第一篇：核電站水工況復習題

一、名詞解釋

1、核電站一回路系統：反應堆一回路系統冷卻劑系統又稱為冷卻劑系統，它是核電站的最重要的系統，主要包括蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯，一回路系統將堆芯核裂變釋放的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路工質以產生蒸汽。

2、核電站二回路系統：核電站的二回路系統即以汽輪機發電機組設備為主的系統，在該系統中主要實現蒸汽獲得、沖轉汽輪機、帶動發電以及對乏汽進行冷卻等功能。

3、快中子增殖堆：是以快中子來產生和維持鏈式裂變反應的反應堆，以钚-239為裂變燃料，鈾-238為增殖燃料，有可能實現燃料的增殖。

4.、蒸汽發生器：是核電站一回路和二回路的樞紐，它將反應堆內產生的熱量傳給蒸汽發生器的二回路水側，產生蒸汽推動汽輪機做功。

（蒸汽發生器按工質流動方式分為：自然循環蒸汽發生器和直流（強迫循環）蒸汽發生器。

壓水堆廣泛使用的三種蒸汽發生器：U形管自然循環蒸汽發生器，臥式自然循環蒸汽發生器和立式直流蒸汽發生器。）

反應堆：如需停止鏈式反應，就放入更多的吸收中子材料，如果要求釋放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。這種能維持和控制核裂變，從而維持和控制核能-熱能轉換的裝置，稱為反應堆。、反應性：反應性是反應堆中沒有任何控制毒物下，反應堆超臨界的正反應性系數，用以調節功率，補償負的反應性系數，運行燃耗及裂變產物積累。其大小與反應堆的類型、運行工況和換料周期有關

放射性：大多數物質的原子核是穩定不變的，但是有些物質的原子核不穩定，會自發地發生某些變化，這些不穩定原子核在發生變化的同時會發射各種各樣的射線，這種現象稱之為“放射性”。

6、劑量當量：就是用來度量不同類型的輻射所引起的不同生物學效應，其單位為雷姆（rem）或希沃特（Sv）。1 Sv=100 rem。

7、慢化劑：慢化劑 用于熱中子反應堆內，使裂變產生的快中子減速為熱中子，從而提高裂變反應的幾率。對慢化劑的要求是對中子有較高的散射截面和低的吸收截面。常用的慢化劑是輕水、重水和石墨。

8、水的輻照分解：水在輻射的作用下，會分解生成O2、H2、H2O2及多種自由基。（當回路中游離的氧已經完全去除后，輻射分解的產物成為材料腐蝕所需氧的來源。

9、壓水堆：是以加壓輕水（普通）水做冷卻劑和慢化劑，且水在堆內不沸騰的核反應堆。

10、放射性強度：是度量放射性強弱的物理量，常用的單位有居里（Ci）、貝克（Bq）和克鐳當量

11、EPRI：美國電力科學研究院；BWR：沸水反應堆；PWR：壓水反應堆；SG：蒸汽發生器；WANO：核電運營者協會；IAEA：國際原子能機構。

11、壓水堆核電站核島四大部分：蒸汽發生器，穩壓器，主泵和堆芯。

12、穩壓器：讓反應堆壓力容器內的水不變成蒸汽，并維持水的壓力在一定范圍內的設備。原理：當穩壓器壓力過大，產生的蒸汽釋放到除鹽水箱中來泄壓。有兩種：氣罐式穩壓器和電加熱式穩壓器

13、重水堆：是以重水做慢化劑的反應堆。

14、沸水堆：是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑，并在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的核反應堆。

15、環路：一個反應堆壓力容器通過一個蒸汽發生器不足以冷卻其反應堆，故通過設置多個環路來冷卻，設置環路是為了提高熱能利用率。每一條環路是由一臺蒸汽發生器、一臺 1 或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管道組成，在其中一個環路的熱段管道上，通過波動管與一臺穩壓器相連，一回路系統的壓力由穩壓器調節，且保持穩定。

16、反應堆內為混合直接換熱，蒸汽發生器中為一回路水和二回路水的間接換熱。

17、快中子堆以钚-239為裂變燃料，以鈾-238為增殖原料（不會裂變）。冷卻劑是液態鈉，以減少中子的吸收損失。

钚-239裂變反應使用的是快中子，而不是熱中子。裂變產生的中子即為快中子，因此快中子堆不需要慢化劑。用快中子轟擊钚-239原子核產生裂變；一個钚-239原子核裂變放出的中子比一個鈾-235核裂變產生的中子數多，因此钚-239裂變產生的中子數除維持反應堆的鏈式反應外，多余的中子被鈾-238俘獲后可產生新的钚-239，而新生的钚-239比堆芯內消耗的钚-239還多，這樣就實現了核燃料的增殖。

18、反應堆回路及其輔助系統的廠房構成核島。汽輪機回路及其輔助系統和廠房總稱常規島。電廠的其他部分統稱為配套設施。

19、核電廠常見的金屬材料有：奧氏體不銹鋼（如304、316和A286），鎳基合金（如600合金、690合金、X-750和718合金）；Zr-4合金。

PWR二回路系統的蒸汽發生器管束一般采用600 合金（因科鎳-600），該材料相比不銹鋼，可以減少發生應力腐蝕破裂的可能性，但是堿性腐蝕損壞幾率卻有所增加，所以，為保證二回路的安全運行，水化學工況必須考慮蒸汽發生器的結構和結構材料的特點。

蒸汽發生器可以通過排污來調節水質，排污水率控制在2%左右，排污水經過相應的凈化處理之后，返回二回路系統。

20、壓水反應堆的本體結構：堆芯，堆芯支撐結構，反應堆壓力容器及控制棒驅動機構。

21、可裂變核在中子的轟擊下變成兩個或三個碎片，這些碎片稱為裂變產物。由于135Xe有很強的吸收中子的能力，故稱135Xe“毒”149Sm“渣”。

22、EPRI：（Electric Power Research Institute, EPRI）成立于1973年，是一個非贏利的能源和電力科研機構、協調組織，經費由美國主要的公用電力公司資助。其主要任務是組織、協調并統一規劃發電、輸電、配電、用電等方面的科研活動，以及核能發電、新技術開發利用、環境保護等方面的研究，科技信息的交流等。

BWR：（boiling water reactor），中文名：沸水堆。沸水堆核電站沸水堆又叫輕水堆，沸 水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那里得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽干燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。

PWR：Pressurized Water Reactor 壓水反應堆。SG：Steam Generator 蒸汽發生器。

二、問答題 2.為什么加氫？

答：加氫可以與OH反應，從而使OH產生HO2減少，抑制HO2化合產生輻照分解產生氧氣。

1、一回路為什么使用硼酸處理？其優點是什么？

答：使用天然硼酸時其中子吸收截面積只有750b，而使富集硼酸（10B）,其中子吸收截面積大大提升，可以更好的控制反應堆的功率。其優點是：可以吸收中子，控制反應堆功率；可用增強MAX燃料；可用高235U豐富的燃料；增加燃燒的循環周期最終可以降低運行成本。

