核电技术标准精选(最新)
核电技术标准精选（最新）
G2900.81《GB/T 2900.81-2008 电工术语 核仪器 物理现象和基本概念》
G4075《GB4075-2003 密封放射源一般要求和分级》
G4078《GB/T 4078-2008 放射性测量用样品托盘、瓶子和试管的尺寸》
G4083《GB/T 4083-2005 核反应堆保护系统安全准则》
G4833.1《GB/T 4833.1-2007 多道分析器 第1部分:技术要求与试验方法》
G4833.2《GB/T 4833.2-2008 多道分析器 第2部分:作为多路定标器的试验方法》G4833.3《GB/T 4833.3-2008 多道分析器 第3部分:核谱测量直方图数据交换格式》
G4835《GB/T 4835-2008 辐射防护仪器 β、X和γ辐射周围和/或定向剂量当量（率）仪和/或监测仪》
G4960.1《GB/T4960.1-1996 核科学技术术语 核物理与核化学》
G4960.2《GB/T4960.2-1996 核科学技术术语 裂变反应堆》
G4960.4《GB/T4960.4-1996 核科学技术术语 放射性核素》
G4960.5《GB/T4960.5-1996 核科学技术术语 辐射防护与辐射源安全》
G4960.6《GB/T4960.6-1996 核科学技术术语 核仪器仪表》
G4960.7《GB/T4960.7-1996 核科学技术术语 核材料管制》
G4960.8《GB/T 4960.8-2008 核科学技术术语 放射性废物管理》
G5202《GB/T 5202-2008 辐射防护仪器 α、β和α/β（β能量大于60keV）污染测量仪与监测仪》
G7163《GB/T 7163-2008 核电厂安全系统的可靠性分析要求》
G7164《GB/T7164-2004 用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法》
G7165.1《GB/T 7165.1-2005 气态排出流(放射性)活度连续监测设备：一般要求》G7165.2《GB/T 7165.2-2008 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:放射性气溶胶（包括超铀气溶胶）监测仪的特殊要求》
G7165.3《GB/T 7165.3-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:放射性惰性气体监测仪的特殊要求》
G7165.4《GB/T 7165.4-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:放射性碘监测仪的特殊要求》
G7165.5《GB/T 7165.5-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:氚监测仪的特殊要求》
G7167《GB/T 7167-2008 锗γ射线探测器测试方法》
G8993《GB/T8993-1998 核仪器环境条件与试验方法》
G8997《GB/T 8997-2008 α、β表面污染测量仪与监测仪的校准》
G9224《GB/T9224-1998 直流周期计》
G9225《GB/T9225-1999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则》
G9588《GB/T 9588-2008 盖革-米勒计数管测试方法》
G10252《GB 10252-2009 γ辐照装置的辐射防护与安全规范》
G10253《GB/T10253-2001 液态排出流或地表水β、γ放射性活度连续监测设备》G10255《GB/T10255-1996 γ放射免疫计数器》
G10257《GB/10257-2001 核仪器和核辐射探测器质量检验规则》
G10259《GB/T10259-1996 液体闪烁计数系统》
G10261《GB/T 10261-2008 核辐射探测器用直流稳压电源》
G10263《GB/T 10263-2006 核辐射探测器环境条件与试验方法》
G10265《GB/T 10265-2008 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件》
G10266《GB/T 10266-2008 烧结二氧化铀芯块技术条件》
G10268《GB/T 10268-2008 铀矿石浓缩物》
G11684《GB/T11684-2003 核仪器电磁环境条件与试验方法》
G11806《GB11806-2004 放射性物质安全运输规程》
G11809《GB/T 11809-2008 压水堆燃料棒焊缝检验方法 金相检验和X射线照相检验》
G11810《GB/T 11810-2008 锡113-铟113m发生器》
G11813《GB/T 11813-2008 压水堆燃料棒氦质谱检漏》
G11839《GB/T 11839-2008 二氧化铀芯块中硼的测定 姜黄素萃取光度法》
G11847《GB/T 11847-2008 二氧化铀粉末比表面积测定 BET容量法》
G11848.3《GB/T11848.3-1999 铀矿石浓缩物中可淬有机物的测定》
G11848.5《GB/T11848.5-1999 铀矿石浓缩物中碳酸根的测定非水滴定法》
G11848.10《GB/T11848.10-1999 铀矿石浓缩物中硫的测定燃烧-碘量法》
G11848.12《GB/T11848.12-1999 铀矿石浓缩物中硼的测定分光光度法》
G11923《GB/T 11923-2008 电离辐射物位计》
G12162.1《GB/T12162.1-2000 用于校准剂量仪的参考辐射：辐射特性》
G12162.2《GB/T12162.2-2004 能量范围为8keV～1.3MeV和4MeV～9MeV的参考辐射的剂量测定》
G12162.3《GB/T12162.3-2004 场所剂量仪和个人剂量计的校准及其能量响应和角响应的测定》
G12164.1《GB/T 12164.1-2008 β参考辐射 第1部分:产生方法》
G12727《GB/T12727-2002 核电厂安全系统电气设备质量鉴定》
G12726.5《GB/T12726.5-1997 核电厂事故及事故后监测设备：空气放射性监测设备》
G12788《GB/T 12788-2008 核电厂安全级电力系统准则》
G12790《GB/T 12790-2008 核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法》
G13161《GB/T13161-2003 直读式个人X和γ辐射剂量当量和剂量当量率监测仪》G13163.2《GB/T 13163.2-2005 辐射防护用氡及氡子体测量仪：氡测量仪的特殊要求》
G13177《GB/T13177-2000 核电厂优先电源》
G13178《GB/T 13178-2008 金硅面垒型探测器》
G13179《GB/T 13179-2008 硅（锂）X射线探测器系统》
G13180《GB/T 13180-2008 X、γ射线GM计数管》
G13182《GB/T 13182-2007 碘化钠（铊）闪烁体和碘化钠（铊）闪烁探测器》 G13284.1《GB/T 13284.1-2008 核电厂安全系统 第1部分:设计准则》
G13285《GB13285-1999 核电厂安全重要系统和部件实体防护》
