核电工作总结（精选8篇）_核电领导工作总结

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第1篇：核电工作总结

工作总结

来公司已有一年的时间，在此期间，我经历了从学校到公司，从学生到职员的转变，也逐渐适应公司的工作，现在基本能融入集体中间。

刚来公司对工作感到有点胆怯，毕竟是自己的第一份工作，希望能在各方面做好，很好地展示自己的能力，但是欲速则不达，越是担心也就越是容易出错。这几个月下来，感觉自己在很多方面存在好多问题，像工作粗心，不结合实际，做完工作不能很好总结经验等；针对这些缺点，我及时调整自己的心态，工作中多与领导、同事交流意见，听取他们的建议。在这里得到了领导以及各位有经验的工程师、技术人员的指导和帮助，让我从一点一滴学起，渐渐适应工作，投入工作。

在这半年的时间里，我觉得我学到了很多东西，我认为主要有以下几点：1.我觉得做一份料单不是一件容易的事，要把钢筋图和模板图相结合，还要把与之相关图纸都要结合着看。钢筋要一根根的算。图纸上一个编号的钢筋不管是尺寸、长度、还是直径，一旦出错就可能损失很大，会浪费材料、人工，影响工人情绪，甚至会影响到施工流水和工期。所以在制作料单时一定要细心，不能心急，做到事无巨细，原则上每个编号的钢筋下料时要对照模板图进行核算。2.制料单时，有什么问题一定要及时和工长等有施工经验的人员沟通，有不懂的一定要多问。3.通过一段时间的工作，深感沟通的重要性，尤其在刚刚开始的时候，自己经验不足，及时有效的沟通能避免很多自己的错误和不必要的麻烦。无论是同事还是业主，与他们的交流可以增加自己的经验和工作的顺利开展。4.工作中要勤下工地，对于新接触的东西多看、多问，善于发现问题。技术方案发到手里，有时候单纯只靠自己看看是不能真正体会的。５.工作中，图纸有什么错误或是现场遇到了什么不可避免的问题时一定要弄清原因，尽早和业主、设代沟通，解决问题，以便施工。

在现场有助于提高自己空间立体感，这对于钢筋下料是很有帮助的。绑扎完成后，要严格按工作程序进行交接。作为QC1，要检查钢筋是否漏绑、错绑，钢筋保护层是否合适，发现问题及时修正。

核电建设分工很细，要求各个部门、施工队间密切配合，有条不紊，要有鲜明的施工组织设计，使施工形成流水。质量、安全、进度是每个工程需要控制的要素，这几个要素，涉及很多知识，越来越感到自己知识和能力的不足，对于整个项目的施工组织还没有一个系统的概念。对于核电的认识先从钢筋做起，我觉得很欣慰，因为核电的要求是很严格的，而钢筋也是如此。

核电系统很庞杂，我要从小从细做起，逐步全面认识核电。作为华兴人，我将努力工作、学习，总结过去，做好现在，展望未来。

第2篇：核电工作总结x

20XX年，许继变压器凭借行业内一流的设计制造能力，在没有核电行业业绩的不利条件下，一举成功中得中广核工程有限公司LOT66包，广东阳江核电1#&2#机组站用变压器，总金额：631，4840.00元，；福建宁德3#&4#机组站用变压器，总金额：629，3040.00元。这是变压器公司自成立以来第一次签订核电行业的订单，具有划时代意义。

合同正式生效，彻底点然了公司各部门人员的激情。此时此刻全公司都聚焦于技术部。为啥？赶紧设计啊。没有图纸，大伙只能干等着急。而此时此刻的技术部，连办公桌上的电脑都亢奋起来了。骨干员工享受着这份挑战带来的喜悦，年轻的员工们正庆幸这次难得的大项目历练机会，大伙摩拳擦掌，跃跃欲试！

当时，在张虹部长的组织带领下，技术部门同事们畅所欲言，集思广益，根据技术协议要求制定了详尽的设计方案，随即召开设计方案论证会。经过反复讨论修改，凝结着大家心血的样机图纸终于全部设计完成。

有了图纸，样机很快顺利制作完成。在核电站相关负责人和行业内专家的共同见证下，在上海同济大学抗震试验室里，1#&2#机组变压器样机与ABB低压柜的联合抗震试验一次性通过；3#&4#机组变压器样机与施耐德低压柜厂家的联合抗震试验也一次性通过。两次实验的完美收官，见证了技术部同仁们严谨工作的工作态度和精益求精的责任心。有了图纸，产品顺利生产并完成交付。

正当大家觉得可以松一口气的时候，谁也没有料到一场扩日持久的大挑战正在逼近——核电站的项目管理。

文档的制作和递交工作：

核电项目的接口管理与其他项目不同。对原材料的供应商资质递交，到原材料的采购计划、生产过程中的质量控制、包装运输、出厂试验以及现场安装试验程序完工报告等，要求特别详尽。而且供货厂商必须按照文件要求来执行。这些要求多达46项，按照要求制定的资料交由中广核文档处进行仔细的审核。由于国家对核电管理特别严格，使得每一次递交过去的资料都要经过相关审核人员反复的讨论，并经过至少三次以上的修改后方能满足要求。最终讨论修改后的文档将交由中广核文档处进行存档。仅此文档制作和提交一项工作就做了整整3年，到现在还在继续执行。

售后服务的联络和开展：

核电项目验收非常严格，每一根铜排，每一颗螺栓都有4-5个人进行循环检查，诸如：如果铜排上有手触摸后留下的汗渍，就必须重新镀银，否则会导致氧化，为了解决这个问题，每一块进厂的铜排加工过程中不允许手部皮肤直接接触铜排，电镀后必须严密包装，直到现场验收完毕；螺母上有划痕就不允许再使用，海风夹带的空气腐蚀性很强，会很快把螺母锈蚀。由于公司是第一次执行核电站行业供货任务，没有相关的经验，通常都是按照常规的做法来进行。所以每一次交货后一大繁琐问题接踵而来，对外：需要与核电站建设部门和核电站物资管采购部门反复进行联络沟通，对内：需要下发通知单到生产、采购、试验等部门进行整改。工业品毕竟不是工艺品，很难做到完美无瑕，这对公司首来说无疑是一个很大的挑战。但最终，在公司各部门共同努力下，圆满完成了宁德阳江核电站的全部供货任务。

在项目管理执行过程中，也遇到了不少突发的问题，譬如：阳江核电项目由于建设方操作失误导致烧毁一台变压器，紧急增订了一台变压器；阳江核电项目合同交货后设计院要求对温控器进行节点返厂整改；宁德核电项目温控器节点也整改了3次；由于现场安装条件限制，临时要求安装Z型母排……….所有的突发问题在项目管理员的协调联络下，公司各部门密切配合，全部按照业主方要求按时完成，赢得了核电客户的高度赞扬。

资金回笼：

广东阳江核电1#&2#机组站用变压器，合同总金额：631，4840.00元，已收到汇款568,3356.00元，还剩余63，1484.00元；福建宁德3#&4#机组站用变压器，合同总金额：629，3040.00元，已收到汇款547,3346.00元，还剩81，9694.00元。剩余部分货款属于质保金，按合同约定将在办理完毕终验收证书后六十日内支付。

在供货过程中，由于突发问题增加的工作量在公司核电项目管理员的反复协调下，为公司争取到业主方30，8809.00元的额外补偿款，该笔款项已达成形成文字性协议文件。

现如今，阳江核电和宁德核电项目的工作已接近尾声，回首这几年的核电项目管理历程，经历了一个从陌生到熟悉，从茫然到胸有成竹的过程，公司取得了核电行业项目管理第一手宝贵资料，为公司继续扩大在核电行业订货总量奠定了基础。20XX年的巴基斯坦恰希玛核电站供货管理借鉴了宁德阳江项目管理经验，赢得了业主方对许继变压器的高度认可。

第3篇：核电项目工作总结

宁德、阳江核电站变压器订货合同项目管理工作总结

二〇〇九年，许继变压器凭借行业内一流的设计制造能力，在没有核电行业业绩的不利条件下，一举成功中得中广核工程有限公司LOT66包，广东阳江核电1#&2#机组站用变压器，总金额：631，4840.00元，；福建宁德3#&4#机组站用变压器，总金额：629，3040.00元。这是变压器公司自成立以来第一次签订核电行业的订单，具有划时代意义。

合同正式生效，彻底点然了公司各部门人员的激情。此时此刻全公司都聚焦于技术部。为啥？赶紧设计啊。没有图纸，大伙只能干等着急。而此时此刻的技术部，连办公桌上的电脑都亢奋起来了。骨干员工享受着这份挑战带来的喜悦，年轻的员工们正庆幸这次难得的大项目历练机会，大伙摩拳擦掌，跃跃欲试！

当时，在张虹部长的组织带领下，技术部门同事们畅所欲言，集思广益，根据技术协议要求制定了详尽的设计方案，随即召开设计方案论证会。经过反复讨论修改，凝结着大家心血的样机图纸终于全部设计完成。

有了图纸，样机很快顺利制作完成。在核电站相关负责人和行业内专家的共同见证下，在上海同济大学抗震试验室里，1#&2#机组变压器样机与ABB低压柜的联合抗震试验一次性通过；3#&4#机组变压器样机与施耐德低压柜厂家的联合抗震试验也一次性通过。两次实验的完美收官，见证了技术部同仁们严谨工作的工作态度和精益求精的责任心。有了图纸，产品顺利生产并完成交付。

正当大家觉得可以松一口气的时候，谁也没有料到一场扩日持久的大挑战正在逼近——核电站的项目管理。

文档的制作和递交工作：

核电项目的接口管理与其他项目不同。对原材料的供应商资质递交，到原材料的采购计划、生产过程中的质量控制、包装运输、出厂试验以及现场安装试验程序完工报告等，要求特别详尽。而且供货厂商必须按照文件要求来执行。这些要求多达46项，按照要求制定的资料交由中广核文档处进行仔细的审核。由于国家对核电管理特别严格，使得每一次递交过去的资料都要经过相关审核人员反复的讨论，并经过至少三次以上的修改后方能满足要求。最终讨论修改后的文档将交由中广核文档处进行存档。仅此文档制作和提交一项工作就做了整整3年，到现在还在继续执行。

