME第III各篇都是在吸收美国和法国其他行业的经验基础上，将大量相关标准汇集成系统设计、土建、电气设备、防火、燃料组件等专业的准RCC设备等，此外还需引用大量常规标准。内外结合,注重实际RCC系列包含法国标准(NF)(如ISOIECIAEA、IISIIW等)(如ANSIASTMDIN等)RCC标准在使用中都涉及和引用了大量法国一般工业标准,与核能有关的一般工业标准约有几百个,主要为NF标准,是由法国标准化协会制定的。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主(EDF)对制造和检测的要求,对引进的标准增设了相关的附加规定,并把上述附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。使用方便,自成体系法国引进、吸取了美国核电的许多经验,克服了美国核电法规标准数量众多、繁杂重复的缺点,融入了法国核安全管理要求,并根据法国工业实践经验和业主对制造和检测的要求进行了一些改进。法国标准数量较少,使用方便、简单明了、内部联系密切,各自成为一个系统性的整体。五、欧洲其他国家核电标准简介欧洲核电发展最好且最稳定的国家是法国，其核电已占总发电80%但由于其国内反核势力强大，核电市场萎缩，现只能与法国联合发展。英国核电虽起步较早，但发展缓慢。因此，谈到欧洲的核电标准主要涉及法国，德国和英国。(一)德国的KTA序列德国在早期发展核电过程中已形成了核电标准体系，特别是适水堆和沸水堆等的堆芯设计，侧重于设备设计和制造要求，但系统RCC受到冷落，这里不再多加介绍。(二)英国的BS序列英国核电不仅起步早，还有过辉煌业绩。特别在早期快堆和高温气冷堆开发中，一度领先于世界。但在轻水堆电站蓬勃发展的年代，英国有些落伍，始终未能打开国外市场。为核电制定的英国标准BS数量很少，远未形成完整体系。此外，西班牙为发展核电也制定了一些本国核电标准。虽然几个主要欧洲核电国家都制定有自己的核电标准，但美国的ASME，ANS等标准也为各国所采用。(三)欧共体对核电标准的规定随着欧洲一体化的建立，在发展核电中如何采用核电标准就成EUR1991年底由欧洲十个国家的核电设备生产商和电力部门共同参加制定，以明确共同安全和环保目标。六、中国(一)法律法规我国的法律法规体系分为宪法、法律、法规和部门规章四个层次，其中法律层次的文件由人民代表大会制定，法规层次的文件由国务院制定，国家核安全局可制定有关的部门规章。在核安全的法律法规方面，目前可划入法律层次的有《中华人民共和国放射性污核安全技术要求的行政管理规定国的核安全管理在法律层次的基础上尚不完备（根据各国实践，应制定核安全法或原子能法等。核安全技术要求的行政管理规定国家核安全局制定的部门规章包括国务院发布的管理条例的实施细则、核安全技术要求的行政管理规定等组成。为了指导行政管理规定的实施，国家核安全局还发布安全导则，同时国家核安全局还发布核安全技术文件以指导一些具体的技术问题。国务院颁布的管理条例和国家核安全局颁布的管理条例的实施细则及行政管理规定是强制执行的。核安全导则是推荐性的，在执行中可采用等效的替代措施。当然在具体的核安全领域还采用大量的标准和规范，包括国家标准和行业标准。由于我国在规范和标准领域欠缺较大，通常还参考大量的国际标准和它国标准。我国的核安全相关法律法规体系如图5所示。国家法律国家法律国务院条例国务院各部门部委规章核电厂核事故应急管理条例核材料管理条例民用核安全设备监督管理条例放射性同位素与射线装置放射防护条例核安全法规技术文件各部委批准和发布国务院批准国务院令发布全国人大常委会批准主席令发布放射性污染防治法国务院条例实施细则及国务院条例实施细则及其附件核安全部门的部门规章核安全导则图5中国核安全法律法规体系国家法律国家法律由全国人民代表大会和全国人民代表大会常务委员会制定,具有高于行政法规和部门规章的效力。现有的适用于核安全领域的相关国家法律主要有:《原子能法(草案)中华人民共和国放射性污染防治法(2003年6月28日,第十届全国人民代表大会常务委员会第三次会议通过,中华人民6号公布)。是为了防治放射性污染,保护环境,保障人体健康,促进核能、核技术的开发与和平利用而制定的专项法律,是核领域唯一的法律。国务院行政法规国务院发布的行政法规是规定管理范围、管理机构及其职权、监督管理原则及程序等重大问题的规章,具有法律约束力。我国现行的核安全管理条例主要有:中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例(1986年10月29日,国务院发布)。是为了在民用核设施的建造和营运中保证安全,保障工作人员和群众的健康,保护环境,促进核能事业的顺利发展而制定的条例。中华人民共和国核材料管制条例(1987615日,国务院发布),丢失、非法转让和非法使用,保护国家和人民群众的安全,促进核能事业的发展而制定的条例。核电厂核事故应急管理条例(1993年8月4日,国务院发布)。是为了加强核电厂核事故应急管理工作,控制和减少核事故危害而制定的条例。放射性同位素与射线装置安全和防护条例(2005年8月31日,国务院发布)和防护的监督管理,保障从事放射工作的人员和公众的健康与安全,保护环境,促进放射性同位素和射线技术的应用与发展而制定的条例。部门规章部门规章主要包括实施细则、核安全规定。实施细则是根据核安全管理条例,规定具体实施办法的规章,由国家有关部门发布的规章,具有法律约束力。