G13286《GB13286-2001 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则》
G13368《GB/T 13368-2008 微型中子源反应堆核燃料棒技术条件》
G13375《GB/T 13375-2008 天然六氟化铀技术条件》
G13376《GB/T 13376-2008 塑料闪烁体》
G13624《GB/T 13624-2008 核电厂安全参数显示系统的功能设计准则》
G13626《GB/T13626-2001 单一故障准则应用于核电厂安全系统》
G13629《GB/T 13629-2008 核电厂安全系统中数字计算机的适用准则》
G13632.2《GB/T 13632.2-2006 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求:冷停堆期间监测仪表的要求》
G13694《GB/T 13694-2008 α、β和γ平面标准源通用技术条件》
G13696《GB/T 13696-2007 235U丰度低于5%的浓缩六氟化铀技术条件》
G13976《GB/T 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》
G14056.1《GB/T 14056.1-2008 表面污染测定第1部分:β发射体（Eβmax>0.15MeV）和α发射体》
G14057.1《GB/T 14057.1-2008 放射性污染表面去污 第1部分:试验与评价去污难易程度的方法》
G14318《GB/T 14318-2008 辐射防护仪器 中子周围剂量当量（率）仪》
G14503《GB/T 14503-2008 放射性同位素产品的分类和命名原则》
G15146.10《GB15146.10-2001 反应堆外易裂变材料的核临界安全固定中子吸收体的安全要求》
G15146.11《GB/T15146.11-2004 反应堆外易裂变材料的核临界安全基于限制和控制慢化剂的核临界安全》
G15446《GB/T 15446-2008 辐射加工剂量学术语》
G15474《GB/T 15474-2010 核电厂安全重要仪表和控制功能分类》
G16509《GB/T16509-1996 辐射加工剂量测量不确定度评估导则》
G16510《GB/T16510-1996 辐射加工剂量学校准实验室的能力要求》
G16639《GB/T16639-1996 辐射加工用丙氨酸剂量测量系统》
G16698《GB/T16698-1996 a粒子发射率的测量：大面积正比计数管法》
G16699《GB/T16699-1996 放射免疫分析试剂盒的基本要求》
G16817《GB/T16817-1997 治疗级剂量监测用热释光测量系统》
G16841《GB/T16841-1997 能量为300keV~25MeV电子束辐射加工装置剂量学导则》
G17437《G把戏437-1998 辐射防护用的中子测量仪表的校准》
G17567《GB17567-1998 核设施的钢铁和铝再循环再利用的清洁解控水平》
G17568《GB17568-1998 γ辐照装置设计建造和使用规范》
G17569《GB/T17569-1998 压水堆核电厂物项分级》
G17680.1《GB/T 17680.1-2008 核电厂应急计划与准备准则:应急计划区的划分》G17680.2《GB/T17680.2-1999 核电厂应急计划与准备准则：场外应急职能与组织》
G17680.3《GB/T17680.3-1999 核电厂应急计划与准备准则：场外应急设施功能特性》
G17680.4《GB/T17680.4-1999 核电厂应急计划与准备准则：场外应急计划与执行程序》
G17680.5《GB/T 17680.5-2008 核电厂应急计划与准备准则:场外应急响应能力的保持》
G17680.6《GB/T17680.6-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急响应职能与组织机构》
G17680.7《GB/T17680.7-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急设施的功能与特性》
G17680.8《GB/T17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急计划与执行程序》
G17680.9《GB/T17680.9-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急响应能力的保持》
G17680.10《GB/T17680.10-2003 核电厂应急计划与准备准则：核电厂营运单位应急监测、取样》
G17680.11《GB/T 17680.11-2008 核电厂应急计划与准备准则:应急响应时的场外放射评价准则》
G17680.12《GB/T 17680.12-2008 核电厂应急计划与准备准则:核应急练习与演习的计划、准备、实施与评估》
G17863《GB/T 17863-2008 钍矿石中钍的测定》
G17939《GB/T 17939-2008 核级高效空气过滤器》
G17947《GB/T 17947-2008 拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量》
G19597《GB/T19597-2004 核设施退役安全要求》
G19661.1《GB/T 19661.1-2005 核仪器及系统安全要求 第1部分：通用要求》 G19661.2《GB/T 19661.2-2005 核仪器及系统安全要求 第2部分：放射性防护要求》
G20131《GB/T 20131-2006 α/β流气式正比计数器的标定和使用》
G22158《GB/T 22158-2008 核电厂防火设计规范》
G25314《GB/T 25314-2010 核电厂机械设备腐蚀管理大纲内容要求》
G25738《GB/T 25738-2010 核电厂电动机调试技术导则》
G25739《GB/T 25739-2010 核电厂阀门调试技术导则》
G25837《GB/T 25837-2010 核电厂安全壳电气贯穿件的质量鉴定》
G25838《GB/T 25838-2010 核电厂安全级电阻温度探测器的质量鉴定》
G25942《GB/T 25942-2010 核级银-铟-镉合金棒》
G28536《GB/T 28536-2012 核电厂机械设备老化管理大纲编制导则》
G28548《GB/T 28548-2012 核电厂主回路水压试验技术导则》
G28549《GB/T 28549-2012 核电厂调试阶段核岛管道与主设备支吊装置验证要求》
G28550《GB/T 28550-2012 核电厂调试阶段管道验证要求》
G28551《GB/T 28551-2012 核电厂离心泵组调试技术导则》
G50520《GB 50520-2009 核工业铀水冶厂尾矿库、尾渣库安全设计规范》
G50521《GB 50521-2009 核工业铀矿冶工程设计规范》
G50522《GB/T 50522-2009 核电厂建设工程监理规范》
NB25003《NB/T 25003-2011 核电厂选址阶段环境影响评价报告编制规定》
EJ190《EJ 190-1994 钢制产品容器技术条件》
EJ322《EJ/T 322-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则》