硼和水的補給系統概況，及向化容系統的補給方式是怎樣？ 答：反應堆硼和水的補給系統是化容控制系統的一個支持系統，它輔助化容系統完成主要功能，主要由水補給、硼酸制備和化學添加三個子系統組成。其主要功能為：(1)通過向化容系統提供硼酸和除氣除鹽水，來改變反應堆冷卻劑硼的質量分數，輔助化容系統實現容積控制（2）為進行水質的化學控制提供化學藥品添加設備（3）為換料水儲存箱、安注系統的硼注入罐提供硼酸水和補水，為穩壓器泄壓箱提供噴淋冷卻水，為主泵軸封蓄水管供水。

硼和水的補給系統向化容系統的補給方式有五種：自動補給、稀釋、快稀釋、硼化及手動補給。

2、核電廠在汽輪機方面與火電廠有什么不同？

答：核電廠汽輪機的體積比火電廠的大，核電廠汽輪機蒸汽參數低，體積容量大，采用汽水分離再熱器，容易超速。（1）核電廠用的是帶有水分的飽和蒸汽，其含熱量較低，而火電廠則用的是過熱蒸汽，熱量高。（2）核電廠汽輪發電機的進口蒸汽中含有較多的霧狀水分，因而使得核電汽輪機的體積比火電汽輪機的體積大（3）飽和蒸汽汽輪機在，采用汽水分離再熱器，以防止或降低濕蒸汽的沖蝕作用，容易超速。（4）核電廠汽輪機蒸汽參數低

3、壓水堆核電站一回路的系統流程，并說明一回路介質的主要參數及關鍵設備所用的材料？

答：（1）一回路壓力：一般壓水堆一回路系統的工作壓力約為15MPa，大亞灣一回路壓力為15.5MPa。（2）反應堆冷卻劑出口溫度：冷卻劑出口的溫度越高，電廠熱效率越高。對一定的工作壓力，反應堆冷卻劑的對出口溫度變化余地越小。大亞灣堆出口冷卻劑平均溫度為329.8℃。（3）反應堆冷卻劑入口溫度：反應堆冷卻劑出口溫度一旦確定，對于一個確定熱功率的反應堆，入口溫度與流量有單值關系。入口溫度越高，冷卻劑溫升越低，所需冷卻劑流量越大，這就增加了泵功率，從而降低電廠的凈效率。大亞灣堆入口冷卻劑平均溫度為292.4℃。（4）壓水堆核電廠一回路系統中冷卻劑流量較大，當環路功率為300MW時，冷卻劑總質量流量可以達到15000-21000t/h。

關鍵設備使用的材料：燃料元件：由鋯合金包殼內裝二氧化鈾芯塊組成控制棒：黑棒束是銀、銦、鎘（Ag80%、In15%、Cd5%）合金；灰棒束其中8根是銀銦鎘合金、其余16根是不銹鋼棒。燃毒物組件由裝在不銹鋼包殼管中的含硼玻璃管組成，成分是B2O3+SiO2。3 阻力塞組件是下端呈子彈頭形的短不銹鋼棒，初級中子源棒組件為252Cf, 次級中子源棒組件為Sb—Be芯塊。RPV的本體材料為低碳鋼，目前主要是用的是低合金鍛鋼16MND5，與冷卻劑接觸的表面堆焊一層5mm厚的不銹鋼。

穩壓器使用的材料有不銹鋼、鎳鉻合金電熱絲等。蒸汽發生器：碳鋼、奧氏體不銹鋼如301、316和A286，以及鎳基合金如600合金、690合金、X-750合金和718合金等。

4、壓水堆電廠堆芯有何構成？各有何特點？反應堆壓力容器的特點？

答：（1）燃料組件由燃料元件、定位格架和組件骨架等組件構成。燃料元件呈17×17正方形排列。每個組件有289個位置，其中264個位置由燃料元件占據。（2）堆芯功能組件包括控制棒組件，可燃毒物組件，阻力塞組件，初級中子源棒組件和次級中子棒組件等。a、控制棒組件分為兩類，一類由24根帶吸收劑的棒束組成，所用吸收材料為銀銦鎘合金，這類合金稱為黑棒束組件；另一類是灰棒束組件，有8根棒的吸收劑為銀銦鎘合金，其余16根為不銹鋼做吸收材料的灰棒。b、可燃毒物組件由裝在不銹鋼包殼管中的含硼玻璃管組成，成分是B2O3+SiO2用于抵消堆芯第一次裝料大部分過剩的后備反應性。c、阻力塞組件是下端呈子彈頭形的短不銹鋼棒，用于封閉不帶有控制棒組件，可燃毒物組件或中子源棒組件中的控制導向管，以便減少冷卻劑的旁路。d、初級中子源棒組件為監督初始堆芯裝料和反應堆啟動提供所需的中子源，次級中子源棒組件用于反應堆滿運行兩個月后的反應堆停堆后再啟動，它由疊放在一根不銹鋼管中銻-鈹芯塊組成，銻在堆內吸收中子活化后放出的γ射線。

反應堆壓力容器位于反應堆廠房中心，設計時主要考慮一回路冷卻劑的高壓和高溫，主管道斷裂事故和地震等作用。由于壓力容器所容納的反應堆本體放射性極強，故在材質要求、制作、檢驗及在役檢查等方面都比常規壓力容器要嚴格得多。反應堆壓力容器支撐、包容堆芯和堆內構件，工作在高壓、高溫含硼水介質和放射性輻照條件下，壽命不少于40年。反應堆本體材料為低碳鋼。

RPV的特點是什么？

RPV是一個底部焊死的半球形封頭，上部為法蘭連接的半球形封頭的圓柱形容器。RPV支撐，包容堆芯和堆內構件，工作在高壓，高溫含硼水介質和放射性輻照條件下，壽命不少于40年。RPV本體材料為低碳鋼，目前主要使用的是低合金鍛鋼16MND5，與冷卻劑接觸表面堆焊一層5mm厚的不銹鋼，壓力容器高13m，內徑4m，筒體厚20mm，總重約為330t。

5、壓水堆核電廠反應性控制的目的和方式是什么？

答：反應性是反應堆中沒有任何控制毒物下，反應堆超臨界的正反應性系數，用以調節功率，補償負的反應性系數，運行燃耗及裂變產物積累。其大小與反應堆的類型、運行工況和換料周期有關。