现有实施细则及其附件如下:中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁发(19931231日,国家核安全局发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件——核电厂操纵人员执照的颁发和管理程序(1993年12月31日,国家核安全局发布);中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二——核设施的安全监督(1995年6月14日,国家核安全局发布);中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一——核电厂营运单位的报告制度(1995614日,国家核安全局发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告制度(1995614,国家核安全局发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件三——核燃料循环设施的报告制度(1995614,国家核安全局发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三——研究堆安全许可证件的申请和颁发规定(2006128日,国家核安全局发布);(1990925日,国家核安全局、能源部、国防科学技术工业委员会发布);核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应(1998512日,国家核安全局发布)。指导性文件指导性文件主要是核安全导则,它是说明或补充核安全规定以及推荐实施安全规定的方法和程序的指导性文件。核安全导则是推荐性的,执行核安全技术要求行政管理规定应采取的方法和程序,在执行中可采用该方法和程序,也可采用等效的替代方法和程序。72个,6个领域。其中通用系15个,涉及应急和质量保证等方面;40个,12个,17个,;5个;核4个;6个;2个;[6]。核安全导则的详细目录和内容可参见国家环境保护总局核与辐射安全中心网站相关内容。参考性文件参考性文件主要是核安全法规技术文件,它表明核安全当局对具体技术或行政管理问题的见解,在应用中参照执行。我国现有的核安全法规技术文件共有69个。核安全法规技术文件的详细目录可参见国家环境保护总局核与辐射安全中心网站相关内容。(二)核电标准我国核电标准工作起步于80年代初期，当时的核工业部首先组4项安全规范和核电我国核电标准工作从开始至今主要是参照国际上核电发达国家的标准进行编制。我国参照国际原子能机构的核安全丛书编制了一套核电厂核安全规定和导则；参照国际相关机构的文件编制了有关的条例、环保法规、辐射安全标准；参照核电发达国家的核电标准、技术文件编制了核电厂设计、建造等技术标准。我国的标准体系400址选择、土建、核电厂总体及系统设计建造、核电厂机械设备设计制造、材料、仪控电系统和设备设计建造、核燃料设计制造、辐射防护、核电厂消防、安装、调试、在役检查、应急等。基本具备了80300MW600MW核电机组建设需要的核电标准。在已有的核电标准中，国家标准约占30%，核行业标准约占70%，另外还有少量的其他行业标准（以常规岛设计、制造为主其中，国家标准与核行业标准并无严格的界线，国家标准多集中于仪控电、核燃料、应急、辐射防护等几个方面。我国的核电标准多数参照或等同于当时的国际标准和国外先进标准：IECISOANSIANSASMEIEEERCC图6中国核工业标准体系我国核电站执行的标准情况ASMEIEEEASTM等规范标准和国际通用的ISO,IEC(197430千瓦压水堆核电机组的方案设计(概念设计)。压水堆起源美国西屋公司,30ASMEIEEEASTMISO,IEC,建设30万千瓦级核电机组的秦山一期、恰希玛一期和二期都这样做的,也就是说,这些项目的设计建造基本上是采用美国规范标准和国际通用标准。)RCCRSEM标准。(198390万千瓦级核电机组,RCCRSEM标准。1983年广东90,相应地采用了法国的RCC系列和RSEM建造的,它采用的规范标准也与大亚湾一致,RCCRSEM标准。)秦山三期：加拿大、美国标准(秦山三期的坎杜型重水堆是从加拿大开发的,加拿大有其专用标准,同时在相当程度上也采用了ASME、IEEE、ASTM标准。)进的,自然也采用了俄罗斯有关标准;但它的全套仪表控制系统是由德国西门子公司提供的,标准。的非能动安全的核电机组AP1000,阳两个厂址四套机组的中外合作建设实现三代核电的自主化、国产,是制定我国第三代压水堆核电规范标准的基础。问题由于我国核电技术和经验不足、核电发展目标不明和技术路线的难以确定，以及标准化工作机制存在一些缺陷，现有的我国核电标准体系存在较多的问题，突出表现在：有些标准定位不准、内涵不清、内容交叉重叠。由于采用多国技术及得不到相关科研的支持，导致我国标准式上和部分技术内容上存在一些冲突；)一些标准转化工作不彻底，导致在某些方面没能很好与我国的工业基础和一般工业标准兼容和协调。80今后的需要。还有很多重要标准没有完整配套，如：材料标准、一些重要的设备设计制造标准、核电厂安全运行有关的标准、数字化仪控技术应用相关的标准。标准的持续改进和提高不足。表现为:a）由于机制、重视不够、应用有限等问题，标准发布后，很难有效得到全面的应用信息反馈，没能全面发现标准中存在的深层次技术问题；b)（主要是没有国产化核电工程的助推b)推动时，有些标准的编制带有一些盲目性。