核電站測量放線方法

① 電力系統

1G411012 工程地質勘察的方法

1G411020 了解施工測量的方法和精度要求

1G411021 施工測量主要方法

1G411022 施工測量精度要求

1G411023 地形圖的基本知識

1G412000 工程力學和工程結構的基本知識

1G412010 掌握架、柱和板內力的計算

1G412011 靜定梁內力的計算

1G412012 短柱內力的計算

1G412013 簡支板內力的計算

1G412020 了解力系的平衡方程和桿件強度的計算

1G412021 力系的平衡方程

1G412022 桿件強度的計算

1G413000 土力學和地基基礎

1G413010 掌握天然地基上淺基礎和樁基礎的類型及其計算方法

1G413011 天然地基上淺基礎的類型

1G413012 天然地基上淺基礎的計算方法

1G413013 樁基礎的類型

1G413020 熟悉常見軟土地基的特點及其處理的基本方法

1G413021 常見軟土地基的特點

1G413022 常見軟土地基處理的基本方法

1G413030 了解土的物理性質及其工程分類

1G413031 土的物理性質

1G413032 土的工程分類

1G414000 發電廠與送變電主要生產設備

1G414010 掌握送變電主要生產設備的基本知識

1G414011 變壓器的作用及類型

1G414012 互感器的作用及類型

1G414013 斷路器的作用及類型

1G414020 掌握火力發電廠(燃煤)主要生產設備的基本知識

1G414021 汽輪機本體的作用、類型及構成

1G414022 鍋爐本體的作用、類型及構成

1G414023 發電機的作用及類型

1G414024 勵磁機的作用及類型

1G414030 熟悉核電廠核島主要生產系統的基本知識

1G414031 核蒸汽供應系統的作用及構成

1G414032 反應堆安全保護系統的作用及構成

1G415000 電力工程常用材料

1G415010 掌握常用水泥的性能和適用范圍

1G415011 常用水泥的性能

1G415012 常用水泥的適用范圍

1G415020 掌握混凝十的組成及其技術要求

1G415031 混凝土的組成

1G415022 混凝土的技術要求

1G415030 掌握常用建築鋼材的類別和選用原則

1G415031 常用建築鋼材的類別

1G415032 常用建築鋼材的選用原則

1G415040 掌握發電廠常用材料的基本知識

1G415041 保溫隔熱材料的分類及主要用途

1G415042 防腐材料的分類及主要用途

1G415043 金屬材料的分類及主要用途

1G415050 掌握變電所及送電線路常用材料的基本知識

1G415051 電線電纜的分類及主要用途

1G415052 絕緣子的分類及主要用途

1G415053 金具的分類及主要用途

1G415060 熟悉核電站核島特殊材料的主要用途

1G415061 核島生物屏蔽混凝土的主要用途

1G415062 安全殼鋼襯里核級鋼材的主要用途

lG415063 核級閥門的主要用途

1G415064 耐輻照油漆的主要用途

1G416000 電力工程施工技術

1G416010 掌握鋼筋混凝土及地基基礎的施工方法

1G416011 鋼筋混凝土的施工方法

1G416012 地基基礎的施工方法

1G416020 掌握變電設施的施工方法

1G416021 主變壓器的安裝方法

1G416022 隔離開關的安裝方法

1G416023 電力電纜的一般施工方法

1G416030 熟悉火力發電廠(燃煤)鍋爐本體及鍋爐鋼架的施工方法

1G416031 鍋爐本體安裝的基本程序

1G416032 鍋爐鋼架的安裝方法

1G416040 熟悉汽輪機的安裝方法

1G416041 汽輪機汽缸組合的方法

1G416042 主蒸汽管道的安裝方法

1G416050 熟悉送電線路的施工方法

1G416051 送電線路復測的方法

1G416052 送電線路鐵塔的安裝方法

1G416053 張力放線的施工方法

1G416054 導線、地線連接的方法

1G416060 熟悉火力發電廠高聳構築物的施工方法

1G416061 煙囪的施工方法

1G416062 冷卻水塔的施工方法

1G416070 熟悉核電廠核島土建施工主要內容

1G416071 反應堆廠房安全殼預應力施工程序及方法

1G416072 核島核級貫穿件施工程序及方法

1G416073 核島生物屏蔽混凝土施工程序及方法

1G416080 熟悉核電廠核島主要生產設備安裝的內容

1G416081 反應堆本體安裝程序和方法

1G416082 主循環泵安裝程序和方法

1G416083 蒸汽發生器安裝程序和方法

1G416084 穩壓器安裝程序和方法

1G416085 主迴路管道安裝程序和方法

1G417000 發電廠及變電所電氣設備和配電裝置

1G417010 掌握發電廠、變電所電氣設備及主接線的基本知識

1G417011 電氣設備的分類

lG417012 電氣主接線的基本要求

1G417013 電氣主接線的基本接線形式

1G417020 掌握配電裝置的分類及其安裝的基本要求

1G417021 配電裝置的分類

1G417022 配電裝置(全封閉組合電器GIS)安裝的基本要求

1G420000 電力工程項目管理與實務

1G421000 項目管理專業知識

1G421010 掌握電力工程的建設程序

1G421011 電力工程的建設程序

1G421020 掌握電力工程規劃設計的要求

1G421021 火力發電廠『廠址選擇的基本要求

1G421022 火力發電廠總平面布置的基本要求

1G421023 變電所所址選擇的基本要求

1G421024 變電所總平面布置的基本要求

1G421025 火力發電廠主廠房布置的原則

1G421026 送電線路選擇的原則

1G421030 掌握電力生產的類型及其基本過程

1G421031 電力生產的類型

1G421032 火力發電的生產過程

1G421033 水力發電的生產過程

1G421034 核能發電的生產過程

1G421035 風力發電的生產過程

1G421036 燃氣—聯合循環發電的生產過程

1G421037 送變電生產過程

1G421040 掌握發電工程施工組織設計編制的內容和要求

1G421041 現場調查的主要內容

1G421042 現場施工組織機構的設置與職責

1G421043 現場管理人員的配備

1G421044 施工部署的基本內容

1G421045 施工方案的基本內容

1G421046 施工綜合進度編制的要求

1G421047 施工總平面布置的要求

1G422048 施工總平面圖的基本要求

1G421050 掌握核電廠核島施工組織設計編制的方法和要求

1G421051 核島工程施工總平面布置的原則

1G421052 核島工程進度網路計劃編制的要求

