核電廠授權

Ⅰ 核電運行操作員證書如何取得

操縱員的資格要求如下：
a) 學歷要求，理工科大專以上文化程度或同等學歷；回
b) 經歷要答求，至少2年的核電廠相關技術崗位的工作經歷，其中在所在核電廠有不少於1年相關技術崗位的工作經歷；
c) 培訓要求，完成所在核電廠《操縱員培訓大綱》規定的培訓內容，且所有考試成績合格；
d) 健康要求，經核行業主管部門授權的醫院檢查，書面證明無HAF001/01第三十條規定的職業禁忌症，即無癲癇、精神病、糖尿病、高血壓、心臟疾病、陣發性昏厥、美尼爾氏綜合症、聽覺或視覺缺陷、色盲、神經官能症以及可能引起判斷力減弱或運動肌共濟失調的任何其他身體或精神狀況。

Ⅱ 國家核電和中核集團有什麼關系

《1》海陽核電站是經過國家發改委發改廳[2003]20號文件同意、由中國電力投資集團公司(下稱「中電投」)控股建設的核電項目。中電投佔40%、中國核工業集團(下稱「中核集團」)佔20%、中國國電集團公司(下稱「國電集團」)佔20%、山東魯信控股佔10%、中國華能集團公司(下稱「華能集團」)佔5%、煙台市電力開發有限公司佔5%,2010年首期工程2×100萬千瓦級核電機組並網發電。該項目總投資600億元，規劃容量為6×100萬千瓦級核電機組，並留有擴建條件.

榮成核電站項目由華能集團、中核集團和清華大學三方共同投資建設。去年11月，該核電站初步可行性報道通過審查，核電裝機規模為400萬千瓦。一期工程建設一台20萬千瓦示範機組。工程總投資約30億元。預計2006年底完成開工准備工作，2010年正式投入運行。

乳山核電項目已經列入《中國國家中長期核電發展規劃》，由中核集團委託秦山第三核電有限公司作為該項目的代理業主。工程總體規劃建設六台百萬級核電機組，一期工程建設兩台百萬級核電機組，2006年開始前期工程准備工作，「十一五」末具備開工條件，爭取在「十二五」末投產發電。
《2》國家核電技術公司（簡稱「國家核電」）是由中央管理的國有重要骨幹企業，成立於2007年5月，總部位於北京，注冊資金暫定40億元。
公司接受國家大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站重大專項領導小組的直接領導和國家發改委、國防科工委等有關部委的業務指導以及行業管理，實行計劃與財政關系單列，由國務院國資委代表國務院履行出資人職責。
公司是經國務院授權，代表國家對外簽約，受讓第三代先進核電（AP1000）技術，實施相關工程設計和項目管理，通過消化吸收再創新形成中國核電技術品牌的主體；是實現第三代核電技術引進、工程建設和自主化發展的主要載體和研發平台。
公司主要從事第三代核電技術的引進、消化、吸收、研發、轉讓、應用和推廣，通過自主創新，形成自主品牌核電技術；承擔第三代核電工程勘察、工程設計、工程管理（工程總承包）和技術支持、咨詢服務等，以及國家批准或授權的其他方面的業務。
公司目前成員單位有上海核工程研究設計院、山東電力工程咨詢院、國核技工程有限公司、山東核電設備製造有限公司、國核寶鈦鋯業股份公司等，一批新的單位正在籌建之中。
國家提出了積極發展核電的方針，明確了核電自主化發展的目標，制定了《核電中長期發展規劃（2015-2020）》，我國核電事業將迎來一個快速發展的時代。「國家核電」承擔著國家核電自主化發展的重要職責和使命，擁有廣闊的發展前景。「

Ⅲ 中國核電站直屬上級單位

中國核工業集團公司

中國核工業集團公司（以下簡稱中核集團公司）是1999年7月1日經國務院批准在原中國核工業總公司的基礎上組建起來的，是中央直接管理的特大型中央企業，也是國資委直接監管的特大型國有獨資企業。現有100多家企事業單位和科研設計院所，20名兩院院士，主要承擔核電、核動力、核材料、核燃料、乏燃料和放射性廢物處理與處置、鈾礦勘查采冶、核儀器設備、同位素、核技術應用等核能及相關領域的科研開發、建設與生產經營，對外經濟合作和進出口業務。

經過50年的發展，中核集團公司建立了中國獨有的完整的核科技工業體系；是目前中國大陸所有投運和在建核電站的主要投資方，最大的業主；是核電發展的技術開發主體、國內唯一的核設計供應商和核燃料供應商；是最重要的核電運行技術服務商，承擔著核電站運行和安全技術保障的重要任務。

在中央關於國防科技工業管理體制調整的戰略思想指導下，中核集團公司確定了「軍民結合、發展核電，調整結構、突出效益，強化經營、科技興核」的24字發展方針，制定了「垂直管理、分級授權，橫向協作、相互監督，規范化、程序化和信息化運作」的管理模式，形成了以保軍為重點，以發展核電、核燃料和核應用技術三大支柱產業為核心的總體發展思路。中核集團公司在本世紀頭20年的改革發展戰略目標是：到2020年，經濟（較2000年）翻三番，實現技術和管理兩個跨越，成為國家戰略核威懾力量和核能發展的中堅，建成軍民結合、技術領先、管理規范、效益突出、具有國際競爭力的一流特大型企業集團。