七、各国法律法规对比法律条文中阐述立法目的，旨在明确国家预定的立法效果，是整部法律的灵魂。同时，立法目的用于指导执法者的活动，要求执法者在立法目的的指导下，确保当自由裁量权行使时不偏离法律规定。此外，立法目的也是指导评价法律质量的标准，如果立法活动和执法活动能够体现出立法目的，该法律就是高质量的，反之，该法律就是低质量的。原子能法的立法目的在立法过程中起着指导作用，大多是原子能法在总则总阐述立法目的，概括起来就是通过对原子能的研究、开发和利用，达到科技进步、能源保障、提高生活水平、造福人类的目的，同时，达到防止危害、和平利用和促进合作的目标。表4是各国原子能法对立法目的描述：表4各国‘原子能法’立法目的对比表国家法律立法目的相同点不同点名称美国原子能法科学和技术资料，控制限制级数家在技术传播和共同防卫与安全法活动所需要的相关信息；促进核技术的保护公防治污染上。韩国原子能法本法旨在通过规定有关核能研究、开发、生产和利用及其安全控制的事项，并通过促进核工业的科学进步与发展，帮助改善人民的生活水平和提高社会福利，努力防止辐射造成的危害以确保公众的安全。日本原子能法本法旨在通过促进原子能的研究、开发与利用，确保未来能源资源。谋求学术进步与产业振兴，以改善人类社会福利、提高国民生活水平。中国国放“中华人民共和国放射性污染防治法”该法在我国的地位等同与射性污染防治法射性污染防治技术。八、各国核核电标准对比不同国家，其核电标准体系建设的理念和思路不同，表现为：技术推动的“原创”型，如：美国，基础研究———工程研究———工程应用———形成标准。需求推动的“模仿改进”型，如：法国，工程应用（模仿）———工程改进研究———形成标准。需求推动的“模仿等效”型，如：韩国，参照对象———等效转化为本国标准。“借用”型，如：加拿大、日本，基本没有本国的核电标准体系，主要借用美国的标准。不同国家，其核电标准体系的立足点不同、特点不同。如：的。不同的标准体系，其使用的特性是不同的。如：美国，核电标准以专业领域为特征，标准的使用要做二次工作，给使用者提供发挥智慧的空间，但接口较多，使用麻烦。法国，核电标准以对象综合为特征，标准的使用不太需要做二次工作，使用者不需要更多付出智力劳动，接口少，使用方便。国际主要核电规范标准体系有：ASME美国)RCC—M法国)德国)ГОСТ俄国)CSA加拿大)JIS()国内核电项目工程的规范标准运行中核电站秦山一期：ASME秦山二期：RCC—M秦山三期：ASME+加拿大标准大亚湾：RCC—M岭澳：RCC—M在建项目：连云港：ГОСТ中国快中子实验堆：ГОСТ岭澳二期,RCC—M秦山二期3、4号机组：RCC—M立项项目：三门、海阳：ASME阳江：RCC－M第三章核与辐射应急救援需求与现状调研与分析一、核与辐射应急救援需求(一)核电站作业需求核电站在不同阶段对机器人有不同的要求，如表5所示。表5在核电站不同阶段中的功能需求阶段功能需求环境条件常规操作（预防/预测/维修）辐射剂量低；结构化环境事故发生时(预警）事故评估与分析、初步安全处理、报警辐射量出现突变，但持续时间短暂重大事故应急响应现场处置/通信设备的组装等辐射剂量高，持续时间长；非结构化环境现场指挥信息融合与处理、遥操作、与上级指挥中心的协调沟通人在回路远程指挥中心重大决策人在回路重大事故灾后重建辐射量的持续监控、建筑物拆除/重建、路障及垃圾清除、设备拆解晰核电站退役核电站退役处置辐射剂量高，持续时间长；结构化环境状态监测13132223台。其中，建1985332010910福岛核电站(属于二代)考虑，但与正在发展的第三代、第四代核电厂相比，在安全性方面仍然存在重大隐患。其中，秦山核电站和大亚湾核电站，运行时间17年，正值设备检修、更换的频繁期。因此，必须加强对核电设施进行严格的监测和维护，及时发现并更换老化、故障设备，并对废弃核装置进行去污和拆卸等，以保证核电站正常、安全的运行。这些作业需要在放射性环境下进行，若由工作人员直接进入对设备进行维修、检查等操作，无疑会受到大量的辐射，严重的可能造成人员伤亡事故；另外，需要监测和维护的设备繁多、作业环境复杂、场地狭窄，有些地方还是人不可到达的区域；而且，人工操作任务繁重，人为失误可能引起更为严重的事故(如美国三哩岛、前苏联切尔诺贝利核事故，就与操作员的判断和操作失误有关)。如果采用机器人来进行日常监测和处理，可监测的空间范围、灵活性与可信度都大大提高。而且机器人灵巧的末端执行机构完全可以代替人类来进行老化故障设备的拆换、日常检修、去污处理。核电站日常检修定期针对核岛设备和常规岛设备进行检修，包括：燃料组件装卸；燃料组件检查；堆芯和乏燃料水池检修；反应堆压力容器及堆芯；蒸汽发生器。在役无损检测核电站与常规电站一样，有着众多的管道、容器及热交换器等机械部件、设备，在其制造、安装及运行中必须进行相关的无损检测（NDT）来验证或确保其现有的安全状态与设计标准相符或满足设备继续运行的安全准则的需求。核电站机械部件与常规电站或诸如石化工业等领域的机械部件相比，除具有放射性运行环境和大量采用奥氏体不锈钢材料外，在其他方面并没有过多的不同之处。对于设备的几何尺寸和承受的温度、压力等参数，火电和石化领域甚至远超过核电站。但是，核电NDTNDT活动有着不同。NDT检查活动必须采用自动的、远程的检查设备和技术来完成，同时反应堆回路的高放射性环境也为该环境下的机械部件提供了一个特殊的缺陷萌生诱因-脆化。