第一篇：核电站水工况复习题
一、名词解释
1、核电站一回路系统：反应堆一回路系统冷却剂系统又称为冷却剂系统，它是核电站的最重要的系统，主要包括蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，一回路系统将堆芯核裂变释放的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。
2、核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。
3、快中子增殖堆：是以快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆，以钚-239为裂变燃料，铀-238为增殖燃料，有可能实现燃料的增殖。
4.、蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。
（蒸汽发生器按工质流动方式分为：自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器。
压水堆广泛使用的三种蒸汽发生器：U形管自然循环蒸汽发生器，卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。）
反应堆：如需停止链式反应，就放入更多的吸收中子材料，如果要求释放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。这种能维持和控制核裂变，从而维持和控制核能-热能转换的装置，称为反应堆。、反应性：反应性是反应堆中没有任何控制毒物下，反应堆超临界的正反应性系数，用以调节功率，补偿负的反应性系数，运行燃耗及裂变产物积累。其大小与反应堆的类型、运行工况和换料周期有关
放射性：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性”。
6、剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物学效应，其单位为雷姆（rem）或希沃特（Sv）。1 Sv=100 rem。
7、慢化剂：慢化剂 用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。
8、水的辐照分解：水在辐射的作用下，会分解生成O2、H2、H2O2及多种自由基。（当回路中游离的氧已经完全去除后，辐射分解的产物成为材料腐蚀所需氧的来源。
9、压水堆：是以加压轻水（普通）水做冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
10、放射性强度：是度量放射性强弱的物理量，常用的单位有居里（Ci）、贝克（Bq）和克镭当量
11、EPRI：美国电力科学研究院；BWR：沸水反应堆；PWR：压水反应堆；SG：蒸汽发生器；WANO：核电运营者协会；IAEA：国际原子能机构。
11、压水堆核电站核岛四大部分：蒸汽发生器，稳压器，主泵和堆芯。
12、稳压器：让反应堆压力容器内的水不变成蒸汽，并维持水的压力在一定范围内的设备。原理：当稳压器压力过大，产生的蒸汽释放到除盐水箱中来泄压。有两种：气罐式稳压器和电加热式稳压器
13、重水堆：是以重水做慢化剂的反应堆。
14、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核反应堆。
15、环路：一个反应堆压力容器通过一个蒸汽发生器不足以冷却其反应堆，故通过设置多个环路来冷却，设置环路是为了提高热能利用率。每一条环路是由一台蒸汽发生器、一台 1 或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中一个环路的热段管道上，通过波动管与一台稳压器相连，一回路系统的压力由稳压器调节，且保持稳定。
16、反应堆内为混合直接换热，蒸汽发生器中为一回路水和二回路水的间接换热。
17、快中子堆以钚-239为裂变燃料，以铀-238为增殖原料（不会裂变）。冷却剂是液态钠，以减少中子的吸收损失。
钚-239裂变反应使用的是快中子，而不是热中子。裂变产生的中子即为快中子，因此快中子堆不需要慢化剂。用快中子轰击钚-239原子核产生裂变；一个钚-239原子核裂变放出的中子比一个铀-235核裂变产生的中子数多，因此钚-239裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外，多余的中子被铀-238俘获后可产生新的钚-239，而新生的钚-239比堆芯内消耗的钚-239还多，这样就实现了核燃料的增殖。
18、反应堆回路及其辅助系统的厂房构成核岛。汽轮机回路及其辅助系统和厂房总称常规岛。电厂的其他部分统称为配套设施。
19、核电厂常见的金属材料有：奥氏体不锈钢（如304、316和A286），镍基合金（如600合金、690合金、X-750和718合金）；Zr-4合金。
PWR二回路系统的蒸汽发生器管束一般采用600 合金（因科镍-600），该材料相比不锈钢，可以减少发生应力腐蚀破裂的可能性，但是碱性腐蚀损坏几率却有所增加，所以，为保证二回路的安全运行，水化学工况必须考虑蒸汽发生器的结构和结构材料的特点。
蒸汽发生器可以通过排污来调节水质，排污水率控制在2%左右，排污水经过相应的净化处理之后，返回二回路系统。
20、压水反应堆的本体结构：堆芯，堆芯支撑结构，反应堆压力容器及控制棒驱动机构。
