核素迁移(徐鑫鑫)
核素迁移的现状和发展
（西南科技大学安全技术及工程2010000598 徐鑫鑫）
摘要：本文着重评述了当前有关放射性废物地质处置的核素迁移研究的进展，介绍了核素的迁移机理，以及讨论了迁移化学和天然类比体系。
关键词：核素迁移，进展，核废物处理，迁移化学
全世界面临着能源遗乏的紧张局面,大力发展核能将是一种不可避免的趋势。我国在核能发展方面,由于过去认识落后,起步很晚,加上现在资金和技术上的困难,在本世纪末的发展规模是很有限的。但可以预见到,在下一个世纪我国的核电事业必将有较大的发展,以满足大规模的社会主义建设对能源的需求。
从另一方面看,发展核电的重要前提是必须安全地处置核动力反应堆产主的大量的放射性废物。这些被公众所厌恶的废物的安全处置问题,已经成为当前核电发展的严重障碍。如在瑞士,法律规定核电站对核废物的贮存和处置负有责任。为此,五个核电站共同出资建立了“国家放射性废物处置组织(NAGRA)”全面负责规划、研究和解决这个难题,然后将根据废物处置方案的安全可靠性,进行全国公民投票来决定继续使用核电站还是关闭全部核电站。
最终安全地处置核废物的目的是将放射性废物与人类环境相隔离,使人类不受其放射性的危害。世界各国公认的较为安全的处置方法(主要指高放废物)是地质处置,即将放射性废物处置库建造在深度地质层中,使用工程的和天然的多层屏障将废物隔离起来,天然的深厚的地质岩层和地层成为有效的最后屏障。可是,必须看到这种屏障并不能保证绝对的安全。在几百年、几千年后水泥废物库及包装体终将分崩瓦解,废物中的各种放射性核素将随着地下水流,或多或少地从地下废物库中迁移到生物圈中来。因此，对放射性核素的迁移行为和规律的研究是放射性废物安全处置的一个十分关键的问题]2][1[。
1 核素的迁移机理
放射性核素在岩石中随地下水的迁移主要包含三种物理化学作用:
1) 由于水流运动及流体个别质点流速、流向差异而引起的机械弥散与分子扩散综合作用而导致的核素迁移,称为水动力弥散；
2) 核素随地下水的宏观迁移，称为对流弥散；
3) 吸附作用,当放射性核素随地下水流穿过被水饱和的岩石孔隙时,由于溶液pH值不同,在固液界面上进行不同程度的离子交换,形成岩石孔隙表面对核素的吸附作用,从而减缓扩散进程。这三种物化作用是研究放射性核素在裂隙岩石中的迁移规律时的主要方向]53[ 。
2 核素迁移的试验研究及进展
核素迁移试验研究从规模和形式上大体可分为三种类型:
1）岩样示踪试验: 在专门设计的试验装置内对岩石样品进行示踪试验,试件的尺寸从数厘米到数米不等,试验装置由试件主体部分( 试件、绝热、密封材料等)、压力传导系统和数据采集系统三部分构成。
2) 钻孔示踪试验:通过钻孔对放射性核素在处置库围岩中的迁移行为进行观测,并用不同的概念模型和数学模型对处置库中核素迁移时空分布规律进行模拟试验研究。
3) 地下实验研究:利用废弃的巷道、矿坑( 井) 建立地下实验室,对放射性核素在地质屏障中的迁移规律进行试验和模拟研究。
国际上,开展裂隙岩体核素迁移试验研究较为深入的是美国、瑞典、日本、法国和加拿大等西方发达国家,它们已经开展了一系列以高放废物深地质处置为目的的放射性核素迁移试验研究,取得了大量实质性进展,主要表现为:
1)通过各种试验研究,对放射性核素在裂隙介质中的对流、扩散、吸附和阻滞规律及迁移机理的认识得到了进一步提高,为高放废物深地质处置库围岩中放射性核素迁移概念模型和数学模型的建立奠定了理论基础。
2)获得了大量试验资料,对以花岗岩、凝灰岩、盐岩、黏土岩等为围岩的处置库，获得了大量放射性核素迁移的水动力弥散参数,为处置库场地的特征评价提供了科学依据。
3)长时间、大规模的地下实验研究,为长时间尺度下高放废物深地质处置库安全性能评价提供了比拟研究的途径。
4)裂隙岩体核素迁移试验技术和方法得到了进一步完善和发展,开拓了裂隙岩体核素迁移试验新的途径和方法,丰富了裂隙岩体核素迁移试验理论,研制开发了一些适合于裂隙岩体核素迁移试验的试验装置和测量浓度、温度、压力的传感器。
我国的实验研究比较零散,实验技术有待完善, 核素迁移规律还没有得到充分阐明,核素迁移模式还需要进一步研究,实验数据的积累也不够]6[。国内主要开展了以下几方面工作:
1) 核素在矿物及岩石粉粒上的吸附研究,通常的做法是将岩石粉碎后,在模拟地下水的条件下,通过静态实验和柱迁移实验研究核素在介质上的吸附性能。
2) 核素在完整岩石介质和矿物中的迁移研究。
3) 野外现场核素迁移实验,在国内开展以放射性废物地质处置为目的的野外核素迁移
实验较少。
4) 进行模拟处置库条件下的核素迁移研究这一阶段刚刚起步,核工业地质研究院环保中心已经建立起模拟处置库条件下核素迁移研究的实验装置（RAD-MIG），用于研究在较高温度和压力的封闭还原条件下核素的迁移行为。设计工作条件为: 压力0MPa-5MPa,温度
20-100摄氏度，氧浓度不大于1.0ppm，Eh不大于-200mV。总之,在核素迁移研究中,我国远远落后于国外,主要开展了核素迁移的室内实验研究,并进行过少量的野外实验工作。
3 裂隙介质中核素迁移模拟研究
1) 深地质处置系统概念模型的建立:研究表明,深地质处置系统一般由工程屏障系统( 玻璃固化体、包装容器、回填材料)、地质屏障系统和生物圈三部分构成,因此,从模拟对象上,高放废物深地质处置系统中放射性核素迁移模拟应包括工程屏障中核素分解和迁移行为模拟、地质屏障中核素迁移模拟和生物圈中核素迁移模拟。
2) 裂隙岩体核素迁移机理和迁移模型: 裂隙岩体核素迁移机理研究主要包括核素在裂隙岩体中的对流、扩散、吸附和阻滞规律的研究,以及核素迁移过程中的水岩作用过程和核素存在、迁移形式研究；根据裂隙介质的特征,裂隙岩体核素迁移模型可分为单裂隙核素迁移模型、连续或等效连续介质核素迁移模型、裂隙网络介质核素迁移模型,其中,裂隙网络介质核素迁移模型是高放废物深地质处置系统中放射性核素迁移模拟研究的发展趋势。
3) 多场耦合问题:由于高放废物地质处置系统的复杂性,核素溶解、迁移行为的模拟是一项复杂的系统工程。
4) 数值模拟方法: 高放废物地质处置系统中核素迁移介质非均质性和核素迁移条件的复杂性,决定了高放废物深地质处置系统中放射性核素迁移的数学模型难以用解析法求解, 核素迁移数学模型数值解法研究和计算软件的开发亦是高放废物深地质处置系统中放射性核素迁移模拟研究的基本问题之一。