控制反應性的目的是為了使反應堆不會因為瞬發中子就可達臨界而使反應堆無法控制，另外控制反應性還為了控制反應堆的功率，使反應堆能夠以人們所期望的功率運行。

反應控制的方法大多是靠改變堆芯吸收物質數量來實現反應堆控制的。主要靠改變冷卻劑及慢化劑中的中子強吸體—硼的濃度以及改變控制棒在堆內的位置來改變堆芯吸收體數量。

6、SG傳熱管材料以及管內外水質的特點是怎樣的？管外采用的水工況是什么？

答：SG的傳熱管材料是鎳基合金（600合金、690合金、800合金）傳熱管內的水質是一回路的冷卻劑，高溫、高壓且帶有放射性，水中含有硼酸、氫氧化鋰、氫氣等物質。傳熱管外的水質是二回路系統的補給水，采用AVT水工況，水中含有聯氨、氨氣等物質，水質與火電廠給水水質基本一樣。管外采用的水工況是全揮發處理水工況（AVT），即通過加聯氨消除經熱力除氧后給水中的殘留氧來防止腐蝕，同時加入氨氣或者乙醇胺、嗎啡、環己胺來調節給水的pH值一次來降低氧化鐵在水中的溶解度，盡量減少腐蝕產物的遷移。

7、核電站水工況的總要求是什么？

①盡可能減少沉淀物在回路中的積累；②保持冷卻劑和蒸汽發生器工作介質的物理-化學特性；③將放射性水平控制在允許標準范圍內。

答：一回路水工況的要求：（1）一回路補給水必須除氧（2）抑制冷卻劑的輻照分解，降低輻照分解氣相產物氧氣的濃度（3）減少冷卻劑中放射性核素的積累，重在抑制腐蝕。二回路水工況的要求：（1）控制蒸汽發生器管的晶間腐蝕和晶間應力腐蝕破裂到最?。?）盡量降低蒸汽發生器內腐蝕產物的遷移，盡量減少垢的形成（3）盡量防止雜質進入蒸汽發生器系統。

8、核電站一回路水工況應起的作用是什么？

答：（1）控制冷卻劑中放射性核素的積累；（2）減少在燃料元件包殼表面形成疏松的且易被沖刷的沉淀物；（3）能有效地除去冷卻劑中各種雜質；（4）能維持冷卻劑中所必須的反應性調節劑和pH值調節劑的濃度；（5）抑制冷卻劑的輻照分解，降低輻照分解氣相產物O2的濃度。

穩壓器的功能及特點： 答：穩壓器的基本功能是建立并維持一回路系統的壓力，避免冷卻劑在反應堆內發生溶劑沸騰。此外，作為一回路系統的緩沖容器，吸收一回路系統水容積的迅速變化。

穩壓器在電廠穩態運行時，將一回路壓力維持在恒定壓力以下；在一回路系統瞬態時，將壓力變化限制在允許值內；在事故時，防止一回路系統超壓，維護一回路的完整性。

10、化容系統組成包括那幾個部分？各部分特點？化容系統的功能是什么？

答：化容系統的組成包括：下泄流管線，凈化段，上充流管線及軸封水回路。

化容系統四個主要部分及流程：

下泄流管線：核電廠在正常運行時，從一回路的冷段管引出一股冷卻劑，稱為下泄流，其正常流量是13.6m3/h，經過下泄流隔離閥進入再生熱交換器的殼側，冷卻至140℃，在經過節流孔板，將壓力降至約2.4MPa后，進入下泄熱交換器的管側，由殼側的設備冷卻水將下泄流溫度降到46℃左右，最后經過三通閥，進入凈化段。

凈化段：（1）流程及控制：凈化段的離子交換樹脂的正常工作溫度范圍是46~62.5℃。為了使離子交換樹脂免受高溫，在凈化段入口設置了溫控三通閥。若下泄流溫度高于57℃，三通閥將自動切換，是下泄流旁路離子交換樹脂床，防止離子交換樹脂收到高溫而發生失效。在正常情況下，下泄流經過溫控三通閥進入兩臺并聯的混合離子交換器中得一臺，住區大多數離子狀態的裂變產物和腐蝕產物，然后進入間歇運行的陽離子交換器，出去銫、鉬和過量的鋰離子。（2）過濾器：過濾器設置在下泄熱交換器的出口，包括前置過濾器和后置過濾器，前者用來攔截懸浮顆粒；后者用來清除樹脂碎片。（3）離子交換器：混合離子交換器采用硼酸型陰離子樹脂和鋰型陽離子樹脂，目的是為了交換樹脂在工作時不改變硼和pH控制劑的含量。（4）容積控制箱：下泄流最后進入容積控制箱，經過容積控制箱頂部的噴頭噴入，霧化釋放出冷卻劑中的部分氣態裂變產物，同時吸收部分氫氣。容積控制箱收集和容納下泄流，為一回路冷卻劑提供容積補償。它作為高位水箱。為上充泵提供凈正汲入壓頭。容積控制箱上部的汽空間起到除氣作用。

上充流管線：上充泵從容積控制箱中汲水，將水壓升高到一回路壓力以上。上沖管線上設有流量調節閥，按穩壓器水位控制系統的要求改變上充流量。上充流經過再生熱交換器是 吸收下泄流的熱量，在匯入一回路前被加熱到冷卻劑冷段的主流溫度。

軸封水回路：上充流量的一部分，進入主泵的軸封水回路。密封水經過流量控制閥和過濾器后進入主泵軸封水回路。密封水在主泵的密封組件和泵下部軸承之間引入后分成兩段，一股水流向上，經過密封組件，絕大部分水流進入化容系統，經過軸封水熱交換器和過濾器后返回到上充泵汲入口；另一股水流向下，冷卻、潤滑泵的下部徑向軸承，然后進入泵匯入一回路冷卻劑主流。

化容系統的主要功能：

（1）通過改變反應堆冷卻劑的硼質量濃度，對堆芯進行反應性控制。（2）維持穩壓器的水位，控制一回路系統的水容量。

（3）對反應堆冷卻劑的水質進行化學控制和凈化，減少反應堆冷卻劑對設備的腐蝕，控制反應堆冷卻劑中裂變產物和腐蝕產物的含量，降低反應堆冷卻劑的放射性水平。

（4）向反應堆冷卻劑泵提供軸封水。

（5）為反應堆冷卻劑系對統提供充水和水壓試驗手段。（6）對于上充泵兼作高壓安注泵的化容系統，事故時用上沖泵向堆芯注入應急冷卻水。

1、沸水堆核電的特點、介質運行方式和參數

答：以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑，反應堆中產生的蒸汽直接進入汽輪機做功，堆芯冷卻劑直接循環，因而沸水堆比壓水堆省一個中間換熱環節，省去了蒸汽發生器、穩壓器等設備及相應的管道。

介質運行方式和參數：反應堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，推動汽輪機發電機組發電，但反應堆一回路冷卻劑被直接引入汽輪機，因此輻射防護和廢物處理變得復雜，系統壓力由15Mpa降到7Mpa.11、核電站一回路為什么選用LiOH作為pH調節劑？