EJ411《EJ/T 411-1999 压水堆核电厂安全一级压力容器用508-Ⅲ钢锻件技术条件》
EJ412《EJ/T 412-1999 压水堆核电厂安全二级压力容器用16MnHR钢板技术条件》EJ560《EJ/T 560-2002 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督》
EJ607《EJ/T 607-1991 安全二,三级钢制压力容器技术条件》
EJ712《EJ/T 712-2002 压水堆核电厂反应堆压力容器及其相关设备安装要求》
EJ720《EJ/T720-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计准则》
EJ732《EJ/T 732-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则》 EJ1033《EJ/T 1033-1996 压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则》EJ1086《EJ/T 1086-1998 压水堆核电场用涂料 漆膜在模拟设计基准事故条件下的评价试验方法》
EJ1087《EJ/T 1087-1998 压水堆核电厂用涂料 漆膜耐化学介质的测定》
EJ1111《EJ/T 1111-2000 压水堆核电厂用涂料 漆膜受γ射线辐射影响的试验方法》
EJ1112《EJ/T 1112-2000 压水堆核电厂用涂料 漆膜可去污性的测定》
EJ1126《EJ/T 1126-2000 压水堆核电厂安全二级压力容器螺栓材料技术条件》 GJ846.6《GJB846.6-2004 潜艇核动力装置退役安全规定第6部分：放射性物质排放与控制安全要求》
GJ846.7《GJB846.7-2004 潜艇核动力装置退役安全规定第7部分：放射性废物管理要求》
GJ846.8《GJB846.8-2004 潜艇核动力装置退役安全规定第8部分：放射性物质存留量估算及评价》
GJ5168《GJB 5168-2003 锂同位素丰度质谱分析法》
GJ5405《GJB5405-2005 K 空间热离子反应堆核动力装置术语》
GJ5838《GJB5838-2006 Z 军用核材料实物保护准则》
GJ5840Z《GJB5840-2006 Z 军用核材料衡算MUF评价准则》
GJ6118Z《GJB6118-2007 Z 军用核材料实物保护系统出入控制导则》
GJ6385Z《GJB6385-2008 Z 军用核材料固定场所实体屏障技术要求》
GJ6386Z《GJB6386-2008 Z 军用核材料保卫控制中心设计要求》
DL982《DL/T 982-2005 核电厂汽水管道与支吊架维修调整导则》
DL983《DL/T 983-2005 核电厂蒸汽湿度测量技术规范》
DL1025《DL/T1025-2006 核电厂金属技术监督规程》
DL1026《DL/T1026-2006 核电厂非核级设备维修质量保证》
DL1072《DL/T 1072-2007 核电厂水泵定期试验规范》
DL1103《DL/T 1103-2009 核电站管道振动测试与评估》
DL1117《DL/T 1117-2009 核电厂常规岛焊接工艺评定规程》
DL1118《DL/T 1118-2009 核电厂常规岛焊接技术规程》
DL1142《DL/T 1142-2009 核电厂反应堆控制系统软件测试》
DL1143《DL/T 1143-2009 压水堆核电站—回路主设备监造技术导则》
DL5409.1《DL/T 5409.1-2009 核电厂工程勘测技术规程 第1部分：地震地质》DL5423《DL/T 5423-2009 核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》
JJG852《JJG852-2006 中子周围剂量当量(率)仪》
我国核能技术发展的主要方向
我国核能技术发展的主要方向 中国核电发展现状 我国核电在运核电厂已达到38台，总发电功率超过3 700万千瓦，在建 机组18台，总装机容量2 100万千瓦，到2020年我国在运核电厂预期将达到 5 800万千瓦，占世界第二位。 正如中国工程院、法国科学院及法国国家技术院给国际原子能机构的报告中所写：“就所有民用核能活动而言，可以认为法国和俄罗斯在当下全球领先。同时，中国在核电站建设方面正在取得重大突破，是未来潜在的领先国家之一。” 我国核电充分吸收了国际核电发展的经验和教训，并采用当前最先进的技术，遵循最高的安全标准，坚持自主创新，不断改进，并拥有技术先进、实力强大的装备行业，以支撑中国核电建设。可以说，中国核电具有“后发优势”。 我国最早引入和开发三代核电技术，遵循国际最高安全标准，完全满足美国“电力公司要求文件”（URD）和欧洲国家的“欧洲电力公司要求”（EUR），堆芯损坏概率（CDF）小于十万分之一，大量放射性释放概率（LRF）小于百万分之一。
我国率先在三门、海阳引进、建设首批4台AP1000先进压水堆核电厂，同时在台山建设2台EPR1700先进压水堆核电厂。我国自主研发的三代核电包括CAP1400和“华龙一号”，其中“华龙一号”正在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇顺利建设，并积极准备进入英国市场。 “华龙一号”是在我国具有成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上，通过优化和改进，自主设计建设的三代压水堆核电机组。它满足先进压水堆核电厂的标准规范，其主要特点有：1）采用标准三环路设计，堆芯由177个燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量大于15%的要求；2）采用能动加非能动的安全系统；3）采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；4）设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；5）设置湿式（文丘里）过滤排放系统，以防止安全壳超压；6）设计基准地面水平加速度为0.3g；7）全数字化仪控系统。 2 持续提高核电的安全性 我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性，严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理导则），耐事故燃料（ATF）研究以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。 国际上安全监管机构都要求新建反应堆应满足下列安全目标： （1）必须实际消除出现堆芯熔化、导致早期或大量放射性泄露的事故；
核电厂水化学处理系统调试导则 征求意见稿编制说明
