核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述
【免费下载】核电厂仪表与控制
【免费下载】核电厂仪表与控制1.核电厂控制分为两部分：反应堆功率控制、过程控制。
2.过程控制主要是指对热传输的压力、液位、流量等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排等的控制。
3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组、温度调节棒组、硼溶液的稀释和加硼。
4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是漂移一回路平均温度的折中方案。
5.控制棒根据用途的不同，分为安全棒、补偿棒、调节棒。
6.稳压器压力调节的控制手段有稳压器水空间内电加热器的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的保护排放。
7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响，它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量。
8.正常情况下，蒸汽发生器给水流量由给水泵和给水调节阀控制，蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽流量，但此流量还受到一回路传递热量而产生的蒸汽产量限制。
9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机进汽阀来调节汽轮机进汽量来实现调节目的。
连接管用金属检查继电保，作为情况与，制料试卷术是10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施功率控制、频率控制、压力控制、应力控制。
11.D/A 转换器称为数字模拟转换器，它是把数字转换为模拟量。
12.A/D 转换器称为模拟数字转换器，它是把模拟量转换为数字量。
13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采样，采样频率是否越高越好？为什么？经验告诉我们，采样频率越高，取样结果的离散模拟信号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号，但是，如果采样频率过高，在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采样上，而失去了实时控制机会。
14.采样定理也叫香农采样定理证明如果采样后的信号可以精确的复原为原来的输入信号，则必须满足采样频率不小于模拟频谱的最高频率的2倍。
15.数字化计算机监控系统的类型，随着技术的发展，基本可以分为直接数字控制系统、集散控制系统、现场总线技术控制系统。
16.DCS 英文和中文各是什么？并详述DCS 的结构体系及其功能。
核电仪控系统安全分级及设计要求
核电仪控系统安全分级及设计要求摘要：核电仪控系统是确保核电设备和系统安全运行的重要系统，如若核电仪控系统出现了无法安全运用的问题，经会严重影响到核电仪器设备的安全运用效果，也会使得核电厂产生严重的经济损失。
因此，相关的核电厂应注重对核电仪控系统安全分级及设计，以保障其能被有效地运用到核电厂之中，促使核电厂核电工作的安全和高效开展。
关键词：安全分级；可控状态；安全状态核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模生产电力的新型发电站，核电厂在工程的过程中都是依靠仪控系统进行对设备正常运行和灾害问题控制的的，设计好核电系统的安全分析功能，才能使物项真正在预期内安全和稳定地运行，否则就会使得设备运行问题无法被及时发现，产生严重影响核电厂工作安全开展的问题，也会严重影响到核电厂的经济效益。
因此，相关的核电厂应注重对核电仪控系统安全分级设计，合理地分析运行系统和设备进行安全分级，以保障核电厂所运用的设备能真正达到核电厂工作所需的质量要求，保障其发电的效果，促使核电厂的健康稳定发展。
一、仪控系统的安全分级（一）仪控安全分级的发展随着时代的不断改革与发展，仪控系统越来越受核电厂的重视，这就使得仪控系统得到了迅速的发展，相关的部门研究出了新型的仪控安全分级措施，以进行对核电厂中设备与系统运行安全的更加高效地控制，这在核电厂中得到了广泛地应用，也有效地加强了对核电厂核电工作安全的保证。