憑藉對品質和價值的忠實恪守，中核集團公司正不懈推進核能、核技術的和平利用，致力於中國核工業的發展，開創新能源時代的美好未來。

Ⅳ 浙江有核電站嗎給具體資料

1樓的大亞灣在廣東好不好？

浙江的是秦山核電站。新的核電站也已經在台州三門開工了。

秦 山 核 電 站

秦山核電站是我國自行設計、建造和運營管理的第一座30萬千瓦壓水堆核電站，地處浙江省海鹽縣。由秦山核電公司負責運行管理。

工程建設自1985年3月20日開工，1991年12月15 日並網發電。秦山核電站的建成發電，結束了中國大陸無核電的歷史，實現了零的突破。標志著「中國核電從這里起步」，同時被譽為「國之光榮」光榮稱號。秦山核電站的建成，標志著中國核工業的發展上了一個新台階，成為我國軍轉民、和平利用核能的典範，使我國成為繼美、英、法、前蘇聯、加拿大、瑞典之後世界上第7個能夠自行設計、建造核電站的國家。

秦山核電站於1994年4月投入商業運行，1995年7月秦山30萬千瓦核電工程順利通過國家驗收。2001年核電站負荷因子為94%，連續功率安全運行331天，創造了第一個歷史好成績。在第七燃料循環中，秦山核電站取得連續安全運行443天的記錄。2005年2月17日第八燃料循環結束，又創造448天的連續運行最高記錄。秦山核電站四百多天的連續穩定運行，作為原型堆能夠達到此記錄在國際上也是罕見的。在2002年WANO性能指標綜合指數評價中，秦山核電站提前達到世界壓水堆核電站的中值水平。2003年的各項指標均好於2002年。2004年的運行指標又超過上一年。秦山核電站投入運行十四年來，安全穩定運行業績良好，截止到2005年6約20日，累計發電240億多度，取得了良好的經濟效益和社會效益，同時為秦山二、三期的建設提供了建設滾動資金。

作為原型堆核電站，在該項目立項時，就十分明確地指出了其目的是：掌握技術、總結經驗、鍛煉隊伍、培養人才。秦山核電公司負責秦山核電站的運行和管理，積極與國際接軌，向世界同類電站的先進水平邁進，採用國際通用的核電站綜合性能指標來要求和考核核電站的運行水平，引進推行國際上先進的管理方法，不斷改善提高安全運行水平。經過十四年管理運行實踐，實現了周恩來總理提出的「掌握技術、積累經驗、培養人才，為中國核電發展打下基礎」的目標。

秦山核電公司經過十四年的運行，形成了一支高水平的核電站運行管理和檢修隊伍，保證了十四年的電站良好運行，並形成了一套有秦山特色的換料大修管理模式和豐富的經驗。

作為一家大型高科技企業，秦山核電公司目前擁有的各類專業技術人員約占員工總數的48%，其中高級專業技術人員140多名，中級技術人員280多名。已形成了系統培訓、授權上崗、定期進行再培訓的全員培訓體系。作為國內最早的核電人才培訓基地，除為本公司培養了大批人員外，也給國家核電事業的發展輸送了許多緊缺人才。運行十四年來，為中核集團公司、秦山二、三期、田灣核電站等單位輸送了大批的核電技術和運營管理人才。

經過十四年的安全穩定運行，秦山地區尚未發現因核電廠運行引起的放射性污染，周圍地區民眾對秦山核電站給予了良好的評價。

在謀求國內發展的同時，積極拓展國際市場，參與承包國外核電工程——巴基斯坦恰西瑪核電項目的人員培訓、調試、試運行和檢修換料等工作，受到巴方的好評。同時，秦山核電公司在核安全、環保與應急、計量、後勤服務等方面具備了豐富的經驗，為積極參與國內外核電站的運營管理打下了基礎。

秦山核電公司曾先後榮獲「全國五一勞動獎狀」、中國核工業總公司「先進集體」、「中國的脊樑——全國優秀企業500強之一」 等榮譽稱號； 「秦山300MW核電機組全范圍模擬機項目」 被評為1995年全國十大科技成就獎，「秦山30萬千瓦核電廠設計與建設」獲得了1997年國家科技進步獎特等獎；被浙江省命名為愛國主義教育基地、嘉興市愛國主義教育紅色長廊。榮獲2001年度全國「安康杯」競賽優勝企業稱號，榮獲2002年「全國企業職工培訓先進單位」榮譽稱號等。2003年獲得浙江省「安康杯」優勝企業光榮稱號。2004年榮獲全國企業文化建設十佳先進單位。

秦 山 核 電 站

秦山核電站位於杭州灣畔，是中國第一座依靠自己的力量設計、建造和運營管理的30萬千瓦壓水堆核電站。是我國和平利用核能的光輝典範，同時也使我國成為繼美、英、法、前蘇聯、加拿大、瑞典之後世界上第七個能夠自行設計、建造核電站的國家。
秦山核電站在建設中，盡量利用國內技術和條件，同時引進了一些國內一時難以解決的關鍵設備和材料。設備按台件統計，國產佔95%，進口佔5%；按資金統計，國產佔70%，進口佔30%。然而，如何保證所有國內和國外供貨設備、材料以及工程施工按照合同如期履約，如何強化合同管理和預概算管理，一切以合同為基礎，嚴格按預概算控制投資，滿足工程建設需要，是秦山核電各級領導、合約管理人員極為關注的問題。