21、可裂变核在中子的轰击下变成两个或三个碎片，这些碎片称为裂变产物。由于135Xe有很强的吸收中子的能力，故称135Xe“毒”149Sm“渣”。
22、EPRI：（Electric Power Research Institute, EPRI）成立于1973年，是一个非赢利的能源和电力科研机构、协调组织，经费由美国主要的公用电力公司资助。其主要任务是组织、协调并统一规划发电、输电、配电、用电等方面的科研活动，以及核能发电、新技术开发利用、环境保护等方面的研究，科技信息的交流等。
BWR：（boiling water reactor），中文名：沸水堆。沸水堆核电站沸水堆又叫轻水堆，沸 水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
PWR：Pressurized Water Reactor 压水反应堆。SG：Steam Generator 蒸汽发生器。
二、问答题 2.为什么加氢？
答：加氢可以与OH反应，从而使OH产生HO2减少，抑制HO2化合产生辐照分解产生氧气。
1、一回路为什么使用硼酸处理？其优点是什么？
答：使用天然硼酸时其中子吸收截面积只有750b，而使富集硼酸（10B）,其中子吸收截面积大大提升，可以更好的控制反应堆的功率。其优点是：可以吸收中子，控制反应堆功率；可用增强MAX燃料；可用高235U丰富的燃料；增加燃烧的循环周期最终可以降低运行成本。
硼和水的补给系统概况，及向化容系统的补给方式是怎样？ 答：反应堆硼和水的补给系统是化容控制系统的一个支持系统，它辅助化容系统完成主要功能，主要由水补给、硼酸制备和化学添加三个子系统组成。其主要功能为：(1)通过向化容系统提供硼酸和除气除盐水，来改变反应堆冷却剂硼的质量分数，辅助化容系统实现容积控制（2）为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备（3）为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器泄压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。
硼和水的补给系统向化容系统的补给方式有五种：自动补给、稀释、快稀释、硼化及手动补给。
2、核电厂在汽轮机方面与火电厂有什么不同？
答：核电厂汽轮机的体积比火电厂的大，核电厂汽轮机蒸汽参数低，体积容量大，采用汽水分离再热器，容易超速。（1）核电厂用的是带有水分的饱和蒸汽，其含热量较低，而火电厂则用的是过热蒸汽，热量高。（2）核电厂汽轮发电机的进口蒸汽中含有较多的雾状水分，因而使得核电汽轮机的体积比火电汽轮机的体积大（3）饱和蒸汽汽轮机在，采用汽水分离再热器，以防止或降低湿蒸汽的冲蚀作用，容易超速。（4）核电厂汽轮机蒸汽参数低
3、压水堆核电站一回路的系统流程，并说明一回路介质的主要参数及关键设备所用的材料？
答：（1）一回路压力：一般压水堆一回路系统的工作压力约为15MPa，大亚湾一回路压力为15.5MPa。（2）反应堆冷却剂出口温度：冷却剂出口的温度越高，电厂热效率越高。对一定的工作压力，反应堆冷却剂的对出口温度变化余地越小。大亚湾堆出口冷却剂平均温度为329.8℃。（3）反应堆冷却剂入口温度：反应堆冷却剂出口温度一旦确定，对于一个确定热功率的反应堆，入口温度与流量有单值关系。入口温度越高，冷却剂温升越低，所需冷却剂流量越大，这就增加了泵功率，从而降低电厂的净效率。大亚湾堆入口冷却剂平均温度为292.4℃。（4）压水堆核电厂一回路系统中冷却剂流量较大，当环路功率为300MW时，冷却剂总质量流量可以达到15000-21000t/h。
关键设备使用的材料：燃料元件：由锆合金包壳内装二氧化铀芯块组成控制棒：黑棒束是银、铟、镉（Ag80%、In15%、Cd5%）合金；灰棒束其中8根是银铟镉合金、其余16根是不锈钢棒。燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管组成，成分是B2O3+SiO2。3 阻力塞组件是下端呈子弹头形的短不锈钢棒，初级中子源棒组件为252Cf, 次级中子源棒组件为Sb—Be芯块。RPV的本体材料为低碳钢，目前主要是用的是低合金锻钢16MND5，与冷却剂接触的表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
稳压器使用的材料有不锈钢、镍铬合金电热丝等。蒸汽发生器：碳钢、奥氏体不锈钢如301、316和A286，以及镍基合金如600合金、690合金、X-750合金和718合金等。
4、压水堆电厂堆芯有何构成？各有何特点？反应堆压力容器的特点？
答：（1）燃料组件由燃料元件、定位格架和组件骨架等组件构成。燃料元件呈17×17正方形排列。每个组件有289个位置，其中264个位置由燃料元件占据。（2）堆芯功能组件包括控制棒组件，可燃毒物组件，阻力塞组件，初级中子源棒组件和次级中子棒组件等。a、控制棒组件分为两类，一类由24根带吸收剂的棒束组成，所用吸收材料为银铟镉合金，这类合金称为黑棒束组件；另一类是灰棒束组件，有8根棒的吸收剂为银铟镉合金，其余16根为不锈钢做吸收材料的灰棒。b、可燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管组成，成分是B2O3+SiO2用于抵消堆芯第一次装料大部分过剩的后备反应性。c、阻力塞组件是下端呈子弹头形的短不锈钢棒，用于封闭不带有控制棒组件，可燃毒物组件或中子源棒组件中的控制导向管，以便减少冷却剂的旁路。d、初级中子源棒组件为监督初始堆芯装料和反应堆启动提供所需的中子源，次级中子源棒组件用于反应堆满运行两个月后的反应堆停堆后再启动，它由叠放在一根不锈钢管中锑-铍芯块组成，锑在堆内吸收中子活化后放出的γ射线。
