核电厂授权

Ⅰ 核电运行操作员证书如何取得

操纵员的资格要求如下：
a) 学历要求，理工科大专以上文化程度或同等学历；回
b) 经历要答求，至少2年的核电厂相关技术岗位的工作经历，其中在所在核电厂有不少于1年相关技术岗位的工作经历；
c) 培训要求，完成所在核电厂《操纵员培训大纲》规定的培训内容，且所有考试成绩合格；
d) 健康要求，经核行业主管部门授权的医院检查，书面证明无HAF001/01第三十条规定的职业禁忌症，即无癫痫、精神病、糖尿病、高血压、心脏疾病、阵发性昏厥、美尼尔氏综合症、听觉或视觉缺陷、色盲、神经官能症以及可能引起判断力减弱或运动肌共济失调的任何其他身体或精神状况。

Ⅱ 国家核电和中核集团有什么关系

《1》海阳核电站是经过国家发改委发改厅[2003]20号文件同意、由中国电力投资集团公司(下称“中电投”)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团(下称“中核集团”)占20%、中国国电集团公司(下称“国电集团”)占20%、山东鲁信控股占10%、中国华能集团公司(下称“华能集团”)占5%、烟台市电力开发有限公司占5%,2010年首期工程2×100万千瓦级核电机组并网发电。该项目总投资600亿元，规划容量为6×100万千瓦级核电机组，并留有扩建条件.

荣成核电站项目由华能集团、中核集团和清华大学三方共同投资建设。去年11月，该核电站初步可行性报道通过审查，核电装机规模为400万千瓦。一期工程建设一台20万千瓦示范机组。工程总投资约30亿元。预计2006年底完成开工准备工作，2010年正式投入运行。

乳山核电项目已经列入《中国国家中长期核电发展规划》，由中核集团委托秦山第三核电有限公司作为该项目的代理业主。工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，“十一五”末具备开工条件，争取在“十二五”末投产发电。
《2》国家核电技术公司（简称“国家核电”）是由中央管理的国有重要骨干企业，成立于2007年5月，总部位于北京，注册资金暂定40亿元。
公司接受国家大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项领导小组的直接领导和国家发改委、国防科工委等有关部委的业务指导以及行业管理，实行计划与财政关系单列，由国务院国资委代表国务院履行出资人职责。
公司是经国务院授权，代表国家对外签约，受让第三代先进核电（AP1000）技术，实施相关工程设计和项目管理，通过消化吸收再创新形成中国核电技术品牌的主体；是实现第三代核电技术引进、工程建设和自主化发展的主要载体和研发平台。
公司主要从事第三代核电技术的引进、消化、吸收、研发、转让、应用和推广，通过自主创新，形成自主品牌核电技术；承担第三代核电工程勘察、工程设计、工程管理（工程总承包）和技术支持、咨询服务等，以及国家批准或授权的其他方面的业务。
公司目前成员单位有上海核工程研究设计院、山东电力工程咨询院、国核技工程有限公司、山东核电设备制造有限公司、国核宝钛锆业股份公司等，一批新的单位正在筹建之中。
国家提出了积极发展核电的方针，明确了核电自主化发展的目标，制定了《核电中长期发展规划（2015-2020）》，我国核电事业将迎来一个快速发展的时代。“国家核电”承担着国家核电自主化发展的重要职责和使命，拥有广阔的发展前景。“

Ⅲ 中国核电站直属上级单位

中国核工业集团公司

中国核工业集团公司（以下简称中核集团公司）是1999年7月1日经国务院批准在原中国核工业总公司的基础上组建起来的，是中央直接管理的特大型中央企业，也是国资委直接监管的特大型国有独资企业。现有100多家企事业单位和科研设计院所，20名两院院士，主要承担核电、核动力、核材料、核燃料、乏燃料和放射性废物处理与处置、铀矿勘查采冶、核仪器设备、同位素、核技术应用等核能及相关领域的科研开发、建设与生产经营，对外经济合作和进出口业务。

经过50年的发展，中核集团公司建立了中国独有的完整的核科技工业体系；是目前中国大陆所有投运和在建核电站的主要投资方，最大的业主；是核电发展的技术开发主体、国内唯一的核设计供应商和核燃料供应商；是最重要的核电运行技术服务商，承担着核电站运行和安全技术保障的重要任务。