Ⅳ 核電站為什麼不建在很深的地下，以避免核泄漏威脅

作者：魯小奇
鏈接：https://www.hu.com/question/37860665/answer/73892743
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原因有以下幾個
1、地基岩體要求。核電站選址很重要的考慮是岩體結構。
2、防水困難，包括地下滲水、降水等。知道福島出事最關鍵的原因嗎，是海嘯導致海水灌進柴油機廠房，從而致使應急柴油機失效，從而致使安全保護系統沒有動力電源。
3、施工成本。這點很重要，核電站是很龐大的工程，如果全部在地下進行，簡直難以想像得困難，地下施工我也不熟悉，但是肯定比修隧道、修地鐵要困難得多，很多大型工程設備將無法使用。
4、運行成本。別的不說，地下60m的地方海水的取排水成本會非常高（100m³/S以上）。
5、安全方面。我真心覺得把核島放在地下並不會安全，地下的防坍塌、防爆、通風（建造階段）都比地上要困難。即使在地下，發生了福島之類的事故，肯定會污染地下水，隨著廠房坍塌，放射性灰塵還是會散播到空氣中。

附某北方核電廠最終安全分析報告中的地質部分：
「根據工程地質勘察資料，主廠區局部出露全風化和強風化的花崗岩、片麻岩，鑽
探揭露的岩體以強風化、中等風化的花崗岩為主，微風化、未風化岩體僅在個別深孔
的較深部位見到。廠坪標高 8.0m 均為全風化、強風化的花崗岩、片麻岩。核島基礎
底面（標高-2.0m）以下主要為中等風化花崗岩。中等風化岩體富水性差，透水性弱，
地下水對混凝土結構無腐蝕性，對鋼結構具有弱腐蝕性，對鋼筋混凝土中的鋼筋存在
弱腐蝕性。地基剛度較大，岩性較為均勻，不存在地基差異沉降、地震液化及震陷、
滑坡、崩塌、泥石流、采空區和地基滑動等危及地基安全的隱患和問題。綜合上述，
廠區不存在地基安全問題。廠址區域主體位於華北地震區，北緯 42 度線以北基本屬於東北地震區。有地震記載以來，區內共發生過 Ms≥4.75 級地震 61 次，最大地震為 1976 年唐山 7.8 級地
震，距廠址約 286KM。廠址近區域范圍及周邊地震活動均為微震，廠址附近范圍內
只記錄到 1 次 ML=1.0 級地震。廠址近區域及周邊范圍的地震活動水平較低。歷史地
震對廠址的最大影響烈度為 VI 度。如上所述，廠址近區域范圍無更新世以來的活動
斷層，也無發震構造。根據野外地質調查、測年資料、與區域發震構造的關系和地震
活動性等方面的資料的綜合分析，廠址附近范圍內不存在能動斷層。
廠址基岩場地上極限安全地震動 SL-2為 0.18g。安全運行地震SL-1為0.10g。廠
址區一般工程的抗震設防烈度為 7 度。為了保持與翻版設計相同的抗震設防水準，
SL-2 級地震動加速度峰值取為 0.20g，SL-1 級地震動加速度峰值為 0.10g。基於該設
防水準，相對於廠址相關的地震動條件，設計取值更偏於安全。 」

Ⅵ 大亞灣核電站的詳細資料

淺談核電站常規島技術方案
[日期：2004-10-23] 來源： 作者：廣東省電力設計研究院 王小寧 [字體：大 中 小]

摘 要 根據國內外有關核電設備製造廠所提供的資料，形成四類可供我國將來核電站選擇的常規島技術方案，並對四類技術方案進行了分析。

核電站的設備選型和供貨商的選擇，應採用國際競爭性招標方式，在技術、經濟、自主化、國產化等方面進行深入分析比較，來選定供貨商和機型。國外製造商必須選擇國內設備製造廠作為合作夥伴，轉讓技術、合作生產，逐步全面實現自主化和設備國產化。

經初步研究，常規島部分可供選擇的國外主要設備潛在供貨商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美國西屋公司、日本三菱公司、美國GE公司等。到目前為止，ALSTHOM公司已同中國東方集團公司進行合作，形成一個聯合體；美國西屋公司已同上海核電設備成套集團公司合資，組成西屋-上海聯隊。其它公司到目前尚未進行合作。

根據ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核電設備製造商所提供的資料，按照堆型的不同和一迴路的不同，可以形成四類技術方案：
方案一——三環路改進型壓水堆核電機組；

方案二——ABB-CE的系統80(System 80)型壓水堆核電機組；

方案三——日本三菱公司的四環路壓水堆核電機組；

方案四——先進型沸水堆(ABWR)核電機組。

下面就各類技術方案分別進行分析。

1 三環路改進型壓水堆核電機組

此方案的一迴路為標準的300 MW一個環路的三環路壓水堆。此類方案包括中廣核集團公司提出的CGP1000、歐洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海聯隊推出的CPWR1000三種壓水堆核電機組。

1.1 CGP1000與 CNP1000核電機組

CGP 1000由中廣核集團提出，以大亞灣核電站為參考站，並借鑒美國西屋公司和ABB-CE公司的部分先進的設計，有選擇地吸收了用戶要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一條環路的CGP1000技術方案。常規島部分，汽輪發電機組選用ALSTHOM的Arabelle1000型汽輪發電機組。