反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时主要考虑一回路冷却剂的高压和高温，主管道断裂事故和地震等作用。由于压力容器所容纳的反应堆本体放射性极强，故在材质要求、制作、检验及在役检查等方面都比常规压力容器要严格得多。反应堆压力容器支撑、包容堆芯和堆内构件，工作在高压、高温含硼水介质和放射性辐照条件下，寿命不少于40年。反应堆本体材料为低碳钢。
RPV的特点是什么？
RPV是一个底部焊死的半球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器。RPV支撑，包容堆芯和堆内构件，工作在高压，高温含硼水介质和放射性辐照条件下，寿命不少于40年。RPV本体材料为低碳钢，目前主要使用的是低合金锻钢16MND5，与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢，压力容器高13m，内径4m，筒体厚20mm，总重约为330t。
5、压水堆核电厂反应性控制的目的和方式是什么？
答：反应性是反应堆中没有任何控制毒物下，反应堆超临界的正反应性系数，用以调节功率，补偿负的反应性系数，运行燃耗及裂变产物积累。其大小与反应堆的类型、运行工况和换料周期有关。
控制反应性的目的是为了使反应堆不会因为瞬发中子就可达临界而使反应堆无法控制，另外控制反应性还为了控制反应堆的功率，使反应堆能够以人们所期望的功率运行。
反应控制的方法大多是靠改变堆芯吸收物质数量来实现反应堆控制的。主要靠改变冷却剂及慢化剂中的中子强吸体—硼的浓度以及改变控制棒在堆内的位置来改变堆芯吸收体数量。
6、SG传热管材料以及管内外水质的特点是怎样的？管外采用的水工况是什么？
答：SG的传热管材料是镍基合金（600合金、690合金、800合金）传热管内的水质是一回路的冷却剂，高温、高压且带有放射性，水中含有硼酸、氢氧化锂、氢气等物质。传热管外的水质是二回路系统的补给水，采用AVT水工况，水中含有联氨、氨气等物质，水质与火电厂给水水质基本一样。管外采用的水工况是全挥发处理水工况（AVT），即通过加联氨消除经热力除氧后给水中的残留氧来防止腐蚀，同时加入氨气或者乙醇胺、吗啡、环己胺来调节给水的pH值一次来降低氧化铁在水中的溶解度，尽量减少腐蚀产物的迁移。
7、核电站水工况的总要求是什么？
①尽可能减少沉淀物在回路中的积累；②保持冷却剂和蒸汽发生器工作介质的物理-化学特性；③将放射性水平控制在允许标准范围内。
答：一回路水工况的要求：（1）一回路补给水必须除氧（2）抑制冷却剂的辐照分解，降低辐照分解气相产物氧气的浓度（3）减少冷却剂中放射性核素的积累，重在抑制腐蚀。二回路水工况的要求：（1）控制蒸汽发生器管的晶间腐蚀和晶间应力腐蚀破裂到最小（2）尽量降低蒸汽发生器内腐蚀产物的迁移，尽量减少垢的形成（3）尽量防止杂质进入蒸汽发生器系统。
8、核电站一回路水工况应起的作用是什么？
答：（1）控制冷却剂中放射性核素的积累；（2）减少在燃料元件包壳表面形成疏松的且易被冲刷的沉淀物；（3）能有效地除去冷却剂中各种杂质；（4）能维持冷却剂中所必须的反应性调节剂和pH值调节剂的浓度；（5）抑制冷却剂的辐照分解，降低辐照分解气相产物O2的浓度。
稳压器的功能及特点： 答：稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生溶剂沸腾。此外，作为一回路系统的缓冲容器，吸收一回路系统水容积的迅速变化。
稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持在恒定压力以下；在一回路系统瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性。
10、化容系统组成包括那几个部分？各部分特点？化容系统的功能是什么？
答：化容系统的组成包括：下泄流管线，净化段，上充流管线及轴封水回路。
化容系统四个主要部分及流程：
下泄流管线：核电厂在正常运行时，从一回路的冷段管引出一股冷却剂，称为下泄流，其正常流量是13.6m3/h，经过下泄流隔离阀进入再生热交换器的壳侧，冷却至140℃，在经过节流孔板，将压力降至约2.4MPa后，进入下泄热交换器的管侧，由壳侧的设备冷却水将下泄流温度降到46℃左右，最后经过三通阀，进入净化段。
净化段：（1）流程及控制：净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围是46~62.5℃。为了使离子交换树脂免受高温，在净化段入口设置了温控三通阀。若下泄流温度高于57℃，三通阀将自动切换，是下泄流旁路离子交换树脂床，防止离子交换树脂收到高温而发生失效。在正常情况下，下泄流经过温控三通阀进入两台并联的混合离子交换器中得一台，住区大多数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇运行的阳离子交换器，出去铯、钼和过量的锂离子。（2）过滤器：过滤器设置在下泄热交换器的出口，包括前置过滤器和后置过滤器，前者用来拦截悬浮颗粒；后者用来清除树脂碎片。（3）离子交换器：混合离子交换器采用硼酸型阴离子树脂和锂型阳离子树脂，目的是为了交换树脂在工作时不改变硼和pH控制剂的含量。（4）容积控制箱：下泄流最后进入容积控制箱，经过容积控制箱顶部的喷头喷入，雾化释放出冷却剂中的部分气态裂变产物，同时吸收部分氢气。容积控制箱收集和容纳下泄流，为一回路冷却剂提供容积补偿。它作为高位水箱。为上充泵提供净正汲入压头。容积控制箱上部的汽空间起到除气作用。