售后服务的联络和开展：

核电项目验收非常严格，每一根铜排，每一颗螺栓都有4-5个人进行循环检查，诸如：如果铜排上有手触摸后留下的汗渍，就必须重新镀银，否则会导致氧化，为了解决这个问题，每一块进厂的铜排加工过程中不允许手部皮肤直接接触铜排，电镀后必须严密包装，直到现场验收完毕；螺母上有划痕就不允许再使用，海风夹带的空气腐蚀性很强，会很快把螺母锈蚀。由于公司是第一次执行核电站行业供货任务，没有相关的经验，通常都是按照常规的做法来进行。所以每一次交货后一大繁琐问题接踵而来，对外：需要与核电站建设部门和核电站物资管采购部门反复进行联络沟通，对内：需要下发通知单到

生产、采购、试验等部门进行整改。工业品毕竟不是工艺品，很难做到完美无瑕，这对公司首来说无疑是一个很大的挑战。但最终，在公司各部门共同努力下，圆满完成了宁德阳江核电站的全部供货任务。

在项目管理执行过程中，也遇到了不少突发的问题，譬如：阳江核电项目由于建设方操作失误导致烧毁一台变压器，紧急增订了一台变压器；阳江核电项目合同交货后设计院要求对温控器进行节点返厂整改；宁德核电项目温控器节点也整改了3次；由于现场安装条件限制，临时要求安装Z型母排……….所有的突发问题在项目管理员的协调联络下，公司各部门密切配合，全部按照业主方要求按时完成，赢得了核电客户的高度赞扬。

资金回笼：

广东阳江核电1#&2#机组站用变压器，合同总金额：631，4840.00元，已收到汇款568,3356.00元，还剩余63，1484.00元；福建宁德3#&4#机组站用变压器，合同总金额：629，3040.00元，已收到汇款547,3346.00元，还剩81，9694.00元。剩余部分货款属于质保金，按合同约定将在办理完毕终验收证书后六十日内支付。

在供货过程中，由于突发问题增加的工作量在公司核电项目管理员的反复协调下，为公司争取到业主方30，8809.00元的额外补偿款，该笔款项已达成形成文字性协议文件。

现如今，阳江核电和宁德核电项目的工作已接近尾声，回首这几年的核电项目管理历程，经历了一个从陌生到熟悉，从茫然到胸有成竹的过程，公司取得了核电行业项目管理第一手宝贵资料，为公司

继续扩大在核电行业订货总量奠定了基础。2013年的巴基斯坦恰希玛核电站供货管理借鉴了宁德阳江项目管理经验，赢得了业主方对许继变压器的高度认可。

第4篇：核电安全生产工作总结

核电安全生产工作总结

【篇1：2011年核瑞安全生产工作总结】

2011年核新环保科技有限公司安全生产工作总结

2011年，在开发区政府和中核新能源公司的正确领导下,我厂认真贯彻落实“安全第一、预防为主、综合治理”的方针，牢固树立安全发展理念，做到安全生产认识到位，安全措施到位，责任落实到位，确保了安全生产各项目标的实现，稳定了安全生产秩序，全面完成和超额完成上级交给的各项工作任务。现将我厂本年度的安全生产工作情况总结如下：

一、明确安全生产的指导思想，是抓好安全工作的根本

以科学发展观和“三个代表”重要思想为指导，坚持以人为本的科学发展观，认真贯彻落实“安全第一，预防为主”的安全生产方针，以“治理隐患，防范事故”为主题，开展形式多样的宣传活动，大力宣传国家的安全生产方针政策、宣传安全发展理念、夯实安全生产基础，落实事故防范措施，推动我厂安全生产形势的持续稳定提供强大的精神动力。

二、加强领导，建立健全安全生产管理体系和规章制度，是落实安全生产工作的关键

1、加强安全生产工作的组织领导，建立和完善安全生产工作领导小组（厂长任组长）、安全生产责任部门、运行班长“三级”安全管理网络。做到主要领导亲自抓，分管领导具体抓，部门之间配合抓;，一级抓一级、一级促一级，责任落实到人，把各项工作落到实处。定期不定期地对安全生产制度和安全生产目标管理落实情况进行检查和抽查，把安全生产工作纳入全厂年、季考评的内容。

2、通过今年三体系的认证，我们充实和完善了安全生产文件管理文件，重新编制发布了《劳动、安全、卫生管理大纲》《污水处理工、污泥处理工、电工、维修工等工种的安全操作规程》以及《设备、仪表安全操作规程》《安全生产责任制》《突发事件应急预案》等，在制度上保证我厂安全生产有据可依、有章可循。

三、认真做好安全管理工作和隐患治理工作，是抓好安全绳的保障 1、今年我厂投入安全生产资金2万余元，及时提供充足的物力、财力、确保安全生产所需资金物资落实到位。为生产运行人员配备了所需的劳保安全防护用品和设施，新增救生圈10个、救生衣6件、防毒面具3套定期发放防尘口罩。在夏季及时做好运行班组的防暑降温工作，多次购买冰糕、西瓜等降温用品为一线职工做好后勤保障。我们除保证日常对设备保养维护所需的资金投入之外，能严格按照要求对配电室、起重设备等特种设备定期进行检测，保障了生产设备的使用及操作安全。2、深入开展安全生产检查、及时消除隐患，确保生产安全

2.1坚持每周安全生产例会制度，对上周安全生产工作情况进行小结，针对生产中存在的安全隐患，提出整改要求，落实到人、记录在案，及时跟踪检查整改结果。

2.2根据不同季节和节假日特点，及时下发或转发上级文件，并逐级进行传达落实。每逢重大节日都能有针对性的开展安全大检查活动，我们能根据夏季和冬季不同季节特点认真落实人防、技防和物防措施。同时加强节日前后的安全保卫及管理干部值班工作，确保了节日期间和不同季节的生产安全。

2.3厂领导定期组织人员进行安全大检查，全年共组织安全检查32次，检查的内容包括设备、生产构筑物、消防器材、个人劳保用品的使用、遵守安全操作规程情况、应急事件的预防及处理等，全年共检查出安全隐患38处，共整改37处。整改率为97%。同时对未整改的办公楼小仓库的已列入计划，限期整改。

2.4注重安全死角的随时检查。加强外来施工人员、食堂工作人员、绿化保洁人员的安全管理，对其提出要求，严格制度，及时警示，确保厂外来人员的工作安全。

四、加强安全生产宣传和培训，增强安全意识与技能，是确保安全生产的重要内容

1、在“安全生产月”期间，我们按照上级要求和部署，精心策划、做好安排、认真组织，以“安全第一、预防为主”为原则，突出“安全责任、重在落实”的活动主题，充分利用板报、标语、知识竞赛、安全演练等多种方式开展安全生产宣传教育活动，全面落实上级安全文件精神，使领导职工的安全意识得到一次全面的普及和提高。

2、组织员工培训学习安全生产法律法规、厂安全生产管理制度和程序、应急预案的掌握等共培训35次。6月份我们组织员工开展了安全知识竞赛活动，10月份对员工岗位安全操作规程的掌握情况进行了试卷考核，组织员工观看安 全警示片2次。3、我厂今年组织员工进行了灭火器材、消防栓扑火演练及高空坠落的应急演练2次，通过实战演练，即提高了员工应对和处置突发事故的能力，又达到了安全警示和教育的目的。

4、严格执行特殊工种持证上岗制度：厂负责人、安全管理人员在安监局培训考核，持证上岗，厂内特种工种人员持证上岗率达到100%。并做到按时年检不脱审。今年共复审电工8名、电焊工2名，有2人取得起重工操作证。

5、为做好我厂的班组安全管理工作，组织全体班组长共10人参加了水利局举办的安全生产资格证培训班，并经考核认证。

6、及时通报国内外各类事故案例，组织员工结合本厂安全工作实际展开讨论，使员工能够在案例接受教训，做到警钟长鸣，在日常工作中能自觉遵守各种安全制度和操作规程。牢固树立 “预防为主，安全第一”的思想。

五、加强领导，严格制度，落实防范措施，确保安全生产的长治久安

1、坚持晨检制度不动摇，管理人员每日与班组人员共同巡视厂区现场，从进水到出水对生产运行、设备运转、现场安全、车间卫生等内容进行全面检查，对发现影响生产和安全的问题，现场解决，对暂时不能解决的，责任到人、限期整改，确保全年的安全工作和生产任务全面完成。

2、落实有效防范措施不动摇。我们按规定及时发放劳保用具;规定运行班组人员疏通二沉池排泥阀时要两人一组穿救生衣，加强监护;在二沉池出水口安装防护网，防止人员跌落滑入出水管道，造成人身伤亡事故;开启井下阀门时使用加长杆避免人员下井造成有毒气体中毒及摔伤事故;检修进水泵房、井下阀门、粗格栅等池下设备时，需填写工作票，采用硫化氢测定仪测量，用活物对比确保安全后方可下池检修等。

3、生化池及二沉池检修期间，搞好安全监护工作，厂领导及部门负责人现场指导，保证工作程序规范及安全防范措施到位，确保了设备维修质量和人员安全。

六、存在问题

1、应进一步抓好安全生产重要性认识的宣传和教育工作，使全体员工不断增强安全生产意识，克服麻痹实现，已达到“人人讲安全，处处为安全”的目的。2、.应有针对性的增加一些应急预案的演练，切实提高应急预案的实用性及可操作性。

七、下一步工作计划

1、坚决杜绝安全事故的发生，实现全年安全事故率为零。

2.认真贯彻落实国家和上级领导部门关于加强安全生产工作的文件精神，切实抓好安全生产的学习和宣传工作，加大对安全生产法律、法规及安全操作规程的宣传力度，营造“人人懂安全、人人讲安全”的良好氛围。

3、加强组织领导，制定有效防范措施，不断总结经验，完善安全制度。强化对厂内的安全生产督查和整改工作，消除各种事故隐患，坚决杜绝各类事故的发生，维护正常的安全生产秩序，实现厂全年安全事故为零的目标。