因为当仪控系统能被安全地运用到核电厂之中，才能有效地保障核电厂中构筑物和设备的安全，使得核电厂的工作能得以安全和顺利开展。
否则一旦核电厂中核电设备的安全无法得到保障，就会使得核电工作产生各种各样的问题，影响核电企业的工作安全和经济效益。
所以，仪控系统得到了迅速的发展，而安全分级又是核电仪控系统中的重要组成部门，相关的核电厂应正确地认识到做好核电仪控分析，才能缓解设计基准事故后果以保护公众健康和安全。
相关的核电厂应进行对核电仪控系统的合理安全分级，使其能进行对安全停堆、事故后参数监测数据等等的合理安全分析，并做出相应的安全级判定，以进行对非安全级设备运行的有效检测，将核电厂中的所有的物项分级（包括仪控物项分级）基于功能分类确定其相应的安全分级，制定出相应的安全预防控制程序，以加强对核电仪控系统安全运用效果的保证。
1核电厂仪表与控制
核电厂仪表与控制第一章：1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。
2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。
3.控制功能包括：1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。
2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。
3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。
4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。
5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。
4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。
第二章：1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。
所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。
2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。
凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。
3.一般闭环控制系统：P94.阶跃相应的几个动态性能指标:调节时间Ts：也称为过度过程时间。
指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。
衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。
5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。
核电站数字化仪控系统简介
ECP 命令、ESFAS 命令、多样化系统（如果有）命令、来自 后备盘或安全VDU的1E 级单个手动（如果有）命令高于NC 级命令。
优先功能取决于I&C 的安全功能分级，并依照相应的可靠性进 行设计和实施。
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可试验性
保护系统：
（1）反应堆紧急停堆 RTS （2）专设安全设施 ESFAS 安全监测系统: （1）事故后监测系统 PAMS
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紧急停堆
系统结构及功能
紧急停堆所需自动监测的变量： 中子注量率
反应堆冷却剂温度 反应堆冷却剂系统压力（稳压器压力） 稳压器水位 反应堆冷却剂流量和反应堆冷却剂泵断路器断开 反应堆冷却剂泵转速 蒸汽发生器给水流量 蒸汽发生器水位 汽轮发电机运行状态（保护流体低压信号和低压缸截止
设计准则
系统自检：自检应包括但不限于RAM 和ROM 故障检查、运算处理单 元故障检查、数据链接存储器检查、CPU 看门狗定时器复位检查、通 讯状态检查、IO 模块和接线检查、外围模件检查等。
定期试验：试验范围应覆盖DCS 系统的如下部分：保护和安全监测系统、 ATWT 系统及其他有特殊要求的NC 系统，并且应进行全通道试验，从探 测器至驱动器。遵守IEC 60671。
在反应堆装置运行时以及停堆后一定时间内，由于辐 射的原因，对大部分设备来说人员是不能接近的；
系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系 统性能相关；