上充流管线：上充泵从容积控制箱中汲水，将水压升高到一回路压力以上。上冲管线上设有流量调节阀，按稳压器水位控制系统的要求改变上充流量。上充流经过再生热交换器是 吸收下泄流的热量，在汇入一回路前被加热到冷却剂冷段的主流温度。
轴封水回路：上充流量的一部分，进入主泵的轴封水回路。密封水经过流量控制阀和过滤器后进入主泵轴封水回路。密封水在主泵的密封组件和泵下部轴承之间引入后分成两段，一股水流向上，经过密封组件，绝大部分水流进入化容系统，经过轴封水热交换器和过滤器后返回到上充泵汲入口；另一股水流向下，冷却、润滑泵的下部径向轴承，然后进入泵汇入一回路冷却剂主流。
化容系统的主要功能：
（1）通过改变反应堆冷却剂的硼质量浓度，对堆芯进行反应性控制。（2）维持稳压器的水位，控制一回路系统的水容量。
（3）对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀，控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量，降低反应堆冷却剂的放射性水平。
（4）向反应堆冷却剂泵提供轴封水。
（5）为反应堆冷却剂系对统提供充水和水压试验手段。（6）对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上冲泵向堆芯注入应急冷却水。
1、沸水堆核电的特点、介质运行方式和参数
答：以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，反应堆中产生的蒸汽直接进入汽轮机做功，堆芯冷却剂直接循环，因而沸水堆比压水堆省一个中间换热环节，省去了蒸汽发生器、稳压器等设备及相应的管道。
介质运行方式和参数：反应堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，推动汽轮机发电机组发电，但反应堆一回路冷却剂被直接引入汽轮机，因此辐射防护和废物处理变得复杂，系统压力由15Mpa降到7Mpa.11、核电站一回路为什么选用LiOH作为pH调节剂？
答：为了调节一回路的pH值必须选择具有强碱性的碱金属氢氧化物作为调节剂。
23Na与中子反应生成24Na, 41K与中子反应生成42K，都具有很强的r放射能力，由于它的氢氧化物具有感生放射性，都不能作为pH值的调节剂，另外Rb和Cs的氢氧化物也具有感生放射性，且还很稀缺，因此也不能使用它们的氢氧化物作为pH值的调节剂，所以最终只有选择LiOH作为pH值的调节剂。
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积，达到9806b,而且容易发生以下反应：6Li+n——24He+13H,13H是β辐射体，半衰期长且难以分离，因此天然Li的氢氧化物不宜作为pH值调节剂，而应该是用高纯7Li的氢氧化物作为pH值的调节剂。核电一回路的水化学作用有哪四种？作用分别是什么？ 答：（1）Zn工况：可延缓合金的应力腐蚀破裂和受辐射的影响（2）氢工况：有效抑制冷却剂的辐照分解，抑制氯化物或氯基因，抑制其腐蚀（3）硼酸工况：维持冷却剂中的反应性调节剂，辅助控制棒完成功率控制任务（4）氢氧化锂工况：调节冷却剂的PH调节剂，7.0-7.8之间，抑制材料腐蚀。
核电厂二回路与火电厂有什么区别？具体在哪儿？ 答：主要区别有：
（1）供蒸汽设备：核电厂是蒸汽发生器，火电厂是锅炉。
（2）核电厂无省煤器，汽包，下降管，水冷壁下联箱，水冷壁，过热器等，但其有MSR，火电厂正好相反。
（3）汽轮机不同：核电厂汽轮机的体积比火电厂的大，核电厂汽轮机蒸汽参数低，体积容量大，采用汽水分离再热器，容易超速。
（4）推动汽轮机转动的蒸汽类型：核电厂用的是带有水分的饱和蒸汽，其 含热量较低，而火电厂则用的是过热蒸汽，热量高。
（5）二回路的介质区别：核电厂的二回路中介质和一回路的工作介质是分开的，他们之间是间接传热；而沸水堆核电厂一回路及二回路工作介质是直接循环使用，但都含有放射性物质；对于火电厂锅炉水产生的蒸汽经各环节形成过汽后直接进入二回路，但FPP各回路中都不喊放射性物质。
（6）核电厂与火电厂二回路水质控制指标不同，水工况调节不同。如NPP常用水工况是AVT，而FPP则常用CPT，EPT等。
20、给水水工况AVT全称是什么？给水系统一般使用的化学药品是什么？ 答：AVT：全挥发处理；一般使用的药品是：磷酸盐，有机胺，氨，马福林，环己烷，联氨等。
21、核电站汽轮机入口蒸汽一般是什么蒸汽？汽轮机转速多少？ 答：饱和（湿）蒸汽（或5—7MPa的饱和蒸汽）；世界上核电站汽轮机有全速（3000rpm和3600rpm）和半速之分。
13、什么是核电站的间接循环，该方式的优缺点是什么？
答：在压水堆核电站，一回路系统的冷却剂与汽轮机回路的工质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。采用间接循环具有使二回路系统免受放射性污染的优点，不足就是增加了蒸汽发生器。
14、核电站的轻水的辐照分解过程是什么？加氢为什么能出去水中产生的游离氧？ 答：辐照分解过程有三个阶段：
（1）辐照能量的传递：作用时间不超过10-15s，射线轰击水分子，引起H2O的电离或激发，产生电子，带正电的水离子及处于激发态的水分子。