5) 迁移参数的反演和灵敏性分析: 一方面,通过高放废物深地质处置系统中放射性核素迁移模拟研究能模拟放射性核素迁移的时空分布规律,进而达到评价高放废物深地质处置系统安全性能的目的；另一方面,通过核素迁移模拟数据与试验观测数据的拟合可以反演核素迁移的水动力弥散参数。此外,借助核素迁移模拟进行参数灵敏性分析也是高放废物深地质处置系统中放射性核素迁移模拟研究的基本问题之一。
4 核素迁移的化学研究
化学家的工作主要集中在实验室中模拟测定上述各种化学元素,以地下水为介质的在多
种屏障材料中的吸附分配比D R 值,滞留因子1R 值，岩石容量α值,表观扩散系数αD 和有效扩散系数e D ]8,7,1[值。所用的屏障材料,近场的有水泥、混凝土、回填用的膨润土等,远场的
有花岗岩、玄武岩、片麻岩、凝灰岩、硬石膏、碳酸钙、自云石、泥灰岩、页岩、砂石、粘土、土壤及多种矿石。除了在实验室中进行模拟测试实验,还需进行观察各种元素的迁移,滞留性质的野外现场实验。野外实验的主要手段是挖掘多口监测井,进行较大规模和较长时间的观察]10,9[。
经过20多年来的各国有关实验室的大量工作,对各种元素在各种材料中的吸附分配比d R 值和扩散系数αD ，e D 值的则定,已经积累了数量浩大的效据。当前的一个重要问题是
如何正确判断这些数据的可靠程度,以及怎样进一步改进现有的实验方法。例如，众相争议的是在实验中固体材料样品的粉碎过程对d R 值测定带来的严重影响问题]11[。为了测定d R 值, 不论是吸附平衡或解吸平衡实验, 或是测定吸附等温线,所有的块状固体材料必须事先进行粉碎,这是一个不可避免的预处理步骤。可是材料一旦经过粉碎处理,必然改变了它原有的天然性质,尤其明显的是制造了许多新鲜的表面, 并引进了新的张力,且这些多裂缝的新表面与水接触后,容易快速风化,致使吸附性能随时间而发生变化,这些将改变天然物质对核素的吸附的本来性能,给出了不真实的d R 值。至今,对这个相当普遍的实验方法问题,还找
不出一个妥善的解决办法。
除了上述的重要参数测定工作外，一些元素,特别是锕系元素的水解常数,络合常数的测定,仍是一个重要的研究内容。这些常数对于确定核素在地下水中的溶解度和判断其所处的化学形态是必需的。国际上已建立的化学热力学数据库,对研究核素的化学形态是很有帮助的。
在实验测定核素的化学形态方面,近年来发展了一些新的方法,如极谱、伏安等电化学法, 激光共振光电离质谱法,激光光声光谱法等。
为了确认在一定的电位h E 和酸度pH 条件下,某核素所处约化学状态,绘制更精确的h E -pH 图, 即Pourbaix 图也是必要的。怎样在实验室中模拟深地质层中地下水的还原h E 条件
（-0.4——-0.7V ）,也是一个难以解决好的问题。通常的做法有几种：最简单的方法是通氮气,但它不能使h E 降到负值；通入99%Ar+1%2CO ，使h E 达到-0.1——-0.2V 左右；加入铁
粉或联胺有望将
E下降到-0.4——-0.5V左右,但缺点是引入了使体系复杂化的外来物质。
h
还有一个在近年来引人注目的问题,即在地下水中广泛存在的胶体问题。微量的放射性核素能形成胶体或吸附在胶体的表面上，这些颗粒极微（直径约为1——1000nm）的胶体, 脱离了固相介质而随着地下水自由地迁移,这对阻止核素迁移是一个极为不利的因素。研究表明这类胶体与经典的放射性胶体类同,可分为两类：一类称为真胶体, 这是由放射性核素的阳离子,本身经水解产生的氢氧化物,或生成的多核金属离子固态络合物；另一类称为假胶体, 是放射性核素被吸附在水泥,粘土,有机腐殖物质或微生物的微粒表面上而形成的。
80年代初又提出了一种核素被地质材料所滞留的新机制,称为基岩扩散。这是一种核素在岩石的裂缝的细微末梢中的扩散过程,这种过程速度极慢,是有利于滞留核素的机制。
5 天然类比体系研究
天然类比体系指在历史上早已存在的自然界的一些特殊体系，如天然反应堆、老铀矿、化学元素地质沉积层等，可以用来作为模拟很长历史时期后的废物处置库的模型。由于天然体系历史悠久、规模巨大，它比实验室研究更接近于将来的废物处置库的实际，是公认为有价值的研究对象。Chapman等]13,12[曾详细的论述了选择天然类比体系的种种条件，同时也告诫了人们不要对这种研究方法给以过高的评价。
迄今，最为著名的实例是非洲加蓬的Oklo铀矿天然反应堆。在这一地区，详细的研究
了U，Th，Np，Pu，Am和一系列裂变产物元素的迁移和迁移和分布，由此可以推测将来核素从废物处置库往外泄漏的迁移规律。
Mckinley等]14[将苏格兰的劳门海湾的约在6千年前形成的海底沉积层作为天然类比体系，将沉积层中的化学元素作为一种模拟核素的源。他们用活化分析法及X荧光分析法测定了23种元素在一根5.2m长的粘土芯样品中的分布，由此可以看到近6千年来这些化学元素的迁移或再分布的情况。例如，他们发现碘只集中分布在沉积岩表面下的3-4m处，这表明在长达1000-10000年得漫长岁月中，很易流动的碘却没有明显的迁移或在分析。
Fabryka-Martin等研究了澳大利亚北部嘉拉铀矿中I与U的比例，以说明随地下水流在
多种岩石中的吸附规律。由此估算到的碘
R值比实验室测得的要大100倍。
d
Mckinley等测定了阿曼矿泉水中许多痕量元素的溶解度和化学形态，同时还用由化学
热力学模式预测的数据与实测的数据做了对比。Vilks等]15[仔细的研究了加拿大雪茄湖铀矿附近的地下水中的胶体对放射性核素迁移的影响。这类对天然体系的研究，都有利于对核素
迁移规律的深入了解。
可是在实际上，要找到一个自然条件与人造地质处理库条件很接近的天然类比体系，是非常困难的。因此，对这类研究的真正参考价值也是很有争议的。
参考文献：
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[15]Vilks P.et al.,Int.Conf.Chem. And Migration Behaviour of Ac and Fis. Prod. In
Geosphere,Munich,1987,Abst.No.129/1.