CNP1000由歐洲製造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根據法國核電計劃及大亞灣核電站、嶺澳核電站等工程的設計、製造、安裝、運行及維修中積累起來的經驗推薦給中國的核電機組。常規島部分的汽輪發電機組也以Arabelle1000型汽輪發電機組作為推薦機組。

由於CGP1000和CNP1000的常規島部分的汽輪發電機組均為Arabelle1000型，所以實際上為同一類核電機組。

ALSTHOM在總結54台第1代汽輪發電機組的運行經驗基礎上，組合出了Arabelle1000型汽輪發電機組，參考電站為Chooz B(2台1 450 MW機組已分別於1996年7月11月投入運行)。

1.1.1 Arabelle1000型汽輪發電機組的主要技術數據

a)最大連續電功率：1 051 MW；

b)轉速：1 500 r/min；

c)機組效率：36.3%；

d)末級葉片長度：1 450 mm；

e)排汽面積：76.8 m2；

f)背壓：5.5 kPa；

g)凝汽器冷卻面積：68 633 m2；

h)發電機額定輸出功率：1 050 MW；

i)發電機視在輸出功率：1 235 MVA；

j)發電機額定功率因數：0.85；

k)發電機額定端電壓：26 kV。

1.1.2 Arabelle1000型汽輪發電機組的主要特點

a)缸體結構：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽輪機採用高中壓組合汽缸並直接和2個雙流低壓缸相連接，含有流向相反的高壓和中壓蒸汽流道。低壓缸為雙流式，低壓外缸體支承在冷凝器上面，不是直接裝在汽機基礎上，軸承座和內缸體直接座於汽機基礎上；

b)由於末級葉片比較長，具有較大的排汽面積，可使蒸汽膨脹過程加長，減少余速損失，提高機組效率；

c)由於蒸汽在高／中壓缸中膨脹過程是以干蒸汽單流方向進行，另外，在高、中壓排汽口加裝抽汽擴散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽輪機的高中壓膨脹效率相對比較高；

d)發電機採用水氫氫冷卻方式，勵磁系統採用無刷勵磁方式。

1.2 CPWR1000核電機組

CPWR1000由西屋-上海聯隊推出，由上海市核電辦公室牽頭，組織上海核工程研究設計院、華東電力設計院、西屋公司等單位聯合展開CPWR1000概念設計工作，並於1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、經過設計、工程實踐驗證的技術上，以西班牙的Vandellos Ⅱ為參考電站(該電站已有50 000 h以上的高利用率的運行業績)，結合西屋先進型壓水堆機組(APWR1000)技術，並進行適當改進而來。

1.2.1 CPWR1000汽輪發電機組主要技術數據

a)汽輪機型式：單軸、四缸、六排汽、凝汽式、二級再熱裝置；

b)轉速：1 500 r/min；

c)主蒸汽門前蒸汽壓力：6.764 MPa；

d)主蒸汽門前蒸汽溫度：283.5 ℃；

e)主蒸汽門前蒸汽流量：5 493.5 t/h；

f)主蒸汽門前蒸汽濕度：0.25%；

g)回熱抽汽級數：6級(1級高壓加熱器+1級除氧器+4級低壓加熱器)；

h)給水溫度：223.9 ℃；

i)平均冷卻水溫度：23.0 ℃；

j)末級葉片長度：1 250 mm；

k)排汽壓力：5 kPa；

l)凈熱耗率：9.788 kJ/(Wh)；

m)機組最大保證功率：1 071.09 MW；

n)發電機功率因數：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷卻方式：水氫氫；

q)勵磁系統：靜態勵磁系統。

1.2.2 APWR1000汽輪發電機組結構特點

汽輪發電機組採用1個雙流式高壓汽缸及3個雙流式低壓汽缸串聯組合，汽輪機末級葉片長度為1 250 mm，六排汽口，配置2台一級汽水分離以及兩級蒸汽再熱的汽水分離再熱器。

1.2.3 CPWR1000相對於Vandellos Ⅱ的主要改進

a)核電機組最大保證出力由982 MW改為1 071 MW；

b)主汽門前蒸汽參數由6.44 MPa、280.2 ℃改為6.76 MPa、283.5 ℃；

c)平均冷卻水溫度由17.8 ℃改為23 ℃；

d)末級葉片長度由1 117.6 mm改為1 250 mm；

e)汽輪機旁路容量由40%額定汽量改為85%；

f)汽輪機回熱系統由不設除氧器改為帶除氧器；

g)發電機電壓擬由21 kV改為24 kV；

h)凝汽器壓力由7 kPa改為5 kPa；

i)汽輪機凈熱耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；

j)加大凝結水精處理裝置容量；

k)常規島儀表控制採用微機分散控制系統。

2 ABB-CE的系統80(System80)型壓水堆核電機組

此方案也是壓水堆機組，較三環路方案不同之處是核島部分為雙蒸發器，由美國燃燒工程公司(ABB-CE)開發而成。此方案也為韓國核電國產化方案，核島部分為ABB-CE的系統80反應堆，相匹配的常規島部分為美國GE公司的汽輪發電機組。參考電站為韓國靈光3、4機組。

靈光3、4機組經過2～3 a的運行，設備運行狀況良好。

目前由於還沒有收集到GE公司關於靈光3、4機組常規島部分的詳細資料，汽輪發電機組的技術參數、型式、內部結構及熱力系統等還暫時不能描述。

3 日本三菱公司的四環路壓水堆核電機組

此方案亦屬成熟技術的壓水堆機組，其技術的先進性與安全水平與三環路和雙蒸發器方案相當。日本三菱公司推薦的四環路壓水堆核電機組方案，是以日本大飯3、4機組作為參考電站。