1G421053 核島工程施工的主要裝備

1G421054 核島工程施工的人力資源要求

1G421055 核島工程特殊施工的技術措施

1G421060 掌握電力工程施工進度編制的相關知識

1G421061 發電工程施工進度的分類

1G421062 發電工程施工進度的內容

1G421063 編制發電工程施工綜合進度應遵循的原則

1G421064 電力工程施工綜合進度的關鍵節點

1G421070 掌握電力工程施工質量控制的基本內容和方法

1G421071 電力工程施工階段質量控制的主要內容

1G421072 工程材料(設備)的質量控制

1G421073 電力工程施工階段質量檢驗的方法

1G421074 工程項目的驗收類型

1G421075 分部分項工程的質量驗收

1G42l076 單位工程竣工驗收的條件

1G421077 工程項目竣工驗收的程序

1G421080 掌握核電廠建造質量保證體系(質量管理體系)要點

1G421081 核電廠建造質量保證體系的總的要求

1G421082 核電廠建造質量保證大綱的主要內容

1G421083 核電廠建造質量計劃的編制要求

1G421084 核電廠建造質量不符合項的處理

1G421085 核電廠建造質量保證監查的要求

1G421090 掌握電力工程質量事故的分類及處理程序

1G421091 電力工程質量事故的分類

1G421092 電力工程質量事故的處理程序

1G421093 電力工程質量事故的產生原因和特點

1G421100 掌握電力上程安全控制的基本內容和力法

1G421101 安全管理的基本內容

1G421102 安全事故調查的組織

1G421103 安全事故調查的程序

1G421104 安全事故報告的基本內容

1G421105 安全事故調查所應提供的資料

1G421110 掌握架空電力線路施工安全工作的有關規定

1G421111 基礎工程的規定

1G421112 桿塔工程的規定

1G421113 張力放線的規定

1G421120 掌握火力發電廠建設安全工作的有關規定

1G421121 發電廠環境保護的規定

1G421122 高空作業的規定

1G421123 煙囪工程的規定

1G421124 冷卻水塔工程的規定

1G40 熟悉核電廠建造安全管理的特殊要求

1G41 核電廠建造安全許可證頒發的條件

1G42 核電廠建造核安全監督的要求

1G421140 熟悉電力工程現場管理、施工生產要素管理及組織協調工作的基本知識

1G421141 施工項目現場管理的基本內容及要求

1G421142 生產要素管理的基本內容及要求

1G421143 組織協調工作的基本內容及要求

1G421150 了解電力工程設計階段的主要工作內容和設計方案審核的基本要求

1G421151 電力工程設計階段的主要工作內容

1G421152 設計方案審核的基本要求

1G422000 檢驗應試者解決實際問題的能力

1G422010 掌握施工進度控制

1G422011 電力工程施工組織設計編制的方法及要求

1G422012 工程項目施工進度計劃編制的方法

1G422013 工程項目施工進度控制的方法

1G422014 網路計劃工期優化和工期調整的方法

1G422020 掌握施工質量控制

1G422021 施工階段質量控制的主要內容

1G422022 質量控制的依據及方法

1G422023 質量控制點的設置

1G422024 電力工程質量控制內容及方法

1G422025 運用統計分析方法進行工程施工質量的分析

1G422026 工程項目竣工驗收的要求和程序

1G422027 工程質量事故處理的程序

1G422028 電力工程施工質量管理體系的建立

1G422030 掌握施工安全管理

1G422031 安全事故調查的組織和程序

1G422032 安全事故調查所應提供的資料和調查報告的基本內容

1G422033 常見的施工安全事故的防範方法

1G422034 電廠建設(施工)安全工作的有關規

1G422035 變電所建設(施工)安全工作的有關規定

1G422036 架空電力線路建設(施工)安全工作的有關規定

1G422037 建設工程施工現場供電安全的有關規定

1G422040 掌握施工成本控制

1G422041 項目成本計劃的編制

1G422042 項目成本控制

1G422043 工程項目設計概算和施工圖預算的編制方法

1G422044 索賠的方式

1G422045 索賠費用的確定

1G422046 材料(設備)款的結算

1G422047 工程款的結算

1G422050 掌握合同管理

1G422051 工程項目招投標的程序

1G422052 工程項目評標定標的方法

1G422053 投標報價的計算方法

1G422054 工程變更和合同爭議的處理

1G422055 工程項目合同的違約責任

1G430000 電力工程法規及其相關知識

1G431000 電力工程施工的相關規定

1G431010 熟悉《中華人民共和回電力法》中有關電力建設的基本原則

1G431011 電力建設的基本原則

1G431020 了解電力工程施工的其他用關規定

1G431021 《中華人民共和國安全生產法》中與電力工程施工相關規定

1G431022 《中華人民共和國消防法》中與電力工程施工相關規定

1G431023 《中華人民共和國計量法》中與電力 工程施工相關規定

1G431030 了解下列質量安全技術規程

1G431031 電力工業鍋爐監察規程

1G431032 蒸汽鍋爐安全技術監察規程

1G431033 壓力容器安全技術監察規程

1G431034 起重機械安全監察規程

1G431035 特種設備安全監察規程

1G432000 電力工程施工質量驗收規范的相關內容

1G432010 掌握110kv及以上送電工程啟動及竣工驗收規程的有關規定和要求

1G432011 啟動驗收工作酌組織

1G432012 啟動驗收委員會的職責

1G432013 工程帶電啟動試運的要求

1G432014 工程移交的有關規定

1G432020 掌握《電力建設施工及驗收技術規范》(汽輪機組篇)的相關內容

1G432021 汽輪機本體安裝驗收的主要內容

1G432022 汽輪發電機組調整、啟動、試運行前應達到的要求

1G432023 汽輪發電機組整套啟動試運行所應進行的工作

1G432024 汽輪發電機組整套啟動試運行驗收時應提交的技術文件

1G432030 掌握《電力建設施工及驗收技術規范》(鍋爐機組篇)的相關內容

1G432031 鍋爐開始安裝前對建築工程的要求

1G432032 鍋爐構架(包括有關金屬結構)安裝完成後在工程驗收時應具備的安裝資料(安裝記錄及簽證)

1G432033 鍋爐受熱面系統安裝完成後進行水壓試驗的要求

1G432034 鍋爐受熱面安裝完成後在工程驗收時應具備的安裝資料(安裝記錄及簽證)