（2）热平衡建立：作用时间不超过10-11s。
a、电离的电子速度减慢，电子产生的电场吸引极性分子在其周围重新排列，形成水合电子。
b、正电水离子与相邻水分子发生质子转移反应，生成H3O+和·OH自由基。c、H2O*分解成·H和·OH自由基。
（3）自由基扩散，相互作用建立化学平衡。初级辐照分解产物e-水合，H2O+，H2O*，H3O+，·H和·OH向水中扩散，扩散过程中相互作用并达到平衡。
水辐照分解综合反应式：H2O H3O+，·OH，e-水合，H2，·H，H2O2，…… ·OH：氧化能力极强，能将所有低价无机离子氧化到高价态。
HO2：是一种很重要的次级氧化产物，其与系统中游离氧的生成有很大的关系：HO2+ H2O H2O2+ O2；HO2+Ce4+H++ O2+ Ce3+
这是无氧水在辐照下生成游离氧的主要原因。加氢不仅能与辐照分解过程中产生的·OH和HO2等能产生游离氧的中间产物，使其在水中的浓度降低，间接降低水中游离氧的浓度；而且能与游离氧发生反应生成H2O，直接降低书中游离氧的浓度。
4、核电厂一回路锆合金腐蚀影响因素有哪些？
答：温度，包壳材料的微观结构特点，沸腾温度点，冷却剂化学控制工况；溶解氧，氟离子的影响，钙镁铝硅的影响，悬浮物的影响，PH值的影响，锂锌的影响
8、沸水堆与压水堆核电站的不同：
答：（1）直接循环：反应堆内产生蒸汽直接引入汽轮机，推动汽轮机组发电。这是沸水堆与压水堆核电站的最大区别。沸水堆核电站没有蒸汽发生器、稳压器。系统压力也由15MPa下降到7MPa。使得系统大大简化，能降低投资。但是
（2）堆芯出现空泡：沸水堆核电站的反应堆具有负的空泡反应性系数，通过调节冷却 7 剂流量来调节堆芯的反应性。利用可燃毒物调整寿期初过剩的反应性，不采用可溶毒物硼，省略了化学与容积控制系统。
（3）控制棒机构：由于堆芯上部有汽水分离系统，故控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。
（4）抑制式安全壳：沸水堆核电站内在安全壳内存有大量的水，在事故条件下可用水抑制压力的上升。直接循环带来的汽轮机厂房内的辐射防护和放射性废物处理问题一直是其主要弱点。
9、核电站的安全措施：
答：（1）四重屏障：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。
（2）多重保护：在出现可能危害设备及人身情况是能进行正常停堆；因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；发生自然灾害时能安全停闭；如有任何原因使控制棒未插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。
6、一回路中反应堆冷却剂系统的要求： 答：（1）确保一回路系统的压力容器材料的完整性；
（2）确保燃料包壳完整性和保证燃料的设计性能；（3）控制燃料堆芯外的辐射达到最小程度。
10、反应堆冷却剂系统的主要功能： 答：（1）在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。
（2）在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。（3）系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。
（4）反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢化剂和反射层作用。
（5）系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。11.水化学的管理目标:
1.结构材料的局部腐蚀得到有效的抑制。2.使腐蚀产物的释放尽可能减少。
3.控制腐蚀产物的迁移和沉积，使一回路系统受到污染尽可能减少 4.尽可能减少腐蚀产物在堆芯和蒸汽发生器的沉积 5.有效抑制水的辐照分解
放射性的危害及特点：
答：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性”。
放射性元素发出α、β、γ三种射线。α射线是氦核流，β射线是电子流，统称为粒子辐射。γ射线是波长很短的电磁波，统称为电磁辐射。
这些射线的共同特点是：有一定的穿透物质的能力；人的五官不能感知，但能使照片底片感光；照射到某些物质上能发出可见的荧光；通过物质是网友电离作用。放射性对人体的损伤组要是体内照射。只要是由α射线引起的。此外还有体外照射，主要由γ射线引起。压水堆的反应堆回路： 答：（1）压水型反应堆：
压水型反应堆是一个装有核燃料的耐高压容器，通常称为压力容器。在压力容器内，安装着157个核燃料组件，形成堆芯。首次装入堆芯的燃料组件有三种不同富集度的核燃料，即含铀一235分别为1．8％、2．4％和3．1％。高富集度的核燃料一般布置在堆芯外区，中心区的富集度最低。每次换料时，取出中心区燃耗最深的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区的燃料组件倒换到第二区，而在外区则装入新补充的高富集度燃料组件。大亚湾核电站采用的改进型燃料组件(AFA)的栅格和总体尺寸标准型即燃料棒按17×17排列成正方形柱件，共289个位置，其中264个为燃料棒，24个为控制棒的导向套管，1个为堆内测量仪表管。
（2）燃料棒：