大飯3、4機組採用了美國西屋公司的Model 412的標准設計，與大飯1、2號機組完全一致(大飯1、2號機組均為西屋公司設備)，是一個技術成熟的、有豐富運行經驗的機組。大飯3、4號機組已分別於1991年和1992年投入商業運行。

3.1 三菱公司提供的汽輪發電機組的主要技術數據

a)發電機端額定出力：1 036 MW；

b)汽輪機型式：TC6F-44；

c)轉速：1 500 r/min；

d)主汽門前蒸汽參數：壓力6.30 MPa(絕對壓力)，溫度279.6 ℃，濕度0.43%，額定出力時蒸汽流量5 844.129 t/h；

e)給水溫度：226.7 ℃；

f)凝汽器壓力：5.07 kPa(絕對壓力)；

g)低壓缸總的排汽面積：71 m2；

h)發電機冷卻方式：水氫氫；

i)勵磁方式：無刷勵磁。

3.2 機組的主要特點

3.2.1 熱力系統

熱力系統為壓水堆機組典型的熱力系統，MSR再熱為兩級。汽輪機為1個高壓缸和3個低壓缸。回熱系統為1級高壓加熱器+1級除氧器+4級低壓回熱器。

3.2.2 廠房布置

機組布置為平行式，即反應堆的軸線與汽輪發電機組的軸線平行，這樣的布置比較緊湊，汽機房體積小，行車可以共用，電纜長度短，機組之間的交通方便，只需要在汽機房牆的設計上考慮葉片飛射物的保護厚度即可。

4 先進型沸水堆(ABWR)核電機組

此方案為美國通用電氣公司(GE)推出的先進型沸水堆(ABWR)核電機組，能滿足用戶要求文件(URD)。以日本東京電力公司的柏崎6、7號機組作為參考電站。

柏崎6、7號機組是目前世界上唯一獲得美、日兩國設計批準的、已建成並投入商業運行的改進型沸水堆核電機組。反應堆和汽輪發電機組均由美國通用電氣公司生產，柏崎6號機是世界上第1個ABWR機組，於1991年9月開始建設，1996年11月竣工投入商業運行。

沸水堆核電機組是以美國通用電氣公司(GE)為主進行開發的。1957年首台沸水堆核電機組投入運行，其後，經過多年的改進，從BWR-1到BWR-6，最後到ABWR。

4.1 ABWR汽輪發電機組主要技術數據

a)額定功率：1 350 MW；

b)汽輪機型式：TC6F-52；

c)汽缸結構：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽門前主蒸汽壓力：6.79 MPa；

e)主汽門前主蒸汽流量：7 640 t/h；

f)主汽門前主蒸汽濕度：0.4%；

g)低壓缸末級葉片長度：1 320.88 mm；

h)回熱系統：4級低壓加熱器+2級高壓加熱器(無除氧器)。

4.2 ABWR核電機組的主要特點

4.2.1 熱力系統

熱力系統為直接循環系統，冷卻劑直接作為汽輪機的工質，將PWR核電機組中的一迴路和二迴路並為1個迴路。

ABWR和PWR的汽輪機回熱抽汽系統沒有什麼兩樣，其參數相似，ABWR主蒸汽壓力略高於PWR，MSR的再熱採用兩級，以提高熱效率，4級低加、2級高加，不設除氧器。加熱器的疏水泵將疏水打入前級凝結水管。

4.2.2 廠房布置

由於ABWR是反應堆核蒸汽直接通到汽輪機，因此汽機廠房需要考慮防放射性的措施，汽機高壓缸、MSR、高壓加熱器均用屏蔽牆隔離，運行期間人員不能進入。汽輪機的抽汽機排汽需經過過濾排入排汽筒，整個汽機車間是閉式通風系統。主蒸汽通過的安全殼兩側都有開關隔離閥。ABWR在正常運轉時，如核燃料包殼不破損，主蒸汽攜帶放射性核元素主要是N16，N16的半衰期僅7 s。新蒸汽部分，即高壓缸部分、MSR、高壓加熱器部分是帶放射性的，需要屏蔽，而低壓缸、凝結水部分是不帶放射性的，不做特殊屏蔽。

5 結束語

以上四類技術方案的核電機組均是目前世界上技術比較先進和成熟的機組，其參考電站均有良好的運行業績，四類方案都是可以供我國將來核電站選擇的常規島技術方案

http://www.lwlm.com/show.aspx?id=1128&cid=60
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對於核能發電是當今世界各國都在大力發展的一種利用能源的途徑，到現在我國已經建成投產的有浙江秦山和廣東大亞灣兩座核電站。在此我們選編了幾篇介紹這方面內容的科普文章，希望同學們能對其有所了解，並從現在就努力，爭取以後能為我國的核電發展事業做出大的貢獻。

（一）核能及其機理

1. 原子的組成
原子是由質子、中子和電子組成的。世界上一切物質都是由原子構成的，任何原子都是由帶正電的原子核和繞原子核旋轉的帶負電的電子構成的。一個鈾-235原子有92個電子，其原子核由92個質子和143個中子組成。50萬個原子排列起來相當一根頭發的直徑。如果把原子比作一個巨大的宮殿，其原子核的大小隻是一顆黃豆,而電子相當於一根大頭針的針尖。一座100萬千瓦的火電廠，每年要燒掉約330萬噸煤，要用許多列火車來運輸。而同樣容量的核電站一年只用30噸燃料。