核电厂水化学处理系统调试导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求； 1、任务来源。 本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。 由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。 2、计划要求。 根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下： 2011年11月30日，完成初稿； 2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明； 2012年5月30日，完成送审稿及编制说明； 2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。 二.编制过程 1、主要起草人及工作分工： 文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等； 邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作； 李新民，负责标准中离子除盐部分的编写； 刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写； 滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。 2、编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。 本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化
核电技术标准精选(最新)
核电技术标准精选（最新） G2900.81《GB/T 2900.81-2008 电工术语 核仪器 物理现象和基本概念》 G4075《GB4075-2003 密封放射源一般要求和分级》 G4078《GB/T 4078-2008 放射性测量用样品托盘、瓶子和试管的尺寸》 G4083《GB/T 4083-2005 核反应堆保护系统安全准则》 G4833.1《GB/T 4833.1-2007 多道分析器 第1部分:技术要求与试验方法》 G4833.2《GB/T 4833.2-2008 多道分析器 第2部分:作为多路定标器的试验方法》G4833.3《GB/T 4833.3-2008 多道分析器 第3部分:核谱测量直方图数据交换格式》 G4835《GB/T 4835-2008 辐射防护仪器 β、X和γ辐射周围和/或定向剂量当量（率）仪和/或监测仪》 G4960.1《GB/T4960.1-1996 核科学技术术语 核物理与核化学》 G4960.2《GB/T4960.2-1996 核科学技术术语 裂变反应堆》 G4960.4《GB/T4960.4-1996 核科学技术术语 放射性核素》 G4960.5《GB/T4960.5-1996 核科学技术术语 辐射防护与辐射源安全》 G4960.6《GB/T4960.6-1996 核科学技术术语 核仪器仪表》 G4960.7《GB/T4960.7-1996 核科学技术术语 核材料管制》 G4960.8《GB/T 4960.8-2008 核科学技术术语 放射性废物管理》 G5202《GB/T 5202-2008 辐射防护仪器 α、β和α/β（β能量大于60keV）污染测量仪与监测仪》 G7163《GB/T 7163-2008 核电厂安全系统的可靠性分析要求》 G7164《GB/T7164-2004 用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法》 G7165.1《GB/T 7165.1-2005 气态排出流(放射性)活度连续监测设备：一般要求》G7165.2《GB/T 7165.2-2008 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:放射性气溶胶（包括超铀气溶胶）监测仪的特殊要求》 G7165.3《GB/T 7165.3-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:放射性惰性气体监测仪的特殊要求》 G7165.4《GB/T 7165.4-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:放射性碘监测仪的特殊要求》 G7165.5《GB/T 7165.5-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:氚监测仪的特殊要求》 G7167《GB/T 7167-2008 锗γ射线探测器测试方法》 G8993《GB/T8993-1998 核仪器环境条件与试验方法》 G8997《GB/T 8997-2008 α、β表面污染测量仪与监测仪的校准》 G9224《GB/T9224-1998 直流周期计》 G9225《GB/T9225-1999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则》 G9588《GB/T 9588-2008 盖革-米勒计数管测试方法》 G10252《GB 10252-2009 γ辐照装置的辐射防护与安全规范》 G10253《GB/T10253-2001 液态排出流或地表水β、γ放射性活度连续监测设备》G10255《GB/T10255-1996 γ放射免疫计数器》 G10257《GB/10257-2001 核仪器和核辐射探测器质量检验规则》 G10259《GB/T10259-1996 液体闪烁计数系统》 G10261《GB/T 10261-2008 核辐射探测器用直流稳压电源》 G10263《GB/T 10263-2006 核辐射探测器环境条件与试验方法》
核电基础知识
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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，蒸汽推动气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，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
2015年核电运维服务行业分析报告
2015年核电运维服务行业分析报告 2015年10月
目录 一、行业管理体制 (4) 1、行业主管部门 (4) 2、行业主要法律法规及产业政策 (4) 二、核电服务行业发展概况 (5) 1、核电运维服务体系 (5) （1）核电运营技术服务 (6) （2）核电备品备件销售 (7) 2、核电运维服务行业市场规模 (8) 3、我国核电发展历史 (9) 4、核电行业现状和发展趋势 (10) 5、我国政府鼓励和支持提高核电设备国产化率 (12) 6、核电项目DCS系统应用状况 (13) 三、核电运维服务行业壁垒 (16) 1、技术壁垒 (16) 2、行业经验壁垒 (16) 3、人才壁垒 (17) 4、渠道壁垒 (17) 四、行业上下游的关联性及其影响 (17) 五、影响核电运维服务行业发展的因素 (18) 1、有利因素 (18) （1）国家宏观政策和指导的支持 (18) （2）政策对核电关键设备、技术国有化的支持 (19) （3）技术发展降低发展成本 (19) 2、不利因素 (19) （1）行业受政策影响较大 (19) （2）行业集中度较高 (20) （3）人才匮乏 (20)
六、行业风险特征 (20) 1、产业政策风险 (20) 2、技术应用风险 (21) 3、客户集中度较高风险 (21) 七、行业主要企业 (22) 1、北京广利核系统工程有限公司 (22) 2、中核武汉核电运行技术股份有限公司 (22)