在中央关于国防科技工业管理体制调整的战略思想指导下，中核集团公司确定了“军民结合、发展核电，调整结构、突出效益，强化经营、科技兴核”的24字发展方针，制定了“垂直管理、分级授权，横向协作、相互监督，规范化、程序化和信息化运作”的管理模式，形成了以保军为重点，以发展核电、核燃料和核应用技术三大支柱产业为核心的总体发展思路。中核集团公司在本世纪头20年的改革发展战略目标是：到2020年，经济（较2000年）翻三番，实现技术和管理两个跨越，成为国家战略核威慑力量和核能发展的中坚，建成军民结合、技术领先、管理规范、效益突出、具有国际竞争力的一流特大型企业集团。

凭藉对品质和价值的忠实恪守，中核集团公司正不懈推进核能、核技术的和平利用，致力于中国核工业的发展，开创新能源时代的美好未来。

Ⅳ 浙江有核电站吗给具体资料

1楼的大亚湾在广东好不好？

浙江的是秦山核电站。新的核电站也已经在台州三门开工了。

秦 山 核 电 站

秦山核电站是我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站，地处浙江省海盐县。由秦山核电公司负责运行管理。

工程建设自1985年3月20日开工，1991年12月15 日并网发电。秦山核电站的建成发电，结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破。标志着“中国核电从这里起步”，同时被誉为“国之光荣”光荣称号。秦山核电站的建成，标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，成为我国军转民、和平利用核能的典范，使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。

秦山核电站于1994年4月投入商业运行，1995年7月秦山30万千瓦核电工程顺利通过国家验收。2001年核电站负荷因子为94%，连续功率安全运行331天，创造了第一个历史好成绩。在第七燃料循环中，秦山核电站取得连续安全运行443天的记录。2005年2月17日第八燃料循环结束，又创造448天的连续运行最高记录。秦山核电站四百多天的连续稳定运行，作为原型堆能够达到此记录在国际上也是罕见的。在2002年WANO性能指标综合指数评价中，秦山核电站提前达到世界压水堆核电站的中值水平。2003年的各项指标均好于2002年。2004年的运行指标又超过上一年。秦山核电站投入运行十四年来，安全稳定运行业绩良好，截止到2005年6约20日，累计发电240亿多度，取得了良好的经济效益和社会效益，同时为秦山二、三期的建设提供了建设滚动资金。

作为原型堆核电站，在该项目立项时，就十分明确地指出了其目的是：掌握技术、总结经验、锻炼队伍、培养人才。秦山核电公司负责秦山核电站的运行和管理，积极与国际接轨，向世界同类电站的先进水平迈进，采用国际通用的核电站综合性能指标来要求和考核核电站的运行水平，引进推行国际上先进的管理方法，不断改善提高安全运行水平。经过十四年管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

秦山核电公司经过十四年的运行，形成了一支高水平的核电站运行管理和检修队伍，保证了十四年的电站良好运行，并形成了一套有秦山特色的换料大修管理模式和丰富的经验。

作为一家大型高科技企业，秦山核电公司目前拥有的各类专业技术人员约占员工总数的48%，其中高级专业技术人员140多名，中级技术人员280多名。已形成了系统培训、授权上岗、定期进行再培训的全员培训体系。作为国内最早的核电人才培训基地，除为本公司培养了大批人员外，也给国家核电事业的发展输送了许多紧缺人才。运行十四年来，为中核集团公司、秦山二、三期、田湾核电站等单位输送了大批的核电技术和运营管理人才。

经过十四年的安全稳定运行，秦山地区尚未发现因核电厂运行引起的放射性污染，周围地区民众对秦山核电站给予了良好的评价。

在谋求国内发展的同时，积极拓展国际市场，参与承包国外核电工程——巴基斯坦恰西玛核电项目的人员培训、调试、试运行和检修换料等工作，受到巴方的好评。同时，秦山核电公司在核安全、环保与应急、计量、后勤服务等方面具备了丰富的经验，为积极参与国内外核电站的运营管理打下了基础。

秦山核电公司曾先后荣获“全国五一劳动奖状”、中国核工业总公司“先进集体”、“中国的脊梁——全国优秀企业500强之一” 等荣誉称号； “秦山300MW核电机组全范围仿真机项目” 被评为1995年全国十大科技成就奖，“秦山30万千瓦核电厂设计与建设”获得了1997年国家科技进步奖特等奖；被浙江省命名为爱国主义教育基地、嘉兴市爱国主义教育红色长廊。荣获2001年度全国“安康杯”竞赛优胜企业称号，荣获2002年“全国企业职工培训先进单位”荣誉称号等。2003年获得浙江省“安康杯”优胜企业光荣称号。2004年荣获全国企业文化建设十佳先进单位。