1G432040 熟悉《建築工程施工質量驗收統一標准》的相關內容

1G432041 質量驗收的標准

1G432042 質量驗收的組織

1G432043 質量驗收的程序

1G433000 電力建設安全工作規程的一般規定

1G433010 掌握《電力建設安全工作規程》(變電所部分)的有關規定

1G433011 變壓器安裝的規定

1G433012 調相機(電動機)安裝的規定

1G433013 動力盤(控制盤、保護盤)安裝的規定
1G433020 掌握《電力建設安全工作規程》(火力發電廠部分)的有關規定

1G433021 焊接工作的規定

1G433022 發電機(電動機)安裝的規定

1G433023 壓力容器的規定

1G433030 了解《建設工程施工現場供用電安全規范》的有關內容

1G433031 變電所(配電所)所址選擇的基本要求

1G433032 變壓器室(控制室、配電室)建築的要求

1G433033 電纜敷設的要求

1G434000 核安全條例及法規的相關規定

1G434010 熟悉《中華人民共和國核安全法規及導則》的有關規定

1G434011 民用核承壓設備無損檢測人員培訓、考核和取證管理辦法

1G434012 民用核承壓設備焊工及焊接操作工培訓、考核和取證管理辦法

1G435000 核電廠核島土建安裝施工標准

1G435010 掌握核電廠核島土建施工行業標准

1G435011 壓水堆核電廠預應力混凝土安全殼建造規范的主要要求

1G435012 壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構建造規范的主要要求

1G435020 熟悉核電廠核島主工藝設備安裝標淮

1G435021 壓水推核電廠反應堆壓力容器及有關設備安裝技術要求

1G435022 壓水堆核電廠反應堆主系統設備及其支承件安裝准則

1G435023 壓水堆核電廠反應堆冷卻劑主管道安裝技術條件

1G435024 壓水堆核電廠核島機械設備焊接規范的主要要求

1G435025 核電廠核島機械設備無損檢測規范的主要要求

② 人工核輻射測量方法

12.3.1 X熒光方法

X熒光方法是一種通過測量元素的特徵X射線來進行物質成分分析的人工核物探方法。

12.3.1.1 X熒光方法工作原理

（1）特徵X射線及其譜結構

X射線是一種低能電磁輻射，具有波、粒二象性，它的產生過程卻與其他電磁輻射（γ射線，軔致輻射等）不同。高能粒子（電子、質子、軟γ射線或X射線）與靶物質原子發生碰撞時，從原子的某一殼層逐出一個電子，於是在該殼層出現一個電子空位。這時原子處於激發態，其外層能量較高的電子就發生躍遷以充填電子空位，並將多餘的能量（兩殼層的能量差）以X射線的形式釋放出來。

能引起內層電子躍遷的入射粒子的最低能量稱為吸收限。我們可以將原子的K、L、M等各層的吸收限表示為K_ab、L_ab、M_ab等。當激發能量E₀＞K_ab時，K層出現電子空位，L、M或N層電子充填該空位，這時釋放的X射線稱為K系X射線；當E₀＞L_ab時，L層出現電子空位，M、N層電子充填該空位，釋放出的X射線稱為L系X射線，等等。由於每個電子殼層存在若干亞層（電子軌道），使得X射線更趨復雜化。例如K系X射線又分為：L層各亞層電子躍到K層形成的K_α1、K_α2線，M、N層各亞層電子躍遷到K層時形成的K_β1、K_β2、K_β3線等，且它們之間的X射線照射量率差別很大。其餘各系亦是如此。

每種元素的原子能級是特定的，因此每種元素都有一套確定能量的X射線譜。該線譜成為表徵這一元素存在的譜線，所以又稱這些譜線為該元素的特徵X射線。

（2）熒光產額

我們知道，原子在退激時也可以放出俄歇電子而不釋放特徵X射線，這就造成了特徵X射線放射幾率的減少。特徵X射線發射的幾率稱為熒光產額，用ω表示。ω等於某殼層伴有特徵X輻射的電離數I與該殼層總電離數n之比，即

勘查技術工程學

圖12-13 熒光產額與原子序數的關系

圖12-13給出了不同元素K、L、M系的熒光產額曲線。不難看出，熒光產額主要依賴於元素的原子序數。重元素的熒光產額高，容易分析。輕元素的熒光產額低，給測量帶來了很大的困難，因而測量精度低。將各線系加以比較，可見K系的熒光產額最高，因此實際工作中應盡量利用K系譜線。

（3）莫塞萊定律

1913年，莫塞萊發現，元素特徵X射線頻率ν的平方根與靶物質的原子序數Z存在以下線性關系

勘查技術工程學

式中a、b是與譜線特徵有關的常數。上式也可以寫成

勘查技術工程學

式中E_X是特徵X射線的能量，h為普朗克常數。由上式可見，只要測定出某一能量（或頻率）的特徵X射線，就能確定相應的化學元素。這一特定能量X射線的照射量率的大小就反映了該元素在物質中的含量。

12.3.1.2 X熒光的激發

（1）激發方式

要激發待測元素原子的X熒光，首要的問題是必須使其原子內層電子軌道上形成空位，這就要求為電子提供大於結合能的能量，以使該電子脫離原子的束縛，成為自由電子。完成這一過程的主要方式如下。

1）電子激發。用高電壓下產生的高速電子或核衰變產生的β射線轟擊靶材料。這種方式除獲得靶物質的特徵X射線外，還存在軔致輻射產生的連續譜，造成很強的本底，給測量帶來了不便。

2）帶正電粒子激發。帶正電粒子來自靜電加速器產生的高能質子、氘核或其他粒子，以及核衰變產生的α射線。常用的是質子激發，特點是本底極低，這是因為重帶電粒子的軔致輻射可忽略不計，因而X熒光分析可獲得很低的檢出限（測量裝置能發現的最小照射量率變化值）。重帶電粒子射程很短，所以對帶正電粒子激發的X熒光的分析實際上是一種表面分析方法。

3）電磁輻射激發。γ射線、X射線及軔致輻射都可與核產生光電效應，從而使內層電子軌道形成空位，這是最常用的激發方式。

（2）激發源

激發源的種類很多。X射線管可用於電子激發或電磁輻射激發，靜電加速器可用於帶正電粒子激發或電磁輻射激發，野外工作中常用放射性核素作激發源。例如²⁴¹Am，⁵⁷Co是軟γ射線源，⁵⁵Fe、¹⁰⁹Cd、²³⁸Pu、¹⁵³Gd是X射線源等。用它們可現場測定元素的種類和含量。

12.3.1.3 X射線在物質中的衰減

X射線和γ射線一樣，與物質作用會產生光電效應、康普頻散射和電子對效應。單色窄束X射線在物質中的衰減服從指數定律

勘查技術工程學

式中I₀和I分別為通過該物質前、後X射線的計數率；μ_m為質量吸收系數，μ_m=μ／ρ，μ為吸收系數，ρ為物質密度；d_m為面密度（或質量厚度），d_m=ρd，d為物質層厚度。

物質透過X射線的能力用透過率η表示，即

勘查技術工程學

顯然，透過率η取決於物質的質量吸收系數μ_m和面密度d_m。質量吸收系數隨入射X射線能量減小而增長，且其變化是不連續的。例如，當入射X射線能量E₀小於吸收限K_ab（或L_ab）時，μ_m較小，因而透過率η大；當E₀大於K_ab（或L_ab）時，能激發K層（或L層）電子產生光電效應，μ_m突然增大，η急劇減小，於是出現圖12-16中透過率η在吸收限K_ab（或L_ab）處突變的現象。利用這一現象可以實現對能量的甄別。

此外，調節物質層厚度d，也可以調整物質的透過率η，使透過率曲線上、下移動。

12.3.1.4 現場X熒光測量方法

X熒光分析所使用的儀器稱為X射線熒光儀，其工作原理是，用激發發源產生的帶電粒子與靶物質原子作用，使之放出X射線，通過測定特徵X射線的能量和強度，就能確定放射性核素所屬元素的名稱及含量。