4、充分利用“安全生产月”、“11.9”消防宣传日等活动，通过应急预案的演练、观看安全警示片等各种形式扎实开展安全宣传教育活动，提高全体员工的安全意识。

总之，我厂在以后的工作中要进一步提高安全管理水平，把各项安全防范措施落到实处，保持安全生产形势的持续稳定，为实现我厂安全生产总体目标而不懈努力。

徐州核新环保科技有限公司 2011.12.23

【篇2：核电厂安全 总结】

第一章

1.1：在正常运行情况下，反应堆厂房外的放射性辐射以及向外排放的液态和气态放射性废物，对反应堆工作人员和周围居民造成的放射性辐照，应该小于规范规定的允许水平。在事故情况下，不论事故是内部原因(如系统或设备的故障)或者外部原因(如飞机坠落、地震等)引起的，反应堆的保护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确保堆芯安全、限制事故发展、减少设备的损坏、防止大量放射性物质泄漏到周围环境中去。

1.2核反应堆安全性特性：a.强放射性。反应堆在运行和停闭过程后，都有很强的放射性；b.高温高压水；c.衰变余热

1.4反应堆的三项安全对策（功能），即在所有情况下（正常运行或反应堆停闭状态，故障工况或事故状态）：有效控制反应性，确保堆芯冷却，包容性放射性产物。①反应性控制分为：紧急停堆控制，功率控制，补偿控制；把吸收体引入堆芯的方式：控制棒，可燃毒物，可溶毒物； ②确保堆芯冷却：正常时：蒸汽发生器被给水冷却；停闭时，余热由蒸汽发生器或余热排除系统导出，乏燃料组件在乏燃料水池中存放几个月，以释放余热；③包容放射性产物：为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间设置了多道屏蔽，并在运行时，监视这些屏障的密封完整性。

第二章

2.1：包括在放射性裂变产物与人所处的环境之间设置的多道屏障，和对放射性物质的多级防御措施。纵深防御的基本安全原则：在放射源与人之间，即放射性裂变产物与人所处的环境之间，设置了4道屏障 ：核燃料基体，包壳，一回路压力边界，安全壳

2.1.2 纵深防御：定义是其包括多层级相继深入而又相互增援的设计防御措施，以此来保证核电厂的安全。纵深防御的目的：第一层防御目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。第二层防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态。第三层防御的目的基于以下假定：尽管极少可能，某些假设始发事件的升级仍可能未被前一层防御制止而发生，因此专设安全设施使其达安全可控状态。第四层防御的目的是保护包容功能，针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽可能的低。第五层防御的目的（最后防御）是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放照成的后果。2.2安全设计的基本原则：单一故障准则，多样性原则，独立性原则，故障安全原则，自动化针对目标。1）控制手段：（如右图）

2）单一故障：导致某一部件不能执行其预定功能的一种随机故障。要求应用以下几个原则：

a.安全系统应该按照冗余原则设置，b.保护参数应具有多样性，c.最小安全原则，d.各保

护通道应具有独立线路；3）共因故障 ：这是一种系统性的故障，例如可因设计、材料或

加工缺陷，在所用的多台相同（冗余）设备上同时出现。单有冗余设计量不能满足需求。

只有通过运用多样性（多样性意味着各种各样）原则才能避免共因故障；4）多样性原则：

多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中； 5）相干故障： 引入不同属性来提高系统的可靠性。为了预防具有相干性质的事故（例如火灾、爆炸等），各冗余分支或子系统在空间尽可能远距离布置，从而不致同时出现失效。

2.3 1）外部：地震，飞机坠落，工业环境（爆炸等），水灾，冰冻；2）内部：火灾，含高能量管道的破裂，来自汽轮机组的飞射物，厂内其它的飞射物，场内水灾。

2.4 或称最大可信事故。指在同一概率等级的所有事故序列中，选择一个参考的假想事故作为设计基准，认为所设置的安全设施若能防范这一事故，就必定能防范其他各种事故。至于较设计基准事故更为严重的事故，则因其发生的概率太低而认为是不可信的，不予考虑。设计基准事故考虑事项：1）采用概率论等方法确定可能导致严重事故的重要事件序列；2）须对照有关事件序列，以确定须考虑哪些严重事故；3）对能降低这些选定事件发生的概率及设计修改加予评价；4）需考虑核电厂整个设计能力（包括安全，非安全，临时系统等），使核电厂回到可控状态；5）对多机组电厂，需考虑其他机组可利用的手段或支持；6）需在记有代表性的严重事故情况下制定事故管理规章。

2.5 以设计基准事故为基础的安全评价方法称为确定论评价法。必须包括：1）确认核电厂运行限值和条件符合核电厂云顶设计的假设和要求2）适合于核电厂设计和厂址假设始发时间的特征3）源自假设始发事件的事件序列的分析和评价4)各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较5）设计基准的制定和确认6）论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操作员动作能够管理预计运行事件和设计准事故。

2.6 概率安全评价(psa)： 定义：应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价。主要任务：1）识别核电厂的潜在事故，确定潜在事故的发生概率和放射性物质的释放量2）根据源项，计算环境中放射性物质的分布以及它对核电厂周围的居民健康和财产的影响 3）综合所算出的结果，求出潜在核事故产生的总风险，并把这些结果与非核风险进行比较

2.7 核电厂的风险：来自于事故工况下不可控的放射性核素的释放。基本步骤：1）风险分析的初因事件；2）以事件树为工具，事件序列，算出各事件序列发生的频率；3）源项的计算；4）利用修正的高斯扩散理论，计算出各种气象条件下核电厂周围的放射性物质的浓度分布。5）根据保健物理知识，确定核电厂事故时对周围，居民健康影响程度以及所造成的经济损失。归结为两个问题： a.辐射安全问题；b.排除不可控链式裂变反应发生和发展的可能性。

2.9核电厂风险评价的主要目的：1）提供系统性的分析，以确信设计符合安全目标2）证明整个设计是平衡的3）去任何点畅销的参数偏移不会引起严重异常事故4）提供发生堆芯严重损坏状态的概率评价以及要求厂外早起响应的放射性物质向厂外大量释放的风险的评价。5）提供外部灾害事件发生概率和后果的评价6）鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系统7）评价核电厂应急规程的充分性。

2.10 ：一个特定事件的后果，不仅取决于初因事件，还与随后的瞬变期间反应堆安全系统能否发挥其正常功能有关。有必要分析在一个或几个安全系统故障时的事故后果;事件树是进行风险评价的有用的工具。如果用l表示初因事件的类型，用i表示事件树中第i个ci=1，2，?n事件序列，则由l型初因事件引起的风险可用下式表示如果核电厂存在m个能导致向环境释放放射性物质的潜在事故，总风险应为：。

2.11故障树分析法: 用来确定由事件树定出的事故的途径中的各种系统的事故几率。故障树的作法正好与事件树相反，选择某一特定事故来进行故障分析时，就以它作为故障树的出发点，一般称为终端事件;终端事件一经选定后，运用工程和数学的推理，可以进一步深入探查造成这一终端事件的其他故障、这些故障如何组合和发展的途径。

2.12电厂的核安全许可证：核电厂的选址定点+核电厂的建造+核电厂的调试+核电厂的运行+核电厂的退役。操纵员许可证：操纵员、高级操纵员。

2.13 ：1）许多情况下潜在的反应堆事故后果远比非核事故小，其后果远比想象中小得多；2）反应堆发生的事故可能性比许多类似后果的非核事故小得多，如火灾，爆炸，地震，飞机坠毁等。核事故与自然灾害级人为因素事故图比较结果：1）核电站风险来自导致燃料熔化的事故，其概率非常低且并不严重；2）主冷却剂系统的小破口失水事故易造成燃料熔化；3）人为因素往往加剧了事故的严重性。

证质量对所需完成的全部工作的综合而作的规定。

第三章 3.2和条件分类：安全限值+安全系统整定值+正常运行的限值和条件+监督要求；运行限值和条件目标：1）防止发生可能导致事故工况的状态；2）如果发生这种事故工况，则减轻其后果。

3.3正常运行：核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验和换料。

3.4：在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或者数次的偏离正常运行的各种运行过程。由于设计中已采取相应的措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。

3.5事故工况：核电厂以偏离运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限值在可接受的限值以内，严重事故不在其列。

3.6（dba）：核电厂安全分析报告必须考虑的典型始发事件，核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。3.7分为4类，分别用i、a、h、u表示。i程序用以处理较小故障和公用系统(供电、压缩空气)的失效。a程序用以处理管道破裂。h程序，来对付这些超设计基准事故，h 程序仍属于针对事件的程序针对物理状态的程序，能处理未能及时诊断、即不能判断事故原因的一

切事故，称为最终程序，即u程序，u程序是减轻极不可能发生的最严重事

故的放射性后果的最终程序。

3.8：增设安全措施，增设安全工程师岗位，增设安全控

制盘，增设技术支援中心。

3.9：一种要求立即采取行动（超出了一般工作程序范围）的状态，以

避免事故的发生或减轻事故的后果

3.10核电厂不同应急状态等级（见右图）

第四章

4.1.11）起源于内部的事件2）起源于外部

事件，这类事故一般是不可控的。工况分类：工况i：正常运行和运行瞬态；工况ii：中等频率事故；工况Ⅲ：稀有事故；工况iv：极限事故

4.1.2 一回路系统主管道大破裂，二回路系统蒸汽管道大破裂，蒸汽发生器管子破裂，一台冷却剂泵转子卡死，燃料操作事故，弹棒事故。稀有事故：一回路系统管道小破裂，二回路系统蒸汽管道小破裂，燃料组件误装载，满功率运行时抽出一组控制组件，全厂断电，放射性废气废液的事故释放。

4.1.3 对在超设计基事故发展过程中所采取的一系列行动，包括：防止事件升级为严重事故，减轻严重事故的后果，实现长期稳定的安全状态。

4.1.4：核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。反应堆严重事故可分为两种：1）堆芯熔化事故。由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露，升温，熔化的过程，其发展较慢，时间尺寸为小时量级；2）堆芯解体事故。由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展很迅速，时间尺寸为秒量级。