2. 原子核的結構
原子核一般是由質子和中子構成的，最簡單的氫原子核只有一個質子，原子核中的質子數（即原子序數）決定了這個原子屬於何種元素，質子數和中子數之和稱該原子的質量數。

3. 同位素
質子數P相同而中子數N不同的一些原子，或者說原子序數Z相同而原子質量數不同的一些原子，它們在化學元素周期表上占據同一個位置，稱為同位素。所以，「同位素」一詞用來確指某個元素的各種原子，它們具有相同的化學性質。 同位素按其質量不同通常分為重同位素(如鈾-238、鈾-235、鈾-234和鈾-233）和輕同位素（如氫的同位素有氘、氚）。

4. 核能
在50多年前，科學家發現鈾-235原子核在吸收一個中子以後能分裂，同時放出2—3個中子和大量的能量，放出的能量比化學反應中釋放出的能量大得多，這就是核裂變能，也就是我們所說的核能。
原子彈就是利用原子核裂變放出的能量起殺傷破壞作用，而核電反應堆也是利用這一原理獲取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 輕核聚變
兩個較輕的原子核聚合成一個較重的原子核，同時放出巨大的能量，這種反應叫輕核聚變反應。它是取得核能的重要途徑之一。在太陽等恆星內部，因壓力、溫度極高，輕核才有足夠的動能去克服靜電斥力而發生持續的聚變。自持的核聚變反應必須在極高的壓力和溫度下進行，故稱為「熱核聚變反應」。
氫彈是利用氘氚原子核的聚變反應瞬間釋放巨大能量起殺傷破壞作用，正在研究受控熱核聚變反應裝置也是應用這一基本原理，它與氫彈的最大不同是，其釋放能量是可以被控制的。

6．鈾的特性及其能量的釋放
鈾是自然界中原子序數最大的元素，天然鈾由幾種同位素構成:除了0.71％的鈾-235（235是質量數）、微量鈾-234外，其餘是鈾-238，鈾-235原子核完全裂變放出的能量是同量煤完全燃燒放出能量的2700000倍。也就是說1克U-235完全裂變釋放的能量相當於2噸半優質煤完全燃燒時所釋放的能量。

7. 核能如何釋放
核能的獲得主要有兩種途徑，即重核裂變與輕核聚變。U-235，有一個特性，即當一個中子轟擊它的原子核時，它能分裂成兩個質量較小的原子核，同時產生2—3個中子和β、γ等射線，並釋放出約200兆電子伏特的能量。
如果有一個新產生的中子，再去轟擊另一個鈾-235原子核，便引起新的裂變，以此類推，這樣就使裂變反應不斷地持續下去，這就是裂變鏈式反應，在鏈式反應中，核能就連續不斷地釋放出來。

8. 核聚變能量的釋放
與鈾相同數量的輕核聚變時放出的能量要比鈾大幾倍。例如1克氘化鋰（Li-6）完全反應所產生的能量約為1克鈾-235裂變能量的三倍多。實現核聚變的條件十分苛刻，即需要使氫核處於幾千萬度以上高溫才能使相當的核具有動能實現聚合反應。

（二）核反應堆

1. 核反應堆及其組成
核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現核能—熱能轉換的裝置。核反應堆是核電廠的 心臟，核裂變鏈式反應在其中進行。
1942年美國芝加哥大學建成了世界上第一座自持的鏈式反應裝置，從此開辟了核能利用的新紀元。
反應堆由堆芯、冷卻系統、慢化系統、反射層、控制與保護系統、屏蔽系統、輻射監測系統等組成。
堆芯中的燃料：反應堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂變材料。自然界天然存在的易於裂變的材料只有U-235，它在天然鈾中的含量僅有0.711％，另外兩種同位素U-238和U-234各佔99.238％和0.0058％，後兩種均不易裂變。
另外，還有兩種利用反應堆或加速器生產出來的裂變材料U-233和Pu-239。
用這些裂變材料製成金屬、金屬合金、氧化物、碳化物等形式作為反應堆的燃料。
燃料包殼：為了防止裂變產物逸出，一般燃料都需用包殼包起來，包殼材料有鋁、鋯合金和不銹鋼等。
控制與保護系統中的控制棒和安全棒：為了控制鏈式反應的速率在一個預定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，稱之為控制棒和安全棒。控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率；安全棒用來快速停止鏈式反應。吸收體材料一般是硼、碳化硼、鎘、銀銦鎘等。
冷卻系統中的冷卻劑：為了將裂變的熱導出來，反應堆必須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態金屬鈉等。
慢化系統中的慢化劑：由於慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。
反射層：反射層設在活性區四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。它能把活性區內逃出的中子反射回去，減少中子的泄漏量。
屏蔽系統：反應堆周圍設屏蔽層，減弱中子及γ劑量。
輻射監測系統：該系統能監測並及早發現放射性泄漏情況。

2. 反應堆的結構形式和分類
反應堆的結構形式是千姿百態的，它根據燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆。 目前世界上有大小反應堆上千座，其分類也是多種多樣。按能普分有由熱能中子和快速中子引起裂變的熱堆和快堆；按冷卻劑分有輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。按用途分有：（1）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學、生物學、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；（2）生產堆，主要是生產新的易裂變的材料鈾-233、鈈-239；（3）動力堆，利用核裂變所產生的熱能廣泛用於艦船的推進動力和核能發電。反應堆分類情況見後。