X熒光分析可在室內，也可在野外進行。隨著X熒光儀器設備及工作方法日臻完善，現場X熒光測量已成為快速評價和驗證礦化異常的有效方法。

現場X熒光測量工作主要包括以下內容：調整和檢查儀器工作狀態，布置測網，測試工作地區岩礦樣品，建立工作曲線及室內資料整理等。

測線、測網要依據礦化程度布置，測線應布置在岩、礦露頭比較平整的地段，對均勻礦體要加密測線、測點。

現場X熒光測量主要是用閃爍計數器測定 X射線，但它往往不能將 X 射線能量相近的元素區分開來。圖 12-14 中實線就是銅、鐵二元樣品的 K 系 X 射線儀器譜。由於銅和鐵的 K 系 X 射線能量相近，它們的譜線重疊，無法區分 Fe K和 Cu K的照射量率。為了解決這個問題，可以選用高解析度的半導體探測器。它需要低溫的工作環境，用於現場測量尚有一定困難。為此，可在試樣和探測器間安裝某種材料製作的濾片（圖12-15），使其吸收限能量略大於被測元素特徵 X射線的能量，而小於其餘干擾輻射的能量，這樣就只有被測元素的X射線能通過濾片被探測器探測到，其餘輻射全被濾掉，這種方法稱為透過片法。

圖12-14 閃爍計數器的能量分辨能力

圖12-15 一種典型的激發探測裝置

當樣品成分復雜或做多元素分析時，則要採用平衡濾片法。選擇兩種材料組成一對濾片，一片叫透過片，另一片叫吸收片，它們都有自己特定的吸收限。如圖12-16所示，實線表示透過片 A 對 X 射線的透過率曲線，虛線表示吸收片 B 對 X 射線的透過率曲線。在它們之間由兩個吸收限 K _abA和 K _abB確定的能量間距ΔE，稱為能量通帶。選擇適當的平衡濾片，使待測元素的特徵X射線能量位於 K _abA和 K _abB之間，這時只需分別測量通過每一濾片後的 X射線照射量率，兩者之差就是被測元素的照射量率。顯然，通帶愈窄，濾片的能量分辨本領愈好。

例如，有一個含Fe、Co、Ni、Cu和Zn的樣品，激發時五個元素都發射自己的特徵X射線，而我們只測量Cu的K_α線，Cu的K_α線的能量為8.047 keV，Co的吸收限K_ab為7.709 keV，Ni的K_ab為8.331 keV。取Co和Ni製成的濾片，並使能量通帶處於7.709～8.331 keV之間，Cu的K_α線正落入其中，而Co、Ni、Zn的K線不是小於就是大於此通帶能量范圍，所以透過Co片和Ni片的X射線照射量率之差正好是Cu的K_α射線的照射量率。

圖12-16 平衡濾片的特性

工作曲線是表示樣品中待測元素含量與特徵X射線照射量率之間關系的曲線（圖12-17）。在野外現場獲得特徵X射線照射量率後，即可從工作曲線上查出相應的元素含量。

現場繪制工作曲線有刻槽取樣和岩心測量兩種方法。刻槽取樣法是在有代表性的礦化地段，取5～10處不同含量的露頭，每處長約50～100 cm，均勻布置10～20個測點進行X熒光測量，求出平均照射量率差值Δ或平均計數率差值（或平均照射量率或平均計數率）。然後刻

圖12-17 工作曲線示意圖

槽取樣，用化學分析方法獲得該處元素平均含量。最後，根據或（或或）與元素含量的關系繪制散點圖，用回歸分析方法找出二者之間的函數關系，並繪制工作曲線。岩心測量法與刻槽取樣法相同，只是測量的對象是岩心而不是露頭。

必須指出，待測樣品中各元素間的相互影響、樣品粒度不均勻、表面不平整等，都會對X熒光測量產生影響，使測量結果出現誤差，這就是基體效應。校正基體效應的方法很多，讀者可參看有關書籍，不再贅述。

X熒光測量數據經整理後，可繪制X射線熒光照射量率（或計數率）剖面圖、剖面平面圖、等值線平面圖，以及元素含量的剖面及平面圖件。

12.3.2 中子活化法

利用核反應可以把許多穩定的核素變成放射

性核素，這個過程稱為活化。我們知道，中子引起的核反應可使原子核活化，這就是中子活化。具體地說，中子活化是利用具有一定能量的中子去轟擊待測岩石樣品，然後測定由核反應生成的放射性核素的核輻射特性（半衰期、射線能量及照射量率），從而實現對樣品中所含核素種類和含量的定性和定量分析。

例如，用中子活化法測定金的核反應式為

勘查技術工程學

或記為¹⁹⁷Au（n，γ）¹⁹⁸Au。經此反應，穩定核素¹⁹⁷Au轉變為放射性核素¹⁹⁸Au，其半衰期為2.696d，放出的一條主要γ射線的能量為411.8 keV，活化核反應截面為98.8×10^-28m²。因此可用鍺（鋰）探測器測量¹⁹⁸Au的γ射線照射量率，從而確定樣品中是否含金，以及金的含量。元素分析檢出限（即與檢出限對應的元素含量）可達0.04×10^-9。

12.3.2.1 活化分析方程式

設某靶核在活化反應時間（t=0）前的原子核數為N₀，則活化反應中放射性核素原子核的生成率為

勘查技術工程學

式中f為中子的通量密度，f=nv；n為中子密度；v為中子速度；σ為靶核對中子的活化反應截面。

新生成的放射性核素同時發生衰變，其衰變率為

勘查技術工程學

式中N為t時刻新生成的放射性核素的原子核數。於是，放射性核素原子核的凈增長率為

勘查技術工程學

活化過程中，雖然 N₀ 在減少，但 N₀≫N，故 N₀ 可視為常數。對（12.3-8）式為一階非齊次線性微分方程，解之得

勘查技術工程學

由（11.8-1）式和（11.2-5）式可知，放射性核素的活度為

勘查技術工程學

將（12.3-9）式代入，得

勘查技術工程學

根據半衰期與衰變常數的關系，（12.3-11）式可寫成

勘查技術工程學

圖12-18 放射性子核的積累衰變曲線

（12.3-12）式表明，用中子束活化某靶核時，照射t時刻得到的放射性核素的活度與fσN₀成正比，與照射時間t呈指數關系。圖12-18為放射性子核的積累衰變曲線，當照射時間為5倍半衰期時，活度A已接近飽和。

活化分析中，總是在停止照射後「冷卻」（即衰變）一定時間t′才進行測量。這時放射性核素的活度A′為

勘查技術工程學

靶核數N₀可用下式表示

勘查技術工程學

式中：N_A為阿伏伽德羅常數，N_A=6.022×10²³mol^-1；θ為放射性核素豐度；m為靶元素的質量；M為靶元素的相對原子量，於是

勘查技術工程學

（12.3-14）式就是中子活化分析最基本的方程式。

實際工作中，由於σ和f不易准確測定，放射性活度A′的測量又比較麻煩，所以中子活化分析求待測靶元素的質量很少用上述絕對測量法，而是用相對測量法。相對測量法是將已知待測元素含量的標准參考物質與未知樣品在相同條件下進行照射和測量，由（12.3-14）式得到