控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必 要性；
大量核物理、热工、水力及其它一些直接测量无法得 到的参数计算多，且精确性和实时性要求高。
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核电站规范标准体系介绍
国家核安全局批准发布
指导性文件
核安全导则
国家核安全局批准发布
推荐性文件
核安全技术规范标准 国内或国际技术规范标准
行业颁布
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
国际主要核电规范标准体系
美国 ：ASME 法国 ：RCC-M 德国 ：KTA 俄国 ：ГОСТ 、ΠΗΑЭГ
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
第 Ⅷ 卷 压力容 器
第一册 （常规规则法设计，GB150－2002） 第二册 另一规程 (分析法设计，JB 4732－1995) 第三册 高压压力容器的另一规程（分析法设计，考虑断裂力学和
疲劳分析）
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
1983 年、1989年版和1995年版规 范均有中文译版： 共 十 一 卷 其中第三卷83年版、89年版和04年版有中文翻译…… 1998 年…… 规 范；在此之后材料许用应力有较大变化。 2000年版 …… 2004年版 ……
ASME规范体系构成
第二册 另一规程 (分析法设计）
AG 通用要求 AM 材料要求 AD 设计要求 AF 制造要求 AR 压力释放装置 AI 检验和射线照相 AT 试验 AS 标记、钢印、报告和记录 强制性附录 非强制性附录
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
第 Ⅲ 卷 核动力装置设备
NCA分卷：第一册第二册的总的要求 第一册：—NB分卷—一级设备 第一册：—NC分卷—二级设备 第一册：—ND分卷—三级设备 第一册：—NE分卷—MC级设备（金属安全壳相关设备） 第一册：—NF分卷—设备支承结构 第一册：—NG分卷—堆芯支承结构 第一册：—附 录 第二册：—混凝土反应堆容器与安全壳规范
仪表控制2
第一章核电厂仪表与控制系统概述1 核电厂仪表与控制系统的功能有三种：信息功能、控制功能、保护功能。
2 核测量仪表的4个特点：①核探测器输出信号幅值低，常需要一些特殊措施以提高信噪比；②多数核探测器有很高的内阻，可以把它看成是一个电流源。
要求测量电路有很高的输入阻抗；③要测量的中子注量率范围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，须采用多种探测器。
脉冲电路的通频带很宽，这对测量电路和传输电路都有很高的要求；④要求信号具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪音和高绝缘等特性。
3 安全级（简称1E级）的仪表及其供电设备，是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环境过量排放所必需的。
第二章核电厂核功率监测系统1 通过测量平均中子注量率而获得的反应堆功率叫反应堆的核功率。
2 反应堆的热功率，就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。
3 这种带电粒子使物质原子分离形成离子对的过程，称为电离，或称原电离，所产生的自由电子叫做次级电子。
如果次级电子的能量足够大，它又可以使物质原子电离，这种电离称为次级电离。
4 气体探测器的工作原理(这部分主要是理解气体探测器的工作原理和结构，几个区域稍微了解一下电极收集到的离子数与气体实际电离的离子数目之间的关系即可，主要是记住正比计数器和G-M计数器分别工作在正比区和G-M区)：气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器，容器内有两个相互绝缘的电极，金属圆筒是阴极，圆筒中心的金属丝是阳极，两极之间加有直流高压，如图2-1所示。
当带电离子，如α粒子在穿过容器内的气体时，可以使其电离产生自由电子和正离子即离子对。
离子对在极间电场的作用下输出电信号，可以被测量。
信号大小能反应粒子能量的强弱。
图2-1 气体探测器示意图在外加电压V的作用下，电子和正离子分别向正、负电极漂移而被电极所收集。
但是，电极收集到的离子对数并不等于入射粒子在气体中产生的原电离离子对数N0，而是随着外加电压的变化而变化，如图2-2所示。