2018年深圳子女投靠随迁入户深户办理流程
2018年深圳子女投靠随迁入户深户办理流程深圳市已于2016年9月1日起实施《深圳市户籍迁入若干规定》。子女投靠父母的，申请人系被投靠人有抚养责任的未满18周岁未成年子女，但在高中(含中职、中技)或大学在读学生(户口未迁入学校集体户)的，年龄可以放宽至20周岁以下。以下是2018年深圳子女投靠随迁入户深户办理流程。 2018年深圳子女投靠随迁入户深户办理流程 一、提交申请 成年申请人或被投靠人携带入户所需材料原件及复印件，到被投靠人户籍地公安分局户政窗口提出随迁申请并现场摄像，符合申请条件、材料齐全的予以受理，并开具受理回执。 (1)被投靠人户口属宝安、龙岗两区和龙华新区的，到户籍地派出所; (2)户口属龙岗区布吉派出所、罗岗派出所、水径派出所的到布吉户政中心) 二、公安机关审批 市公安局人口管理处根据市政府每年下达的户籍人口机械增长计划，按申请类别、受理时间先后顺序审批(如当年计划执行完毕，顺延至下一年度办理)。如无调查事由，正常政策性随迁申请材料从受理之日起35个工作日内审结。 三、到拟入户派出所领取准予迁入证明 申请人、未成年申请人的法定监护人接到通知后持受理回执、身份证到指定机关领取《准予迁入证明》。 四、回原籍地迁出户口，办理《户口迁移证》 在《准予迁入证明》有效期内(40天内有效)回户口所在地办理户口迁移手续。 (省内居民已实施户籍迁移一站式办理，户籍迁入信息经审核通过后依托系统实现数据流转，申请人不需返回户籍地办理户口迁出，届时请按短信通知直接前往我市拟入户地公安机关办理入户登记) 五、到拟入户地派出所落户
申请人、未成年申请人的法定监护人在《户口迁移证》有效期内，携带身份证、《准予迁入证》(第三联)、《户口迁移证》、办理二代身份证相片回执、一张二代证标准照片等相关材料，到拟入户地派出所办理入户手续并现场摄像。 成年申请人和16周岁以上未成年申请人入户须本人办理，居民身份证须一并申请。随迁收养子女、双胞胎子女的，该16岁以下未成年人需到场摄像。提供《户主关于新增户内成员的声明》的，该户户主需持身份证、户口簿(原件)到场确认; 六、申请人提供的入户申请材料应真实有效 经有关部门查实，存在隐瞒、欺骗或提供虚假材料的，2年内不予受理入户申请;已经入户的，予以注销，退回原籍;涉嫌犯罪的，由受理单位所属分局依法处理。
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核电厂电气调试准备与实施 发表时间：2018-02-28T15:21:02.017Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第27期作者：郑永刚郁越 [导读] 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组。中国核电工程有限公司田湾项目部江苏连云港 222042 摘要：核电厂对核安全有着特殊要求，所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。基于此，本文分析了核电厂电气安全隐患排查，对核电厂电气调试准备与实施进行了分析。 关键词：核电厂；电气；调试 1工程概况 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组，循环供水采用开式循环供水系统，配套设置1个循环水泵房，规划建设4×600MW超临界燃煤发电机组配套工程。电厂循环泵房内共配置4台立式斜流泵装置。 2核电厂电气安全隐患排查 2.1作业环境 核电厂电气安全隐患作业环境排查需要从厂区环境、地面环境、生产区域采光、应急照明、物料码放、设备布局、库房、叉车、充电区、安全标识等方面进行，进而完成整个核电厂电气安全管理工作的开展。在实际作业环境安全隐患排查的过程中严格按照《安全标志及其使用导则》（GB2894-2008）、《电气安全管理规程》（机械工业部[86]机生字76号）等国家规范性标准对作业环境实施安全隐患排查。 2.2生产设备、设施 就核电厂电气安全生产设备、设施进行隐患排查，其隐患排查的总体内容包含生产设备、设施建设排查、信号和显示器排查、控制系统排查、紧急开关排查、意外启动预防排查、工作位置排查、工作照明排查、特殊要求排查等几个部分。在排查的过程中按照每一项内容的相关国家生产安全标准、设备使用维护标准对其进行基本排查。需要注意的是在对工作位置、照明、特殊要求三项内容进行排查时，需要根据每一项内容的具体操作内容和操作行为对其进行安全隐患排查。其中工作位置安全隐患排查包含位置要求、座位、操纵室、操作姿势几个方面；照明安全隐患排查包含照明亮度和照明插座使用；特殊要求排查主要包含防火与防爆、液压和气压、可动零部件、高速旋转与易飞出物、噪声和振动几个部分。 2.3用电安全 对核电厂电气用电安全隐患实施排查工作，其中包含电工自身安全、绝缘设备安全、值班流程安全和线路、箱柜、设备的安全隐患排查。针对电工自身应该定期对电工的四肢运动功能和身体健康进行检查，以排除安全隐患。针对绝缘设备的使用方面，应该加强对绝缘设备分配、使用年限、定期更换维护等方面的安全隐患排查，以保障设备的整体安全性。针对值班用电安全主要是针对值班变电室的变电安全、操作安全进行安全隐患排查，以保障值班人员的整体安全性。对线路、箱柜、设备安全隐患排查上主要采用的是分区域、分阶段性的立体设备安全隐患排除方法，进而从内而外的保障核电厂用电的安全性。 2.4危险化学品安全 对核电厂电气安全危险化学品隐患排查主要是从药品库房的位置、库房建筑结构、库房地面要求、库房监控系统、库房排风系统、库房液体流散系统等对其进行安全隐患排查工作。首先，针对库房位置需要按照危险化学物品仓库单独建立的方案实施安全隐患排查。此外，对于库房结构、库房地面要求方面需要从可燃性、铁栏高度、防雨、防雷、防静电、防潮等方面对其进行安全隐患的排查工作。在其监控系统安全隐患排查上需要从实时性和对危险物品检测覆盖率两方面进行排查。在其排风系统和防液体流散系统安全隐患排查的过程中侧重的是对化学物品仓库排风的完整性、液体流散的准确性等方面对其进行安全隐患排查，以保障整个危险化学品的安全性。 3核电厂电气调试技术 3.1发电机调试技术 核电厂发电机调试主要内容是对定子绕组绝缘以及直流电阻进行测量与调试。对于定子绕组绝缘电阻而言，需要在发电机出线套管、电流互感器装置安装结束且定子处于冷态以及吹干状态下进行测量工作。测量仪器为2500V兆欧表，共持续测量10.0min，分别对15.0sec、1.0min以及10.0min条件下的绝缘电阻值进行检测。正常情况下，要求的定子绕组吸收比应达到1.6以上，极化指数与出厂值比较因无明显差异，各相绝缘电阻不平衡系数应控制在2.0范围内。