答：為了調節一回路的pH值必須選擇具有強堿性的堿金屬氫氧化物作為調節劑。

23Na與中子反應生成24Na, 41K與中子反應生成42K，都具有很強的r放射能力，由于它的氫氧化物具有感生放射性，都不能作為pH值的調節劑，另外Rb和Cs的氫氧化物也具有感生放射性，且還很稀缺，因此也不能使用它們的氫氧化物作為pH值的調節劑，所以最終只有選擇LiOH作為pH值的調節劑。

天然Li中含有92.48%的7Li和7.52%的6Li, 6Li具有很大的中子吸收面積，達到9806b,而且容易發生以下反應：6Li+n——24He+13H,13H是β輻射體，半衰期長且難以分離，因此天然Li的氫氧化物不宜作為pH值調節劑，而應該是用高純7Li的氫氧化物作為pH值的調節劑。核電一回路的水化學作用有哪四種？作用分別是什么？ 答：（1）Zn工況：可延緩合金的應力腐蝕破裂和受輻射的影響（2）氫工況：有效抑制冷卻劑的輻照分解，抑制氯化物或氯基因，抑制其腐蝕（3）硼酸工況：維持冷卻劑中的反應性調節劑，輔助控制棒完成功率控制任務（4）氫氧化鋰工況：調節冷卻劑的PH調節劑，7.0-7.8之間，抑制材料腐蝕。

核電廠二回路與火電廠有什么區別？具體在哪兒？ 答：主要區別有：

（1）供蒸汽設備：核電廠是蒸汽發生器，火電廠是鍋爐。

（2）核電廠無省煤器，汽包，下降管，水冷壁下聯箱，水冷壁，過熱器等，但其有MSR，火電廠正好相反。

（3）汽輪機不同：核電廠汽輪機的體積比火電廠的大，核電廠汽輪機蒸汽參數低，體積容量大，采用汽水分離再熱器，容易超速。

（4）推動汽輪機轉動的蒸汽類型：核電廠用的是帶有水分的飽和蒸汽，其 含熱量較低，而火電廠則用的是過熱蒸汽，熱量高。

（5）二回路的介質區別：核電廠的二回路中介質和一回路的工作介質是分開的，他們之間是間接傳熱；而沸水堆核電廠一回路及二回路工作介質是直接循環使用，但都含有放射性物質；對于火電廠鍋爐水產生的蒸汽經各環節形成過汽后直接進入二回路，但FPP各回路中都不喊放射性物質。

（6）核電廠與火電廠二回路水質控制指標不同，水工況調節不同。如NPP常用水工況是AVT，而FPP則常用CPT，EPT等。

20、給水水工況AVT全稱是什么？給水系統一般使用的化學藥品是什么？ 答：AVT：全揮發處理；一般使用的藥品是：磷酸鹽，有機胺，氨，馬福林，環己烷，聯氨等。

21、核電站汽輪機入口蒸汽一般是什么蒸汽？汽輪機轉速多少？ 答：飽和（濕）蒸汽（或5—7MPa的飽和蒸汽）；世界上核電站汽輪機有全速（3000rpm和3600rpm）和半速之分。

13、什么是核電站的間接循環，該方式的優缺點是什么？

答：在壓水堆核電站，一回路系統的冷卻劑與汽輪機回路的工質是完全隔離的，這就是所謂的“間接循環”。采用間接循環具有使二回路系統免受放射性污染的優點，不足就是增加了蒸汽發生器。

14、核電站的輕水的輻照分解過程是什么？加氫為什么能出去水中產生的游離氧？ 答：輻照分解過程有三個階段：

（1）輻照能量的傳遞：作用時間不超過10-15s，射線轟擊水分子，引起H2O的電離或激發，產生電子，帶正電的水離子及處于激發態的水分子。

（2）熱平衡建立：作用時間不超過10-11s。

a、電離的電子速度減慢，電子產生的電場吸引極性分子在其周圍重新排列，形成水合電子。

b、正電水離子與相鄰水分子發生質子轉移反應，生成H3O+和·OH自由基。c、H2O*分解成·H和·OH自由基。

（3）自由基擴散，相互作用建立化學平衡。初級輻照分解產物e-水合，H2O+，H2O*，H3O+，·H和·OH向水中擴散，擴散過程中相互作用并達到平衡。

水輻照分解綜合反應式：H2O? H3O+，·OH，e-水合，H2，·H，H2O2，…… ·OH：氧化能力極強，能將所有低價無機離子氧化到高價態。

HO2：是一種很重要的次級氧化產物，其與系統中游離氧的生成有很大的關系：HO2+ H2O ? H2O2+ O2；HO2+Ce4+?H++ O2+ Ce3+

這是無氧水在輻照下生成游離氧的主要原因。加氫不僅能與輻照分解過程中產生的·OH和HO2等能產生游離氧的中間產物，使其在水中的濃度降低，間接降低水中游離氧的濃度；而且能與游離氧發生反應生成H2O，直接降低書中游離氧的濃度。

4、核電廠一回路鋯合金腐蝕影響因素有哪些？

答：溫度，包殼材料的微觀結構特點，沸騰溫度點，冷卻劑化學控制工況；溶解氧，氟離子的影響，鈣鎂鋁硅的影響，懸浮物的影響，PH值的影響，鋰鋅的影響

8、沸水堆與壓水堆核電站的不同：

答：（1）直接循環：反應堆內產生蒸汽直接引入汽輪機，推動汽輪機組發電。這是沸水堆與壓水堆核電站的最大區別。沸水堆核電站沒有蒸汽發生器、穩壓器。系統壓力也由15MPa下降到7MPa。使得系統大大簡化，能降低投資。但是

（2）堆芯出現空泡：沸水堆核電站的反應堆具有負的空泡反應性系數，通過調節冷卻 7 劑流量來調節堆芯的反應性。利用可燃毒物調整壽期初過剩的反應性，不采用可溶毒物硼，省略了化學與容積控制系統。

（3）控制棒機構：由于堆芯上部有汽水分離系統，故控制棒采用液壓驅動機構自下而上插入堆芯。

（4）抑制式安全殼：沸水堆核電站內在安全殼內存有大量的水，在事故條件下可用水抑制壓力的上升。直接循環帶來的汽輪機廠房內的輻射防護和放射性廢物處理問題一直是其主要弱點。

9、核電站的安全措施：

答：（1）四重屏障：燃料芯塊、密封的燃料包殼、堅固的壓力容器和密閉的回路系統，以及能承受內壓的安全殼。

（2）多重保護：在出現可能危害設備及人身情況是能進行正常停堆；因任何原因未能正常停堆時，控制棒自動落入堆內，實行自動緊急停堆；發生自然災害時能安全停閉；如有任何原因使控制棒未插入，高濃度硼酸水自動噴入堆內，實現自動緊急停堆。