秦 山 核 电 站

秦山核电站位于杭州湾畔，是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。是我国和平利用核能的光辉典范，同时也使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第七个能够自行设计、建造核电站的国家。
秦山核电站在建设中，尽量利用国内技术和条件，同时引进了一些国内一时难以解决的关键设备和材料。设备按台件统计，国产占95%，进口占5%；按资金统计，国产占70%，进口占30%。然而，如何保证所有国内和国外供货设备、材料以及工程施工按照合同如期履约，如何强化合同管理和预概算管理，一切以合同为基础，严格按预概算控制投资，满足工程建设需要，是秦山核电各级领导、合约管理人员极为关注的问题。

Ⅳ 核电站为什么不建在很深的地下，以避免核泄漏威胁

作者：鲁小奇
链接：https://www.hu.com/question/37860665/answer/73892743
来源：知乎
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原因有以下几个
1、地基岩体要求。核电站选址很重要的考虑是岩体结构。
2、防水困难，包括地下渗水、降水等。知道福岛出事最关键的原因吗，是海啸导致海水灌进柴油机厂房，从而致使应急柴油机失效，从而致使安全保护系统没有动力电源。
3、施工成本。这点很重要，核电站是很庞大的工程，如果全部在地下进行，简直难以想象得困难，地下施工我也不熟悉，但是肯定比修隧道、修地铁要困难得多，很多大型工程设备将无法使用。
4、运行成本。别的不说，地下60m的地方海水的取排水成本会非常高（100m³/S以上）。
5、安全方面。我真心觉得把核岛放在地下并不会安全，地下的防坍塌、防爆、通风（建造阶段）都比地上要困难。即使在地下，发生了福岛之类的事故，肯定会污染地下水，随着厂房坍塌，放射性灰尘还是会散播到空气中。

附某北方核电厂最终安全分析报告中的地质部分：
“根据工程地质勘察资料，主厂区局部出露全风化和强风化的花岗岩、片麻岩，钻
探揭露的岩体以强风化、中等风化的花岗岩为主，微风化、未风化岩体仅在个别深孔
的较深部位见到。厂坪标高 8.0m 均为全风化、强风化的花岗岩、片麻岩。核岛基础
底面（标高-2.0m）以下主要为中等风化花岗岩。中等风化岩体富水性差，透水性弱，
地下水对混凝土结构无腐蚀性，对钢结构具有弱腐蚀性，对钢筋混凝土中的钢筋存在
弱腐蚀性。地基刚度较大，岩性较为均匀，不存在地基差异沉降、地震液化及震陷、
滑坡、崩塌、泥石流、采空区和地基滑动等危及地基安全的隐患和问题。综合上述，
厂区不存在地基安全问题。厂址区域主体位于华北地震区，北纬 42 度线以北基本属于东北地震区。有地震记载以来，区内共发生过 Ms≥4.75 级地震 61 次，最大地震为 1976 年唐山 7.8 级地
震，距厂址约 286KM。厂址近区域范围及周边地震活动均为微震，厂址附近范围内
只记录到 1 次 ML=1.0 级地震。厂址近区域及周边范围的地震活动水平较低。历史地
震对厂址的最大影响烈度为 VI 度。如上所述，厂址近区域范围无更新世以来的活动
断层，也无发震构造。根据野外地质调查、测年资料、与区域发震构造的关系和地震
活动性等方面的资料的综合分析，厂址附近范围内不存在能动断层。
厂址基岩场地上极限安全地震动 SL-2为 0.18g。安全运行地震SL-1为0.10g。厂
址区一般工程的抗震设防烈度为 7 度。为了保持与翻版设计相同的抗震设防水准，
SL-2 级地震动加速度峰值取为 0.20g，SL-1 级地震动加速度峰值为 0.10g。基于该设
防水准，相对于厂址相关的地震动条件，设计取值更偏于安全。 ”

Ⅵ 大亚湾核电站的详细资料

浅谈核电站常规岛技术方案
[日期：2004-10-23] 来源： 作者：广东省电力设计研究院 王小宁 [字体：大 中 小]

摘 要 根据国内外有关核电设备制造厂所提供的资料，形成四类可供我国将来核电站选择的常规岛技术方案，并对四类技术方案进行了分析。

核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：
方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System 80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1 三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300 MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1 CGP1000与 CNP1000核电机组