还需要特别注意的一点是：在发电机绝缘电阻测试结束后，应充分放电，以及时恢复发电机的安全运行。对于定子绕组直流电阻而言，需要在定子冷态条件下进行测量，对绕组温度进行检测记录。测量仪器为双臂电桥或变压器直流电阻测试仪。正常情况下，外部环境温度与定子绕组温度差值应严格控制在±3.0℃范围内。除此以外，各相直流电阻差异应低于最小值*2.0%，与出厂值相比差值同样应低于2.0%。 3.2变压器调试技术 核电厂变压器调试所涉及的主要内容包括两个方面，第一是针对绕组连同套管所对应直流电阻进行测量，第二是针对变压器所有分接头变压比进行检查。在测量直流电阻的过程中，需要于变压器各分接头上所有位置进行，以变压器直流电阻测量仪或双臂电桥为测量仪器，对绕组温度进行测量与记录。正常情况下，各项测定直流电阻参数相互差值应当低于平均值*2.0%的标准，变压器各分接线实测值相互差值应当低于平均值*1.0%的标准。在对分接头变压器进行检查的过程中，应当对变压比进行准确计算，测量仪器为全自动变压比测试仪或QJ35型变压比电桥。在检测前，必须确保被检测变压器出线端与外界无任何连接。工作人员首先应当确认电厂变压器的接线组别，对接线正确性、合理性进行检查，避免低压、高压绕组出现反接的问题。若采用QJ35型变压比电桥，还应提前对试验电源的火线、零线进行准确区分。经检测，分接头变压比实测值应当变压器制造厂商铭牌参数无明显差异，且与变压比变化规律基本一致。针对电厂电力系統中220.0kV以上电压等级电力变压器，在额定分接头位置下，变压比实测值允许误差应当严格控制在0.5%内。
核素迁移(徐鑫鑫)
核素迁移的现状和发展 （西南科技大学安全技术及工程2010000598 徐鑫鑫） 摘要：本文着重评述了当前有关放射性废物地质处置的核素迁移研究的进展，介绍了核素的迁移机理，以及讨论了迁移化学和天然类比体系。 关键词：核素迁移，进展，核废物处理，迁移化学 全世界面临着能源遗乏的紧张局面,大力发展核能将是一种不可避免的趋势。我国在核能发展方面,由于过去认识落后,起步很晚,加上现在资金和技术上的困难,在本世纪末的发展规模是很有限的。但可以预见到,在下一个世纪我国的核电事业必将有较大的发展,以满足大规模的社会主义建设对能源的需求。 从另一方面看,发展核电的重要前提是必须安全地处置核动力反应堆产主的大量的放射性废物。这些被公众所厌恶的废物的安全处置问题,已经成为当前核电发展的严重障碍。如在瑞士,法律规定核电站对核废物的贮存和处置负有责任。为此,五个核电站共同出资建立了“国家放射性废物处置组织(NAGRA)”全面负责规划、研究和解决这个难题,然后将根据废物处置方案的安全可靠性,进行全国公民投票来决定继续使用核电站还是关闭全部核电站。 最终安全地处置核废物的目的是将放射性废物与人类环境相隔离,使人类不受其放射性的危害。世界各国公认的较为安全的处置方法(主要指高放废物)是地质处置,即将放射性废物处置库建造在深度地质层中,使用工程的和天然的多层屏障将废物隔离起来,天然的深厚的地质岩层和地层成为有效的最后屏障。可是,必须看到这种屏障并不能保证绝对的安全。在几百年、几千年后水泥废物库及包装体终将分崩瓦解,废物中的各种放射性核素将随着地下水流,或多或少地从地下废物库中迁移到生物圈中来。因此，对放射性核素的迁移行为和规律的研究是放射性废物安全处置的一个十分关键的问题]2][1[。 1 核素的迁移机理 放射性核素在岩石中随地下水的迁移主要包含三种物理化学作用: 1) 由于水流运动及流体个别质点流速、流向差异而引起的机械弥散与分子扩散综合作用而导致的核素迁移,称为水动力弥散； 2) 核素随地下水的宏观迁移，称为对流弥散； 3) 吸附作用,当放射性核素随地下水流穿过被水饱和的岩石孔隙时,由于溶液pH值不同,在固液界面上进行不同程度的离子交换,形成岩石孔隙表面对核素的吸附作用,从而减缓扩散进程。这三种物化作用是研究放射性核素在裂隙岩石中的迁移规律时的主要方向]53[ 。
核电厂常规岛常用气体消防系统设计分析
核电厂常规岛常用气体消防系统设计分析 发表时间：2019-07-18T15:09:42.480Z 来源：《城镇建设》2019年第8期作者：王亚彬白新鹏 [导读] 核电厂一直都是一个危险性比较高的行业，但是在运行的过程中非常容易出现火灾， 万纳神核控股集团有限公司浙江省嘉兴市 314300 摘要：核电厂一直都是一个危险性比较高的行业，但是在运行的过程中非常容易出现火灾，不仅会在之后影响核电厂的运行，还会引发安全事故。虽然核电厂是由不同区域构成，但是常规岛的危险性很大。因此，研究和设计常规岛显得尤为重要。本文主要对核电厂常规岛常用气体消防系统的设计进行分析。 关键词：核电厂；常规岛；常用气体；消防系统；设计分析 引言： 核能发电一直在能源开发的过程中发挥着重要的作用，也属于我国发展的重要课题。随着我国核电事业步入快速发展的阶段，整个核电站整体发展的过程也逐步走上了正轨。因此，充分地了解国内和国外防火规范势必会发挥着重要的作用。因此，对核电自主化设计显得尤为重要。本文主要就核电厂常规岛常用气体消防系统的设计进行分析。 1.核电厂常规岛概述 1.1核电厂常规岛的概念 常规岛指的是核电装置中的汽轮发电机组和配套设施的组合。常规岛的功能是能够将核岛中产生的蒸汽热能转化成汽轮机的机械能量，再直接通过运用发电机来转化成电能。常规岛内部的工艺系统也会被称为核电厂二回路系统。此系统主要可以由蒸汽系统、主给水系统、汽水分离再热系统、凝结水系统、高压加热水系统和其他系统组成。 1.2核电厂常规岛的功能 常规岛能够将核蒸汽供应系统内部的热能直接转化为机械能，并存储于汽轮机内部。核电厂常规岛将会直接带动发电机进行转动，从而转化成电能[1]。如果在中间发生了事故，核电厂常规岛又可以直接作为核反应堆的可靠冷源，从而能够让整个反应堆更好地运行。 2.常规岛中不同气体消防系统设计分析 2.1模型 在建设核电厂的过程中，设计常规岛消防系统显得格外重要。在实际操作时，需要综合厂房的实际情况和安全需求来进行设计，这样才能够保证整个消防系统能够更好地运行。在实际设计的过程中，需要随时关注常规岛内部气体消防房间内部的参数，并充分结合包括房间标高层和保护容积等要素进行设计，最终才能古设计出合理的消防系统。在实际设计的过程中，需要同时关注火系统内部的浓度和保护区内部的温度。如果将气体确定在101kPa状态下时，一定要确定这些参数之后才能够更好地确定一个稳定的气体消防系统。 在标高层为9m的电器电子设备、自动化电子设备间和工程师站为基础，将其内部的保护容积确定为333.81、329.45和195.83。该模型的电缆夹层的标高分别可以设定为5m，并将其保护容积确定为874.73和875.65。380V低压配电间和配电间的标准高度层分别处于-10m 的距离，且面积分别设定为159.13、1007.32和293.62。发电机的小间、380V低压配电间和凝结水配电间的标高层处于-10m的位置，其面积分别可以设定为560.50、995.20和125.42。 3.实际案例 目前，IG541系统和FM-200灭火系统可以在实际核电站常规岛的常用其他消防系统中有效地运用。其主要的特点主要如下： 2.1IG541系统的特点 整个系统的压力较高，且可以被用于长距离的运输过程中，但是又由于内部的浓度较高，所以需要运用较多的钢瓶。 2.2 FM-200系统的特点