燃料棒由壁厚为0．57mm，外径为9．5mm，长度为3852mm的锆4(Zr4)合金管作为包壳。包壳内装的核燃料为二氧化铀(U02)芯块，芯块的直径为8．19mm，高度为13．5mm。每根燃料棒内的二氧化铀芯块数量为272个。包壳内预先充以3．06MPa的氦气，这样在运行时，这个内压可以部分地补偿反应堆内冷却剂对包壳管的外压。同时，氦气对提高传热性能的稳定性也有好处。控制棒由不锈钢管作为包壳，包壳内装有银(80％)一铟(15％)一镉(5％)合金制成的圆棒。圆棒的直径为8．7mm，长度为3607mm，它具有很强烈的吸收中子的能力。当控制棒向燃料组件内下插时，它就吸收大量的中子，反应堆的功率就下降；当控制棒向上提出时，它吸收的中子数量就少，反应堆的功率就上升。这样，利用控制棒的插入和提出，就可以调节反应堆功率的高低。控制棒的上下运动依靠磁力驱动机构来实现。一旦磁力驱动机构断电时，由于重力作用，全部控制棒下落入堆芯，整个核反应立即停止。此外，调节一回路冷却剂中的硼浓度，也能控制反应堆功率的高低。
（3）回路组成与特点：
反应堆压力回路由三个并联的环路组成，每个环路中各有一台蒸汽发生器和一台主冷却剂泵，用不锈钢管组成封闭回路。三个压力环路中的一个环路上，还装有一台稳压器，用以保持压力回路总的压力为15．5MPa，以防压力过高导致设备或管道破损，或者压力过低致使冷却剂汽化，影响导出热量。稳压器上部蒸汽空间设有喷淋装置，当系统压力升高时，能自动喷淋冷凝蒸汽降压；稳压器下部水室空间设有电加热元件，当系统压力降低时，能自动加热产生蒸汽以增大压力。此外，在稳压器顶部还装有安全阀、卸压阀以保证运行安全。
（4）其他系统： 除了上述主系统外，压力回路还有十几个安全和辅助系统。这些系统按照它们的功能大体上可以分为三类。第一类是牵涉到核安全的安全系统，共有4项。这些系统主要是在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入，阻止事故的进一步扩大，以保护反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气环境扩散。这些系统是安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统。第二类是保证反应堆和压力回路正常启动、运行和停堆的核辅助系统，共有11项。它们是化学和容积控制系统、硼和水的补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、核岛应急生水系统、蒸汽发生器排污系统、硼回收系统、核取样系统、核岛排气和疏水系统等。第三类是回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统，有废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理
第二篇：工况证明
工 况 证 明
福建省特检院泉州分院：
兹有福建省大起机械制造有限公司 安装在我公司游艇生产车间，一台电动葫芦门式起重机 型号MHBS5-13.82A3D出厂编号ｔ。本起重设备的选型与使用工况匹配情况符合TSG Q0002－2008《桥式起重机安全技术监察规程》和合同要求。本单位保证不用于吊运熔融金属、熔融非金属或炽热金属等高温物体，不吊运有毒有害物品及其他危险物品，非防爆起重机，非绝缘型起重机。
特此证明！
使用单位：（盖章）安装单位：（盖章）
年月日年月日
第三篇：核电站岗位
中广核工作岗位
运行操作类
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。
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。
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。
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。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。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。
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。计划经营类
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。质量保证类
主要负责建立和维护质量和环境管理体系，实施核电工程建设质量保证活动。具体包括工程公司质量和环境管理体系策划、内外审核、管理评审；参与合同采购中的资格评审、合同文件编写、评标、合同签订等活动；对供应商、承包商实施质保监督、监查；负责核安全文化的培育和推进。
工作类别主要包括：公司管理体系建设与维护；施工活动质量保证专业工作；设计和设备采购活动质量保证专业工作。
合同与采购类 主要负责供应合同，服务合同和施工合同的签订和核电设备的采购以及相关的一些法律保险事务。具体包括：采购合同的行政和商务控制，包括法律及保险事务、建和护公司通用的和项目专用的采购合同商务控制程序和规范、规则体系，建立和维护通用的和项目专用的合同外发接口程序和工作规则，组织承包商资格评审，维护合格承包商清单（和禁入承包商清单），组织招投标活动和合同谈判，发布生效合同，合同执行过程的商务跟踪和监督，合同支付、变更、索赔、奖励、处罚的控制；项目的合同采购的策划，包括潜在承包商的数量和业绩评估、采购物项或服务项目的组合方式、承包方的组织形式、风险管理等；公司（包括各项目和分公司）合同采购专业人员的资格管理；对各项目的合同采购活动提供专业指导、支持和监督并对各个项目工作进行业务和资源支持。设计类