4.1.51)目的：正常情况下，通过安全分析，可连续监督和分析核电厂运行状态，以维持或提高核电厂的安全水平。2)事故分析：是研究核电厂在故障工况下的运行行为，是设计核电厂和申请许可证的必备步骤。3)事故分析方法：1.确定论分析法；2.概率论分析法

4.1.6内预计可能出现的一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程。3)事故工况是指核电厂以偏离运行状态的形式出现的事故。4)设计基准事故（dba）是指核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性的事故工况。5)严重事故是指核电厂堆芯遭到严重损坏和熔化的事故。6）：事故后果比较：a.预计运行事件：不引起重要物项损坏，不导致事故工况； b.设计基准事故：放射性物质的释放可由设计限制在可接受的范围内； c.严重事故：破坏压力壳或安全壳的完整性，并引发放射性泄漏。

4.2 建设核电厂研究的事故或事件分两类：1）以损失一回路或二回路的流体为特征的管道破裂事故：蒸汽管道破裂事故，给水管道破裂事故，失水事故；2）没有流失流体的设计基准事故：反应性引入事故，一回路流量不正常事故，一回路压力不正常事故，蒸汽流量不正常事故，蒸汽发生器给水不正常事故。

4.2.1指向堆内突然引入一个意外的反应性, ①机械故障，涉及到控制棒驱动机构或该机构的承压罩壳；②电气故障，涉及到控制棒操作或调节系统；③人为故障；说明没有遵守运行规章和没有注意所发出的报警信号。反应性引入事故分类 ：1)反应堆在次临界状态下调节棒失控提升;2)反应堆在功率运行状态下，调节棒束失控抽出;3)硼酸的失控稀释;4)功率运行下单个调节棒束失控提升;5)一个调节棒束弹出，其引起的反应性变化速度与前一种情况不一样。反应性引入事故后果： 1)对燃料元件造成严重后果，反应性上升导致燃料元件和冷却剂温度上升，由此导致出现dnb危险以及超功率的可能性；2）如果堆芯反应性增加不均匀，出现dnb和超功率的危险就更大并导致热通量和温度的空间分布不均匀；3）如果方应性下降不均匀，由于中子和控制系统的负反馈效应将导致同样的危险，在后一种情况下为了保持总功率不变，将引起原来没有受影响的区域内功率增大；4）功率的增加将波及第二道屏障：超压将导致稳压器水位升高和安全阀组打开。反应性引入事故保护方法：1）设计阶段考虑的保护。采取的预防措施主要是考虑调节棒束移动。

2）自动保护。对于反应性事故将通过警报信号通知运行人员，如不及时干预着保护系统自动投入工作：a.禁止控制棒束提升，b.紧急停堆线路。

4.2.2 只有在任何一台主泵的压头和一回路压力损失之间出现不平衡情况下才引起一回路流量变化，其故障是由电动机转矩和摩擦转矩的变化产生的。危险性：1）一回路流量下降引起临界热流密度的下降，出现膜态沸腾的概率增大，易出现燃料包壳破裂事故。

2）如流量下降很快，导致一回路压力迅速上升，引起一回路机械损伤；3）若流量增大，导致堆芯温度降低，引起反应性和功率上升，出现沸腾危机。保护措施：一回路流量降低后，必须产生紧急停堆动作；一回路流量增大后，通过功率量程的中子通量密度信号、中子通量密度增加速率高信号、流量低信号和同时出现p8运行线路的信号来紧急停堆。

4.2.5 蒸汽发生器给水不正常事故：包括事故为：第一种是事故完全失去主给水流量，导致一回路冷却剂欠冷；第二种事故是给水超流量或给水过冷导致一回路冷却剂过冷。原因：蒸汽发生器失去给水事故原因：1）电厂失去供电导致主泵停运；2）一台主给水泵停运，可能由于供水站断开引起。3）调节阀门意外关闭；给水超流量事故可能原因：1）调节系统功能发生故障。2）给水调节阀意外打开。流量降低物理特性：给水

流量降低使热量导出能力降低，由于传热效率降低，使一回路流体温度升高，从而引起稳压器水位上升。危险性：使得一回路温度升高导致出现dnb，超功率，一回路内超压。保护：1）自动保护：紧急停堆，汽机脱扣，主给水管线隔离和汽机给水泵停运，辅助给水系统启动；2）辅助给水系统最小流量设计。主给水超流量或过冷物理特性：两工况后果相似，都导致一回路流体过冷，引起压力下降，温度下降引起功率上升。危险性：出现dnb，超功率，一回路内超压，在二回路给水超流量可能导致水进入蒸汽管道，损坏气机；保护方法：（同上一样）紧急停堆，汽机脱扣，主给水管线隔离和汽机给水泵停运，辅助给水系统启动。

4.3.1三重屏障的完整性: 1)核电站的三重屏障：a.燃料包壳b.一回路压力边界c.安全壳；2)采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何，设计变更中必须明确安全职责；3)单一故障准则：多样性原则；独立性原则；障安全原则；自动化。

4.3.2: 1)导致燃料棒包壳破坏有三种可能性：燃料芯块熔化+沸腾危机+燃料芯块-包壳间的相互作用。a.燃料芯块熔化：芯块芯部温度2260度，线功率590w/cm2；b.沸腾危机：为保护燃料包壳，人们还力求避免出现沸腾危饥(偏离泡核沸腾 dnb)。因为如果有沸腾危机,包壳与冷却剂间的热交换就急速下降，包壳的温度就上升。为避免出现这种沸腾危机，人们要求保持比值：dnbr1.3，其中dnbr=临界热流密度/实际热流密度；c.燃料芯块-包壳间的相互作用：当功率变化时(从而温度也变化), 燃料体受到机械应力的作用 , 这是由于燃料包壳热膨胀系数不同造成的。极端情况下，将导致包壳爆裂。4.3.3：1）在第1类工况，调节系统使稳庄都的压力保持在额定值(155bar)附近；2）在第 2 类工况 , 应检验一回路的任何点压力不超过设计压力(171.3bar), 并且稳压器没有充满水;因为，稳压器的阀门在充水时动作可能损坏阀门并阻碍其回座.还应当避免稳 压器卸压箱(rdp)膜片破裂；3）在第 3 类和工况 4 类工况（除了一回路破裂以外），应当保持回路的完整性，为此应检验一回路最大压头部位（主泵出口）的压力不越过设计压力的 1.1 倍(188.4bar）

4.3.4安全壳的完整性 ：1)如果安全壳的压力不超过设计压力值（5bar），其完整性就可以得到保证。2)事故的五个来源： a.贮能；是指事故发生时贮存在燃料、冷却剂和一回剂系统其他部件中的显热和潜热b.核瞬变能；是因核偏差造成反应堆事故时裂变产生的瞬时热能c.衰变热；是事故发生时堆芯内裂变产物和锕系元素连续产生的热能d.化学反应能；也是一种潜在的事故原因e.与厂址有关的能量；是指一些人为事故及核电厂外部发生的自然力量

4.5.蒸汽管道破裂事故(rtv)： 1)事故定义：指蒸汽回路的一根管道(主管道或管嘴)出现破裂所产生的事故,或蒸汽回路的一个阀门(安全阀门、排放阀或旁路阀)意外被打开所导致的事故,都称蒸汽管道破裂事故。2)事件和事故分类： a.ii类（中等频率事件）事故：在蒸汽管道破裂事故中，其破口的尺寸小于二回路的一个阀门打开所构成的破口。b.iii类（稀有事故）事故：在蒸汽管道破裂事故中，破口的尺寸大于二回路的一个阀门打开所构成的破口，且无法将蒸汽管道自动隔离。c.iv类（极限事故）事故：在蒸汽管道破裂事故中，比ii类和iii类事故更严重的事故。3)破裂现象可能发生部位：a.蒸汽发生器与安全壳之间，b.位于蒸汽隔离阀的下游支架与蒸汽联箱之间c蒸汽联箱上或在联箱与汽轮机之间。4)事故后果：a.蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂中取走的热量，从而引起一回路冷却剂的温度和压力降低。b.紧急停堆后，由于一回路冷却剂的温度迅速降低，就减少了添加到反应堆内的负反应裕度。若慢化剂的负反应的温度系数很大，则反应堆有重返临界的危险。这也是反应性引入事故的一类原因。c.如果管道破口侧在安全壳内，大量蒸汽的排放会使安全壳升温超压。d.如果事故前蒸汽发生器的传热管有破损，一回路水会向二回路泄漏，裂变产物有可能施放到堆外的环境中去。5)事故过程：事故大体分两阶段描述：第一阶段：蒸汽管道破裂、释放阀或安全阀误动作初始阶段，第二阶段：在停堆停机之后，在隔离破裂蒸汽管道之前注量率概念：即中子强度（射线的辐射输出量率）5）事故预防目标：a.制止二回路蒸汽的大量流失。b.防止一回路冷却剂温度急剧下降。c.维持反应堆次临界度，确保最小烧毁比大于1.3； 6)预防措施：注射硼水+关闭隔离阀+停止二次侧给水+启动安全注射系统和喷淋系统。

4.6.: 1)事故定义：所有蒸汽发生器上游的任一给水道破裂,从而导致给水流量突然下降,然后至少有一个

蒸汽发生器水室的水被排空的现象； 2）事故根源：一般的合理

假设是给水管道上的机械应力和热应力所导致； 3）事故类别与

准则：给水管道破裂事故是iv类(极限)事故。所要求的准则为：

在最初30min内一回路水没有出现整体沸腾； 4）事故后果：给

水管道破裂事故对反应堆三道屏障都带来风险： a.)二回路给水

丧失引起一回路冷却性能恶化，从而导致一回路内出现整体沸腾； b.稳压器安全阀开启，引起一回路水流失，使得堆芯部分露出水

面，从而有产生包壳破裂的危险；c.从破口流出的流体(水)引起安

全壳内温度和压力上升。5）事故过程： 见上第3,4,5图，分别

为蒸汽发生器出口处压力，一回路平均温度和稳压器水体积的情

况图。无人干预情况分析过程如下：a.二回路。事故表现为受影 响的蒸汽发生器的给水突然中断并且两外两台蒸汽发生器的给水

大幅度下降（用图3解释）b.一回路（用图3和图4解释）

【篇3：阳江核电安全实习小结】

阳江核电安全实习小结 2013年12月1日，我被公司派遣来到广东火电阳江核电项目部电控工区学习安全管理。项目部安全部对新入场员工进行了入场培训。并通过对安全管理上的各类事故真实案例的学习，使我对安全重要性有了更深刻的理解和感悟。有多少次警钟长鸣，就有多少个血泪辛酸的故事。白发苍苍老母的悲痛欲绝、弱妻幼子的孤苦无助、社会的无形损失??众多的事故统计表明，除客观的社会缘由和自然灾害外，主要的责任者事故源于人们的安全意识淡薄，违章违纪。每一次触目惊心的交通事故，都有当事人侥幸心理下的严重违章行为。如此淡薄的安全意识，如此淡薄的自我保护意识，不仅直接伤害了自己，更对家庭、亲人造成了伤害。