社会公众对核电站安全的高度关注导致核电站具有与其它工业领域所不具有的核安全考虑和要求，也正是公众高度关注的核安全要求，从而催生了确保核电站设备、部件进行安全检查与评估的NDTNDT检查技术必须具有更高的缺陷探测能力和检查结果的高可靠性，从而保证对核安全设备作出更加准确的安全状态评估和判断。事故前预警为保证机器人有充分的感知能力，机器人上将装配有多个传感器，单一的传感器只能获取某一方面的信息，无法全面反映对象的准确状态，而且单一传感器的观测值可能存在不确定或者偶然的异常情况。因此，采用信息融合技术，利用多元信息的互补性来提高信息的质量，以解决单一传感器对复杂系统描述能力的不足。多传感器信息融合实际上是对人脑综合处理复杂问题的一种功能模拟，它的基本原理就像人脑综合处理信息的过程一样，充分利用多个传感器资源，通过对各种传感器及其观测信息的合理支配与使用，将各种传感器在空间和时间上的互补与冗余信息依据某种优化准则组合起来，产生对观测环境的一致性解释和描述。基于信息融合的结果，对核电站安全性做出全面评估，制定多级预警策略，根据事件的不良程度与紧急程度下达指令，实施相应级别的预警应急方案，以对危机事件提前进行“有效的、阻断性的干预”。数据融合有三个层次：数据层、特征层和决策层。数据层融合是最低层次的融合，是在各种传感器的原始信息未经预处理之前就进行综合和分析，优点是保持了尽可能多的现场信息，缺点是处理的信息量大，所需时间长，实时性差。特征层融合属于中间层次的融合，利用从各传感器的原始信息中提取的特征信息进行综合分析和处理。决策层融合是高层次的融合，融合的结果直接作为终级决策的依据，其优点是：具有很高的灵活性，对信息传输带宽要求较低，能有效地融合反映环境或目标各个侧面的不同类型信息，具有很强的容错性；通信容量小，抗干扰能力强；对传感器的依赖性小，传感器可以是异质的；融合中心处理代价低。实际中，可采用以决策层融合为主、辅以特征层融合的方法，即对部分同质传感器，可在特征层进行融合，提高测量精度；最后进行决策层的融合，得出综合、优化的终极决策。决策层融合的结1~7级。应急事故处理根据预警中对辐射事故的分级，建立辐射事故应急分级响应机制，不同级别的辐射事故启动不同级别的应急预案。事故的响应分为三大部分，现场处置、现场指挥和远程指挥。1）现场处置：核事故是指大型核设施发生的意外事件，可能造成人员受到放射损伤和放射性污染。严重时，放射性物质泄漏到厂外，污染周围环境，对公众健康造成危害。核事故主要包括核反应堆事故、燃料循环设施事故、其他核事故等。核反应堆事故核反应堆由堆芯、冷却回路等构成。其中，堆芯一般由若干根燃料组件和控制棒构成，冷却回路则包括一回路、二回路、三回路子系统。该类事故的主要环境特点为：空间狭小，管道错综复杂，阀门、墙体均可能成为救援阻碍。核反应堆事故又包括安全壳事故、水池事故、稳压器事故、蒸汽管道事故、冷却剂管道事故、堆芯损伤事故等。安全壳事故主要指的是严重事故下的安全壳失效行为，包括氢气燃烧导致的氢爆、底板烧蚀与熔穿、超压引起壳体开裂、隔离失效等。安全壳的结构形式一般是圆柱形或者圆形，其内部空间包括最主要的核设施和冷却装备，结构复杂。水池事故主要包括存在异物和池壁泄漏两种。典型的水池环境为：水池长、宽均在近十米至十几米，高几米至十几米，一般都在底面和墙面贴覆不锈钢板作为内衬，板厚一般为4mm～6mm。不锈钢内衬通过与预埋件焊接，从而和混凝土主体牢固相连。水池内还有接管、支撑及其它结构件。稳压器事故主要指的是开关阀门失效、阀门破口等行为。稳压器的主要功能是保持一回路中的稳定压力，防止水容积的快速变化。稳压器事故的典型环境为：阀门均为大型阀门，周围管道错综复杂。蒸汽管道事故主要指的是蒸汽发生器管道的堵塞、泄漏、断裂等事故。蒸汽发生器的主要功能为传递热量、隔离一/二回路。冷却剂管道事故主要指的是冷却剂输送管道因长期使用导致的磨损、泄漏等行为。该类事故的主要环境特征为：通道狭窄，工作空间小。堆芯损伤事故主要指的是燃料棒、控制棒及其支撑机构的失效行为。堆芯损伤事故属于较为严重的事故，经常需要关闭反应堆。其主要环境特征为：空间狭小、高温高压、强辐射。燃料循环设施事故燃料循环设施事故包括掉电、失窃、丧失屏蔽、临界事故、乏燃料池水位下降等。其他核事故其他事故主要包括散落源、丧失屏蔽等。针对发生的核事故，迫切需要以下三类装备从事严重事故下的救灾工作。第一类是强辐射环境侦测机器人，如核事故后用于环境侦测的地面爬行机器人、低空旋翼机器人，这类机器人需搭载多种传感器。能快速、准确测量核事故环境下的辐射剂量率、温度、压力、氧气浓度、有害气体浓度等关键参数，为制定事故处理对策和措施提供依据。第二类是应急通道路障清除机器人，这类机器人一般具有较强的驱动能力、较完备的末端执行机构和目标自动识别功能。核事故后的路障清除机器人除必须具备普通路障清除机器人的特征外，还必须具备其独有的特点，如高辐射污染源清除技术，高辐射环境末端执行机构的控制技术及结构优化、高负载技术等。这类机器人能够自主对应急通道的杂物进行清除，以方便为应急人员或其他维修机器人提供应急通道。第三类是严重事故现场应急操作及维修机器人，针对核事故状态和不同的设备损伤状况，需要功能、结构各不相同的现场应急操作及维修机器人。这类机器人种类繁多，可以分别完成一些确定的任务，同时都具有一些共性技术，包括高辐射环境下驱动机构和执行机构的适应技术、复杂环境下的搜索路径规划技术、末端执行机构的精确定位技术、水下仿生技术、水下动静密封技术、实时视频传输技术、机器人电气系统耐辐射技术和狭小空间的适应性技术等。