一、行业管理体制 1、行业主管部门 环境保护部是核电专用设备制造行业的政府主管部门，其下设核安全管理局负责拟定核安全相关政策及法律法规，对核设施核安全、辐射安全及辐射环境保护工作的统一监督管理，负责核安全设备的许可、设计、制造、安装和无损检验活动的监督管理，负责进口核安全设备的安全检验。 中国核能行业协会是经国务院同意、民政部批准成立的全国性非营利社会团体，于2007年4月18日正式成立。协会的宗旨是贯彻国家关于核能发展的方针政策，推动行业自主创新和技术进步，为提高核能利用的安全性、可靠性和经济性提供服务，促进核能行业发展。协会的中心任务是做好政府与会员单位之间、会员单位之间、国内与国际之间的沟通与交流，维护全行业和会员的合法权益，向政府建言献策，为企业排忧解难，努力发挥桥梁和纽带作用。 2、行业主要法律法规及产业政策 核电运维服务相关的法律法规及产业政策：
能源行业核电标准
能源行业核电标准 NB/T X《核电厂电动机运行及维护导则》 编制说明 标准编制组 2019年9月 核电厂电动机运行及维护导则
一、任务来源及计划要求 本标准编制任务由国家能源局文件（国能综函科技【2018】96号）《国家能源局综合司关于下达2018年能源行业核电标准制（修）订计划及核电英文版翻译出版计划的通知》下达，项目编号为：能源2018087，由苏州热工研究院有限公司主编。 编制时间为2018～2019年，其格式按照GB/T 1.1-2009《标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写》编排。苏州热工研究院有限公司接到此项任务后成立项目组,其成员包括杜预、王志武、徐超、冯光明、柳杨、李开宾、谢俊业等。经过广泛调查研究国内外相关的标准和文件资料，总结近30年来我国在运核电机组电动机运行及维护的实践经验，于2020年1月提出了本标准的征求意见稿。 二、编写原则 本标准的编制主要依据了DL/T 1768《旋转电机预防性试验规程》，GB/T 1032 《三相异步电动机试验方法》，GB/T 9651 《单相异步电动机试验方法》，GB/T 1311 《直流电机试验方法》，国外核电行业中压/低压/直流电动机 PMBD（预防性维修模板）数据库等文件。 考虑到核电厂的安全、可靠和经济效益最大化的目标，本标准制定的主要原则是：在充分调研、消化、吸收国内近30年核电厂电动机运行维护经验的基础上，参考以DL/T1768 为代表的国内常规电厂电动机运行维护经验和以电动机预防性维修模板为代表的国外核电厂电动机运行维护经验，制定本标准。本标准的制定主要用于核电厂电动机设备类的运行及维护。通过本标准的制定，进一步明确核电厂电动机日常维护、预防性维修和解体维修时的技术要求，建立一套程序化的、可执行的标准，为核电厂电动机日常运维提供明确的指导思想，从而达到有效地、高水平地指导核电厂电动机日常运行及维护工作。 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备（2017年10月—2018年5月）
为何说技术创新是核能产业发展的根本动力
技术创新是核能产业进展的全然动力 岁末年初，两个有关核电的消息，激荡着中国核能界。 第一个消息是2009年12月27日，韩国核电击败AREVA，中标获得为阿联酋建筑4台韩国型APR1400核电机组，合同金额达204亿美金。那个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体因此也包括中国媒体都进行了许多报道。韩国媒体将2010年称为“韩国核电出口元年”。 对那个消息，国人首先惊叹的是合同金额，加上核电站后期运营、维护以及反应堆燃料等，协议总金额将超过400亿美金之巨！细心的业内人士更惊叹于其比投资，韩国那个标的比投资以固定价（工程基础价）计约为3640美金/千瓦，比目前中国正在执行的核电项目比投资高70%至100%。因此最更人感叹的是，韩国人难道能凭己之力，在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论讲的好，“机会只留给那些有预备的人”，韩国核电的成功是因为他们象韩国足球一样的“持之以恒”。（注1） 第二个消息是咱中国自己的，2010年01月06日，国家能源局授牌首批16个国家能源研发(实验)中心。其中核电直接相关的就有5个: - 重大装备材料研发中心、 - 核级锆材研发中心、 - 核电站核级设备研发中心、
- 核电站数字化仪控系统研发中心、 - 快堆工程研发（实验）中心。（注2） 也许会有许多人，看见后面那个消息后在嘀咕，什么缘故只有这5家，我们。。。呢？我们。。。，--也许再增加个7，8家都不够分。但首批国家研发（实验）中心16个，核能难道就占了5个，却正讲明了中国核电技术目前时期的落后！在授牌仪式上，张国宝讲话中指出，“我国能源科技水平处于世界领先地位，所取得的巨大成就值得骄傲。”能够不客气但却是客观地讲，张国宝的这句话并不包括中国核电技术。 不管如何，岁末年初的这两个消息，对中国核能界产生了一定程度的阻碍，尤其是在思想观念上。笔者期望这种阻碍转化成为对中国核电技术进展的促进。在那个地点，笔者简单回忆世界核电技术的创新历程和中国核电技术进展历程，抛砖引玉，对现时期面临新的形势下的中国核电技术之创新之路进行初步讨论。一．世界核电技术创新要紧进展历程回忆（注3） 那个地点以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）为例简单回忆世界核电技术进展的历程。因为轻水堆技术是迄今最重要的核电技术，全世界现在运行的436座核电反应堆中，359座为轻水堆（压水堆265座加沸水堆94座），占核电反应堆数目的82%，核电总装机容量的87%强。此外，全球现在还有上百座舰船核动力压水堆在运转。（另，“世界高温气冷堆和钠冷快堆技术创新要紧进展历程回忆”见文章附后。）
核电站质量等级和质保等级
核电站质量等级和质保等级 质量等级和质保等级是两个不同的概念，质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的，质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求，简言之，质量等级是针对产品质量特性的，质保等级是针对管理体系的，质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。 一、质量等级 RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系，900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1： 表1： *：对于安全2级或3级的设备，应根据这些设备所经受的载荷（尤其是压力和温度）来确定质量等级。 前联邦德国的电站联盟（KWU）把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级（K1，K2，K3和K4），基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应，其他物项也划分质量等级，如：钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2，与安全有关的起重运输部件的质量等级为H，与安全有关的空调和通风部件的质量等