勘查技術工程學

式中：A′_樣和A′_標分別為樣品和標准參考物質的放射性活度；m_樣和m_標分別為樣品和標准參考物質中待測元素的質量。由上兩式得到

勘查技術工程學

設γ射線的計數率為I，則它與活度的關系為

勘查技術工程學

式中：B_γ為一次衰變中產生γ光子的幾率；ε_γ為測量系統的探測效率，與被測γ射線能量有關；R為與測量幾何條件有關的參數。根據上式，我們還可以得出

勘查技術工程學

式中：I_樣和I_標分別為樣品和標准參考物質中待測元素放出的γ射線的計數率，於是（12.3-15）式變為

勘查技術工程學

設樣品和標准參考物質中待測元素的質量分數為w_樣和w_標，由於

勘查技術工程學

式中：G_樣和G_標分別為樣品和標准參考物質的質量，於是（12.3-18）式變為

勘查技術工程學

這就是相對測量時計算樣品中待測元素質量分數的公式。

12.3.2.2 中子源

中子源是能夠提供中子的裝置，常用的中子源有以下三種類型。

（1）放射性核素中子源

這種中子源品種很多，主要有：①α中子源：²¹⁰Po、²²⁷Ac、²³⁸Pu、²⁴¹Am、²⁴²Cm、²⁴⁴Cm等放射性核素常用作α中子源的α輻射體。靶材料大多選用鈹，核反應式為⁹Be（α，n）¹²C；②自發裂變中子源：主要採用²⁵²C_f核的自發裂變，中子產額很高，每毫克²⁵²C_f每秒放出2.3×10⁹個中子；③光中子源：這種源利用的是⁹Be（γ，n）⁸Be核反應，常用¹²⁴Sb作為激發（γ，n）反應的γ輻射體。

（2）加速器中子源

加速器是使帶電粒子獲得較高能量的裝置。用加速器產生的質子、氘核、α粒子等去轟擊靶核，使之產生發射中子的核反應，就構成了加速器中子源。這類中子源包括：①中子發生器：以氘核作轟擊粒子，與靶核發生³H（d，n）⁴He或²H（d，n）³He核反應產生中子；②電子迴旋迴速器：用其形成的高速電子轟擊高熔點重金屬材料製成的旋轉靶，產生很強的γ射線束，射向鈹製成的二次靶，產生⁹Be（γ，n）⁸Be反應，形成快中子束；③直線加速器：產生中子的過程與迴旋迴速器類似，只是電子能量更高，可獲得更強的中子束。

（3）反應堆中子源

這是中子活化分析應用最廣的中子源，產生的中子能量是連續的，能量從0.001 eV到幾千萬電子伏。

12.3.2.3 中子活化分析步驟

圖12-19 山東周店金礦一測線綜合剖面圖

①制備樣品和標准參考物質。樣品用土壤或岩、礦石標本等制備，制備和保存過程中應防止污染。標准參考物質在國際和國家標准部門公布的物質中選取，其中待測元素的化學狀態和含量應與樣品相近。②將樣品和標准參考物質放在中子源中經受相同通量的中子照射。③用各種方法進行放射化學分離，剔除干擾放射性核素。④用核探測器測量樣品和標准參考物質的核輻射。⑤用計算機處理數據，計算待測元素的含量。

12.3.2.4 中子活化方法的應用及實例

中子活化法測量微量元素具有分析檢出限高（達10^-6～10^-11）、測量時不破壞樣品，不受元素在物質中的化學狀態的影響等優點。

圖12-19是山東某金礦體的綜合剖面。該金礦處在一主幹斷裂下盤的伴生斷裂帶上。礦區廣泛出露印支期玲瓏花崗岩，含礦蝕變帶長約1000 m，金礦體長300 m，厚1～2 m，賦存於蝕變帶中，與礦體對應最好。