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统
浅谈AP1000核电厂安全级仪控系统1 概述AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统，其中保护和安全监测系统（PMS）属于安全级，其余均为非核安全级。
PMS系统为电厂提供反应堆停堆、专设安全设施、核级数据处理三大主要功能。
PMS系统直接关系到核电站的安全运行，是AP1000机组中最为重要的仪控系统，因此该系统现场安装的全过程需要高度关注。
2 PMS安装工程分类及施工要点PMS系统安装的实体工作可分解成三大类：处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。
2.1 处理机柜PMS总共包含39个DCS（集散控制系统）标准机柜，尺寸约为700*750*2300（宽*深*高），按照功能分为NIC（核仪表子系统柜）、BCC（双稳态逻辑处理器柜）、ILC（符合逻辑处理器柜）、MTP（检修试验柜）、QDP（核级数据处理子系统柜）、SVC（爆破阀控制子系统）、SOE（顺序事件记录柜）。
PMS机柜按照不同的安全序列分别布置在辅助厂房内的6个房间内，成排布置。
PMS属于精密电子设备，对安装环境的要求高，温度必须控制在10℃～25℃、相对湿度控制在20%～75%、空气中无粉尘和腐蚀性气體。
AP1000首堆工程中，现场参照ASME NQA-1的标准，在PMS房间建立了增强的Ⅲ级清洁区，不仅对进入人员、进入材料、区域内的焊接、切割、打磨等动火作业加以控制，还专门设置了临时空调、除湿机、吸尘器等设施改善安装环境。
PMS机柜的安装过程大体包括五个步骤：（1）卸车。
按照核电厂物项分类原则，有抗震要求的PMS机柜属于B类物项，卸车时应十分注意机柜顶部吊耳的受力均衡性，以防止机柜结构变形。
为此，首堆工程中采用了一种方形平衡梁，并与其他辅助吊具一起进行了150%静载试验；（2）引入房间。
PMS机柜要求竖直搬运，但受限于厂房内门洞高度，通过时需要倾斜。
此时应注意倾斜时必须确保柜门在两侧而不至于受压变形。
首堆工程中专门设计了一种翻转运输小车，为提高厂房内搬运效率；（3）调平。
核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系分析
核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系分析引言“积极推进核电建设”是我国电力发展的基本方针，“自主设计、自主制造、自主建设、自主运营”是我国核电发展的重大战略目标川。
国家核电发展规划为核电工程建设描绘了一幅宏伟的蓝图，我国核电现已进入批量化和快速发展的阶段。
核电标准是人们在核电发展历程中对技术和经验的总结，与我国工业基础和技术能力相适应的核电标准体系则是我国核电自主化的具体体现。
核电厂安全重要仪表和控制系统是控制核电厂安全运行的神经元，其标准体系是核电标准体系的重要组成部分。
一、我国核电发展现状及规划1.1我国核电发展现状一次能源的多元化是国家能源安全战略的重要保证。
核电是一种安全、清洁、可靠的能源。
发展核电可以改善我国的能源供应结构，保证能源的长期稳定供应，保障国家能源安全和经济安全。
自1991年我国第一座核电站―秦山一期并网发电以来，我国已有6座核电站共11台机组（装机容量达9.068x106万kw）先后投人商业运行，其中9台机组的堆型为压水堆，另外2台机组的堆型为重水堆。
我国已投人商业运行的核电机组情况如表1所示。
1.2我国核电发展规划国务院于2007年11月初正式批复的《核电中长期发展规划》明确了我国核电发展的目标。
到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万kw，占全部发电装机容量的4％左右；核电年发电量达到2600-2800亿kw时，占全国总发电量的6％以上。
同时，考虑到核电的后续发展，到2020年末，在建核电容量应保持在1800万kW左右。
根据我国能源需求的实际情况和能源结构调整的需要，核电的发展目标将做适当上调。
根据我国核电发展的规划和总体部署，在今后相当长时间内，积极发展核电将是我国能源结构调整优化的主导思路之一。
目前，我国已进人批量化发展核电的阶段。
为统一和规范核电建设的相关工作，确保核电站各环节的安全，提升我国相关工业的整体技术水平，迫切需要建立完整的、与我国工业体系和技术基础相适应并与国际接轨的核电标准体系。