级为L，与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。 各国划分质量等级的方法不完全相同，美国将物项分为A、B、C、D四个质量组，分别与安全等级和ASME规范等级相对应。 商用核电厂除确保安全外，还要求稳定和可靠地运行，因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响，把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。 二、质保等级 核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合，以满足核电厂安全和可靠地运行的需要，这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中，但是如果单位的管理工作和组织结构不完善，则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求，因此必须实施“有效的管理”，以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。 HAF003（91）规定：对质量保证大纲所适用的物项、服务和过程规定相应的控制和验证的方法或水平。根据已确定的物项对安全的重要性，所有大纲必须相应地制定出控制和验证影响该物项质量活动的规定。 IAEA 50-C-Q（96）规定：必须根据每个物项、服务或过程对核安全的相对重要性，使用一种分档次的方式方法。在应用特定质保要求方面，分档次的方式方法必须体现出一种有计划并得到公认的差别。 选择和确定恰当的质量保证要求，既能为物项、服务和过程符合规定的质量要求提供足够的置信度，又能达到节省费用的目的。 IAEA第328号技术报告《质量保证要求分级手册》对质保分级方法的原则、基本内容以及分类的方法和技术进行了介绍。该手册确定的分级方法的原则是考虑：
中国核工业建设集团公司标准化案例
中国核工业建设集团公司 标准化工作经验分享 一、中国核建企业简介 中国核工业建设集团公司（简称中国核建）于1999年在原中国核工业总公司所属部分企事业单位基础上组建而成，是中央管理的国有重要骨干企业，是经国务院批准的国家授权投资机构和资产经营主体，主要职责是：“承担核工程、国防工程、核电站和其他工业与民用工程建设任务”（国函…1999?54号），2004年国资委批准集团公司主业为“军工工程，核电工程、核能利用，核工程技术研究、服务”。 中国核建集团公司弘扬“创新发展、勇当国任”的企业精神和“至诚至信、惟专惟精”的经营理念。截至2010年末，中国核建集团公司实现了年初制定的20%的增长速度目标。国有资产保值增值得到较好体现。 在军工工程领域，中国核建集团公司承担了大量的国防科技工业军工建设任务，积累了丰富、先进的工程技术和管理经验，在高精尖和技术、保密等要求较高的军工建设领域以及核军工工程领域形成了独特的优势，成为国防军工工程的主要承包商之一。 在核电工程建造领域，中国核建集团公司作为全球唯一一家连续30多年不间断核电建造的企业集团，安全优质高效地完成了我国压水堆、实验快中子反应堆、重水堆等多种不同堆型核电站的建造，具
有30万、60万、70万、100万千瓦级各个系列机组的建造能力与业绩，完成了巴基斯坦恰希玛核电站一期、二期工程建造，同时已经具备AP1000、EPR先进压水堆建造能力；形成了具有国际先进水平的核电建造管理模式，承担着我国大陆所有在建核电站核岛部分的建造任务。 通过产学研结合，开拓以高温气冷堆、低温核供热堆为代表的核能利用业务，逐步实现产业升级，提升核心技术水平；积极开拓核技术服务市场，努力实现中国核建集团公司产业链延伸的目标；面向市场，承揽大型民用工程建设，开展环保工程投资等多项业务。 二、中国核建企业标准化 （一）集团公司标准化 1、19004管理体系建设 2011年，集团公司总部依据ISO9004:2009，融合了ISO14001:2004、OHSAS18001：2007、HAF003（1991）、《中央企业全面风险管理指引》等标准和规范建立建立了综合管理体系，截止2014年6月30日，股份公司批准执行的各层次程序文件共171个，其中，A层次程序文件1个，B层次程序文件31 个，C层次程序文件139个。体系已基本覆盖集团公司总部层面管理的各个方面。 2、企业形象视觉识别规范手册 为树立集团公司完美、统一的企业形象，加快企业管理现代化步伐，集团公司组织编制了《企业形象视觉识别规范手册》，是公司企业形象的重要文献和企业文化建设的重要组成，作为公司标准化的最
核电技术服务市场分析
第一章形势与战略 随着目前日益严峻的能源形势，核电成为既能够满足当前国家经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源安全，又能够实现能源、经济和生态环境协调发展的必然选择，因此发展核电成为当前国家促进经济持续发展的重要战略举措。根据国家《核电中长期发展规划(2005━2020年)》，核电站的建设以及由此带来的相关工程设计服务将迎来一个稳步增长的巨大市场，并且随着新建电站的逐步建成投入运营，在役电站技术服务市场也将迎来广阔的发展空间。 除了传统的核电工程设计和在役电站技术服务的供应商之间为争夺市场份额展开的激烈竞争外，新的竞争者的加入使竞争日渐激烈，价格日渐成为各竞争者难以回避的重要问题。价格不仅仅只是弥补公司成本，赚取适当利润，更是获得市场份额，遏制进入的有效手段，还是公司综合竞争能力的集中体现。价格问题是公司最重要的决策问题之一，既是日常的又是战略的重要问题。一般来说，具有市场势力的公司的决策者任务比经营完全竞争公司的决策者要艰巨。一个产品市场上完全竞争的公司对市场价格没有影响，因此它的决策者们只需要考虑公司运行的成本方面，选择价格与边际成本相等的产量即可。而一个具有市场势力的公司的决策者必须同时关心需求的特性，即使他们给公司产品定一个单一的价格，也必须先得出需求弹性的粗略估计，以确定那个价格（以及相应的产量水平）应该是多少。更进一步，公司常常能够通过更复杂的定价策略，例如对不同的买方制订不同的价格，而获得更好的经济利益，为了设计这样的定价策略，决策者们必须更多的关注需求的信息。 作为国家从事核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产的综合性基地，作为目前国内唯一一家百万千瓦级核电站核心设备和系统（RCP和NSSS系统）的设计者，NPIC 提供的核电站建设和运行技术服务的范围从工程设计到安装、运行调试，燃料管理，设备管理，换料工艺及检修，乏燃料处理等等，专业领域涉及物理、热工、力学、材料、机械到控制等等，范围非常广泛。这些服务分别由NPIC下属各独立核算的实体完成，各实体的专业领域各有优势，提供的服务各不相同，其服务的成本结构也不尽相同，这本来是一种正常情况，但传统上以成本为基础制订的价格，却因为各实体提供服的成本基础各不相同，使定出的价格五花八门，尤其内部各实体单位提供相同的服务项目价格差异却很大，这既不利于NPIC的形象，又不利于获得市场的认可，更不能获得超额利润和维护竞争地位，必需在关注竞争对手（包括潜在的）和买方需求特性的基础上才能制订出适宜的价格策略，才能更好地满足客户（买方、社会和国家）需求、增强自身竞争能力并获得更大的市场份额和最大的经济利益。
我国核能发展现状