现场指挥：迅速准确的把握好事故现场的严重程度，充分了解可利用的人力物力资源，并对其进行清晰明确的调度，调整好现场救援的节奏，使其有条不紊。力图在保证人员安全的情况下将损失降到最小。远程指挥：不断了解从现场传来的消息，并对其加以分析，在听取专家意见的基础上，作出大方向上清晰正确的决策。定时向外界发布现场信息。事后处置在人员全部疏散，事态得到控制，核电站处于稳定状态之后，对事后现场的处理也是一项巨大的工程。首先，对核电站还要进行不间断的、全方位的监测与预警，以防二次事故的发生。其次，核反应堆内部燃料等的处理是一个大问题，还有反应堆外部被核辐射污染的大量建筑材料以及碎片等等。这些高辐射的废物对人的伤害很大，而且很多重物的处理也是人力所不能及的，很多机器人恰恰能够胜任这种工作，而且比人类做的更好。应用监测机器人继续对核电站进行检查，同时巡逻机器人对现场进行重构并且拟定合适的作业路线，清障机器人为后面的大型废物处理机器人扫清道路，大型废物处理机器人将被污染的废物运送到规定的地点进行安全处理。核电站机器人作业需求小结根据上述分析，可归纳得到机器人在核电站检修、事故处置、无损检测等方面的功能需求，如表6所示。表6核电站机器人功能需求小结核电站日常检修燃料组件装卸整体螺栓拉伸机燃料组件检查堆芯和乏燃料水池检修反应堆压力容器及堆芯蒸汽发生器核电站应急事故处理堆芯和乏燃料水池异物打捞控制棒驱动机构焊缝缺陷修复堆芯重要设备应急处理燃料组件事故处理压力管道缺陷处理核电站关键设备无损检测反应堆压力容器蒸汽发生器核电站管道其他方面的应用废物处置、核电巡检等(二)热工厂作业需求热工厂的主要功能是将核电厂产生的废料进行去污。其环境示意图如图7所示。作为特殊的涉核场所，热工厂的日常作业涉及到大量的核工业机器人装备。常见的热工厂作业包括：开箱室打开废料箱。开箱作业涉及吊运、松开螺栓等具体操作。出，需要抓取机器人抓取废料。污。要求的废料才能进入加工车间。需要进行补焊、打磨进行二次使用。切削作业形成可使用的产品。一步形成可以使用的核电站设备。废物处置。开箱室开箱室废料收集广场加工车间库房去污室图7热工厂作业示意图(三)核设置退役核与辐射设施使用期满或因其他原因停止服役后，为工作人员和公众的健康安全及环境保护而采取的行动称为核设施退役，其最终目的是实现场址不受限制的开放和使用。设施或其保留部分与新的或已有的设施合并，所在场址仍受管理机构或行政机构的控制，也界定为核（与辐射）设施退役终态。核设施退役作业的主要对象包括反应堆设施、核燃料后处理工厂、核电厂、核热电厂、核供气供热厂、辐照厂及其他一些核设施。核设施退役作业按照退役过程可以划分为四个阶段：退役过渡期，外围系统拆除、反应堆拆除、后续处理。退役过渡期3-5其处在安全状态为拆卸做好准备，其主要工作包括：现存废物清理；(3)初步系统去污；(4)含铬废水处理，去离子水处理；(5)乏燃料水池清洗；外围系统拆除退役过渡期以后，核设施的退役会进入外围系统拆除阶段，该阶段的主要工作是拆除反应堆的辅助系统，主要包括：主要工艺系统、试验回路的设备及零部件的去污、拆除、解体、切割、包装、外运；(3)(4)废弃的仪、控、电设备处理。反应堆拆除核设施退役拆除，包括了工艺系统、设备和仪表的拆卸，也包括设施和建筑物的拆毁。其主要作业包括：反应堆本体的拆除、去污。包括实验管道、控制棒及导管、测量导管、反应堆顶部屏蔽铝塞、反应堆容器内壳、石墨砌体、砂层实验管道等；X浇水泥、放射性测量、外运；后续处理后续处理主要是指反应堆拆除后的检测工作，主要是最终源检查作业。(四)放射性废物处置放射性废物包括运行废物和退役废物两部分，按照承载的放射性活度分为放射性废物、豁免废物和工业垃圾三大类。豁免废物根据一定的条件，可以就近掩埋。工业垃圾主要是混凝土、砖瓦、砂石等，可以就近回填处置。固体放射性废物可以进行减容、装容、分类处理；液体放射性废物可以经过蒸发、废树脂固化然后装桶处理；气体放射性废物主要通过加压、过滤、吸附、除湿等方式进行处理。固体放射性废物的处理主要包括以下作业：检测作业。废料桶封盖之后，需要进行有效的检测，只有检测合格之后，才会进行封存。取盖作业。废料箱进入废物处理室，需要自动化装置取下封盖。切割作业。对于较大型的放射性固体废物，需要对其剪切，满足装桶需求。压缩作业。为了有效利用废物收集桶，小型可压缩放射性废物需要进行压缩，进而装填。封盖作业。当液体和固体放射性废物装桶完毕后，需要进行无人封盖作业，包括自动抓取、对准、上螺栓等。充填作业。废物装桶之后，需要将湿混合物从配料站充填至废物桶内。分拣、装箱作业。切割完毕的放射性废物需要进行分拣、装箱作业，以完成放射性废物的处置。液体放射性废物的处理主要包括以下作业：检测作业。(3)气体放射性废物的处理主要包括以下作业：检测作业。压缩作业。将废气压缩注入衰变箱，使废气中的短寿命核素基本衰变完毕。过滤吸附作业。采用活性炭、硅胶、活性氧化铝、分子筛等吸附核素。低温蒸馏作业。利用同一温度下惰性气体与其他气体之间的不同挥发性分离惰性气体。(五)辐射事故作业需求辐射事故指的是除核设施事故之外，放射性物质丢失、被盗、失控或者放射性物质造成人员受到意外的异常照射或环境放射性污染事件。辐射事故主要包括卡源、屏蔽失效、控制设备失控三种。辐射事故的典型场景是辐照厂，其环境特征可以概括为：甬道狭小且弯曲、钢筋混凝土墙体很厚、货物众多、散落源可能被掩埋、局部辐射剂量较大。