在核电的一个多月中，我学习到了很多东西，也对现场一些安全施工，安全隐患有了一定的辩知能力。也能对一些存在的安全隐患提出自己的意见，对工区的安全管理制度也有一定的了解。在核电期间，我跟着何必洋师傅学习，遇到一些检查的时候吴图情师傅也会叫上我们，认真的跟我们讲解一些现场的不足之处及安全隐患点。在此期间，我们严格检查作业票，跟进动火作业等。

每天严肃的安全早班会让我知道“安全无小事”，防微杜渐是关键。安全不是面子功夫，而是要落到实处；安全不是喊喊口号，而是要真正行动；安全更不是只为自己，而是为了大家。

在核电施工中，我们必须始终坚持安全第一、预防为主的方针。在正常生产组织过程中必须遵守有关安全生产的法律、法规，不断进行安全生产教育和培训，消除侥幸心理，了解掌握必备的应急安全防护措施。在日常工作中，我们因该积极面对各级安全单位的的各项检查规定和考试，做到时时自查、整改，时时学习，刻刻注意。

因为核电不比常规电厂，核电的管理体系对于安全的要求更为严格、苛刻。基本每做一件事都必须按照流程做事，动火作业、高空作业及密闭空间作业更为突出，这些作业都必须按照严格的手续，办理作业票、通过协调是施工环境满足于安全条件、设立专门的监护人、安全文明施工缺一不可，这样做的目的就是要我们正视安全的重要性，要我们的安全意识从“要我安全”转向“我要安全”、“我应安全”、“我能安全”、“我懂安全”的飞跃。通过一个多月的学习，使我对公司安全体系的运作有了更深的认识，对于安全的重要性也有了更深的了解。但是，这些还远远不够，我会在今后的道路上更加努力的去学习施工安全，质量安全的知识。是自己在成长的路上不断前进。刘伟锋 2014年1月

第5篇：核电工作岗位简介

（1）运行类

“运行操作”岗位主要负责机组正常运行和大修期间主控室的控制界面的监督、控制操作，及电站设备和系统的就地操作，确保机组和设备的安全、稳定和经济运行。运行人员需要熟悉整个电站的工作原理和生产流程，具备系统和全面地分析和解决问题的能力，具有较高的职业素养和良好的工作习惯。

运行操作类岗位需要自动控制、电气、反应堆工程、发电厂及电力系统、热能动力等各方面专业人才。

（2）技术支持类

技术支持类岗位的工作范围涉及到核电站的设备管理、燃料管理、防腐、性能试验、工程改造、技术改进、合同采购、文档服务等技术支持与管理工作，为机组的安全、稳定和经济运行，提供充分的技术支持、文件服务、商务服务和物资供应等支持性工作。技术支持类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、土建、防腐、国际贸易、工商管理、图书信息、法律、档案等各方面专业的人才。

（3）生产准备类

核电站的生产准备工作范围涉及到电站的工程建设、安装、调试、移交和试运行等诸多阶段。所从事的工作包括工程设计审查、运行和维修经验反馈、工程建设中的技术支持、电站设备制造过程中的监造、数字化仪控系统控制界面的设计、生产准备计划管理、管理程序和技术程序编写、执照申请、备品备件管理等工作。

生产准备类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、土建、工程管理、技术经济及管理等各方面专业的人才。（4）维修类

全面负责公司营运电站的设备、系统日常维修及换料大修，保证公司营运电站的设备、系统和厂房处于良好的状态，为电站的安全、稳定和经济运行提供必要的条件。维修类包括的工作内容包括电站大修的组织、管理及优化工作、日常维修组织与协调工作以及维修技术管理；电站所有机械设备和系统、电气设备和系统、仪控设备和系统、电梯、行车、空调等的日常维修和大修工作；核燃料装卸、废物管理、核清洁及工具管理等工作。

维修类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力等各类专业人才。（5）设计管理类

主要负责全厂总体设计、初步设计、施工设计的设计管理和审查；以项目为基础的设计管理工作主要包括执照申请及技术支持、设计质量监督、技术方案选择的评价、设计进度控制、设计接口控制、设计变更控制、设计文件控制等；承担部分设计工作；设备采购（技术方面），包括采购方案策划和确定、承包商技术资格审查、合同文件技术部分的编制、技术部分的评标、采购进度与质量控制等；设备制造和监造活动的监督、协调和有效性评价以及对各项目提高业务和资源支持。工作类别主要包括技术协调、总体及执照申请、核岛设计、常规岛及BOP设计、电气设计、仪控设计、土建设计、设备监造等。（6）施工管理类 一方面承担项目现场的施工管理职责；另一方面，承担公司集约化施工管理的责任，统筹公司在施工管理、技术控制和施工人才储备等方面的工作，包括向各异地项目提供施工管理的技术支持和人力支持等。工作类别主要包括物资管理、土建施工、施工支持、核岛安装、常规岛及BOP安装、电仪安装等。监造等。

（7）调试类

主要承担核电站正式运营之前电站设备和系统及机组的调试工作，其主要目的是全面检验核电站的设计，设备制造和施工安装质量，验证核电站各个部件，系统和机组的性能是否符合设计要求；验证电站各种构筑物，设备，系统及整个机组在所有工况下能否安全运行；对设备，系统的性能参数与运行指标进行验证和调试，暴露并消除潜在的系统设计和设备制造隐患和缺陷，确保核电站安全运行，同时提高机组的可用率。其核心业务是调试管理和调试技术、项目的调试策划和准备。目前主要承担中广核集团在建核电项目的调试工作。工作类别主要包括：核岛调试、常规岛及BOP调试、DCS调试、电气调试、技术管理等。（8）设备经营类

所从事的工作主要是新项目的项目总体策划与开发；新项目开发阶段的现场管理；组织工程委托合同的编制、谈判、签订、变更和执行情况的分析、报告；建立和维护各项目的工程计划和进度的管理体系、风险和经验反馈体系、报告体系、项目绩效评价和考核体系，并实施总体控制，同时根据公司政策和各项目的需求，对各项目提供业务和资源支持；并归口管理各异地项目协调办公室的工作。工作类别主要包括：经营策划与项目管理、工程计划、科技管理等。

第6篇：核电安全及三代核电

核电安全与三代核电

郑 岩

核电是人类利用能源重要组成部分，在石化能源探明储量有限、环保要求严格的今天，显得核电发展尤为需要。

核电是五大能源的载体，在可控状态的核电工艺，是原子能、热能、动能、机械能、电能同时转换，输出洁净能源广泛利用，为人类造福。

核电是潜在的危险源，一旦出现较大事故，其危害严重和惨烈、沉痛而深远、广泛又无法逆转。核电的安全要万倍警觉、千倍防范、百倍布控，力求核事故伤害和财产损失在有限范围内。

核电是科技进步的标志，从1938年德国发现核裂变，到1939年法国居里和意大利费米证实裂变链式反应，至1942年费米实现裂变反应可控。核能首先被战事军用，延至1950年方转为和平利用，出现核能发电技术。历经一代、二代核电的实践和改进，安全风险在逐步缩小，设施完备在不断增多；人类在核电灾难后，认识更清醒，设计更合理，审批更慎重。现在，启动第三代核电，研发第四代核电，是全球利用核能向安全王国大步跨越。

一、核电安全是全球顶级事项

核电事故的偶然性、必然性、危害性众人皆知；各国重视核安全，政府关注核安全，人们恐惧核事故，担心核辐射后患，这是客观事实。因为核泄漏事故较其他事故的危害和影响广、深、大、长、远。由于核电事故的影响，英国核电停建十多年，美国冻结新建核电30年，因福岛核电事故，我国于2011年3月16日理智的缓建十多座核电站，停止审批核电新项目，待《核电安全规划》出台方可复原，这是为子孙后代负责的明智之举。

对核电的BOP的安全，要认识安全原理，分析事故规律，掌握安全辩证法，剖析事故因果关系，知晓多重原因论，抑制危险源扩延，预测事故链生成，防范能量逸散，避免误入禁区等，是各国共同研究安全的永恒课题。对核岛及其相关系统，更要加倍、深化、细致研究核安全理念，设计更完善、更有效、更信赖的核安全设施。这是全球人类的共同期待。

4、核电核乏料处置：有较大辐射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下处置库或再利用。美国、日本、前苏联等国家的核乏料的核辐射已有过公害，运行了半个世纪的强国核乏料却没进入地宫正寝，快速禁锢。中国不能走他们的老路，建设费用虽昂贵，地下核废料处理库的选址、审批、建设刻不容缓。打破西洋和东洋的框框，走中国之路，早期建设，迎接核电运营高潮的到来。同时加速快中子堆核电站的规划与建设，提高核燃料利用率，减小核乏料数量。

三、核电核泄漏事故等级

按国际原子能机构制定的《国际核和放射事件分级表》标准，核泄漏事故共分7级。

1级2级：轻微、局部泄露；3级：较重泄露。（1-3级为事件级别）4级：对场外不会造成明显危险的事故。核设施有部分损坏，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人员遭受很可能致死的过量辐射。有辐射物外逸，辐射剂量超标，对人构成伤害。

5级：具有场外风险的核事故。导致核装置严重损坏，和（或）外泄的放射性物质活度达到一定水平放射性物质“释放量有限”，可能需要部分执行应急计划对策。核设施损坏面较大，对周围环境造成核辐射污染。（如1979年美国三哩岛核电事故）