我国核能发展现状 目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。 目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。 中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。 到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。 作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如
核能技术应用及发展
核能技术应用及发展 核能是核裂变能的简称，是由于原子核内部结构发生变化而释放出的能量。核能的释放通常有两种形式，一种是重核的裂变，即一个重原子核(如铀、钚)分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量；另一种是轻核的聚变，即两个轻原子核(如氢的同位素氘)聚合成为一个较重的核，从而释放出巨大的能量。 重核裂变是指一个重原子核，分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量。 所谓轻核聚变是指在高温下(几百万度以上)两个质量较小的原子核结合成质量较大的新核并放出大量能量的过程，也称热核反应。它是取得核能的重要途径之一。 与重核裂变相比，轻核聚变发电有着无可比拟的优点。 (1)能量巨大。核聚变比核裂变释放出更多的能量。例如，铀-235的裂变反应，将0．1％的物质变成了能量；而氘的聚变反应，将近0．4％的物质变成了能量。 (2)资源丰富。重核裂变使用的主要原料是铀，目前探明的储量仅够使用几十年；而轻核聚变使用的是海水中的氘，1升海水能提取30毫克氘，在聚变反应中能产生约等于300升汽油的能量，即“1升海水约等于300升汽油”，地球上海水中就有45万亿吨氘，足够人类使用数百亿年。而且地球上锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。因此受控核聚变的燃料取之不尽、用之不竭。 (3)成本低廉。1千克氘的价格只为1千克浓缩铀的1／40。 (4)安全、无污染核。聚变不产生放射性污染物，万一发生事故，反应堆会自动冷却而停止反应，不会发生爆炸。 但是，实现核聚变的条件十分苛刻，为了使2个原子核聚变，必须使两个原子核的一方或双方有足够的能量，去克服彼此之间的静电斥力，满足这样的条件需要几千万甚至几亿摄氏度的高温。 自20世纪70年代起，世界范围内掀起了托卡马克的研究热潮。目前，全世界有30多个国家及地区开展了核聚变研究，运行的托卡马克装置有几十个。 最近，由中国、美国、欧盟、日本、俄罗斯、韩国共同参与的国际热核反应堆合作计划(ITER)因其最终选址问题再次引起了人们的兴趣。这个被称为“人造太阳”的热核反应堆，不仅因为13万亿日元的巨大投资引人关注，更因为如能在未来50年内开发成功，将在很大程度上改变目前世界能源格局，使人类拥有取之不尽、用之不竭的理想的洁净能源。国际热核实验反应堆是继国际空间站之后最大的国际科学合作项目，我国也已正式加盟。根据计划，世界首座热核反应堆将于2006年开工，2013年前完工。这预示着在能源革命中占有重要地位的核聚变能开发和利用的曙光已出现，核能文明时代即将到来。 虽然目前化石燃料在能源消耗中所占的比重仍处于绝对优势，但此种能源不仅燃烧利用率低，而且污染环境，它燃烧所释放出来的二氧化碳等有害气体容易造成 "温室效应"，使地球气温逐年升高，造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来严重影响。与火电厂相比，核电站是非常清洁的能源，不排放这些有害物质也不会造成"温室效应"，因此能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态
核安全设备鉴定机构服务模式及管理实践
核安全设备鉴定机构服务模式及管理实践 国核核电设备与材料鉴定咨询中心以建设独立、完整、权威的鉴定机构为目标，提出集成式核电设备鉴定服务模式，即由鉴定中心主导完成设备鉴定。通过管理创新，在质保体系、项目管理方面独具特色，并取得显著成效。 标签：核电设备鉴定；集成式服务；质保体系；项目管理 引言 2012年初，国家核电技术公司以上海发电设备成套设计研究院作为依托单位成立国核核电设备与材料鉴定咨询中心（以下简称“鉴定中心”），致力于CAP 系列三代核电设备鉴定工作。鉴定中心按照公司要求以建设独立、完整、权威的鉴定机构为总目标，历经五年努力，形成全面承担核电设备鉴定任务的技术和管理能力。 通过借鉴美国核电行业在设备鉴定方面的工作模式和实践经验，并结合国内现状和未来发展需求，鉴定中心提出集成式核电设备鉴定服务的创新模式，即由鉴定中心主导完成设备鉴定，通过整合和利用鉴定所需内、外部的软、硬件资源，覆盖鉴定相关的所有活动。以集成式服务为导向，鉴定中心进行了相应的管理模式的创新，并经过项目实践验证，表明其适宜、高效。本文主要对鉴定中心管理中的一些特色进行总结和讨论，并指出了存在的问题和改进方向，供同行参考。 1 组织机构设置 在鉴定中心筹建初期，公司领导就高瞻远瞩地指出以咨询为核心能力的鉴定机构建设思路，从而也就明确地区分了鉴定中心与一般的试验室或检测机构之间的本质差异：鉴定中心不是简单从事来样检测的机构，而是以形成完整的鉴定证据为目标。 这一方面的重要体现在于组织机构设置，鉴定中心的组织机构设置如图1所示，分为五个子部门，承担不同职能。 （1）核电设备鉴定技术部：主要承担核电设备鉴定项目，负责技术方案与方法开发，负责核电设备鉴定方法标准研究，负责相关科研课题。 （2）材料研究部：主要承担材料技术研究与材料评定项 目，负责材料标准研究工作，负责相关科研课题。 （3）试验技术部：主要承担核电设备鉴定试验、材料检测工作，负责试验设施的日常管理。
俄美核电阀门规范的技术要求差异
俄美核电阀门规范的技术要求差异 本文对俄罗斯和美国核电阀门招聘网所采用的主要规范作简要介绍，并重点对俄2级阀门和ASME1级阀门的主要技术要求差异作对比论述，以研究、探讨两个规范系列在核电阀门级别上的等同性，同时分析俄、美两国规范体系对核级设备要求的异同，最后确定俄2级阀门与ASME1级阀门不能完全等同的结论。 关键字：阀门规范差异试验 1 背景介绍 田湾核电站采用俄罗斯V-428型压水堆核电机组设计，一期建设2座100万千瓦核电机组。 根据中、俄两国协议，田湾一期的主要设备都由俄罗斯设计、制造并供货，但数字化仪控设计和部分机械设备（稳压器安全阀、安全壳隔离阀、设冷水系统板式热交换器等）由俄罗斯提供设备技术规格书，业主组织进行第三国采购。 由于俄方提交的设备技术规格书中只采用俄罗斯的核电规范，且设备的级别为俄罗斯级别，而第三国供货商大都采用美国ASME规范或法国RCC-M规范，这样在第三国采购合同谈判中出现了设备级别的转化问题。由于不同规范系列无法完全等同，经中、俄和第三国供货商阀门专家的共同商谈，决定按照设备执行功能转化成ASME或RCC-M相应规范级别，同时要求供货商遵照俄规范要求修订一些制造、检验要求，保证不低于俄规范要求，使合同得以签订。但后来俄方又提出“俄2级阀门相当于ASME1级阀门”，并要求修改合同，最终业主经筛选将部分2级阀门升为1级。 对于俄方结论，以下问题仍需探讨： （1）俄2级阀门与ASME1级阀门是否确实完全相当； （2）俄、美两个规范体系在核电阀门的材料、设计、制造、安装、检验及试验方面的技术要求是否存在差异，存在哪些主要差异。 本文尝试将两个规范对核电阀门的技术要求进行对比，并考虑到俄罗斯1级、2级设备的规范技术要求几乎完全一样，以及俄核电站实际设计没有1级阀门，故选择针对俄2级阀门与ASME1级阀门的主要技术要求差异进行对比论述，希望为以上问题找到一个合理正确的答案和一些可以操作执行的建议，以期对未来与俄罗斯合作的核领域项目有所帮助。 2 俄、美核电阀门所采用的主要规范 俄、美对核电阀门要求所涉及的规范较多，限于篇幅，这里不一一列出，以下只对通常不太熟悉的俄核电阀门所涉及的主要规范，进行简要描述。