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时， 占全 国总发 电量的 ６ 以上。同时 ， ％ 考虑到核 电的后 续发展 ， ２２ 年末 ， 到 ＯＯ 在建核电容量应保持在 １０ ０万 ｋ ８ Ｗ
在对 国外先 进 的核 电厂安全 重要 仪表 和控制 系统标 准体 系进行 分析 的基 础上 ， 绍 了压水堆 核 电厂 安全 重要 仪 表和 控制 系 统标 准 的 介
编制 策略 和体 系结构 。
关键 词 ：压水堆
核 电厂
安全 重要
仪表 和控制 系统
标 准体 系
中图分类 号 ：Ｔபைடு நூலகம்３ Ｌ６
核 电厂安全重要仪表和控 制系统标准体 系概述 章坚青 ， 等
核 电厂 安 全 重要 仪 表 和 控制 系统 标 准 体 系 概 述
Ｏｖ ｒ ｉｗ ｆｔ ｅ Ｓ ａ ｄ ｒ ｙ ｔ ｅ ｖｅ ｏ ｈ ｔ ｎ ａｄ Ｓ ｓｅｍ ｏ ａ ｅ ｙ ａ ｄ Ｓｉ ｉｃ ｎ ｎ ｔｕ ｆ ｒＳ ｆ ｔ ｎ ｇｎｆ ａ ｔＩｓｒ ｍｅｎａ ｉｎ ｉ ｔｔ ｏ
ａ ｄ Ｃｏ ｔｏｌ ｙ ｔ ｍ ｓ Ｕｓ ｄ ｉ ｃｅ ｒＰ ｗｅｒＰ ａ ｔ ｎ ｎ ｒ ｓ ｅ ｅ ｎ Ｎｕ ｌａ ｏ Ｓ ｌｎ ｓ
幸 坚 昔 互很 佳
（ 工业标 准化研 究所 ， 核 北京 １０ ９ ） ０ ０ １
摘
要 ：介绍 了我 国核 电和核 电标准 的发展 现状 及规划 ， 明了压水 堆核 电厂 安全重 要仪 表 和控 制系 统 的功 能 、 围以及 所需 标 准。 说 范
ｌｔｄ ｓａ ｄ ｒ ｓｎ ｅ ｅ ｒ ｅ ｃ ｂ ｄ．Ｏｎｔ ａ ｉ ｆａ ｌｚｎ ｈ ｔｎ ａｄ ｓ ｓｅ ｆｔｉ ｒ ａａ ｒａ ａｅ ｔｎ ａｄ ｅ ｄ ｄ ａｅ ｄ ｓｒ ｅ ｉ ｈｅｂ ｓｓｏ ｎａｙ ｉｇ ｔｅ ｓａ ｄ ｒ ｙ ｔｍｓｏ ｓａｅ ｂｏ ｄ，ｔｅ ｓｒｔｇ ｆｃ ｍｐｉｎ ｈ ｓ ｔｎ — ｈ ｈ ｔａｅ ｙｏ ｏ ｌ ｇ ｔｅ ｅｓａ ｄ ｉ
ａｄ ｎ ｈ ｒｈｔｃｕ ｅｏ ｅ ｅ ｓａ ｄ ｒ ｒ ｅｅｍｉｅ ． ｒｓａ ｄ ｔｅ ａｃ ｉ ｔｒ ｆｔ ｓ ｔｎ ａｄｓａｅ ｄ ｔｒ ｎ ｄ ｅ ｈ Ｋｅ ｙｗｏ ｄ ｒ ｓ： Ｐｒｓｕ ｉｅ — ｔｒｒ ａ ｔｒ Ｎｕ ｌａ ｏ ｅ ｌｎ Ｓ ｆｔ ｎ ｉｎｆｃ ｎ Ｉ ｓｒ ｍｅ ａｉｎ ａ ｄ ｃ ｎｔ ｌｓ ｓｅ ｅ ｓ ｒｚ ｄ ｗａｅ ｅ ｃｏ ｃｅ ｒｐ ｗ ｒｐａ ｔ ａｅｙａ ｄ ｓｇ ｉ ａ ｔ ｎ ｔ ｉ ｕ ｎｔｔｏ ｎ ｏ ｒ ｙ ｔｍ Ｓａ ｄ ｒ ｙｔｍ ｏ ｔｎ ａｄ ｓ ｓｅ
发 电以来 ， 国已有 ６座核 电站共 １ 我 １台机组 （ 装机容
量达 ９ ０ ８ ｋ 先后投入商业运行 ， 中 ９台 ．６ １ 万 Ｗ） Ｘ０ 其
机组 的堆型为压水堆 ， 另外 ２台机组 的堆 型为重水堆 。 我 国已投人商业运行的核电机组 情况如表 １ 所示 。
表 １ 我 国 已投 入 商 业 运 行 的核 电机 组 情 况
Ｔａ ． Ｔ ｅ ＮＰＰ ｎ ｂ ｓｎ ｓ ｐ ｒ ｔｏ ｉ ａ ｂ１ ｈ ｓｉ ｕ ｉ ｅ ｓｏ ｅ ａ ｉ ｎ ｉ Ｃｈ ｎ ｎ
核 电标准是人们在 核电发展历程 中对技术和经验
的总结 ， 与我国工业 基础 和技 术能力 相适应 的核 电标 准体系则是我国核电 自主化 的具体体现 。核 电厂安全 重要仪表和控 制系 统是 控制 核 电厂 安全 运行 的神 经 元， 其标 准体 系是核 电标准体 系的重要组成部分。
０ 引言
“ 积极推进 核 电建 设 ” 是我 国 电力 发展 的基 本方 针 ， 自主设计 、 “ 自主 制造 、 自主建设 、 自主运 营 ” 是我 国核 电发展 的重大战略 目标 。国家 核电发展规划为 核 电工程建设描绘 了一 幅宏伟 的蓝 图， 国核 电现 已 我 进入批量化和快速发展的阶段 。
自 １９ 年我 国第一 座核 电站—— 秦 山一期 并 网 ９１ １２ 我国核电发展规 划 ． 国务院于 ２０ 年 １ 月初正式批复 的《 电中长期 ０７ １ 核
发展规划》 明确了我国核电发展 的 目标。到 ２２ ００年， 核 电运行装机容量争取达到 ４ ０ ０万 ｋ 占全部发 电装机 ０ Ｗ， 容量的 ４ ％左右 ； 核电年发电量达到 ２６Ｏ～ ０ 亿 ｋ Ｏ ２８０ Ｗ
序 号
机 组 名 称 容 量／ ｋ 万 Ｗ
堆 型
１ 我 国核 电发展现 状及规 划
１ １ 我 国核 电发 展 现 状 ．
一
次 能源 的多元化是 国家能源安全战略的重要保
证 。核 电是一种安全 、 清洁 、 可靠 的能源。发展核 电可 以改善我 国的能源供应 结构 ， 证能源 的长期稳 定供 保 应， 保障 国家能源安全和经济 安全 。