6、一回路中反應堆冷卻劑系統的要求： 答：（1）確保一回路系統的壓力容器材料的完整性；

（2）確保燃料包殼完整性和保證燃料的設計性能；（3）控制燃料堆芯外的輻射達到最小程度。

10、反應堆冷卻劑系統的主要功能： 答：（1）在核電廠正常功率運行時將堆內產生的熱量載出，并通過蒸汽發生器傳給工質，產生蒸汽，驅動汽輪發電機組發電。

（2）在停堆后的第一階段，經蒸汽發生器帶走堆內的衰變熱。（3）系統的壓力邊界構成防止裂變產物釋放到環境中的一道屏障。

（4）反應堆冷卻劑作為可溶化學毒物硼的裁體，并起慢化劑和反射層作用。

（5）系統的穩壓器用來控制一回路的壓力，防止堆內發生偏離泡核沸騰，同時對一回路系統實行超壓保護。11.水化學的管理目標:

1.結構材料的局部腐蝕得到有效的抑制。2.使腐蝕產物的釋放盡可能減少。

3.控制腐蝕產物的遷移和沉積，使一回路系統受到污染盡可能減少 4.盡可能減少腐蝕產物在堆芯和蒸汽發生器的沉積 5.有效抑制水的輻照分解

放射性的危害及特點：

答：大多數物質的原子核是穩定不變的，但是有些物質的原子核不穩定，會自發地發生某些變化，這些不穩定原子核在發生變化的同時會發射各種各樣的射線，這種現象稱之為“放射性”。

放射性元素發出α、β、γ三種射線。α射線是氦核流，β射線是電子流，統稱為粒子輻射。γ射線是波長很短的電磁波，統稱為電磁輻射。

這些射線的共同特點是：有一定的穿透物質的能力；人的五官不能感知，但能使照片底片感光；照射到某些物質上能發出可見的熒光；通過物質是網友電離作用。放射性對人體的損傷組要是體內照射。只要是由α射線引起的。此外還有體外照射，主要由γ射線引起。壓水堆的反應堆回路： 答：（1）壓水型反應堆：

壓水型反應堆是一個裝有核燃料的耐高壓容器，通常稱為壓力容器。在壓力容器內，安裝著157個核燃料組件，形成堆芯。首次裝入堆芯的燃料組件有三種不同富集度的核燃料，即含鈾一235分別為1．8％、2．4％和3．1％。高富集度的核燃料一般布置在堆芯外區，中心區的富集度最低。每次換料時，取出中心區燃耗最深的燃料組件，將第二區燃料組件倒換到中心區，將外區的燃料組件倒換到第二區，而在外區則裝入新補充的高富集度燃料組件。大亞灣核電站采用的改進型燃料組件(AFA)的柵格和總體尺寸標準型即燃料棒按17×17排列成正方形柱件，共289個位置，其中264個為燃料棒，24個為控制棒的導向套管，1個為堆內測量儀表管。

（2）燃料棒：

燃料棒由壁厚為0．57mm，外徑為9．5mm，長度為3852mm的鋯4(Zr4)合金管作為包殼。包殼內裝的核燃料為二氧化鈾(U02)芯塊，芯塊的直徑為8．19mm，高度為13．5mm。每根燃料棒內的二氧化鈾芯塊數量為272個。包殼內預先充以3．06MPa的氦氣，這樣在運行時，這個內壓可以部分地補償反應堆內冷卻劑對包殼管的外壓。同時，氦氣對提高傳熱性能的穩定性也有好處?？刂瓢粲刹讳P鋼管作為包殼，包殼內裝有銀(80％)一銦(15％)一鎘(5％)合金制成的圓棒。圓棒的直徑為8．7mm，長度為3607mm，它具有很強烈的吸收中子的能力。當控制棒向燃料組件內下插時，它就吸收大量的中子，反應堆的功率就下降；當控制棒向上提出時，它吸收的中子數量就少，反應堆的功率就上升。這樣，利用控制棒的插入和提出，就可以調節反應堆功率的高低?？刂瓢舻纳舷逻\動依靠磁力驅動機構來實現。一旦磁力驅動機構斷電時，由于重力作用，全部控制棒下落入堆芯，整個核反應立即停止。此外，調節一回路冷卻劑中的硼濃度，也能控制反應堆功率的高低。

（3）回路組成與特點：

反應堆壓力回路由三個并聯的環路組成，每個環路中各有一臺蒸汽發生器和一臺主冷卻劑泵，用不銹鋼管組成封閉回路。三個壓力環路中的一個環路上，還裝有一臺穩壓器，用以保持壓力回路總的壓力為15．5MPa，以防壓力過高導致設備或管道破損，或者壓力過低致使冷卻劑汽化，影響導出熱量。穩壓器上部蒸汽空間設有噴淋裝置，當系統壓力升高時，能自動噴淋冷凝蒸汽降壓；穩壓器下部水室空間設有電加熱元件，當系統壓力降低時，能自動加熱產生蒸汽以增大壓力。此外，在穩壓器頂部還裝有安全閥、卸壓閥以保證運行安全。

（4）其他系統： 除了上述主系統外，壓力回路還有十幾個安全和輔助系統。這些系統按照它們的功能大體上可以分為三類。第一類是牽涉到核安全的安全系統，共有4項。這些系統主要是在反應堆發生大量失水事故時可以自動投入，阻止事故的進一步擴大，以保護反應堆的安全，同時防止放射性物質向大氣環境擴散。這些系統是安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統和安全殼隔離系統。第二類是保證反應堆和壓力回路正常啟動、運行和停堆的核輔助系統，共有11項。它們是化學和容積控制系統、硼和水的補給系統、余熱排出系統、反應堆和乏燃料水池冷卻和處理系統、設備冷卻水系統、核島應急生水系統、蒸汽發生器排污系統、硼回收系統、核取樣系統、核島排氣和疏水系統等。第三類是回收和處理放射性廢物以保護和監視環境的系統，有廢液處理系統、廢氣處理系統和固體廢物處理

第二篇：工況證明

工 況 證 明

福建省特檢院泉州分院：

茲有福建省大起機械制造有限公司 安裝在我公司游艇生產車間，一臺電動葫蘆門式起重機 型號MHBS5-13.82A3D出廠編號ｔ。本起重設備的選型與使用工況匹配情況符合TSG Q0002－2008《橋式起重機安全技術監察規程》和合同要求。本單位保證不用于吊運熔融金屬、熔融非金屬或熾熱金屬等高溫物體，不吊運有毒有害物品及其他危險物品，非防爆起重機，非絕緣型起重機。