6级：重大核泄漏事故；有“相当数量”的放射物外泄。可能需要全面执行应急计划对策，严重的健康影响。（如1957年苏联车里雅宾斯克核废料事故）

7级：特大核泄漏事故。涉及放射性物质“大量外泄”。按放射性核素碘131换算，放射物质活度达到每小时数万万亿贝克勒尔；可能有急性健康影响；大范围地区有慢性健康影响；有长期的环境后果，对公众健康和环境造成广泛影响。（如1986年前苏联切尔诺贝利核事故和2011年日本福岛核电站事故）

四、核电安全常规评价

遵照墨菲法则、遵循逆向思维、考量战事要素、防控恐怖袭击等，要从事故理念、设计标准、选厂方略、设备功能、自控逻辑、软件管理、防

2011年3月11日福岛核电站事故：没有抵挡巨浪围堤、没有可靠备用电源、防止事故扩大的决策失误等原因，海啸降临之际，直毁福岛核电站，成为核害之源。

暴力行为引发的核电事故：

1987年11月17日，伊拉克飞机轰炸伊朗南部在建的布歇赫尔核电站，三天两炸，包括核专家及德国工程师等11人身亡，数人受伤。若运行的核电被狂轰，其后果不想得知。

人为事件导致的核电事故：

1957年英国的温德斯凯尔核电站事件，英国十几年核电发展停滞不前。1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站，2号机组反应堆燃料棒发生熔毁及核泄漏事故，惊动白宫，总统前往，人员疏散。由此美国30年核电建设叫停；此间，美国核能界只好走增容延寿的危险之路。

1986年4月26日，在乌克兰境内的切尔诺贝利核电站发生了世界最严重的核岛爆炸事故。先后6万多人受核辐射死于非命，百年噩梦挥之不醒。

历史长河里：十字军东征能否再现，希特勒式狂人能否再生，萨达姆式肆疟核电站能否重演，美国百层国贸双塔会否再袭陨落，美国五角大楼能否再次撞毁，这些智者难以预料；地壳板块微动，两极冰山溶化，浅层地震，近域海啸，谁能阻挡。

上述极端事件有铁的事实，事故灾难令人战栗，我们要温故知新。为此，我国不能否定核电建设和运营的规划前景。但是，前车之鉴却提示核电审批决策层，除常规核电安全风险评定外，核电站应建在何处，必须认真思索。无论在沿海还是在内陆，不应在人口稠密处、民众饮水之源旁，建起新的核电站，也包括安全裕度较大的第三代核电站。

六、核电回顾与展望

2010年底世界运营核电机组442台，总装机容量3.7亿千瓦，发电量占世界发电总量的16%。我国运行核电机组13台，装机1080万千瓦。美国有核堆64座，75.7%建在内陆，封杀新建核电30年后又重新启动；前苏联核电站建在内陆100%；我国内陆5座核电正在安全论证；世界各国建设先

经验。我国已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。

第三代：先进轻水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。

在第三代核电发展中，世界出现两种走向：

欧洲型：法、德合作开发的欧洲动力堆EPR。它立足于成熟技术、逐渐演进，加大堆芯安全裕度，增加能动安全系统，增强严重事故预防，强化缓解能力，提供数字化、信息化、模块化，加大机组容量规模效应。称欧洲第三代核电为改良型，芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂。

美洲型：美国西屋公司研发的以非能动安全系统、简化设计、简约布置、模块化建造为主要特色的APl000。采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力；无需运行人员操作，安全支持系统就能保证安全运行，赢得3昼夜特别处置时间。因其融入新概念而称为革新型。我国三门核电厂1号机组的建设将成为APl000的世界首堆工程。

第四代：规划包括超临界水堆在内的6种堆型。技术更先进、安全更可靠、裂变转聚变；燃料利用率高，由1%到90%的飞跃，大大减少核乏料数量及处置。我国已加入了研发行列，已安排了超临界水堆关键科研课题的基础研究项目。

八、第三代核电非能动技术

我国田湾核电站和法、德设计的EPR采用双层安全壳。美国西屋公司的APl000则采用全新设计的非能动冷却安全壳及其辅助系统。

1、PA1000的电厂主要参数

设计寿命60年，电厂利用率93%，输出电功率1117MW,核蒸汽供应系统功率3415MW，电厂效率32.7%，设计地震烈度（地面加速度）0.3g，换料周期18个月。

核蒸汽供应系统：额定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽压力5.61MPa，蒸汽温度271℃，给水温度226.7℃；蒸汽发生器△125型：设计压力一次侧17.13MPa、二次侧8.17MPa；在RCS(反应堆冷却剂系统)稳定运行工况，冷却剂压力15.5MPa；设计温度一次侧343.3℃、二次侧315.6℃。

第7篇：核电仪器

核电厂辐射监测系统发展趋势

核电厂辐射监测系统发展趋势

刘 杰

（西安核仪器厂 陕西 西安 710061）

[摘要] 本文概述了核电厂辐射监测系统仪表及其主要单元部件的功能和用途、系统配置、国内外技术发展状况和差距；为适应国家快速发展核电的节奏以及实现核电装备制造国产化要求，提出了以自主研发、自主创新与引进技术、消化吸收再创新相结合的产品研发思路。辐射监测系统简介

核电站与其它种类电站的主要差别是核反应堆运行中伴有核辐射产生，所以辐射监测系统是核电站必不可少的组成部分。系统所获取的辐射变化信息对保护工作人员免受辐照、保护环境及保证核电站安全运行有重要作用，对分析核电厂的故障和事故具有重要价值。

核电厂的辐射测量主要涉及辐射监测、保健物理、实验室分析测量、环境监测等。其中，本文重点阐述的辐射监测系统可分为区域辐射监测、排出流辐射监测及工艺辐射监测，通过测量辐射水平的高低实现对核电站屏蔽完整性、设备工作状态、人员受照剂量的有效监测和控制，从而最终保证核电站的安全运行，防止任何超剂量事故发生。

辐射监测系统通常由若干各自独立的测量道、中央计算机系统及应用软件等构成；各测量道包含相互连接的各种功能部件（探测装置、处理和显示单元等）。

核电厂辐射监测系统通常分为三个层次：即辐射探测、数据测量和显示以及中央数据采集和管理。

核辐射的探测对象主要包括区域γ放射性监测、气载气溶胶α、β放射性监测、惰性气体β、γ放射性监测、放射性碘γ监测以及液体（水）γ放射性监测等，根据现场的不同监测对象（所关注的射线、核素或介质）、安全级别和辐射水平，所选用的辐射探测器种类、监测道设备安全等级（安全级和非安全级）和量程范围会各不相同，所以，在现场安置的辐射测量道应具有适应现场要求的良好的物理指标和性能，能可靠、准确、及时地反映现场辐射水平的变化。辐射监测仪表技术应用现状及前景

中国核电从上世纪80年代开始起步，到现在建成并投入商业运行的共有11台机组，其中3台机组主要是靠我们的技术力量完成的，其中一台机组是秦山一期30万千瓦的原型堆，该堆型已出口巴基斯坦4台机组（包括已发电的两台机组和正在建设中的C-2核电项目），另两台机组是秦山二期的2台60万千瓦机组，在这3台机组中，除少部分技术较复杂且价值较高的辐射监测仪表采用国外产品外（如事故及事故后类仪表、PIG监测仪等），其它大部分的辐射监测系统仪表设备均采用了国产的产品；而另外的8台机组可以说全部或绝大部分采用了国外的辐射监测仪表产品，国产辐射监测仪表和设备屈指可数。

根据国家大力发展核电的战略部署，到2020年我国核电运行装机容量将达到4000万千瓦，占届时全部发电装机容量的4％左右，这意味着为核电装备制造企业带来了巨大的发展机遇。然而因近年来关于中国核电发展的技术路线之争，也对核电产业链下游的装备制造企业带来了无所适从之感，缺乏从核电发展总体方面的宏观引导，在一定程度上无法把握仪控设备的设计及系统构建的技术发展方向，并且对已有的技术模式可能会丧失有效的延续性；加之，国内装备制造企业的技术基础、科研能力、资金支持就相对薄弱，装备制造企业的产品研发活动似乎只能缺乏前瞻性地被动进行。

从国家核电发展的技术路线来看，我国投入商业运行的11个核电机组，除秦山一期的原型堆外，其它机组采用了整体引进国外技术或“仿造”的模式，加上国内特殊的市场环境，这使得国外进口的核装备技术和产品，在相当一段时期内都具备很大的市场空间。由于国内核行业尚未建立和形成以企业为核心的创新发展机制，核电产业链下游的装备制造企业，只能依靠自身能力，在缺乏支持的科研条件下滚动发展，这也就是为什么从实验室分析、在线监测、保健物理以及环境监测等各类国外核辐射测量产品在国内大行其道，而国内具有一定科研生产能力的核仪器制造企业的市场空间变得越来越小。

近年来，尽管国内辐射监测仪表技术随着核电建设步伐的加快而有较快的发展，各科研院所、企业纷纷研发新产品，填补了不少单机产品空白，但总体来说，辐射监测仪表在产品覆盖面、标准化程度、系统构建等方面还存在较大差距。由于市场的开放，在历年来国内的核电工程项目及各类核设施辐射监测系统设备的招投标过程中，国内企业都遭遇了来自国外供货商的激烈竞争，同时国内也涌现了不少国外产品的代理商和贸易公司，使国内有一定技术基础和技术能力的企业，无论在市场和技术方面都陷入两难的境地，中国核电亟需建立以企业为主体的技术发展与创新体系。辐射监测技术发展趋势

辐射监测技术随着科技的进步也产生了巨大的飞跃，从70年代简单的模拟率表形式，经过几十年的发展，当今的核电站辐射监测技术已步入充分体现“用户化”概念的数字化网络监测系统。

3.1系统主要部件

3.1.1 探测装置

在传统探测方法的基础上（如电离室探测器、闪烁探测器等），新型的半导体探测器（如PIPS型硅探测器等）将更加广泛地运用到辐射监测仪表的探测装置中；由于采用新工艺和新材料，探测装置的外型尺寸将会大幅缩小，铅屏蔽减小甚至可以去除，便于集成在辐射监测现场的“一体化”机架中；可通过多种方式对探测器工作性能进行检查（包括光测试、电测试、探测器内置源、温度传感器等），无需外部检查源装置。