组织本工程的设计工作，贯彻工程审批文件和各级审定的设计原则，全面负责本专业技术、进度、投资、质量和信息、文件、资料管理。抓好设计策划、设计接口、设计输入与输出，设计验证、设计确认、设计评审、设计更改的设计控制。组织专业设计方案的研究，协调专业间的分工与衔接，指导设计人员进行设计方案和技术经济比较，提出技术先进、经济合理的方案。研发类
研发类主要以提高核电机组的安全性、可靠性和经济性为目标，搭建核电共用技术平台，解决核电工程建设和生产运营的应用问题，为中广核多项目、多基地提供技术支持与服务，提高中广核集团的科技创新能力。主要从事以下六大板块的工作：：以堆芯设计、燃料管理、安全分析、源项计算与评价、环境影响评价等为核心的反应堆工程与核燃料技术研究；以设备监造、材料留样、工艺评定、设备鉴定、金属材料性能评估、设备运行状态评估（含腐蚀管理、安全评定、可靠性管理、在役检查等）、强度评估、寿命评估与老化管理等为核心的核电站设备质量与可靠性技术研究；以电站工程改造、运行评估、经验反馈、根本原因分析、运行与维修优化、热能动力技术等为核心的提高核电站绩效运行技术研究；核电工程建设与生产运营相结合的信息应用技术研究；核电站模拟机（仿真技术）技术研究，先进核能技术与新能源（太阳能、风能等）技术研究。
操作员是指在现场工作的运行人员，操纵员是在主控室工作的运行人员
第四篇：压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。1.反应堆压力容器结构和作用
功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间 用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。2.反应堆压力容器材料的发展史
压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo钢A302B(锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B(锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。
A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。
俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站VVERl000。Cr-Ni-Mo-V钢的优点是高温性能和耐蚀性好，辐照效应小，缺点是回火脆性倾向大，焊接性不理想。尽管如此，俄罗斯仍用Cr-Ni-Mo-V钢，这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施，如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等。3.反应堆压力容器材料的安全
反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件，故被定为规范一级、安全一级、质保核级(H级)、抗震类I级的设备，即在正常、异常、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结构完整性，杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等事故。
对于压水堆核电站压力容器材料，引起“失效”或“事故”的原因虽然很多，但归结是脆性断裂、腐蚀、蠕变、疲劳或强度破坏等原因。因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕变温度(O．4TK(熔点))远高于运行温度(320℃)，故能防止腐蚀和蠕变的危害。对于屈服变形、疲劳开裂和强度破坏，因为有严格的设计要求，并且规定必须进行应力分析、应力测试以及疲劳试验，通过计算可以防止这类破坏。脆性断裂具有断裂前没有塑性变形、无任何预兆、在断裂应力低于屈服强度时裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点，所以脆性断裂常是难以预料的爆发性突然破坏，而辐照脆化又增大了这种危险。所以压力容器的脆性断裂成为对反应堆安全最大的威胁。从冶金学角度考虑，脆性断裂的根源在于钢的低温脆性、氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性等。其中除低温脆性外，它们都可以通过热处理或合金化的方法避免，而低温脆性(又称冷脆)较难克服，因为它是体心结构钢固有特征。反应堆压力容器防脆断的检测方法目前主要有两种：转变温度法和断裂力学法，转变温度法常用于辐照后即在役期间判断压力容器的安危，断裂力学法仅在确定运行限制曲线和寿命末期或遇到异常情况及缺陷尺寸超过标准时用作评定分析。防止脆性断裂的根本途径在于提高材料的韧性，即提高材料抗裂纹扩展的能力。
4.反应堆压力容器未来发展对材料的要求
随着电力需要的不断增加以及能源结构的优化，我国大部分省市均计划建造新的核电站，未来反应堆压力容器发展呈现以下特征：
(1)为提高发电效率而不断提高单堆机组输出功率。欧洲先进压水堆EPR核电技术的单堆电功率达1550MW，促使反应堆压力容器向大型化(压力容器直径和壁厚增大)方向发展。