子女随迁落户申请书
子女随迁落户申请书 导语：现在随迁子女异地就学的人员在增加，但是不同的城市对于随迁子女异地就学的政策各有不同，而学生的学习生活也有不同，以下小编为大家介绍子女随迁落户申请书文章，欢迎大家阅读参考! 子女随迁落户申请书项目名称：户口迁移申请 办理地址：大渡口区各派出所 办理流程： 一、夫妻分居及工作调动户口迁移规定 职工居民非在职配偶的户口迁移 1、入户对象及条件 职工居民的非在职配偶，在投靠的配偶所在地居住的人员可本着自愿的原则，准予在其配偶具有合法固定住所的常住户口登记地入户，包括“农转非”、“非迁非”“农迁农”户口。其中，申请迁入主城区入农村居民户口的“农迁农”人员须结婚三年、且夫妻年龄均年满30周岁以上。 2、入户手续及程序 由申请人提出书面申请，随附合法固定住房手续，《结婚证》，原常住户口性质证明，主城区外迁入主城区的还应有稳定的职业或生活来源证明，经迁入地派出所调查核实后，报区、县公安局批准，凭《准迁证》、《迁移证》办理迁移入
户。 党政机关，国有非国有企事业、集体、个体、私营企业的工作人员、管理人员及专业技术人员、科技人才夫妻分居工作调动户口迁移 1、入户对象及条件 下列人员夫妻分居户口迁移可以优先解决，不受年龄、分居时间的限制，随时办理入户手续，其未成年子女可以随迁：对国家有突出贡献的中青年专家、享受政府特殊津贴的人员；获得市部级以上荣誉称号、科研成果奖的人员；获得博士、硕士、双学士学位的人员；机关、事业单位副处级及其以上的国家公务员、工作人员和管理人员；企业、事业单位中取得高级专业技术职务任职资格或取得中级专业技术职务任职资格满3年的人员；在科研、生产、教学、管理工作中起骨干作用的人员或其配偶系学士学位的人员。 2、入户手续及程序 配偶系在职干部的，由接收单位填写《重庆市人员调动审批表》，并附《结婚证》、在渝方户口证明及能证明其符合上述入户对象及条件的证件或材料复印件。由主城区外调入主城区需迁移入户的，报市人事局审查同意，调入其它区、县需迁移入户的，由当地党委组织部、政府人事局审查同意，其后由调入地的区、县公安局批准，派出所凭《准迁证》、《迁移证》办理迁移入户。
核电站工作原理
核电站的工作原理 核电站就是在一座或若干座动力反应堆中将原子核裂变释放的核能转换成热能来发电或发电兼供热的动力设施。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能一热能一电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、快堆以及高温气冷堆等，但比较广泛使用的是压水反应堆，约占核电总装机容量的７０％。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。 1．核电站工作原理 核电厂用的燃料是铀。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。当铀-23 5的原子核受到外来中子轰击时引起原子核裂变，，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子，新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，如此持续进行就是裂变的链式反应，用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生连续裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的循环水(或其他物质)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。 核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 2．核电站内部 核反应堆由浓度低一些的铀建造。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。 3．核电站采用的反应堆 3.1 压水堆核电站 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。 电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并
07核电厂堆芯的安全设计
07核电厂堆芯的安全设计 3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。 3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。 3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机械地分割。因此 3、2和 3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。 3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。
医用电气设备 放射性核素校准仪 描述性能的专用方法(标准状态：现行)
I C S11.040.50 C43 中华人民共和国医药行业标准 Y Y/T0840 2011 医用电气设备放射性核素校准仪 描述性能的专用方法 M e d i c a l e l e c t r i c a l e q u i p m e n t R a d i o n u c l i d e c a l i b r a t o r s P a r t i c u l a rm e t h o d s f o r d e s c r i b i n gp e r f o r m a n c e (I E C61303:1994,MO D) 2011-12-31发布2013-06-01实施