3.1.2 就地处理单元（LPU）就地处理单元（LPU）是辐射监测系统的核心部件，它与探测器相连，给探测器供电并获取来自探测器输出的模拟测量信号，通过其内置的合适的算法，以所需的单位（Gy/h，Bq/m等）给出辐射测量值以及输出报警和故障信息、存储历史值和历史事件、谱的产生和存储、对外模拟量/数字量输入输出、RS-485网络连接等功能。

3根据不同的探测器类型，可选择不同的LPU，除了“测量板”依所连接的探测器类型不同而不同外，所有就地处理单元的外型尺寸和其它内置板件均相同，简化了日后的维修和维护。

就地处理显示单元（LPDU）是将就地处理单元（LPU）和小型的显示单元集成于一体的处理显示装置。它具有LPU所有的功能特性，可以很方便地与各种探测装置集成在“一体化”机架中并安置在监测现场。

3.1.3 显示单元（DU）

显示单元包括就地显示单元（LDU）和远程显示单元（RDU）。

就地显示单元（LDU）的主要功能是显示多个就地处理单元（LPU）传送来的测量值和报警信息，并提供多组对外模拟量/数字量及串行接口连接。

远程显示单元与就地显示单元具有相似的功能。其结构为机柜的机箱安装方式，5个RDU可安装在一个19″的5U机箱框架内。根据系统设计的需要，通过RDU可实现对各监测道远程集中显示。

3.2 系统配置

由于采用了上述的数字化的处理和显示部件，给辐射监测系统的构建方式带来了极大的灵活性，系统可以以“用户化”的配置实现最佳的性能价格比。

辐射监测通道的基本配置方案包含一个就地安装的就地处理单元和安装在控制室机柜中的远程显示单元。由于RDU或LDU都能与LPU直接相连，所以两者并不需要同时使用，视系统或用户要求而定。另外，也可以使用将处理和显示功能集为一体的LPDU取代下图所示的LDU+LPU的方案。

图1 辐射监测通道基本配置

辐射监测通道的简单配置是低成本的系统构建方式，可直接将就地处理单元（LPU）连接到一台管理计算机，实现远程监控管理。

图2 辐射监测通道简单配置

辐射监测通道的复合配置充分利用了局域网概念，通过LDU（或LPDU）直接实现就地操作，远程访问可通过RDU实现，中央处理可通过控制室的管理计算机完成，而管理计算机可通过TCP/IP网络连接到其它电厂计算机。可以看出，远程操作可以很方便地实现，现场维护和服务工作因此减少，故障诊断和维护、对监测仪参数设置和校准等工作可由技术人员在现场通过便携式电脑或在中央控制室完成。

图3 辐射监测通道复合配置

3.3 算法和系统应用软件

就地处理单元（LPU）在硬件上具有很强的互换性，根据探测器的不同，通过写入不同的特定算法，适用于不同的应用和监测对象。但每种算法都具有一些共性特征，如计数死时间的动态修正、本底的静态或动态补偿、数据平滑功能等。

系统应用软件包含：“数据采集和管理软件”、“维护和设置软件”、“谱分析处理软件”、“仿真软件”等。

由此看出，应用于未来批量投产的百万千瓦级压水堆核电站的辐射监测系统，通过采用高性能核探测装置、智能化的处理和显示部件单元，运用先进的数字化网络技术及功能强大的应用软件，可以以简单、灵活的方式构建系统，体现系统数字化和用户化、部件模块化和标准化、易于安装、维修和维护的特点。核仪器产业发展思路

首先，企业自身应坚持自主创新与引进技术、消化吸收和再创新相结合，加强内部合作。

根据国家核电建设的“以我为主、中外合作、引进技术、推进国产化”的原则，作为核电装备制造企业，应坚持自主创新，而科技创新离不开国际合作，只有这样才能使核电装备制造企业在核电大发展的机遇中步入快车道。

“M-2036数字化就地处理箱”是由西安核仪器厂自主研制和开发的应用于核电站辐射监测系统的一种技术先进、性能可靠的就地处理显示装置，它可与多种探测装置相连接组成各种辐射监测通道，各监测通道通过该设备联网以后，可以方便地组成规模不等的辐射监测系统。

该项目科研自2006年3月正式启动，通过了由上级主管部门及设计院组成的评审组的设计方案评审，之后完成了两台科研样机的加工、调试工作；从2007年初开始，进行了小批量6台样机的加工、组装和调试，并分别与6台不同型号的辐射监测仪探测装置连接，先后进行了环境试验、电气安全性试验、电磁兼容性试验、磨损试验、耐辐照试验、振动试验、热老化试验、地震试验以及由第三方进行的1E级辐射监测仪表软件验证和确认。试验证明，该产品的所有结构设计和电路设计达到了规定的目标和技术要求，目前该产品已投入批量生产。

电磁兼容性设计在以往类似的产品中未能很好地解决，在该产品研制过程中，设计中采取了各种措施来解决该难点问题，包括：机箱采用EMC机箱；对易感受电磁干扰或本身会产生电磁干扰的模块或板件的屏蔽措施；电源抗干扰、接地及强、弱电走线的处理、信号间的隔离措施；电缆屏蔽层的处理等，基于以上措施使样机通过了电磁兼容性各项相关试验。

图4 辐射监测系统的联机调试

西安核仪器厂采用法国MGP Instruments 公司提供的技术，项目组成功完成了ABPM 201L αβ粒子监测仪和ABPM 203M移动式αβ粒子监测仪的整机及气路采样控制单元的技术消化吸收和技术转化，依靠自有设备和资源完成了机械加工、整机组装等工作，并按照外方所提供的测试程序进行了测试和校准，各项试验结果表明，国产化的产品完全满足各项技术要求。项目组对已完成的ABPM203M 移动式αβ粒子监测仪进行了技术总结，为今后的技术引进和消化吸收提供有益的技术数据和经验；需要强调的是，技术合作及引进并非单纯的“复制”，在对ABPM203M移动式αβ粒子监测仪的技术消化吸收过程中，我们在基于对外方技术资料充分消化理解的基础上，项目组成员在满足技术要求的前提下采用了较多的国产零部件、元件，亦对该产品探测和测量方法和整机设计思想进行了提炼和总结。我们渴望通过引进技术、消化吸收、再创新这样一个途径，不断将先进的核辐射测量产品推向核电市场，从而快速推进核电装备国产化进程，提高企业核心竞争力，契合国家核电发展的节奏。

图5 ABPM 203M移动式αβ粒子监测仪国产化样机

其次，行业内各单位应建立长期的交流与合作关系，互通有关核仪器方面的新器件、新工艺、新技术的应用以及发展趋势，利用各自在不同领域的优势，通过合作，将科研成果快速产业化，最终形成优势互补、互相促进的良好局面。

第三，应建立以企业为主体的技术发展与创新体系。

我国核电发展的重心仍然放在核电站建设上，在组织、政策和资金方面尚缺乏对核电产业链下游装备制造企业的有力支持。目前，国内各设计院沿着不同的技术路线进行电站设计，没有形成核电装备制造技术的整体合力，国内巨大的核电市场却催生了一批国外产品代理商的涌现，而我们分散在国内不同领域的厂家的研究力量没有得到有效整合和宏观指导，没有形成核电装备制造技术的整体合力，包括核辐射监测仪器产品在内的各类核电站装备制造技术进展缓慢。所以，要推进核装备制造的国产化能力和技术水平，亟待推进建立以企业为主体的技术发展和创新体系。结束语

核仪器制造是整个核电产业链中重要的一环，为适应国家核电发展的需要，各企业可以结合自身实际情况，在立足自主研发和自主创新的基础上，通过内外部合作，快速、有效地提高国内核仪器产品的研究起点和技术水平，并实现产业化。同时也建议行业主管部门给予核仪器产业更大力度的政策引导，相关行业协会可以起到桥梁作用，拉进国内科研院所、院校的间距离，建立有效的合作共赢机制，使国内各核仪器相关单位，能以国家大力发展核电为契机，实现跨越式、可持续发展。

第8篇：核电复习题

1．核电站是怎样工作的？

答：核电站是利用一座或几座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的核动力设施。用铀制成的核燃料在反应堆内“燃烧”，即发生核裂变反应，产生大量热能和水蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机旋转。2．核电站在设计上有哪些安全措施？

答：核燃料“燃烧”时，会产生大量的放射性物质。为防止放射性物质外逸，在建造时设置了四道屏障，包括燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以及能承受内压的安全壳。在控制方面有多重保护：在出现可能危及设备和人身安全情况时，可进行正常停堆；

3．这次地震为什么造成了福岛核电站事故？有多危险？

答：地震发生后，反应堆机组冷却系统供电中断，水循环不能完成，核反应堆中的热量带不出去，热量的聚集导致容器中更多的液态水变成蒸汽，容器内气压变大，对容器外壳形成威胁。容器内的高温使得水蒸汽与锆合金反应产生氢气，与厂房里的氧气混合发生了爆炸，造成了放射性物质泄漏。

4．此次福岛第一核电站爆炸是核爆炸吗？

答：不是。核爆炸是裂变反应过程在极短的时间内发生，裂变能量瞬间释放；而核电厂的反应堆则刚好相反，能量以一定的速率释放出来。5．这次事故泄漏的放射性物质有哪些？

答：此次事故释放的放射性物质包括核燃料、裂变产物和活化产物。主要是碘、铯、锶等放射性核素。

6．泄漏的放射性物质会对我们造成危害吗？

答：普通人在受到放射性烟云照射或吸食受辐射污染的食物饮料后，会受到较低的剂量。而现场救援人员和工作人员可能会由于其职业活动遭受体表或体内的放射性沾染，进而导致较大的剂量。放射性物质对人的危害主要取决于所受照射剂量大小。7．在此类事故中我们应该如何保护自己？