针对可能发生的辐射事故，可能存在的应急作业主要包括：同位素的种类、活度，在第一时间确定污染范围和污染程度，必须具备完备的移动监检测装置。阻塞，需要进行道路清理。(六)其他不可接近场合事故辐射环境是一种特殊的恶劣环境，该环境下的应急装备在一些其他事故场合下同样存在着广泛的应用前景，包括生化事故、爆炸事故等。二、各国核电站机器人发展计划国外核电机器人的发展历史较长，美国、法国、德国、日本等40究工作。美国阿贡实验室开发的世界上最早用于核工业，名为M1的遥控式机械手，它可用于放射性物质的操作，有效降低了人员的Odex1997本早稻田大学开发出世界上第一台双足行走机器人，用于核电站设备的检查工作。近年来，欧美和日本等国家实施了关于核工业机器人的大型研究计划，研制了功能更强、可靠性更高，并且可以适应核辐射环境、实现远距离操作的核电站机器人。世界七国联合发起的ITER（InternationalThermonuclearExperimentalReactor）计划中，153m，高从真空室（核反应室）取出，运送到热室（维修室）进行处理或者维修。(一)美国核电站机器人的发展计划美国机器人工程与智能系统研究计划RISP美国机器人工程与智能系统研究计划RISP（RoboticsandIntelligentSystemProgram）1986年开始的一个综合性研究项目。该项目研究经费由美国能源部、国防部、国家航天航空局及其他一些单位提供,1000RISP的主要研究目的是采用机器人实现简单的日常操作自动化,机械的智能化,设计能对意外情况进行学习与理解的机械；开发动作灵巧的机械手和移动式机器人；传感器与视觉,美国先进反应堆用机器人发展计划该计划是由佛罗里达、密歇根、田纳西和德克萨斯四所大学以用机器人进行危险作业以降低操作工人在具有辐射的环境下作业或停留的时间以及为监督、修复和维修核装置或其它设备提供经济方便的途径。该计划主要的研究领域有：,研究一套能够使机器人全面探测环境的传感器系统；,功能；体模型：开发能够把部分传感器信息和系统环境先验知识应用于机器人系统的三维体模型；,在任意两个位置之间移动；智能：对不同部件和不同层次复杂系统出现的不同程度、不完全的信息作出决策。开发模块化决策系统保证机器人的移动性。当接收到移动位置信息时,能够作出如何移动可动平台的决策。美国能源部（DOE）的环境恢复和废物管理(ER&WM)五年计划19931997195亿美元开展环境恢复和废物管理计划,,域有：Remediantion中的应用；(3)开发用于装载杯生产炉的机器人系统；(5)开发等离子体火焰切割机器人定位系统。美国西屋公司的遥操作检修机器人美国西屋公司研制的第三代通用性核机器人ROSAIII如图8示，它可以对蒸汽发生器一回路侧进行检查和维修服务。在采用ROSAIII检查蒸汽发生器时,通常把它用螺栓拧紧到蒸汽发生器开ROSAIII,检修人员不需要进入蒸汽发生器腔室,可以在300米距离处远程遥控机器80ROSAIII可完成如下检修服务:涡流探测(包括自动抛光和旋转扁平线圈[RPC]探测)三波道超声波检验(UT)RPC检查相结合,稳定装备，插入式堵塞装置，激光焊接直管维修和就地泄漏试验。图8ROSAIII机械手示意图(二)日本核电站机器人的发展计划日本原子能委员会的“原子能开发利用长期计划”19871988年开始执6年的“参加单位包括东京大学等四所高等学校。该项目的最终目标是开发基于感觉信息、具有自主规划能力、能完成各种安全作业能力的自主型智能机器人系统。日本极限作业机器人计划这是由日本通产省负责、自1983年到1990年的开发计划,政府200,品是壁面爬行和四足步行机器人。核救灾机器人日本通产省工业技术院制定了开发核灾害救助机器人的计划。研究开发的机器人需具有优良的抗辐射能力和远距离操作性能，并能在中子射线等辐射的危险环境中收集信息或进行事故处理。日立公司开发了60.9m10kg331kg400.2m高的台阶或楼梯。图9SWAN机器人系统组成MARS-A b)MARS-T图10三菱重工开发的核事故预防机器人MARS-A和MARS-T440kg，可进行开关门/阀门、管道钻孔以及去污作业；MARS-T机器人尺寸（50公斤。40度斜坡、0.2m高的台阶或楼梯。(三)欧洲核电站机器人的发展计划法国RAM19831亿法郎开发机,自主控制的多用途机器人。法国CYBERNETIXKHG公LMF实现核反应设备的拆卸、维修、更换等操作。机器人右臂是电机驱625kg,4自由度机械臂，带有标准的驱动和连接，两臂协同实现对核部件的各种操作。1992,它包括：研制三维目标识别和定位处理系统；开发不同传感器数据合成处理系统和模型链；开发安装在机械手及末端操作器上的位置敏感系统；开发非视觉敏感系统,为半自主避障和操作员提供信息。卡尔斯鲁厄核研究中心、汉诺威和纽卡斯尔大学、核电气公司、国际原子反应堆建造公司及技术公司的研究人员合作,开发用于直接手动遥控操作和自主执行作业的控制系统和人机接口。(四)我国核电站机器人的发展计划我国核电站机器人起步较晚，相关产品主要依赖进口。究其原因，是由于过去我国核电规模较小，核电机器人市场需求小，同时技术研发难度大，前期国内只有极少数的科研单位展开了相关研究，部分研制产品可靠性不高，前期曾研制出的移动式作业机器人和壁面爬行机器人也未得到大面积行业推广。随着我国核电产业步伐的加快，多家核电运营公司纷纷采购一些国外的机器人设备，但采购的国外核电站机器人往往价格昂贵，且核心技术仍掌握在国外公司手上，维护困难。