中国核电发展现状及未来发展趋势
中国核电发展现状及未来发展趋势 山东大学 能源与动力工程学院 公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。 漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。 我国核电现状 从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。 与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。 广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。 我国核电当前技术水平与发展情况 进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核
技术创新是核能产业发展的根本动力
技术创新是核能产业发展的根本动力 岁末年初，两个有关核电的消息，激荡着中国核能界。 第一个消息是2009年12月27日，韩国核电击败AREVA，中标获得为阿联酋建造4台韩国型APR1400核电机组，合同金额达204亿美金。这个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体当然也包括中国媒体都进行了许多报道。韩国媒体将2010年称为“韩国核电出口元年”。 对这个消息，国人首先惊叹的是合同金额，加上核电站后期运营、维护以及反应堆燃料等，协议总金额将超过400亿美金之巨！细心的业内人士更惊叹于其比投资，韩国这个标的比投资以固定价（工程基础价）计约为3640美金/千瓦，比目前中国正在执行的核电项目比投资高70%至100%。当然最更人感叹的是，韩国人居然能凭己之力，在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论说的好，“机会只留给那些有准备的人”，韩国核电的成功是因为他们象韩国足球一样的“持之以恒”。（注1） 第二个消息是咱中国自己的，2010年01月06日，国家能源局授牌首批16个国家能源研发(实验)中心。其中核电直接相关的就有5个: - 重大装备材料研发中心、 - 核级锆材研发中心、 - 核电站核级设备研发中心、 - 核电站数字化仪控系统研发中心、 - 快堆工程研发（实验）中心。（注2） 也许会有不少人，看见后面这个消息后在嘀咕，为什么只有这5家，我们。。。呢？我们。。。，--也许再增加个7，8家都不够分。但首批国家研发（实验）中心16个，核能居然就占了5个，却正说明了中国核电技术目前阶段的落后！在授牌仪式上，张国宝讲话中指出，“我国能源科技水平处于世界领先地位，所取得的巨大成就值得骄傲。”可以不客气但却是客观地说，张国宝的这句话并不包括中国核电技术。 无论如何，岁末年初的这两个消息，对中国核能界产生了一定程度的影响，尤其是在思想观念上。笔者期望这种影响转化成为对中国核电技术发展的促进。在这里，笔者简单回顾世界核电技术的创新历程和中国核电技术发展历程，抛砖引玉，对现阶段面临新的形势下的中国核电技术之创新之路进行初步讨论。 一．世界核电技术创新主要发展历程回顾（注3） 这里以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）为例简单回顾世界核电技术发展的历程。因为轻水堆技术是迄今最重要的核电技术，全世界现在运行的436座核电反应堆中，359座为轻水堆（压水堆265座加沸水堆94座），占核电反应堆数目的82%，核电总装机容量的87%强。此外，全球现在还有上百座舰船核动力压水堆在运转。（另，“世界高温气冷堆和钠冷快堆技术创新主要发展历程回顾”见文章附后。）1950年代，压水堆起源于美国和前苏联开发的海军舰船推进核动力反应堆。比压水堆稍晚，美国爱达荷国立实验室开始沸水堆概念的基础研究。 1957 年，世界第一座商用压水堆核电站Shippingport(60MWe)在美国建成投运。同年，第一个沸水堆原型示范机组Vallecitos (50MWth)在美国投入运行。1959年，第一个沸水堆商业核电站Dresden (700MWth) 在美国投入运行。
核电行业电气类国家标准清单
序号编 号标 准 名 称 1GB/T 10253-2001液态排出流或地表水β、γ放射性活度连续监测设备（代替88版）2GB/T 10256-1997放射性活度计（代替GB 10256－88(IAEA DOC 317-84)） 3GB/T 10257-2001核仪器与核辐射探测器质量检验规则(代替1988) 4GB/T 10259-1998液体闪烁计数系统（代替GB 10259－88 5GB 10261-1988核仪器用高、低压直流稳压电源测试方法 6GB/T 10263-2006核辐射探测器环境条件与试验方法 7GB 10264-1988个人和环境监测用热释光剂量测量系统 8GB 11682-1989低本底α测量仪 9GB 11683-1989应急辐射防护用携带式高量程Ｘ、γ和β辐射剂量和剂量率仪 10GB/T 11684-2003核仪器电磁环境条件与试验方法（代替1989版） 11GB 11807-1989探查松脱零件的音响监测系统的特性、设计和运行程序 12GB 12726.1-1991核电厂事故及事故后辐射监测设备 第一部分 一般要求 13GB 12726.2-1991 第二部分 气态排出流中放射性惰性气体连续监测设备的特殊要求14GB 12726.3-1992 第三部分 高量程区域γ剂量率监测设备 15GB/T 12726.4-1995 第四部分 工艺流辐射监测仪 16GB/T 12726.5-1997 第五部分 空气放射性监测设备 17GB/T 12727-2002核电厂安全系统电气设备质量鉴定 18GB 12787-1991临界事故报警设备 19GB/T 12788-2000核电厂安全级电力系统准则（代替1991版）R.G.1.32 20GB 12789.1-1991核反应堆仪表准则 第一部分：一般原则 21GB 12789.2-1991核反应堆仪表准则 第二部分：压水堆 22GB 12789.3-1992核反应堆仪表准则 第三部分：高温气冷反应堆 23GB/T 12789.4-1994核反应堆仪表准则 第四部分：液态金属冷却快堆 24GB 12790-1991核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法 25GB/T 13161-2003直读式个人Ｘ和γ辐射剂量当量和剂量当量率监测仪 26GB/T 13162-1991环境中气载放射性碘监测设备 27GB/T 13163-1991氡及氡子体测量仪与监测仪一般要求 28GB/T 13177-2000核电厂优先电源（代替1991版） RG.1.81 29GB 13284-1998核电厂安全系统准则（代替1991版）R.G 1.153-85