(2)为提高反应堆压力容器的安全性而尽量减少组焊数量、连接部位的焊缝长度。西屋公司的先进非能动APl000核电技术的反应堆压力容器采用上封头与上法兰联体铸造技术，从而要求反应堆压力容器向一体化方向发展。
(3)为提高核电站的经济性而要求反应堆压力容器寿命向60年迈进。美国的URD、欧洲的EUR等均要求反应堆压力容器寿命达到60年，从而对压力容器材料的性能提出了更高要求。
上述因素促使反应堆压力容器制造商在材料选择、冶炼、铸造、锻造、热处理、无损检测、在役辐照监督等方面加强研究攻关，以适应未来反应堆压力容器发展的要求。5.反应堆压力容器的制造现状 国际上反应堆压力容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所(JSW)、法国克鲁索、韩国斗山重工等。其中JSW整体技术水平处于领先位置，2007年产锻件8．7万吨，它拥有600t级钢锭制造能力，装备有2台300t炼钢天车、100t电渣重熔炉。法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术，在筒形锻件制造上独占鳌头。斗山重工的生产能力世界最大，2007年生产锻件12万吨。我国有三大重型机械厂，都拥有12000t自由锻造水压机，可供生产核电压力容器大锻件之用，一重有生产船用小型反应堆设备的经验，二重有生产高压容器条件，上重曾为秦山一期核电站生产过压力容器锻件，他们在劳动生产率和技术水平上与国外先进水平之间差距正在缩小。
6.反应堆压力容器材料国内外研究热点与存在的问题
目前国内外反应堆压力容器研究热点主要集中在以下几个方面：
(1)由美国能源部倡导发起，在第四代核能系统国际论坛组织下，第四代先进核能系统正朝着既定方向发展，反应堆压力容器的材料选择、设计、制造等一直都是研究热点。
(2)随着二十世纪六七十年代建造的核电站运行时间已接近设计寿命，急需反应堆压力容器寿期评估与延寿分析论证，国际上有美国核管会、美国西屋公司等，国内主要有核工业728设计院、核动力设计院等机构已经开展了这方面工作，并已取得阶段性研究成果。
目前，国内反应堆压力容器材料存在的主要问题就是材料的制造国产化，特别是大型铸锻件的冶炼、机械加工方面的国产化，其中中国第一重型机械集团近年来在国家的大力支持下，实施铸锻钢基地及大型铸锻件自主化改造项目，项目建成后，一重将具备年产钢水50万吨、锻件24万吨、铸钢件6万吨的生产能力，可完成最大双真空钢锭600t的浇注、最大铸件500t、最大锻件400t。但完全自主化完成反应堆压力容器大锻件的制造尚有很多技术难点需要攻关。
根据国家核电的中长期发展规划，至2020年我国将建成45台压水堆核电机组，反应堆压力容器将向国产化、标准化、批量化制造的方向发展。
参考文献：
[1] 李承亮,张明乾.压水堆核电站反应堆压力容器概述.材料导报,2008,22(9):65-68 [2] 李时磊,王艳丽,程路,等.Z3CN20-09M铸造奥氏体不锈钢的热老化机理.北京科技大学学报,2008,30（10）:1117
[3] 丁训慎.不锈钢管材蒸汽发生器的腐蚀与防护.清洗世界,2009,25(7):8-13
第五篇：核电站调查表
关于核电的暑期实践调研问卷
大家好！我们是南京航空航天大学材料科学与技术学院的学生，对核能的公众接受性问题非常感兴趣，希望能得到您的帮助和支持，谢谢！
欢迎参与调查
问题1：您平常关注核能吗？（单选题）
非常关注 比较关注 一般 偶尔关注 基本不关注
问题2：下列有关核电站的知识您知道的有：（多选题）
利用核能发电的基本原理（例如核岛和常规岛的概念、压水堆和沸水堆的概念）
核电的优缺点（例如优点：不产生温室气体；缺点：核废料难处理）核电站的安全措施（例如核电站的3层安全防护体系）
世界上曾经发生的核电站事故（例如切尔诺贝利核事故，日本福岛核事故）
问题3：您觉得核电安全吗？（单选题）
非常安全 应该比较安全 不太清楚 比较危险 非常危险
问题4：您觉得放射性可怕吗？（单选题）非常可怕 比较可怕 一般 比较正常 不可怕
问题5：如果您认为可怕，原因是：（多选题）
放射性对人的身体有损害，严重者可以致癌
放射性具有看不见、摸不着，延迟影响、难以控制的特点.一旦核事故发生，就会在相当大范围内产生很大的影响。
切尔诺贝利等核事故太恐怖了，让我对放射产生了恐怖的印象。大家都说放射性很可怕。
问题6：您认为核事故发生的可能性是多大（单选题）
可能性很大 可能性比较大 难以预料 可能性比较小 可能性很小
问题7：如果发生核事故，您认为可能的原因有哪些？（多选题）
操作失误 管理混乱 工程质量问题 核能本身非常危险 核技术不过关
问题8：到目前，出现过危及生活的核电站事故吗（单选题）没有 有
问题9：如果有，那么居民得到满意的赔偿了吗?（单选题）
感到满意 感到不是很满意 没有赔偿
问题10：请问核电站在规划、建设之前，有举办活动来征询您的意见吗?（多选题）
有,听证会 有,公示 没有
问题11：核电站有举办宣传活动来介绍核电知识、普及核安全教育吗？（单选题）
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 没有
问题12：您是否赞同我国大力发展核电？（单选题）
非常赞同 比较赞同 无所谓 不太赞同 很不赞同
问题13：您是否赞同在本地大力发展核电？（单选题）非常赞同 比较赞同 无所谓 不太赞同 很不赞同
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