随着我国核电站的相继建设，国内核电行业对机器人的需求日渐迫切，国内多家单位相继开展了核电站机器人的研究及应用，在核工业机器人方面取得了一定的成果。中国广东核电集团已经联合国内机器人行业的优势高校和科研机构，针对高辐射环境水下机器人、无损在役检查设备、检修机器人技术展开研究，并已开始建设核电站机器人研发实验室等。湖北省机电研究院设计院在上世纪90年代受中国核动力运行研究所委托，为广东大亚湾核电站研制出核电站检测机器人，用于检查核岛内关键设备蒸发器水室、稳压器筒体（呈1/4球状）内表面的裂纹、斑驳、腐蚀状况等缺陷。机器人具有多个运动关节，体积小，重量轻，具有在核辐射源下工作的保护措施。机器人由16位工业计算机控制，远距离信号传输，通过机器人顶部的CCD摄像机，对各150处理。华北电力大学对核电站检修机器人关键技术进行了预研，提出MIR21型履带式核电站检修机器人方案。该机器人移动平台上装有云台，其上装有高清晰摄像机，通过传回的视频信号，操作人员可以在异地观察机器人所处的工作现场，灵活控制机器人的运行。该机器人的主要特点是外形小巧简洁、动作灵活迅速、作业效率高。2006器人，并交付广东大亚湾核电站使用，这是中国针对核电领域自主研发的首台水下异物打捞机器人。水下异物打捞机器人主要用于对核电站反应堆堆芯上下部堆内构件吊出和回装堆芯，进行水下监视观察以及对落入反应堆的异物进行打捞。该机器人由水下爬行机、二维云台、电视摄像系统、图像压缩存储系统、机械手、清扫机、水下吸泵和操控器所组成。机械手主要拾取落入水池中的螺丝刀、扳手等较大的异物；清扫机主要扫取螺钉、螺母及垫片等较小的异物；水下吸泵用来吸取类似玻璃、油漆碎片等粉渣类异物，打捞异1公斤以内。2008更换装置，该装置是核电厂检测破损燃料棒，并对其进行提取和更新的重要维修工具，在国内同行业属于首例自主研发的产品。哈尔滨工业大学与中核武汉核电运行技术股份有限公司联合研制成功具有自主知识产权的核反应堆压力容器检查机器人系统，如11遥操作系统具有全三维动态模拟及实际控制、可离线编程仿真、测CNPO英国验证中心）IVC认证的、具有自主知识产权的核反应堆压力容器检查机器人系统，具备了在核反应堆实际现场应用的资质，同时打破了此类产品被西屋等国外公司长期垄断的343器存在缺陷，避免了重大核事故的发生。哈尔滨工程大学和核动力运行研究所合作，研制出以核电站蒸汽发生器在役检修应用为背景的国内首个多功能机械手系统，用于传热管涡流检查、超声检查、堵管、衬管、水室表面电视检查等检修工作。机械手由一种可手脚互换的6计不仅提高了机械手的可靠性和可维护性，还使其能够适应不同型号蒸汽发生器的检修需要。机械手特殊的两端作业方式提高了检修20作人员整体辐射水平。机械手采用一种可手脚互换的6自由度模块化结构方案，机械手主要由脚部(基础模块)、6个转动关节以及连杆模块组成。第6关节集成了一个快速释配接头，用于检修工具的快速装拆。图图11核反应堆压力容器检查机器人中科院沈阳自动化所针对核工业中产生的大量核废料清理问题，结合机器人和吊车的特点，提出了一种新型的主从式处理机器人。机器人由滑车、机械臂和机械手组成。操作者通过摄像机观察车间内的情况，首先操作滑车使其运动到废料坑的上方，控制机械臂运动到希望的位置。通过机械手的抓取废料，然后运动机械臂及滑车把发核废料装入指定的容器。最后由其它设备将容器运出车间。JP-DZ-06图所示，通过底部电机驱动的轮子导航，以自主或遥控的方式代替人对核电站高压设备进行实时巡检，协助发现变电站的故障隐患、内部热缺陷等异常现象。2012年，国际热核聚变实验堆（ITER）计划专项“核环境遥操纵机器人关键技术及原理实验”项目启动。本项目将围绕核聚变装置中遥操作维护机器人系统的以下关键科学技术问题，如抗辐照高温的传感器材料研发和器件工艺技术、高可靠性大负载机器人机构及维护作业工具的设计技术、自动输运与导航技术、远程控制技术、真空高温环境下的固体润滑和特种电子电气技术、辐射防护技术等，重点攻克核环境下维护机器人亟待解决的机构、感知、控制等共性关键技术，研制开发若干具有国际先进水平的遥操作维护作业机器人原理样机系统，研究相关的测试方法、测试设备，搭建模拟集成测试与实验系统。该项目由北京航空航天大学、哈尔滨工业大学、上海交通大学、中国科学院合肥物质科学研究院、中国科学院沈阳自动化研究所等单位共同承担。项目所设立的八个课题是：（1）托卡马克遥操作柔性内窥机械臂研究；（2）ITER部件转运车关键技术及相关基础研究；（3）包层遥操作维护系统关键技术研究；（4）多功能大尺度重载维护机械臂遥操作系统关键技术；（5）精细遥操作主从机器人与人机交互控制系统；（6）多功能巡检与救援机器人系统关键技术研究；（7）视觉采集与场景建模关键技术研究；（8）托卡马克遥操作维护机器人系统集成与测试关键技术。863重大课题“核电站专用机器人技术与应用”863主题项目“特殊服役环境下作业机器人关键技术由“核电站专用机器人技术与应用、南极科考机器人、网路配线机器人”三个大课题组成，分别由中广核集团、中国极地研究中心和华为有限公司承担，其中，中广核集团作为主题项目的牵头单位并委托技术研究院具体承担。863营需求为背景，研制在核环境下代替人员进行工作或提高核电站安全性和经济性的机器人。