③ 核電站原理

熱堆的概念 中子打入鈾－235的原於核以後，原子核就變得不穩定，會分裂成兩個較小質量的新原子核，這是核的裂變反應，放出的能量叫裂變能；產生巨大能量的同時，還會放出2～3個中子和其它射線。 這些中子再打入別的鈾－235核，引起新的核裂變，新的裂變又產生新的中子和裂變能，如此不斷持續下去，就形成了鏈式反應 利用原子核反應原理建造的反應堆需將裂變時釋放出的中子減速後，再引起新的核裂變，由於中子的運動速度與分子的熱運動達到平衡狀態，這種中子被稱為熱中子。堆內主要由熱中子引起裂變的反應堆叫做熱中子反應堆（簡稱熱堆）。 熱中子反應堆，它是用慢化劑把快中子速度降低，使之成為熱中子（或稱慢中子），再利用熱中子來進行鏈式反應的一種裝置。由於熱中子更容易引起鈾－235等裂變，這樣，用少量裂變物質就可獲得鏈式裂變反應。慢化劑是一些含輕元素而又吸收中子少的物質，如重水、鈹、石墨、水等。熱中子堆一般都是把燃料元件有規則地排列在慢化劑中，組成堆芯。鏈式反應就是在堆芯中進行的。 反應堆必須用冷卻劑把裂變能帶出堆芯。冷卻劑也是吸收中子很少的物質。熱中子堆最常用的冷卻劑是輕水（普通水）、重水、二氧化碳和氦氣。 核電站的內部它通常由一迴路系統和二迴路系統組成。反應堆是核電站的核心。反應堆工作時放出的熱能，由一迴路系統的冷卻劑帶出，用以產生蒸汽。因此，整個一迴路系統被稱為「核供汽系統」，它相當於火電廠的鍋爐系統。為了確保安全，整個一迴路系統裝在一個被稱為安全殼的密閉廠房內，這樣，無論在正常運行或發生事故時都不會影響安全。由蒸汽驅動汽輪發電機組進行發電的二迴路系統，與火電廠的汽輪發電機系統基本相同。 輕水堆――壓水堆電站 自從核電站問世以來，在工業上成熟的發電堆主要有以下三種：輕水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中，形成了現代核發電的主體。 目前，熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆和沸水堆。 壓水堆核電站 壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。 壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。 堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站「原子鍋爐」燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。 輕水堆――沸水堆電站 沸水堆核電站 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，從燃料棒那裡得到了熱量，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乾燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。 沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。 沸水堆與壓水堆不同之處在於冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，並直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個迴路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。 總之，輕水堆核電站的最大優點是結構和運行都比較簡單，尺寸較小，造價也低廉，燃料也比較經濟，具有良好的安全性、可靠性與經濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾，目前採用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用天然鈾50%以上。 從維修來看，壓水堆因為一迴路和蒸汽系統分開，汽輪機未受放射性的沾污，所以，容易維修。而沸水堆是堆內產生的蒸汽直接進入汽輪機，這樣，汽輪機會受到放射性的沾污，所以在這方面的設計與維修都比壓水堆要麻煩一些。 重水堆核電站 重水堆按其結構型式可分為壓力殼式和壓力管式兩種。壓力殼式的冷卻劑只用重水，它的內部結構材料比壓力管式少，但中子經濟性好，生成新燃料鈈－239的凈產量比較高。這種堆一般用天然鈾作燃料，結構類似壓水堆，但因柵格節距大，壓力殼比同樣功率的壓水堆要大得多，因此單堆功率最大隻能做到30萬千瓦。 因為管式重水堆的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失，但由於堆芯大，可使中子的泄漏損失減小。此外，這種堆便於實行不停堆裝卸和連續換料，可省去補償燃耗的控制棒。 壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷卻堆核電站 這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應堆容器，有許多容器管貫穿反應堆容器，並與其成為一體。在容器管中，放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾製成的芯塊，被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中，然後再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中，它藉助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端，各設置有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應堆運行期間連續地裝卸燃料元件。 這種核電站的發電原理是：既作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料。像壓水堆那樣，為了不使重水沸騰，必須保持在高壓（約90大氣壓）狀態下。這樣，流過壓力管的高溫（約300℃）高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二迴路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。 （2）重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站 這種堆是英國在壩杜堆（重水慢化、重水冷卻堆）的基礎上發展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平布置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直布置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑，在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，並帶動發電機。 因為輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩定的核反應，所以，大多數設計都在燃料中加入了低濃度的鈾－235或鈈－239。 重水堆的突出優點是能最有效地利用天然鈾。由於重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果採用低濃度鈾，可節省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量最小。此外，重水堆對燃料的適應性強，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發電成本也比較高。 石墨氣冷堆核電站 所謂石墨氣冷堆就是以氣體（二氧化碳或氦氣）作為冷卻劑的反應堆。這種堆經歷了三個發展階段，產生了三種堆型：天然鈾石墨氣冷堆、改進型氣冷堆和高溫氣冷堆。 （1）天然鈾石墨氣冷堆核電站 天然鈾石墨氣冷堆實際上是天然鈾作燃料，石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑的反應堆。這種反應堆是英、法兩國為商用發電建造的堆型之一，是在軍用鈈生產堆的基礎上發展起來的，早在1956年英國就建造了凈功率為45兆瓦的核電站。因為它是用鎂合金作燃料包殼的，英國人又把它稱為鎂諾克斯堆。 該堆的堆芯大致為圓柱形，是由很多正六角形稜柱的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有燃料元件的孔道。以便使冷卻劑流過將熱量帶出去。從堆芯出來的熱氣體，在蒸汽發生器中將熱量傳給二迴路的水，從而產生蒸汽。這些冷卻氣體藉助循環迴路回到堆芯。蒸汽發生器產生的蒸汽被送到汽輪機，帶動汽輪發電機組發電。這就是天然鈾石墨氣冷堆核電站的簡單工作原理。 這種堆的主要優點是用天然鈾作燃料，其缺點是功率密度小、體積大、裝料多、造價高，天然鈾消耗量遠遠大於其他堆。現在英、法兩國都停止建造這種堆型的核電站。 (2)改進型氣冷堆核電站 改進型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上發展起來的。設計的目的是改進蒸汽條件，提高氣體冷卻劑的最大允許溫度。這種堆，石墨仍然為慢化劑，二氧化碳為冷卻劑，核燃料用的是低濃度鈾(鈾－235的濃度為2－3%)，出口溫度可達670℃。它的蒸汽條件達到了新型火電站的標准，其熱效率也可與之相比。 這種堆被稱為第二代氣冷堆，英國建造了這種堆，由於存在不少工程技術問題，對其經濟性多年來爭論不休，得不出定論，所以前途暗淡。 （3）高溫氣冷堆 高溫氣冷堆被稱為第三代氣冷堆，它是石墨作為慢化劑，氦氣作為冷卻劑的堆。 這里所說的高溫是指氣體的溫度達到了較高的程度。因為在這種反應堆中，採用了陶瓷燃料和耐高溫的石墨結構材料，並用了惰性的氦氣作冷卻劑，這樣，就把氣體的溫度提高到750℃以上。同時，由於結構材料石墨吸收中子少，從而加深了燃耗。另外，由於顆粒狀燃料的表面積大、氦氣的傳熱性好和堆芯材料耐高溫，所以改善了傳熱性能，提高了功率密度。這樣，高溫氣冷堆成為一種高溫、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的簡單工作過程是，氦氣冷卻劑流過燃料體之間，變成了高溫氣體；高溫氣體通過蒸汽發生器產生蒸汽，蒸汽帶動汽輪發電機發電。 高溫氣冷堆有特殊的優點：由於氦氣是惰性氣體，因而它不能被活化，在高溫下也不腐蝕設備和管道；由於石墨的熱容量大，所以發生事故時不會引起溫度的迅速增加；由於用混凝土做成壓力殼，這樣，反應堆沒有突然破裂的危險，大大增加了安全性；由於熱效率達到40%以上，這樣高的熱效率減少了熱污染。 高溫氣冷堆有可能為鋼鐵、燃料、化工等工業部門提供高溫熱能，實現氫還原煉鐵、石油和天然氣裂解、煤的氣化等新工藝，開辟綜合利用核能的新途徑。但是高溫氣冷堆技術較復雜。

④ 測量放線的施工方法

在大量開挖的時候，軸線一般都在樁的位置，就算樁偏也不會有太大的影響。大梁全部跟樁跑，樁兩邊各挖去一扒（挖機的大爪），空下集水坑，別的東西到墊層再做

⑤ 基礎放線的步驟

步驟：

1.建築物定位

房屋建築工程開工後的第一次放線，建築物定位參加的人員是：城市規劃部門（下屬的測量隊）及施工單位的測量人員（專業的），根據建築規劃定點陣圖進行定位，最後在施工現場形成（至少）4個定位樁。放線工具為「全站儀」或「比較高級的經緯儀」。

2.基礎施工放線

建築物定位樁設定後，由施工單位的專業測量人員、施工現場負責人及監理共同對基礎工程進行放線及測量復核（監理人員主要是旁站監督、驗證），最後放出所有建築物軸線的定位樁（根據建築物大小也可軸線間隔放線），所有軸線定位樁是根據規劃部門的定位樁（至少4個）及建築物底層施工平面圖進行放線的。放線工具為「經緯儀」。

基礎定位放線完成後，由施工現場的測量員及施工員依據定位的軸線放出基礎的邊線，進行基礎開挖。放線工具：經緯儀、龍門板、線繩、線墜子、鋼捲尺等。小工程可能沒有測量員，就是施工員放線。