特此證明！

使用單位：（蓋章）安裝單位：（蓋章）

年月日年月日

第三篇：核電站崗位

中廣核工作崗位

運行操作類

運行操作”崗位主要負責機組正常運行和大修期間主控室的控制界面的監督、控制操作，及電站設備和系統的就地操作，確保機組和設備的安全、穩定和經濟運行。運行人員需要熟悉整個電站的工作原理和生產流程，具備系統和全面地分析和解決問題的能力，具有較高的職業素養和良好的工作習慣。

運行操作類崗位需要自動控制、電氣、反應堆工程、發電廠及電力系統、熱能動力等各方面專業人才。

技術支持類

技術支持類崗位的工作范圍涉及到核電站的設備管理、燃料管理、防腐、性能試驗、工程改造、技術改進、合同采購、文檔服務等技術支持與管理工作，為機組的安全、穩定和經濟運行，提供充分的技術支持、文件服務、商務服務和物資供應等支持性工作。技術支持類崗位需要機械、儀器儀表、電氣、電子、發電廠及電力系統、反應堆工程、熱能動力、、土建、防腐、國際貿易、工商管理、圖書信息、法律、檔案等各方面專業的人才。

生產準備類

核電站的生產準備工作范圍涉及到電站的工程建設、安裝、調試、移交和試運行等諸多階段。所從事的工作包括工程設計審查、運行和維修經驗反饋、工程建設中的技術支持、電站設備制造過程中的監造、數字化儀控系統控制界面的設計、生產準備計劃管理、管理程序和技術程序編寫、執照申請、備品備件管理等工作。

生產準備類崗位需要機械、儀器儀表、電氣、電子、發電廠及電力系統、反應堆工程、熱能動力、土建、工程管理、技術經濟及管理等各方面專業的人才。

維修類

全面負責公司營運電站的設備、系統日常維修及換料大修，保證公司營運電站的設備、系統和廠房處于良好的狀態，為電站的安全、穩定和經濟運行提供必要的條件。維修類包括的工作內容包括電站大修的組織、管理及優化工作、日常維修組織與協調工作以及維修技術管理；電站所有機械設備和系統、電氣設備和系統、儀控設備和系統、電梯、行車、空調等的日常維修和大修工作；核燃料裝卸、廢物管理、核清潔及工具管理等工作。

維修類崗位需要機械、儀器儀表、電氣、電子、發電廠及電力系統、反應堆工程、熱能動力等各類專業人才。設計管理類

主要負責全廠總體設計、初步設計、施工設計的設計管理和審查；以項目為基礎的設計管理工作主要包括執照申請及技術支持、設計質量監督、技術方案選擇的評價、設計進度控制、設計接口控制、設計變更控制、設計文件控制等；承擔部分設計工作；設備采購（技術方面），包括采購方案策劃和確定、承包商技術資格審查、合同文件技術部分的編制、技術部分的評標、采購進度與質量控制等；設備制造和監造活動的監督、協調和有效性評價以及對各項目提高業務和資源支持。工作類別主要包括技術協調、總體及執照申請、核島設計、常規島及BOP設計、電氣設計、儀控設計、土建設計、設備監造等。施工管理類

一方面承擔項目現場的施工管理職責；另一方面，承擔公司集約化施工管理的責任，統籌公司在施工管理、技術控制和施工人才儲備等方面的工作，包括向各異地項目提供施工管理的技術支持和人力支持等。工作類別主要包括物資管理、土建施工、施工支持、核島安裝、常規島及BOP安裝、電儀安裝等。監造等。

調試類

主要承擔核電站正式運營之前電站設備和系統及機組的調試工作，其主要目的是全面檢驗核電站的設計，設備制造和施工安裝質量，驗證核電站各個部件，系統和機組的性能是否符合設計要求；驗證電站各種構筑物，設備，系統及整個機組在所有工況下能否安全運行；對設備，系統的性能參數與運行指標進行驗證和調試，暴露并消除潛在的系統設計和設備制造隱患和缺陷，確保核電站安全運行，同時提高機組的可用率。其核心業務是調試管理和調試技術、項目的調試策劃和準備。目前主要承擔中廣核集團在建核電項目的調試工作。工作類別主要包括：核島調試、常規島及BOP調試、DCS調試、電氣調試、技術管理等。計劃經營類

所從事的工作主要是新項目的項目總體策劃與開發；新項目開發階段的現場管理；組織工程委托合同的編制、談判、簽訂、變更和執行情況的分析、報告；建立和維護各項目的工程計劃和進度的管理體系、風險和經驗反饋體系、報告體系、項目績效評價和考核體系，并實施總體控制，同時根據公司政策和各項目的需求，對各項目提供業務和資源支持；并歸口管理各異地項目協調辦公室的工作。工作類別主要包括：經營策劃與項目管理、工程計劃、科技管理等。質量保證類

主要負責建立和維護質量和環境管理體系，實施核電工程建設質量保證活動。具體包括工程公司質量和環境管理體系策劃、內外審核、管理評審；參與合同采購中的資格評審、合同文件編寫、評標、合同簽訂等活動；對供應商、承包商實施質保監督、監查；負責核安全文化的培育和推進。

工作類別主要包括：公司管理體系建設與維護；施工活動質量保證專業工作；設計和設備采購活動質量保證專業工作。

合同與采購類 主要負責供應合同，服務合同和施工合同的簽訂和核電設備的采購以及相關的一些法律保險事務。具體包括：采購合同的行政和商務控制，包括法律及保險事務、建和護公司通用的和項目專用的采購合同商務控制程序和規范、規則體系，建立和維護通用的和項目專用的合同外發接口程序和工作規則，組織承包商資格評審，維護合格承包商清單（和禁入承包商清單），組織招投標活動和合同談判，發布生效合同，合同執行過程的商務跟蹤和監督，合同支付、變更、索賠、獎勵、處罰的控制；項目的合同采購的策劃，包括潛在承包商的數量和業績評估、采購物項或服務項目的組合方式、承包方的組織形式、風險管理等；公司（包括各項目和分公司）合同采購專業人員的資格管理；對各項目的合同采購活動提供專業指導、支持和監督并對各個項目工作進行業務和資源支持。設計類

組織本工程的設計工作，貫徹工程審批文件和各級審定的設計原則，全面負責本專業技術、進度、投資、質量和信息、文件、資料管理。抓好設計策劃、設計接口、設計輸入與輸出，設計驗證、設計確認、設計評審、設計更改的設計控制。組織專業設計方案的研究，協調專業間的分工與銜接，指導設計人員進行設計方案和技術經濟比較，提出技術先進、經濟合理的方案。研發類