3. 研究實驗反應堆
是指用作實驗研究工具的反應堆，它不包括為研究發展特定堆型而建造的、本身就是研究對象的反應堆，如原型堆，零功率堆，各種模式堆等。研究實驗堆的實驗研究領域很廣泛，包括堆物理，堆工程、生物、化學、物理、醫學等，同時，還可生產各種放射性同位 素和培訓反應堆科學技術人員。研究實驗堆種類很多，例如：游泳池式研究實驗堆：在這種堆中水既作為慢化劑、反射層和冷卻劑，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池狀的長圓形而得其名。
罐式研究實驗堆：由於較高的工作溫度和較大的冷卻劑流量只有在加壓系統中才能實現，因此，必須採取加壓罐式結構。
重水研究實驗堆：重水的中子吸收截面小，允許採用天然鈾燃料，它的特點是臨界質量較大，中子通量密度較低。如果要減小臨界質量和獲得高中子通量密度，就用濃縮鈾來代替天然鈾。
此外，還有固體慢化劑研究實驗堆、均勻型研究實驗堆、快中子實驗堆等。

4. 生產堆
主要用於生產易裂變材料或其他材料，或用來進行工業規模輻照。生產堆包括產鈈堆，產氚堆和產鈈產氚兩用堆、同位素生產堆及大規模輻照堆，如果不是特別指明，通常所說的生產堆是指產鈈堆。 該堆結構簡單，生產堆中的燃料元件既是燃料又是生產鈈-239的原料。中子來源於用天然鈾製作的元件中的U-235。U-235裂變中子產額為2—3個。除維持裂變反應所需的中子外，餘下的中子被U-238吸收，即可轉換成Pu-239，平均燒掉一個U-235原子可獲得0.8個鈈原子。也可以用生產堆生產熱核燃料氚。用重水 型生產堆生產氚要比用石墨生產堆產氚高7倍。

5. 動力反應堆
世界上動力反應堆可分為潛艇動力堆和商用發電反應堆。核潛艇通常用壓水堆做為其動力裝置。商用規模的核電站用的反應堆主要有壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆和快堆等。
壓水堆：
採用低濃（鈾-235濃度約為3％）的二氧化鈾作燃料，高壓水作慢化劑和冷卻劑。是 目前世界上最為成熟的堆型。

沸水堆：
採用低濃（鈾-235濃度約為3％）的二氧化鈾作燃料，沸騰水作慢化劑和冷卻劑。

重水堆：
重水作慢化劑，重水（或沸騰輕水）作冷卻劑，可用天然鈾作燃料，目前達到商用水平的只有加拿大開發的坎杜堆，我國正建一座重水堆核電站。

石墨氣冷堆：
以石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑，用天然鈾燃料，最高運行溫度為360℃，這種堆已有豐富的運行經驗，到90年代初期已運行了650個堆年。

快中子堆：
採用鈈或高濃鈾作燃料，一般用液態金屬鈉作冷卻劑。不用慢化劑。根據冷卻劑的不同分為鈉冷快堆和氣冷快堆。

（三）核電站

1. 什麼是核電站
核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發電或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。目前世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。但用的最廣泛的是壓水反應堆。壓水反應堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。

2. 核電站工作原理
核電廠用的燃料是鈾。用鈾製成的核燃料在「反應堆」的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。

3. 壓水堆核電站
以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一迴路系統，以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。

4. 沸水堆核電站
以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水 為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。
沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。

5. 重水堆核電站
以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。
重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。

6. 快堆核電站
由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出 來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。
目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈈-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成鈈-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。

7. 世界上目前建造核電站情況
核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發展。到1999年中期，世界上共有436座發電用核反應堆在運行，總裝機容量為350676兆瓦。正在建造的發電反應堆有30座，總裝機容量為21642兆瓦。
目前世界上有33個國家和地區有核電廠發電，核發電量佔世界總發電量的17％，其中有十幾個國國家和地區核電發電量超過各種的總發電量的四分之一，有的國家超過70％。據資料估計，到2005年核電廠裝機容量將達到388567兆瓦。

8.核能是清潔的能源
目前環境污染問題大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃燒會放出大量的煙塵、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害氣體造成的「溫室效應」，將使地球氣溫升高，會造成氣候異常，加速土地沙漠化過程，給社會經濟的可持續發展帶來災難性的影響，核電站並不排放這些有害物質，不會造成「溫室效應」，與火電廠相比，它能大大改善環境質量，保護人類賴以生存的生態環境等。
在國外核電站的周圍有人居住、游泳、放牧牛羊、釣魚，有的核電站位於大城市附近，有的位於游覽區。核電站是安全、經濟、干凈的能源，與火電站相比，更有利於保護環境。
核電廠和火電廠對環境影響的比較（電功率100兆瓦） ——核電站對周圍環境無污染
居民受到的輻射劑量 氧化硫排放量
（噸/年） 煙灰和殊物質
（噸/年） 氧化氮排放量
（噸/年） 采礦面積
（畝/年） 危害健康的相對指數
燃煤發電廠 0.048 46000-127500 3500 26250-30000 1210 SO：32000 NOx：4530 煙灰：1100
壓水堆核電站：0.018 0 0 0 30-42 氪氙 1
磷 20