3.主體施工放線

基礎工程施工出正負零後，緊接著就是主體一層、二層...直至主體封頂的施工及放線工作，放線工具：經緯儀、線墜子、線繩、墨斗、鋼捲尺等。根據軸線定位樁及外引的軸線基準線進行施工放線。用經緯儀將軸線打到建築物上，在建築物的施工層面上彈出軸線，再根據軸線放出柱子、牆體等邊線等，每層如此，直至主體封頂。

(5)核電站測量放線方法擴展閱讀：

五步放線施工法的四大核心

1、細心研讀圖紙；

2、認真勘察現場；

3、放線修正誤差；

4、放線定位，確定尺度，確定收頭方案。

參考資料：網路-放線

⑥ 什麼是核電站

核電站是怎樣發電的呢？簡而言之，它是以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發生特殊形式的「燃燒」產生熱量，來加熱水使之變成蒸汽。蒸汽通過管路進入汽輪機，推動汽輪發電機發電。一般說來，核電站的汽輪發電機及電器設備與普通火電站大同小異，其奧妙主要在於核反應堆。
核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。
主泵 如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然後流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。
穩壓器 又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器 它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
安全殼 用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。
汽輪機 核電站用的汽輪發電機在構造上與常規火電站用的大同小異，所不同的是由於蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電站的大。
危急冷卻系統 為了應付核電站一迴路主管道破裂的極端失水事故的發生，近代核電站都設有危急冷卻系統。它是由注射系統和安全殼噴淋系統組成。一旦接到極端失水事故的信號後，安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水，噴淋系統向安全殼噴水和化學葯劑。便可緩解事故後果，限制事故蔓延。
註：
核裂變是一個原子核分裂成幾個原子核的變化。只有一些質量非常大的原子核像鈾(yóu)、釷(tǔ)等才能發生核裂變。這些原子的原子核在吸收一個中子以後會分裂成兩個或更多個質量較小的原子核，同時放出二個到三個中子和很大的能量，又能使別的原子核接著發生核裂變……，使過程持續進行下去，這種過程稱作鏈式反應。原子核在發生核裂變時，釋放出巨大的能量稱為原子核能，俗稱原子能。1克鈾-235完全發生核裂變後放出的能量相當於燃燒2.5噸煤所產生的能量。

⑦ 核電站是利用什麼的力量把電流傳送到個自的家中。

核電站仍然是用常見的配電輸電系統把電流傳送到各自的家中。

核電站與水電站、火力電站、風力電站等發電站一樣，都是產生電能源的系統。所產生的的電能再通過配電輸電網路輸送到用戶。
所以說，核電站就是一種發電站，輸送電路與其它形式的發電站一樣，通俗點說就是可以共用線路。

⑧ 核輻射防護知識

個人輻射防護知識 1.公眾如何應對核與輻射突發事件？ 一旦出現核與輻射突發事件，公眾必須做的第一件事是盡可能獲取可信的關於突發事件的信息，了解政府部門的決定、通知。應通過各種手段保持與地方政府的信息溝通，切記不可輕信謠言或小道信息。第二件事是，迅速採取必要的保護自己的防護措施。例如可以選用就近的建築物進行隱蔽，應關閉門窗、關閉通風設備。根據地方政府的安排實施有組織、有序的撤離。當判斷有放射性散布事件發生時，切記不能迎著風也不能順著風跑，應盡量往風向的側面躲，並迅速進入建築物內隱蔽。採取呼吸防護，包括用濕毛巾、布塊等捂住口鼻，過濾放射性粒子。若懷疑身體表面有放射性污染，採用洗澡和更換衣服來減少放射性污染。防止食入污染的食品或水。 出現核與輻射突發事件，公眾要特別注意保持心態平穩，千萬不要惶恐不安。 2.核與輻射突發事件早期的防護措施是什麼？ 早期是指發生核與輻射突發事件後的1～2天內，對人員可以採用的防護措施有：隱蔽、呼吸道防護、服用穩定性碘、撤離、控制進出口通路等。其中呼吸道防護是用干或濕毛巾捂住鼻子的行動，可防止或減少吸入放射性核素。服用穩定性碘能防止或減少煙羽中放射性碘進入體內後在甲狀腺內沉積。 3. 核與輻射突發事件中期的防護措施是什麼？ 在事件中期階段，已有相當大量的放射性物質沉積於地面。此時，對個人而言除了可考慮中止呼吸道防護外，其他的早期防護措施可繼續採取。為避免長時間停留而受到過高的累積劑量，主管部門可採取有控制和有計劃地將人群由污染區向外搬遷。還應該考慮限制當地生產或貯存的食品和飲用水的銷售和消費。根據這個時期對人員照射途徑的特點，可採取的防護措施還有：在畜牧業中使用儲存飼料、對人員體表去污、對傷病員救治等。 4. 核與輻射突發事件睌期的防護措施是什麼？ 在事故晚期（恢復期）面臨的問題是：是否和何時可以恢復社會正常生活？或者是否需要進一步採取防護措施？在事件晚期，主要照射途徑為污染食品的食入和再懸浮物質的吸入引起的內照射。因此，可採取的防護措施包括控制進出口通路、避遷、控制食品和水，使用儲存飼料和地區去污等。 5.什麼情況下採取隱蔽措施，公眾應注意什麼？ 有較大量放射性物質向大氣釋放的突發事件的早期和中期，隱蔽就是主要防護措施之一。大多數建築物可使建築物內的人員吸入劑量約降低一半。 隱蔽一段時間及煙羽通過後，隱蔽體內空氣中的放射性核素濃度會上升，此時進行通風是必要的，以便將空氣中放射性濃度降低到相當於室外較清潔的水平。因而對持久的釋放而言，隱蔽的防護效果較差。隱蔽時間一般認為不應超過2天。 6. 什麼情況下需要採取個人防護措施，公眾應注意什麼？ 當空氣被放射性物質污染時就需要採取一些個人防護措施。用手帕、毛巾、布料等捂住口鼻可使吸入放射性物質所致劑量減少約90%。體表的防護可用各種日常服裝，包括帽子、頭巾、雨衣、手套和靴子等。 對已受到或可疑受到體表放射性污染的人員進行去污，方法簡單，只要告訴有關人員用水淋浴，並將受污染的衣服、鞋、帽等脫下存放起來，直到以後有時間再進行監測或處理。要防止將放射性污染擴散到未受到污染的地區。 7.什麼情況下服用穩定性碘？ 核與輻射突發事件發生後，人有可能攝入放射性碘，並集中在甲狀腺內，使這個器官受到較大劑量的照射。此時服用穩定性碘就可減少甲狀腺吸收放射性的碘。如果在吸入放射性碘的同時服用穩定性碘，就能阻斷90%放射性碘在甲狀腺內的沉積。在吸入放射性碘數小時內服用穩定性碘，仍可使甲狀腺吸收放射性碘的量降低一半左右。對成年人推薦的服用量為100毫克碘，對孕婦和3～12歲的兒童，服用量為50毫克，3歲以下兒童服用量為25毫克。 8. 服用穩定性碘應注意什麼？ 對出生後一個月內的新生兒，穩定性碘服用量應保持在有效的最低水平。對有些人，例如甲狀腺有結節者、突眼性甲狀腺腫已經治癒者、曾接受過放射性碘治療者、甲狀腺慢性炎症性疾病患者、甲狀腺單側切除者、有亞臨床性甲狀腺功能低下者、對碘過敏者、某些皮膚病（痤瘡、濕疹、牛皮癬）患者等，應慎用或不用穩定性碘。 9. 碘片（KI）能防輻射嗎？它是如何防輻射的？ 生理學上，人體碘的主要來源是甲狀腺的吸收，甲狀腺靠碘來產生甲狀腺激素。KI是穩定性碘，它可以使甲狀腺內的碘飽和從而阻止放射性碘的攝入。 切爾諾貝利的經驗表明，放射性碘是切爾諾貝利事故影響的主要因素，它導致超過5000個兒童甲狀腺癌病例的發生，受照人群的年齡均在0～18歲之間。因此，KI分配的首要對象是幼兒和懷孕婦女。 碘片不能保護來自於體外的放射性和被身體吸收的除碘以外的放射性物質。這就是為什麼碘甲狀腺阻斷在多數場合將與其它防護措施（如隱蔽待於室內、關閉門窗等）綜合使用。 為了充分發揮穩定碘對碘甲狀腺阻斷效果的作用，需要在受照前或者受照後盡快服用穩定碘片。即使在事故後幾小時，通過服用仍然可以阻止甲狀腺對50%碘的吸收。為了防止吸入放射性碘同位素，通常一片劑量的穩定碘就足夠了，它可以起到24小時持續保護作用，在含放射性碘同位素的煙雲來襲時對甲狀腺起到充分的保護作用。 10.吃碘鹽能不能預防放射性碘攝入？ 碘鹽中碘的存在形式是碘酸鉀，在人體胃腸道和血液中轉換成碘離子被甲狀腺吸收利用，我國規定碘鹽的碘含量為30毫克/千克。按人均每天食用10克碘鹽計算，可獲得0.3毫克碘。而碘片碘的存在形式是碘化鉀（KI）,碘含量為每片100毫克。按照每千克碘鹽含30毫克碘計算，成人需要一次攝入碘鹽約3千克，才能達到預防的效果，遠遠超出人類能夠承受的鹽的攝入極限。因此，通過食用碘鹽預防放射性碘的攝入是無法實現的。 11. 什麼情況下應控制食物與飲水？ 當食品和飲水中的放射性核素的濃度超過國家標准規定的水平時應禁止或限制食用或飲用這些受污染的食物和飲水。國家標准將食品分為兩類，一類是一般消費食品，一類是牛奶、嬰兒食品和飲水；對不同核素分別規定了需採取干預行動的濃度水平。 12. 公眾在突發事件中及事件後應如何控制情緒和保持良好的心態？ 涉及核與輻射的突發事件易引起人們的恐懼心理。對此首先要貫徹預防的原則。對於受到心理打擊的受害者，可以採取一些對內心有安撫作用的方法來解除精神緊張。有的受災者可能會出現某些不良行為，也有的表現為抑制、退縮、被動和消極的特徵，可能還有一些人出現失態的表現。這些情況要求心理學家必須根據病人的具體情況，採取有針對性的心理治療方法。患者的家屬和相關的人員應及時為有這些表現的人員安排心理治療。