前言 本标准按照G B/T1.1 2009给出的规则起草三 本标准修改采用I E C61303:1994‘医用电气设备放射性核素校准仪描述性能的专用方法“三为了便于使用,本标准做了下列编辑性修改: 在第2章 规范性引用文件 中,按G B/T1.1 2009的要求增加了导语; 对于标准中引用的其他国际标准,若已转化为我国标准,本标准用国家标准号替换相应的国际标准号; 根据G B/T1.1的要求,对标准中的公式进行编号三 除编辑性修改外主要技术变化如下: 修改了术语合成不确定度o v e r a l l u n c e r t a i n t y; 修改了术语放射性核素校准仪(放射性活度计)r a d i o n u c l i d e c a l i b r a t o r; 修改了公式(4); 删除了随机不确定度r a n d o mu n c e r t a i n t y; 将I E C61303:1994的11.1~11.16修改编号为a)~p); 删除了I E C61303:1994附录A; 对标准结构进行了重新组织,与I E C61303:1994的章条号对照情况见附录A三 请注意本文件的某些内容可能涉及专利三本文件的发布机构不承担识别这些专利的责任三 本标准由国家食品药品监督管理局提出三 本标准由全国医用电器设备标准化技术委员会放射治疗二核医学和放射剂量学设备分技术委员会(S A C/T C10/S C3)归口三 本标准起草单位:北京市医疗器械检验所三 本标准主要起草人:冯健二李悦菱三
基于广义积分变换法的放射性核素迁移计算
一第51卷第8期 原子能科学技术V o l .51,N o .8一2017年8月A t o m i cE n e r g y S c i e n c e a n dT e c h n o l o g y A u g .2017基于广义积分变换法的放射性核素迁移计算 李一哲1,2,丁志斌1,?,富宝峰2,王秀春1,司高华2,刘东旭2 (1.解放军理工大学国防工程学院,江苏南京一210007;2.西北核技术研究所,陕西西安一710024)摘要:针对我国某铀矿尾库的风险评估需求,根据具体场地的水文地质条件,建立了包气带及饱和带中核素迁移的数学模型三在理论建模基础上,基于广义积分变换法对核素迁移方程进行求解,分析了铀尾 矿库中238U 二234U 二230T h 二226R a 二210P b 在4种情景下的迁移规律三结果表明: 广义积分变换法对于评估相对较复杂的地下污染物运移问题效果较好,尤其对于长时间尺度和污染物浓度非常小的情况,结果准确三进一步验证了较厚的包气带不仅能最低程度上减小核素在饱和带的迁移速率,而且浓度也低三吸附性能越强的介质,对核素迁移的阻滞作用越大三 关键词:放射性核素迁移;混合模型;广义积分变换法 中图分类号:P 641.3一一一文献标志码:A一一一文章编号:1000-6931(2017)08-1500-09 收稿日期:2016-09-23;修回日期:2017-01-14作者简介:李一哲(1988 ),男,陕西渭南人,助理工程师,硕士研究生,从事核环境科学研究?通信作者:丁志斌,E -m a i l :n j w a t e r d z b @q q .c o m d o i :10.7538/y z k .2017.51.08.1500C a l c u l a t i o no fR a d i o n u c l i d eM i g r a t i o n B a s e do nG e n e r a l i z e d I n t e g r a l T r a n s f o r mT e c h n i q u e L I Z h e 1,2,D I N GZ h i -b i n 1, ?,F U B a o -f e n g 2,WA N G X i u -c h u n 1,S IG a o -h u a 2,L I U D o n g -x u 2(1.C o l l e g e o f D e f e n s eE n g i n e e r i n g ,P L AU n i v e r s i t y o f S c i e n c e a n dT e c h n o l o g y , N a n j i n g 210007,C h i n a ;2.N o r t h w e s t I n s t i t u t e o f N u c l e a rT e c h n o l o g y ,X i a n 710024,C h i n a )A b s t r a c t :一A c c o r d i n g t o t h e d e m a n d o f r i s k a s s e s s m e n t o f a u r a n i u mt a i l i n g i nC h i n a ,t h e m a t h e m a t i c a lm o d e l o f r a d i o n u c l i d em i g r a t i o n i n t h e v a d o s e z o n e a n d s a t u r a t i o n z o n ew a s e s t a b l i s h e d a c c o r d i n g t o t h eh y d r o g e o l o g i c a l c o n d i t i o n s o f t h e s p e c i f i c s i t e .O n t h e b a s i s o f t h e o r e t i c a lm o d e l ,t h em i g r a t i o n e q u a t i o nw a s s o l v e d b a s e d o n t h e g e n e r a l i z e d i n t e g r a l t r a n s f o r mt e c h n i q u e ,a n d t h em i g r a t i o n r u l e s o f 238U ,234U ,230T h ,226R a a n d 210P b i n t h e u r a n i u mt a i l i n g w e r e a n a l y z e d i nf o u r s c e n a r i o s .T h e r e s u l t s s h o wt h a t t h e g e n e r a l i z e d i n t e g r a l t r a n s f o r mt e c h n i q u e f o r e v a l u a t i n g r e l a t i v e l y c o m p l e x u n d e r g r o u n d p o l l u t a n tm i -g r a t i o n i s s u e s i sv e r