9．核電站廢物嚴格遵照國家標准，對人民生活不會產生有害影響
核電廠的三廢治理設施與主體工程同時設計，同時施工，同時投產，其原則是盡量回收，把排放量減至最小，核電廠的固體廢物完全不向環境排放，放射性液體廢物轉化為固體也不排放；像工作人員淋浴水、洗滌水之類的低放射性廢水經過處理、檢測合格後排放；氣體廢物經過滯留衰變和吸附，過濾後向高空排放。
核電廠廢物排放嚴格遵照國家標准，而實際排放的放射性物質的量遠低於標准規定的允許值。所以，核電廠不會對給人生活和工農業生產帶來有害的影響。

10．核電站是經濟的能源
世界上有核電國家的多年統計資料表明，雖然核電站的比投資高於燃煤電廠，但是，由於核燃料成本顯著地低於燃煤成本，以及燃料是長期起作用的因素，這就使得目前核電站的總發電成本低於燒煤電廠。

11．核能是可持續發展的能源
世界上已探明的鈾儲量約490萬噸，釷儲量約275萬噸。這些裂變燃料足夠使用到聚變能時代。聚變燃料

Ⅶ 要想成為核電廠控制室的主操人員，需要通過哪些考試、考核

這個要看你去來的電廠的發展情況了。源如果是新電廠，運氣好的話直接可以參加操縱員考試，這個考試分為筆試、面試和模擬機考試，如果有興趣知道具體范圍可以在網上搜一下，如果是老電廠，升的最慢的路線是初級現操-------中級現操----------操縱員，當然每次都要參加授權考試的。最後祝你工作順利，生活愉快。

Ⅷ 請問對於一名學電氣專業的畢業生進核電站工作，對什麼當年影響大麽

重慶電專在我單位有好多，學電氣專業的進核電站工作基本上不搞輻射劑量工作的，沒事的。我就是秦山核電從事電氣工作的。

Ⅸ 連雲港核電站招工

別的核電站來我們學校招人是要給學校錢的。。。。還要你給錢，得小心

不過核電站所有崗位都是要培訓，培訓合格才能得到授權幹活的。當年切爾諾貝利就是有部分操作人員亂來才導致的。

Ⅹ 秦山核電站的建設意義

秦山核電站是中國大陸自行設計、建造和運營管理的第一座30萬千瓦壓水堆核電站，地處浙江省海鹽縣。由中國核工業集團公司100%控股，秦山核電公司負責運行管理。
秦山核電站工程建設自1985年3月20日開工，1991年12月15 日並網發電。秦山核電站的建成發電，結束了中國大陸無核電的歷史，實現了零的突破。標志著「中國核電從這里起步」，同時被譽為「國之光榮」。秦山核電站的建成，標志著中國核工業的發展上了一個新台階，成為中國軍轉民、和平利用核能的典範，使中國成為繼美國、英國、法國、前蘇聯、加拿大、瑞典之後世界上第7個能夠自行設計、建造核電站的國家。
秦山核電站於1994年4月投入商業運行，1995年7月順利通過國家驗收。秦山核電站在自2002年至2005年的第六、七、八個燃料循環內，分別連續滿功率運行331天、443天和448天，連續三次刷新國內核電站運行的最好紀錄。作為原型堆能夠達到此記錄在國際上也是罕見的。在2002年WANO性能指標綜合指數評價中，秦山核電站提前達到世界壓水堆核電站的中值水平。秦山核電站投入運行十四年來，安全穩定運行業績良好，截止到2005年12月15日，累計發電260億千瓦時，取得了良好的經濟效益和社會效益，同時為秦山二、三期的建設提供了建設滾動資金。作為原型堆核電站，在該項目立項時，就十分明確地指出了其目的是：掌握技術、總結經驗、鍛煉隊伍、培養人才。
秦山核電公司負責秦山核電站的運行和管理，積極與國際接軌，向世界同類電站的先進水平邁進，採用國際通用的核電站綜合性能指標來要求和考核核電站的運行水平，引進推行國際上先進的管理方法，不斷改善提高安全運行水平。經過十四年管理運行實踐，實現了周恩來總理提出的「掌握技術、積累經驗、培養人才，為中國核電發展打下基礎」的目標。

秦山核電公司經過十四年的運行，形成了一支高水平的核電站運行管理和檢修隊伍，保證了十四年的電站良好運行，並形成了一套有秦山特色的換料大修管理模式和豐富的經驗。
作為一家大型高科技企業，秦山核電公司擁有的各類專業技術人員約占員工總數的55%，其中高級專業技術人員130多名，中級技術人員220多名。已形成了系統培訓、授權上崗、定期進行再培訓的全員培訓體系。作為國內最早的核電人才培訓基地，除為本公司培養了大批人員外，也給國家核電事業的發展輸送了許多緊缺人才。運行十四年來，為中核集團公司、秦山二期、秦山三期、田灣核電站、三門核電站等單位輸送了大批的核電技術和運營管理人才。經過十四年的安全穩定運行，秦山地區尚未發現因核電廠運行引起的放射性污染，周圍地區民眾對秦山核電站給予了良好的評價。
在謀求國內發展的同時，積極拓展國際市場，參與承包國外核電工程——巴基斯坦恰西瑪核電項目的人員培訓、調試、試運行和檢修換料等工作，受到巴方的好評。同時，秦山核電公司在核安全、環保與應急、計量、後勤服務等方面具備了豐富的經驗，為積極參與國內外核電站的運營管理打下了基礎。