以研究院工改中心为牵头的项目组经过近一年时间的精心准备和艰苦努力，在运营及工程公司支持下，联合国内机器人领域的知名高校，充分发挥“产学研用”联盟优势，成功完成了项目申报并通过了由科技部组织的多轮专家答辩，使863重大研究课题最终落户中广核，集团将于近期在国家科技部的领导863863特别是日本福岛核电站事故进一步突显机器人及相关技术在核电站的应急救灾、事故处理、设备维修等方面的重要作用以及研制的和课题，必将推动机器人行业在核电站的大力发展，为我国高新技术在核电站应用做出重要贡献。国家973“核电站紧急救灾机器人的基础科学问题”20121222973计划项目“核电站紧急救灾机器人的基础科学问题”启动工作会议在浙江杭州隆重举行，项目首席科学家为上海交通大学的高峰教授。项目由上海交通大学、哈尔滨工业大学、北京航空航天大学、中南大学、华东理工大学、中广核集团中科华核电技术研究院、中国科学院光电技术研究所七家单位共同承担。结合国家核电站事故防范和救援的迫切需求以及核电站紧急救灾机器人的技术发展趋973统核防护”三个基础科学问题，分设六个课题开展研究。通过项目研究，揭示机器人与核事故重载灵巧救灾任务适应性规律、无网络环境核事故救灾机器人人机交互与自律协同控制规律、救灾机器人信息采集与控制系统的核辐射损伤机理，突破核电站事故救灾机器人适应复杂环境和操作任务的机构设计与高功率密度驱动技术、核事故机器人水下焊接作业技术、无网络救灾环境多元信息感知和实时传输技术、救灾机器人自平衡动态稳定控制技术、高耐辐射视频传感器设计与防护技术、救灾机器人作业过程模拟与实验技术等，为开发国家亟需的核电站紧急救灾机器人提供科学理论和关键技术支撑，提升我国核电站重大事故预防和快速响应与救援能力。三、核事故处理与救援机器人严重事故是指核电站发生如堆芯熔化这样的超设计基准事故，1987年的切尔诺贝利核事故和2011年发生的日本福岛核电站事故都属于严重事故。发生这样的事故，迫切需要以下几类机器人从事严重事故下的救灾工作。(一)辐射环境侦测机器人强辐射环境侦测机器人是核事故后用于环境侦测的地面爬行机器人、低空旋翼机器人，这类机器人需搭载多种传感器，能快速、准确测量核事故环境下的辐射剂量率、温度、压力、氧气浓度、有害气体浓度等关键参数，为制定事故处理对策和措施提供依据。地面爬行侦测机器人地面爬行侦测机器人机动性能灵活，可以在核电站外部进行巡逻侦测，也能够进入到核电站内部进行侦测，能够携带多种传感器，对核电站各个角落的物理参数进行全面的统计。采用远程控制系统，多数携带高清摄像头，相当于机器人操作人员的眼睛，并通过这些摄像头绘制出事故现场的3d模拟图，为事故处理方案的制定和具体执行奠定基础。Monirobo日本向福岛核电站派出了一款高辐射区域人员无法工作的专用Monioo（MontoringotMonroo由日本核安全技术，约1300402.4一支机械手用于移动障碍物和收集样本。MoniroboMoniroboA和黄色MoniroboB。红色那台配备辐射探测、3D摄像机、温度湿度传感等。黄色那台则用于收集粉尘样品和检测可燃气体。两台机器人的外表都拥有辐射遮蔽层，用于辐射环境下工作，其内部电子电路不会受到干扰和破坏。当然两台机器人也少不了人类对其进行操控，最远操作距离可1.1公里。Monirobo类型机器人的外形及结构如图12和图13所示。12Monirobo机器人外形13Monirobo机器人组成机器人Quince的制造者是日本千叶工业大学。在福岛第一核电站事故中担任救援探测任务。机器人长50厘米，重27公斤，有8个轮子，内部的所有电子元器件都经过防辐射加固处理，可坚持在20SV的强放射性环境下工作，并且整机防水防震的，在有水的空隙或者夹缝里还可以正常运作。Quince应堆厂房内的楼梯，依靠履带传动，机身上装有辐射测量仪和水位计。它还能够采集积蓄在厂房内的污水。操作人员将在福岛第一核700制。Quince机器人的机械手灵活到足以打开门把手，可以运送粮食或其他补给品。这台机器人最吸引人的地方在于它的传感器，它装备的红外感应器同时也是二氧化碳探测器，能够检测人体呼吸和体温状况。Quince机器人的结构及部分应用情况如图14所示。图14Quince机器人iRobot直作为美国军方作战的利器。当然，这类机器人作为核电站侦测机IROBOTPackbot510710。⑶Packbot510“Packbot”反狙击机器人体型小巧，长0.87米，宽0.51米，高0.1818Pkbot中，如图15图15Packbot510机器人即将装入美军背包中的“Packbot”机器人十分结实，即使从1.8米的高度摔在硬质混凝土上，也会毫发无伤。415奎恩与iRobot•特莱纳解释了机器人如何帮助救援日本反应堆。两家公司设计的机器人虽用于协助战区的士兵，但它们也可快速改装为救援机器人，应对日本9级大地震引发的严重核事故。改装后的机器人可以清理残骸，测量辐射，穿行于被毁坏的反应堆建筑内部。iRobot510PackBotPackBot4860磅之间(2227公斤座体积与一个手提箱相当。这种机器人能够在残骸中穿行，通过数百米长的光纤传回实时图像和环境数据，如图16图16机器人进入福岛核电站7108英里(13公里200(90公斤)性碎石，如图17所示。我国自行研发的核辐射检测与应急处理机器人在国家科技部高技术研究发展计划（863计划）五”期间立项的《核辐射检测与应急处理机器人系统》专项课题，由中国原子能科学研究院和北京航空航天大学共同承担，自行研发了核辐射检测与应急处理机器人系统。机器人系统包括两个部分：一部分是机器人，另一部分是放射性污染“热点”测量成像装置。图18图图17Warrior710机