研發類主要以提高核電機組的安全性、可靠性和經濟性為目標，搭建核電共用技術平臺，解決核電工程建設和生產運營的應用問題，為中廣核多項目、多基地提供技術支持與服務，提高中廣核集團的科技創新能力。主要從事以下六大板塊的工作：：以堆芯設計、燃料管理、安全分析、源項計算與評價、環境影響評價等為核心的反應堆工程與核燃料技術研究；以設備監造、材料留樣、工藝評定、設備鑒定、金屬材料性能評估、設備運行狀態評估（含腐蝕管理、安全評定、可靠性管理、在役檢查等）、強度評估、壽命評估與老化管理等為核心的核電站設備質量與可靠性技術研究；以電站工程改造、運行評估、經驗反饋、根本原因分析、運行與維修優化、熱能動力技術等為核心的提高核電站績效運行技術研究；核電工程建設與生產運營相結合的信息應用技術研究；核電站模擬機（仿真技術）技術研究，先進核能技術與新能源（太陽能、風能等）技術研究。

操作員是指在現場工作的運行人員，操縱員是在主控室工作的運行人員

第四篇：壓水堆核電站反應堆壓力容器金屬材料概述

壓水堆核電站反應堆壓力容器金屬材料概述

壓水堆核電站反應堆壓力容器是在高溫、高壓流體沖刷和腐蝕，以及強烈的中子輻照等惡劣條件下運行的，因此ASME規范第Ⅺ卷要求，反應堆壓力容器應采用優質材料、嚴格制造工藝、完善的試驗和檢查技術，且在服役期間必須定期進行檢查。1.反應堆壓力容器結構和作用

功率在1000MW及以上的普通壓水堆核電站反應堆壓力容器設計壓力高達17MPa，設計溫度在350℃左右，直徑近5m，厚度超過20cm，有的單件鑄錠毛重達500多噸，設計壽命至少要求40年。因為其體積龐大，不可更換，所以壓力容器的壽命決定了核電站的服役年限。壓水堆壓力容器是由反應堆容器和頂蓋組成，前者由下法蘭(含接管段)、簡體和半球形下封頭組焊而成，頂蓋由半球形上封頭和上法蘭焊接組成(或者為一體化頂蓋)。上下法蘭面之間 用兩道自緊式空心金屬(高鎳耐蝕合金Im718或18—8鋼)“0”形環密封。為了避免容器內表面和密封面腐蝕，在壓力容器內壁堆焊有大于5mm厚的不銹鋼襯里。為防止外表面腐蝕，壓力容器外表面通常涂漆保護。2.反應堆壓力容器材料的發展史

壓水堆反應堆壓力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基礎上改進而成的。美國第一代壓水堆核電站反應堆壓力容器材料用的是具有優良工藝穩定性、焊接性和強度較好的鍋爐鋼A212B(法蘭鍛件為A350LFs)，由于A212B鋼淬透性和高溫性能較差，第二代改用Mn-Mo鋼A302B(鍛材為A336)，該鋼中的Mn是強化基體和提高淬透性的元素，它能提高鋼的高溫性能及降低回火脆性。隨著核電站向大型化發展，壓力容器也隨之增大和增厚，A302B鋼缺口韌性差的不足就逐漸顯露出來，為保證厚截面鋼的淬透性，使強度與韌性有良好的配合，20世紀60年代中期又對A302B鋼添加Ni，改用淬透性和韌性比較好的Mn-M-Ni鋼A533B(鍛材為A508一Ⅱ鋼)。并以鋼包精煉、真空澆鑄等先進煉鋼技術提高鋼的純凈度、減少雜質偏析，同時將熱處理由正火+回火處理改為淬火+回火的調質處理，使組織細化，以獲得強度、塑性和韌性配合良好的綜合性能。與此同時，由于壁厚增加和面對活性區的縱向焊縫輻照性能差，所以將壓力容器由板焊接結構改為環鍛容器，材料采用A508一Ⅱ鋼。它曾盛行一時，但自1970年西歐發現A508一Ⅱ鋼堆焊層下有再熱裂紋之后，又發展了A508一Ⅲ鋼。

A508一Ⅲ鋼是在A508一Ⅱ鋼基礎上，通過減少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以減少再熱裂紋敏感性，使基體堆焊不銹鋼襯里后，降低產生再熱裂紋的傾向。為彌補因減少淬透性元素而降低的強度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ鋼中的Mn含量。因錳易增大鋼中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述鋼中是非合金化元素。有增加偏析、降低鋼的塑、韌性的傾向，其殘存量以偏低為好。厚截面的A508-Ⅲ鋼淬火后，基體組織是貝氏體，當冷卻速度不足時，將出現鐵素體和珠光體，這種組織較貝氏體粗大，對提高強度和韌性不利，所以反應堆壓力容器用鋼要求采用優化的調制熱處理工藝。

俄羅斯的反應堆應力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni鋼而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V鋼。該鋼已分別用在俄羅斯及東歐的VVER-440和VVER-l000壓水堆上以及我國的田灣核電站VVERl000。Cr-Ni-Mo-V鋼的優點是高溫性能和耐蝕性好，輻照效應小，缺點是回火脆性傾向大，焊接性不理想。盡管如此，俄羅斯仍用Cr-Ni-Mo-V鋼，這是因為對該鋼缺點已有相應的改進措施，如降低磷、硫及雜質含量和改進熱處理工藝等。3.反應堆壓力容器材料的安全

反應堆壓力容器是保證核電站安全和壽命的重要部件，故被定為規范一級、安全一級、質保核級(H級)、抗震類I級的設備，即在正常、異常、緊急和事故工況下都能保證其可靠性和結構完整性，杜絕發生容器無延性斷裂破損和放射性物質泄漏等事故。

對于壓水堆核電站壓力容器材料，引起“失效”或“事故”的原因雖然很多，但歸結是脆性斷裂、腐蝕、蠕變、疲勞或強度破壞等原因。因為壓力容器內壁堆焊有不銹鋼襯里和鋼的蠕變溫度(O．4TK(熔點))遠高于運行溫度(320℃)，故能防止腐蝕和蠕變的危害。對于屈服變形、疲勞開裂和強度破壞，因為有嚴格的設計要求，并且規定必須進行應力分析、應力測試以及疲勞試驗，通過計算可以防止這類破壞。脆性斷裂具有斷裂前沒有塑性變形、無任何預兆、在斷裂應力低于屈服強度時裂紋失穩后即迅速擴展而斷裂等特點，所以脆性斷裂常是難以預料的爆發性突然破壞，而輻照脆化又增大了這種危險。所以壓力容器的脆性斷裂成為對反應堆安全最大的威脅。從冶金學角度考慮，脆性斷裂的根源在于鋼的低溫脆性、氫脆、藍脆、延遲脆性和高溫脆性等。其中除低溫脆性外，它們都可以通過熱處理或合金化的方法避免，而低溫脆性(又稱冷脆)較難克服，因為它是體心結構鋼固有特征。反應堆壓力容器防脆斷的檢測方法目前主要有兩種：轉變溫度法和斷裂力學法，轉變溫度法常用于輻照后即在役期間判斷壓力容器的安危，斷裂力學法僅在確定運行限制曲線和壽命末期或遇到異常情況及缺陷尺寸超過標準時用作評定分析。防止脆性斷裂的根本途徑在于提高材料的韌性，即提高材料抗裂紋擴展的能力。