y e f f e c t i v e ,a n de s p e c i a l l y f o r s m a l l c o n t a m i n a n t c o n c e n t r a t i o na n d l o n g t i m e s c a l e ,t h e r e s u l t i s v e r y a c c u r a t e .T h e t h i c k e r v a d o s e z o n e n o t o n l y c a n r e d u c e t h e r a t e o f n u c l i d em i g r a t i o n i n s a t u r a t i o na t t h e l o w e s t e x t e n t ,b u t a l s o t h e c o n c e n t r a -t i o n i s l o w.T h e s t r o n g e r a d s o r p t i o n p e r f o r m a n c e o f t h em e d i u mi s ,t h e g r e a t e r t h e r o l e o f t h e r e t a r d a t i o no f r a d i o n u c l i d em i g r a t i o n i s .万方数据
核电厂初步设计消防专篇内容及深度规定
核电厂初步设计消防专篇内容及深度规定 为提高核电厂工程初步设计消防专篇编制质量，进一步规范核电厂工程初步设计消防专篇内容与深度，根据《中华人民共和国消防法》《核电厂消防安全监督管理暂行规定》和能源行业标准《核电厂初步设计文件内容深度规定》（NB/T 20401-2017）等法规标准，制定本规定。 I.总体编制要求 一、核电厂初步设计消防专篇应在初步设计阶段编制，应包括专篇所需的说明书和图纸。文件应齐全，应注明版本、签署人员和签署日期。 二、说明书中应包括核电厂工程建（构）筑物和设施的消防设计、消防设施布置、设备和材料选型、设计计算等内容。图纸应符合国家相关制图标准，应清晰、比例适当。说明书和图纸均应使用中文，若使用外文应进行中文内容标注。 三、当核电厂消防设计由两家及以上设计院承担时，应明确消防总体设计院，并由其负责消防专篇的编制和协调工作。 四、核电厂初步设计消防专篇的主要内容应包括：法规标准、火灾危害性分析、火灾危险性分类及耐火等级、防火间距、消防车道、防火分区、消防疏散、建筑构造、工艺系统防火、通风防火、消防给水、灭火设施、消防供电及应急照明、火灾自动报警、防烟
和排烟、消防站和消防组织等。 II.图纸及计算书编制要求 一、图纸内容及深度要求 （一）防火分区图 核岛子项防火分区图。应标注防火区类型、防火区边界、耐火极限、该防火区内的房间名称、编号。 （二）总图部分 1．全厂总体规划图，比例为1:5000～1:10000。应表示全厂总体规划内容和分期建设情况。 2．厂区总平面布置图，比例为1:1000。应标注各子项间的最小安全间距。 3．厂区消防通道布置图，比例为1:2000。应表示全厂消防通道路径和最小转弯半径。 （三）消防给水及灭火系统 1．全厂消防系统总平面布置图，比例为1:1000。应表示消防系统总体分区及相关接口，包括区域名称、水源、消防水池或水箱、消防水泵、稳压泵、干管平面布置、联络检修阀门等重要附件；应表示消防水泵等主要设备一览表。 2．核岛消防给水系统流程图。应表示核岛室外、室内消火栓给水系统，自动喷水和水喷雾系统，包括管路系统、阀门、喷头和消火栓布置等。 3．常规岛（含自动灭火系统）消防给水系统流程图，厂区消
深圳积分入户 调干篇 有子女随迁(详细完整攻略)
背静：我是走调干方式入户的本科毕业生。有一女儿随迁。 步骤1：网上申请，申请人在深圳市人力资源和社会保障局（https://www.360docs.net/doc/1a5561041.html,/，若不知道网址百度搜“深圳人社局”就出来了），点击网站的对应项(下图)就转到了“人才引进(毕业生、在职人才引进)测评与申报系统”，网址是https://https://www.360docs.net/doc/1a5561041.html,/rcyj/，网上填报申请表。填完后点击测评，满100分，就直接在线选择列表中列出来的人才市场，提交申报。 注意： ?填写的任何信息都要准确无误。尤其各单位的名称一定要与他们盖的单位公章所显示的丝毫不差字。 （这里的“单位”一般都是指人才市场，除非特别说明是工作单位）， ?若有子女随迁，随迁子女一定要和申请人在同一户口上！ ?好像只有在Windows XP的IE浏览器才能显示测评结果。用其他WINDOWS操作系统的IE浏览器时不兼容，会出现页面显示不完整，要靠手动调缩放比率来显示出完整页面，而且点击开始测评之后页面 一直转就是不显示测评结果。 ?选代理人才市场，当然选择地理位置比较方便自己去的咯，毕竟后面还要现场奔走很多次。我选的是龙岗区人才流动中心（人才市场都要工作日周一到周五去） 步骤2：网上提交后，就可以马上抽个空带着身份证去你之前在网上选择的人才市场现场签订代理协议了，代理费貌似是300多块。签完协议，人才市场就可以一步一步给你申报了。 注意： ?其实在这步之前，我就了解到： ?调档案的前提是：档案必须在户口所在地的人才市场。 ?所以在这一步时我就开始托湖南的朋友帮我去户籍地人才市场开了调档函，寄到学校那边的同学那里，让她帮我从学校寄档案到户籍地的人才市场了（交了约60块保管费给学校）。半个月左右档案到了老家人才市场。 步骤3：约2周左右，人社网页审核公布(积分入户公示), 通过的话，接着人才市场会短信通知你带上身份证、代理协议去现场打印入户材料清单及其他相关资料。其实人社局网站查到公示通过了，就可以去现场了。因为人才市场的短信不一定那么及时。 注意： ?材料清单会列出所有你需要去准备的资料(某几项材料要求，根据不同的入户方式、不同的个人背景而异)。其实这个清单你在第一步的网站有个预先材料清单，供你参考，跟正式的清单所写基本一致。我就是根据预材料清单在2周的等待公示的时间内把所需材料办的差不多。 ?因为走调干，现场还同时给我开了商调函，拿原件回去原籍人才市场调档案用的。要拿回老家的还有现场打印的几份资料要原籍人才市场签字盖章的。 这一步，人才市场关于部分要准备的也给了张小提示条（参截图）
核电站基础知识
[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [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）。
随迁子女心理健康教育案例