CGP 1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为Chooz B(2台1 450 MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1 051 MW；

b)转速：1 500 r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1 450 mm；

e)排汽面积：76.8 m2；

f)背压：5.5 kPa；

g)凝汽器冷却面积：68 633 m2；

h)发电机额定输出功率：1 050 MW；

i)发电机视在输出功率：1 235 MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26 kV。

1.1.2 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2 CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的Vandellos Ⅱ为参考电站(该电站已有50 000 h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1 CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1 500 r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764 MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5 ℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5 493.5 t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9 ℃；

i)平均冷却水温度：23.0 ℃；

j)末级叶片长度：1 250 mm；

k)排汽压力：5 kPa；

l)净热耗率：9.788 kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1 071.09 MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷却方式：水氢氢；

q)励磁系统：静态励磁系统。

1.2.2 APWR1000汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1 250 mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

1.2.3 CPWR1000相对于Vandellos Ⅱ的主要改进

a)核电机组最大保证出力由982 MW改为1 071 MW；

b)主汽门前蒸汽参数由6.44 MPa、280.2 ℃改为6.76 MPa、283.5 ℃；

c)平均冷却水温度由17.8 ℃改为23 ℃；

d)末级叶片长度由1 117.6 mm改为1 250 mm；

e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；

f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

g)发电机电压拟由21 kV改为24 kV；

h)凝汽器压力由7 kPa改为5 kPa；

i)汽轮机净热耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；

j)加大凝结水精处理装置容量；

k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

2 ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

灵光3、4机组经过2～3 a的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3 日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model 412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

3.1 三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

a)发电机端额定出力：1 036 MW；

b)汽轮机型式：TC6F-44；

c)转速：1 500 r/min；

d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30 MPa(绝对压力)，温度279.6 ℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5 844.129 t/h；

e)给水温度：226.7 ℃；

f)凝汽器压力：5.07 kPa(绝对压力)；

g)低压缸总的排汽面积：71 m2；

h)发电机冷却方式：水氢氢；

i)励磁方式：无刷励磁。

3.2 机组的主要特点

3.2.1 热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

3.2.2 厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

4 先进型沸水堆(ABWR)核电机组

此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1 ABWR汽轮发电机组主要技术数据

a)额定功率：1 350 MW；

b)汽轮机型式：TC6F-52；

c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽门前主蒸汽压力：6.79 MPa；

e)主汽门前主蒸汽流量：7 640 t/h；

f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；

g)低压缸末级叶片长度：1 320.88 mm；

h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

4.2 ABWR核电机组的主要特点

4.2.1 热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2 厂房布置

由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7 s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

5 结束语

以上四类技术方案的核电机组均是目前世界上技术比较先进和成熟的机组，其参考电站均有良好的运行业绩，四类方案都是可以供我国将来核电站选择的常规岛技术方案

http://www.lwlm.com/show.aspx?id=1128&cid=60
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对于核能发电是当今世界各国都在大力发展的一种利用能源的途径，到现在我国已经建成投产的有浙江秦山和广东大亚湾两座核电站。在此我们选编了几篇介绍这方面内容的科普文章，希望同学们能对其有所了解，并从现在就努力，争取以后能为我国的核电发展事业做出大的贡献。

（一）核能及其机理

1. 原子的组成
原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。

2. 原子核的结构
原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素
质子数P相同而中子数N不同的一些原子，或者说原子序数Z相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。 同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

4. 核能
在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2—3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 轻核聚变
两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。
氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。

6．铀的特性及其能量的释放
铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.71％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克U-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。

7. 核能如何释放
核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。U-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。
如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。

8. 核聚变能量的释放
与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（Li-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。

（二）核反应堆

1. 核反应堆及其组成
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的 心脏，核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素U-238和U-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。
用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。

2. 反应堆的结构形式和分类
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。

3. 研究实验反应堆
是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位 素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。
罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。
重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。
此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。

4. 生产堆
主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水 型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。

5. 动力反应堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
压水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是 目前世界上最为成熟的堆型。

沸水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。

重水堆：
重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。

石墨气冷堆：
以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。

快中子堆：
采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。

（三）核电站

1. 什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

2. 核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。

3. 压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

4. 沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。

5. 重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

6. 快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出 来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

7. 世界上目前建造核电站情况
核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。
目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。