答：一旦出现核电站辐射泄漏事故，最重要的是要保持镇定，千万不要惊慌。要尽量获取来源可靠的事件信息，及时了解政府部门的决定、通知。为此，应通过各种手段（电视、广播、电话等）保持与当地政府的信息沟通，切记不可轻信谣言或小道信息。第二件事是按照当地政府的通知，迅速采取必要的自我防护措施。8．距离发生事故的核电站多远我们才安全？

答：政府负责核安全与核事故应急的专门机构，会根据事故级别和实际条件确定安全距离，适时发布指令。我们应及时设法获得权威机构的指令，及时采取隐蔽、撤离等相应措施 9．什么是核辐射？

答：核辐射也常称放射性辐射。它是原子核从一种结构或一种能量状态转变为另一种结构或另一种能量状态时，释放出的微观粒子流。如X射线、伽马射线、中子等。10．什么是放射性污染？

答：人体、物料、环境出现超过国家标准的放射性物质或射线的现象。11．新闻报道中经常提到的毫希弗和微希弗是什么意思？

答：希弗是辐射剂量的单位，1希弗表明每千克组织中沉积了1焦耳的能量。1希弗=1000毫希弗；1毫希弗=1000微希弗。

12．新闻报道中的1000微希弗/小时的辐射水平会造成怎样的伤害？

答：1000微希弗/小时意味着在这样的环境中停留1小时，所吸收的辐射剂量约为1毫希弗。全世界平均的天然本底辐射约为2400微希弗/年。在这样的剂量环境下，短时间停留不会对机体造成明显损伤。13．核辐射通过什么途径伤害我们？

答：主要通过体外和体内照射伤害人体。由放射源或辐射发生装置（如粒子加速器)释出的贯穿辐射由体外作用于人体称为外照射。放射性物质经由空气吸入、食品或饮水食入，或经皮肤、伤口吸收并沉积在体内，对周围组织或器官造成照射，称为内照射。这两种途径都会对人体带来危害，危害程度取决于受到的辐射剂量。14．怎样防止自己受到放射性污染？

答：尽量远离污染区。在污染区内，尽可能着长袖衣物，戴口罩、眼镜、手套，减少皮肤外露，不要进食、饮水、吸烟。离开污染区后应及时更换衣物、洗澡 15．怎么知道自己受到了放射性污染？

答：放射性物质无色无味，我们无法感觉到，但是可以通过仪器测量。当从沾染区出来，怀疑可能受到放射性污染时，应去剂量检测站进行体表、体内污染检测。在核电站事故中，政府派出的救援组织会有很多检测放射性污染的机构。16．受到放射性污染怎么办？

答：在确定受到放射性污染时，应在专业救援人员或医生指导下，根据污染放射性核素种类和受照射剂量，进行洗消或对症处置。17．核电站废物如何处理？

答：低、中放射性废物处理：废物包装→经包装的废物运往处置场地→经包装的废物点收后进行处理→储存及记录质量保证文件。

高放射性废物处理：核电厂用过的乏燃料，送后处理厂经处理其中97%可循环再用。剩余的3%高放射性废物，需用沥青固化、水泥固化和玻璃固化等方法，使它变成不易渗透的固体，在后处理厂贮存，并最终送放深地层处置中心处置。18．为什么压水堆不会出现切尔诺贝利事故？

答：切尔诺贝利核电站采用压力管式石墨慢化沸水反应堆，在低功率水平呈不稳定状态。用石墨作慢化剂，石墨容易燃烧。控制棒需15秒才能完全下降至堆芯，发挥停堆功能。缺乏安全壳屏障，辐射容易外泄。而压水堆核电站采用压水式反应堆，在任何功率下保持稳定运行。用水作慢化剂，水不会燃烧。控制棒只需2秒左右便可完全降至堆芯，达到停堆作用。安全壳屏障确保辐射不会外泄。

19．放射性物质对人体有哪些危害？发生过什么事件？

答：(1)外照射：是指辐射源位于人体外对人体造成的辐射照射，包括均匀全身照射、局部受照；(2)内照射：存在于人体内的放 射性核素对人体造成的辐射照射称为内照射；(3)放射性核素的体表沾染：是指放射性核素沾染于人体表面(皮肤或粘膜)。沾染的放射性核素对沾染局部构成外照射源，同时尚可经过体表吸收进入血液构成体内照射。

切尔诺贝利核泄漏。

20．大理石含有放射性元素吗？天然放射性元素对人体有影响吗？应该怎样注意？

答：有。天然放射性物质的放射危害，主要是通过其放射的射线对人体细胞基本分子结构的电离，破坏了分子结构和细胞而造成伤害的。天然放射性物质对人体构成放射危害的另一个途径，就是天然放射性物质进入人体内。

21．核电利用是什么原理？前景如何？安全吗？

答：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。前景很好，是清洁、高效、安全的能源。

22．切尔诺贝利是如何发生的？影响有多大？多少人死亡？有确切数字吗？切尔诺贝利现状如何？

答：1986年4月25日，前苏联切尔诺贝利核电站因人为的连续违反操作规程而导致事故发生，大量放射性物质因没有安全壳的包容直接向外泄漏，造成环境严重污染。在这场事故中当场死亡2人，至1992年，已有700O多人死于这次事故的核污染。没有确切数字。这次事故造成的放射性污染遍及前苏联15万平方公里的地区，那里居住着694．5万人。由于这次事故，核电站周围30公里范围被划为隔离区，附近的居民被疏散，庄稼被全部掩埋，周围7千米内的树木都逐渐死亡。在日后长达半个世纪的时间里，10公里范围以内将不能耕作、放牧。核污染给人们带来的精神上、心理上的不安和恐惧更是无法统计。23．什么叫核能？什么叫核裂变？核能有什么用途？

答：原子核发生变化过程中所释放出来的能量。核裂变是质量较大的原子核在中子轰击下分裂成2个新原子核，并释放能量的过程。核武器，核电站，的动力潜艇等。24．现有核电还会发生类似事故吗？我国大陆已建几座核电？

答：不会，前苏联切尔诺贝利核电站因人为的连续违反操作规程而导致事故发生，大量放射性物质因没有安全壳的包容直接向外泄漏，造成环境严重污染。这样的事故不会在压水堆核电站中发生，因为两者是截然不同的核电站。

浙江秦山、广东大亚湾、广东岭澳、江苏田湾共四座已发电。

25．为什么说核能是绿色能源？我国核能发展情况？

答：同31。目前中国面临国家安全和经济可持续发展双重压力，因此进一步大力发展核电势在必行。（1）发展核电有助于减轻我国环境保护方面的压力；（2）反展核电有助于提高我国的能源安全；（3）发展核电有利于保持和提高国家核能力。26．为什么世界很多国家发展核电？现今世界核电发电量是多少？

答：（1）从世界能源储量和需求角度来看，化石燃料储量日益减少，需要进一步开发新能源；（2）核电资源的蕴藏量非常丰富；（3）核电是高能量低耗料的电厂；（4）核电是安全、清洁的能源。目前世界上有核电站441座，总装机容量3.6亿千瓦。27．核电站是如何利用核能发电的？

答：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。28．核电站会不会像原子弹那样爆炸？

答：不会。核燃料中铀-235的含量约为3％，而核炸药中的铀-235含量高达90％以上。原子弹同样是一项高技术产品，形成核爆炸有非常严格的条件。原子弹必须用高浓度的铀-235或钚-239作核装料，以一套精密复杂的系统引爆高能烈性炸药，利用爆炸力在瞬间精确地改变核装料的形状或位置，才能形成不可控的链式裂变反应，发生核爆炸。这种苛刻的条件，在核电站里是不可能有的。压水型反应堆具有设计所赋予的内在安全的特性。更何况核反应堆还有多重的安全保护系统，确保反应堆不会失控。

29．为什么说核电是安全能源？

答:（1）由于核电有很大的潜在危险，因此从它发展的初始阶段，就一直把安全性放在首要位置。（2）为了防止放射性物质泄漏，核电站一般设三道屏障：第一道燃料元件包壳，第二道反应堆压力壳及一回路压力管道，第三道反应堆安全壳。另设各种工程安全设施。（3）核电站向外界产生微量辐射，但是这种微量辐射对人们并不构成任何危险。（4）到目前为止只发生了两起核电站严重事故，属于事故率最低的行业之一。而且这两起事故主要原因是人为失误造成的。

30．核电站有哪四道安全屏障？

答：燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以及能承受内压的安全壳。

31．为什么说核电是清洁能源？

答：（1）根据相对危害指数的分析计算，煤电站气体排放物对人们健康的危害比核电站大1880倍，燃油电站气体排放物对健康的危害比核电站大830倍。（2）与煤电站相比，核电站产生的废物只有它的十万分之五左右；一座100万千瓦煤电站每年消耗煤就算230万吨，每天要用100车皮的火车运煤；而同样发电容量的核电站每年消耗铀一车皮；（3）核电站产生的放射性废物包括固体，液体和气体。其中固体废物量很少，采取贮存或焚烧后贮存的办法。排放到环境中只是废气和低放废液。

32．为什么说核电是高效能源？

答：1千克铀-235裂变释放的能量相当于2700吨标准煤燃烧释放的能量。一座100万千瓦的火电站一年燃烧标准煤约300万吨，而一座100万千瓦的核电站一年消耗核燃料仅约30吨。33．核电对周围环境有什么影响？

答：目前我国核电技术已经成熟，核电站运行对周围居民的辐射影响，远远低于天然辐射，可以说微乎其微，而产生的废物量仅为同等规模火电厂的十万分之一。建设核电站不会影响周围环境，反而会极大地促进地方经济的发展，保护生态环境，增加旅游资源。

34．人们的日常生活中有哪些照射？

答：然放射性主要来自以下几个方面：宇宙辐射，陆地上的辐射源，空气中的放射性，人体内的放射性。人工放射性主要来自以下几个方面：医疗照射，职业照射，公众照射。35．核电站事故是怎样产生的？

36．核电站对当地经济如何推动和发展？ 37．我国核电发展前景如何？

答：目前中国面临国家安全和经济可持续发展双重压力，因此进一步大力发展核电势在必行。（1）发展核电有助于减轻我国环境保护方面的压力；（2）反展核电有助于提高我国的能源安全；（3）发展核电有利于保持和提高国家核能力。