4.反應堆壓力容器未來發展對材料的要求

隨著電力需要的不斷增加以及能源結構的優化，我國大部分省市均計劃建造新的核電站，未來反應堆壓力容器發展呈現以下特征：

(1)為提高發電效率而不斷提高單堆機組輸出功率。歐洲先進壓水堆EPR核電技術的單堆電功率達1550MW，促使反應堆壓力容器向大型化(壓力容器直徑和壁厚增大)方向發展。

(2)為提高反應堆壓力容器的安全性而盡量減少組焊數量、連接部位的焊縫長度。西屋公司的先進非能動APl000核電技術的反應堆壓力容器采用上封頭與上法蘭聯體鑄造技術，從而要求反應堆壓力容器向一體化方向發展。

(3)為提高核電站的經濟性而要求反應堆壓力容器壽命向60年邁進。美國的URD、歐洲的EUR等均要求反應堆壓力容器壽命達到60年，從而對壓力容器材料的性能提出了更高要求。

上述因素促使反應堆壓力容器制造商在材料選擇、冶煉、鑄造、鍛造、熱處理、無損檢測、在役輻照監督等方面加強研究攻關，以適應未來反應堆壓力容器發展的要求。5.反應堆壓力容器的制造現狀 國際上反應堆壓力容器材料大型鍛件制造商主要有日本制鋼所(JSW)、法國克魯索、韓國斗山重工等。其中JSW整體技術水平處于領先位置，2007年產鍛件8．7萬噸，它擁有600t級鋼錠制造能力，裝備有2臺300t煉鋼天車、100t電渣重熔爐。法國克魯索公司擁有空心鋼錠制造技術，在筒形鍛件制造上獨占鰲頭。斗山重工的生產能力世界最大，2007年生產鍛件12萬噸。我國有三大重型機械廠，都擁有12000t自由鍛造水壓機，可供生產核電壓力容器大鍛件之用，一重有生產船用小型反應堆設備的經驗，二重有生產高壓容器條件，上重曾為秦山一期核電站生產過壓力容器鍛件，他們在勞動生產率和技術水平上與國外先進水平之間差距正在縮小。

6.反應堆壓力容器材料國內外研究熱點與存在的問題

目前國內外反應堆壓力容器研究熱點主要集中在以下幾個方面：

(1)由美國能源部倡導發起，在第四代核能系統國際論壇組織下，第四代先進核能系統正朝著既定方向發展，反應堆壓力容器的材料選擇、設計、制造等一直都是研究熱點。

(2)隨著二十世紀六七十年代建造的核電站運行時間已接近設計壽命，急需反應堆壓力容器壽期評估與延壽分析論證，國際上有美國核管會、美國西屋公司等，國內主要有核工業728設計院、核動力設計院等機構已經開展了這方面工作，并已取得階段性研究成果。

目前，國內反應堆壓力容器材料存在的主要問題就是材料的制造國產化，特別是大型鑄鍛件的冶煉、機械加工方面的國產化，其中中國第一重型機械集團近年來在國家的大力支持下，實施鑄鍛鋼基地及大型鑄鍛件自主化改造項目，項目建成后，一重將具備年產鋼水50萬噸、鍛件24萬噸、鑄鋼件6萬噸的生產能力，可完成最大雙真空鋼錠600t的澆注、最大鑄件500t、最大鍛件400t。但完全自主化完成反應堆壓力容器大鍛件的制造尚有很多技術難點需要攻關。

根據國家核電的中長期發展規劃，至2020年我國將建成45臺壓水堆核電機組，反應堆壓力容器將向國產化、標準化、批量化制造的方向發展。

參考文獻：

[1] 李承亮,張明乾.壓水堆核電站反應堆壓力容器概述.材料導報,2008,22(9):65-68 [2] 李時磊,王艷麗,程路,等.Z3CN20-09M鑄造奧氏體不銹鋼的熱老化機理.北京科技大學學報,2008,30（10）:1117

[3] 丁訓慎.不銹鋼管材蒸汽發生器的腐蝕與防護.清洗世界,2009,25(7):8-13

第五篇：核電站調查表

關于核電的暑期實踐調研問卷

大家好！我們是南京航空航天大學材料科學與技術學院的學生，對核能的公眾接受性問題非常感興趣，希望能得到您的幫助和支持，謝謝！

歡迎參與調查

問題1：您平常關注核能嗎？（單選題）

非常關注 比較關注 一般 偶爾關注 基本不關注

問題2：下列有關核電站的知識您知道的有：（多選題）

利用核能發電的基本原理（例如核島和常規島的概念、壓水堆和沸水堆的概念）

核電的優缺點（例如優點：不產生溫室氣體；缺點：核廢料難處理）核電站的安全措施（例如核電站的3層安全防護體系）

世界上曾經發生的核電站事故（例如切爾諾貝利核事故，日本福島核事故）

問題3：您覺得核電安全嗎？（單選題）

非常安全 應該比較安全 不太清楚 比較危險 非常危險

問題4：您覺得放射性可怕嗎？（單選題）非常可怕 比較可怕 一般 比較正常 不可怕

問題5：如果您認為可怕，原因是：（多選題）

放射性對人的身體有損害，嚴重者可以致癌

放射性具有看不見、摸不著，延遲影響、難以控制的特點.一旦核事故發生，就會在相當大范圍內產生很大的影響。

切爾諾貝利等核事故太恐怖了，讓我對放射產生了恐怖的印象。大家都說放射性很可怕。

問題6：您認為核事故發生的可能性是多大（單選題）

可能性很大 可能性比較大 難以預料 可能性比較小 可能性很小

問題7：如果發生核事故，您認為可能的原因有哪些？（多選題）

操作失誤 管理混亂 工程質量問題 核能本身非常危險 核技術不過關

問題8：到目前，出現過危及生活的核電站事故嗎（單選題）沒有 有

問題9：如果有，那么居民得到滿意的賠償了嗎?（單選題）

感到滿意 感到不是很滿意 沒有賠償

問題10：請問核電站在規劃、建設之前，有舉辦活動來征詢您的意見嗎?（多選題）

有,聽證會 有,公示 沒有

問題11：核電站有舉辦宣傳活動來介紹核電知識、普及核安全教育嗎？（單選題）

有，每年5次以上 有，每年4-5次 有，每年2-3次 有，每年1-2次 沒有

問題12：您是否贊同我國大力發展核電？（單選題）

非常贊同 比較贊同 無所謂 不太贊同 很不贊同

問題13：您是否贊同在本地大力發展核電？（單選題）非常贊同 比較贊同 無所謂 不太贊同 很不贊同