8.核能是清洁的能源
目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。
在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。
核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦） ——核电站对周围环境无污染
居民受到的辐射剂量 氧化硫排放量
（吨/年） 烟灰和殊物质
（吨/年） 氧化氮排放量
（吨/年） 采矿面积
（亩/年） 危害健康的相对指数
燃煤发电厂 0.048 46000-127500 3500 26250-30000 1210 SO：32000 NOx：4530 烟灰：1100
压水堆核电站：0.018 0 0 0 30-42 氪氙 1
磷 20

9．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响
核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。
核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。

10．核电站是经济的能源
世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。

11．核能是可持续发展的能源
世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料

Ⅶ 要想成为核电厂控制室的主操人员，需要通过哪些考试、考核

这个要看你去来的电厂的发展情况了。源如果是新电厂，运气好的话直接可以参加操纵员考试，这个考试分为笔试、面试和模拟机考试，如果有兴趣知道具体范围可以在网上搜一下，如果是老电厂，升的最慢的路线是初级现操-------中级现操----------操纵员，当然每次都要参加授权考试的。最后祝你工作顺利，生活愉快。

Ⅷ 请问对于一名学电气专业的毕业生进核电站工作，对什么当年影响大麽

重庆电专在我单位有好多，学电气专业的进核电站工作基本上不搞辐射剂量工作的，没事的。我就是秦山核电从事电气工作的。

Ⅸ 连云港核电站招工

别的核电站来我们学校招人是要给学校钱的。。。。还要你给钱，得小心

不过核电站所有岗位都是要培训，培训合格才能得到授权干活的。当年切尔诺贝利就是有部分操作人员乱来才导致的。

Ⅹ 秦山核电站的建设意义

秦山核电站是中国大陆自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站，地处浙江省海盐县。由中国核工业集团公司100%控股，秦山核电公司负责运行管理。
秦山核电站工程建设自1985年3月20日开工，1991年12月15 日并网发电。秦山核电站的建成发电，结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破。标志着“中国核电从这里起步”，同时被誉为“国之光荣”。秦山核电站的建成，标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，成为中国军转民、和平利用核能的典范，使中国成为继美国、英国、法国、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。
秦山核电站于1994年4月投入商业运行，1995年7月顺利通过国家验收。秦山核电站在自2002年至2005年的第六、七、八个燃料循环内，分别连续满功率运行331天、443天和448天，连续三次刷新国内核电站运行的最好纪录。作为原型堆能够达到此记录在国际上也是罕见的。在2002年WANO性能指标综合指数评价中，秦山核电站提前达到世界压水堆核电站的中值水平。秦山核电站投入运行十四年来，安全稳定运行业绩良好，截止到2005年12月15日，累计发电260亿千瓦时，取得了良好的经济效益和社会效益，同时为秦山二、三期的建设提供了建设滚动资金。作为原型堆核电站，在该项目立项时，就十分明确地指出了其目的是：掌握技术、总结经验、锻炼队伍、培养人才。
秦山核电公司负责秦山核电站的运行和管理，积极与国际接轨，向世界同类电站的先进水平迈进，采用国际通用的核电站综合性能指标来要求和考核核电站的运行水平，引进推行国际上先进的管理方法，不断改善提高安全运行水平。经过十四年管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

秦山核电公司经过十四年的运行，形成了一支高水平的核电站运行管理和检修队伍，保证了十四年的电站良好运行，并形成了一套有秦山特色的换料大修管理模式和丰富的经验。
作为一家大型高科技企业，秦山核电公司拥有的各类专业技术人员约占员工总数的55%，其中高级专业技术人员130多名，中级技术人员220多名。已形成了系统培训、授权上岗、定期进行再培训的全员培训体系。作为国内最早的核电人才培训基地，除为本公司培养了大批人员外，也给国家核电事业的发展输送了许多紧缺人才。运行十四年来，为中核集团公司、秦山二期、秦山三期、田湾核电站、三门核电站等单位输送了大批的核电技术和运营管理人才。经过十四年的安全稳定运行，秦山地区尚未发现因核电厂运行引起的放射性污染，周围地区民众对秦山核电站给予了良好的评价。
在谋求国内发展的同时，积极拓展国际市场，参与承包国外核电工程——巴基斯坦恰西玛核电项目的人员培训、调试、试运行和检修换料等工作，受到巴方的好评。同时，秦山核电公司在核安全、环保与应急、计量、后勤服务等方面具备了丰富的经验，为积极参与国内外核电站的运营管理打下了基础。