随迁子女心理健康教育案例 在学生成长的过程中，不同家庭教育因素和家庭环境，都在不同程度上影响孩子的心理健康。当今来自社会的不良影响，对学生接受学校教育和社会主导文化产生了一种负面影响，不可避免地使一些学生产生了心理上的问题，如：自卑、厌学、缺乏同情心等，严重的甚至会导致心理疾病。这对我们的教育工作，对提高全民族的科学文化素质，将会产生不良的影响。如何改变这种状况？我认为，必须剖析学生产生心理问题的根源，采用适当的教育方法，创设有利的外界环境，对学生的心理问题进行矫治，促使他们的心理活动向有益的方向转化。 我校是一个随迁子女集聚较多的学校。我在教育实践中遇到下面一个案例：有一位令人头疼的随迁子女小明，凡是教过他的老师都会无可奈何地摇摇头：“这个学生软硬不吃，拿他没法子。”这个貌不惊人的男孩，开学初即给了我很深的印象：上课时常与同学小声讲话，作业经常不做，劳动时逃跑，老师批评毫不奏效。老师们都觉得他是无可救药。 一、小明心理问题与根源有三方面： （一）自尊自卑 经过观察，我发现小明比较内向，平时除了上课讲话，下课时不多说话，但谁触犯了他，脾气却很暴躁。通过询问其他学生，我才知道他的学习基础不太好，经过一段时间的努力却不见效，就丧失了学习的信心。认为自己不是读书的料，总觉得被人瞧不起，意志消沉。平时与大家的接触也越来越少，渐渐把自己封闭了起来。这样做的目的就是为了躲避其他同学，他用自尊营造可怜的保护层，躲藏在痛苦之中。 （二）逆反心理，容易偏激
在小明的生活经历中，不是受到家长的责备、打骂，就是被老师批评、训斥，被同学挖苦、讽刺。因此，他往往很敏感，抱有很大的戒心，不信任别人，一点儿芝麻绿豆大的事儿也会引发一场轩然大波。教师对他进行教育，他不理不睬。其结果往往是成绩越来越差，学习兴趣自然减弱。 （三）意志薄弱，不愿学习 小明上课注意力不集中，不动脑筋，学习成绩退步，在学习中遭多次失败，就产生了厌学心理，认为功夫花了，没有用，不如不出力；犯了错误受到老师教育后，有时有悔改之意，想振作精神奋发向上，但是由于自制能力差，一遇到小小的挫折就有可能知难而退，坚持不了几天时间便又故态复萌了。长期如此，就自己放弃自己，听之任之了。 作为心理教师，在工作中要充分重视对有心理问题的学生进行心理辅导，运用心理学、教育学的知识和技能，给学生以合乎其需要的协助和服务，帮助学生正确地了解自己、认识环境，使其能克服成长中的障碍，在学习、工作及人际关系等各个方面，调整自己的行为，作出明智选择，充分发挥自己的潜能。 二、辅导对策： 针对学校随迁子女较多的班级，我制定一节心理教育活动课。 （一）热身活动 1（1）活动原则：尊重、开放、接纳。 1（2）活动名称：水果沙拉 1（3）活动目的： 随机分组；活跃课堂气氛，让分到一组的同学尽快融合到一起。 1（4）活动步骤：
核电厂建设审批程序的规定
关于核电厂建设审批程序的规定 (讨论稿) 第一章总则 第一条为了适应我国核电工业的发展，加强对核电厂规划工作和项目建设的管理，特制定本规定。 第二条核电厂的建设为国家大型重点项目。因此，必须纳入国家计划，由国家统一规划、立项建设。 第三条核电厂建设的基本程序包括项目建设书、可行性研究、项目设计、建设准备、土建施工和安装、调试和试运行，直到竣工险收等过程。除经国家有关部门批准之外，不允许擅自简化程序和超越阶段审查、审批。 第二章项目建议书 第四条核电厂的初步可行性研究报告工作由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责，并委托有资质的工程设计院编制。由国防科工委负责审查和批准。 第五条核电厂的初步可行性研究报告审批前，必须对厂址进行预评审，并将预评审意见作为初步可行性研究报告的附件一起上报。
第六条项目建议书应根据批准的初步可行性研究报告，由项目建设单位联合所在省(市)政府和相应的电力主管部门负责编制、上报。由国防科工委提出初审意见，报国家计委审批。(即完成立项) 第三章可行性研究 第七条第七条项目建议书批准后，必须为开展可行性研究准备相关的条件，主要包括： (一）立项目法人，建立项目组织管理机构和规章制度； (二）开展现场有关资料的调研、试验、勘察和测量等； (三）与主要设备供应商开展谈判，并签订意向书(正式合同只有在可行 性研究报告书批复后才能签订)。通过谈判确定核电厂的技术方 案； (四）进行总平面设计，并进行评审； (五）局部开展征地和四通一平等前期工程； (六）落实筹资方案等。 第八条可行性研究报告是在项目建议书批准后，由企业法人的营运单位负责组织编制、上报。可行研究报告的编写应选择有资质的工程设计单位参加，其内容和深度应符合有关规定。《厂址选择报告》、《选址阶段环境影响评价报告》应报国
HAD003-06 核电厂设计中的质量保证
HAD003/06 核电厂设计中的质量保证 （1986 年10 月30 日国家核安全局批准发布） 1 引言 在核电厂设计中制订和执行质量保证大纲，是为了保证在设计中充分地体现全部有关的准则、规范和标准，并保证设计达到所要求的质量，达到信得过的程度。 在本导则中， 技术和管理过程。 本导则中各项要求和建议的应用范围，主要决定于服务中的差错或物项的失灵对安全的影响。需要考虑的其他因家包括： （1）所设计的物项的复杂性、独特性和新颖性； （2）物项的标准化程度； （3）物项被安装在电厂后，其维护、在役检查或更换的可达性。 1.1 范围 本导则对核电厂物项的设计的质量保证提出了要求和建议。 本导则的要求必须按需要程度应用于核电厂工程的设计、制造、建造、调试和运行等各项活动。这些要求和建议必须根据情况由责任单位或由它所指定的代表实施：当这些要求和建议涉及待制造物项的设计活动时，要由参与该活动的设计单位、工程公司或制造厂来实施；涉及现场的工程活动时，要由现场施工单位来实施；涉及电厂交付使用后，有关修改或备件选择、零件更换的设计活动时，要由电厂运行人员或其他单位来实施；涉及在核电厂工程的不同阶段会影响其他设计单位的任何活动时，要由相应的有关单位来实施。 本导则对核电厂物项的设计的质量保证提出了要求和建议。这些要求和建议将在核电厂不同阶段，根据具体情况由责任单位或由它所指定的代表实施，包括设计单位、工程公司、制造厂、现场施工单位、电厂运行人员或其他单位。 1.2 责任 对核电厂负全面责任的单位（以下简称责任单位）必须对制订和实施核电厂物项设计中的质量保证大纲负责。该单位可以委托其他单位来制订和实施设计中的质量保证大纲或其中的一部分，但必须对大纲总的有效性负责，并且不改变设计者的义务和（或）法律责任。在电厂设计中，责任单位或其指定的代表负责确定适用本导则不同条款的构筑物、系统和部件及这些条款的应用范围。每一承包单位的责任是：保证贯彻与本身所承担的责任有关的条款，并保证承担与设计有关的服务的分包单位也切实贯彻应负责的条款。