⑨ 高低壓線路怎麼核相，謝謝！

高壓，低壓核相都一樣，主要是測量兩段電源A-A,B-B,C-C相的電壓，如果測量A-A的電壓為零就什麼他們是同相，如果是線電壓或很高即不是同相，B-B,C-C測量方法同A-A一樣

⑩ 什麼是核電站有什麼作用

. 什麼是核電站

核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發電或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。目前世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。但用的最廣泛的是壓水反應堆。壓水反應堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。

2. 核電站工作原理

核電廠用的燃料是鈾。用鈾製成的核燃料在「反應堆」的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。

3. 壓水堆核電站

以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一迴路系統，以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。

4. 沸水堆核電站

以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。
沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。

5. 重水堆核電站

以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。
重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。

6. 快堆核電站

由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。

目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈈-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成鈈-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。

7. 世界上目前建造核電站情況

核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發展。到1999年中期，世界上共有436座發電用核反應堆在運行，總裝機容量為350676兆瓦。正在建造的發電反應堆有30座，總裝機容量為21642兆瓦。

目前世界上有33個國家和地區有核電廠發電，核發電量佔世界總發電量的17％，其中有十幾個國國家和地區核電發電量超過各種的總發電量的四分之一，有的國家超過70％。據資料估計，到2005年核電廠裝機容量將達到388567兆瓦。

8. 核電站在設計上所採取的安全措施

為了確保壓水反應堆核電廠的安全，從設計上採取了所能想到的最嚴密的縱深防禦措施。

四重屏障：
為防止放射性物質外逸設置了四道屏障：
1.裂變產生的放射性物質90％滯留於燃料芯塊中；
2.密封的燃料包殼；
3.堅固的壓力容器和密閉的迴路系統；
4.能承受內壓的安全殼。

多重保護：
在出現可能危及設備和人身的情況時，
1.進行正常停堆；
2.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；
3.如任何原因 控制棒未能插入，高濃度硼酸水自動噴入堆內，實現自動緊急停堆。

9. 核電廠在管理方面採取的安全措施

核電廠有著嚴密的質量保證體系，對選址、設計、建造、調試和運行等各個階段的每一項具體活動都有單項的質量保證大綱。

另外，還實行內部和外部監查制度，監督檢查質量保證大綱的實施情況和是否起到應有的作用。另外對參加核電廠工作的人員的選擇、培訓、考核和任命有著嚴格的規定。領取操縱員執照，然後才能上崗，還要進行定期考核，不合格者將被取消上崗資格。

10. 核電廠發生自然災害時，它能安全停閉

在核電廠設計中，始終把安全放在第一位，在設計上考慮了當地可能出現的最嚴重的地震、海嘯、熱帶風暴、洪水等自然災害,即使發生了最嚴重的自然災害,反應堆也能安全停閉，不會對當地居民和自然環境造成危害。

在核電廠設計中甚至還考慮了廠區附近的堤壩坍塌、飛機附毀、交通事故和化工廠事故之類的事件，例如一架噴氣式飛機在廠區上空墜 毀，而且碰巧落到反應堆建築物上，設計要求這時反應堆還是安全的。

11. 核電站的縱深防禦措施

核電站的設計、建造和運行，採用了縱深防禦的原則，從設備上和措施上提供多層次的重疊保護，確保放射性物質能有效地包容起來不發生泄漏。縱深防禦包括以下五道防線：

第一道防線：精心設計，精心施工，確保核電站的設備精良。有嚴格的質量保證系統，建立周密的程序，嚴格的制度和必要的監督，加強對核電站工作人員的教育和培訓，使人人關心安全，人人注意安全，防止發生故障。
第二道防線：加強運行管理和監督，及時正確處理不正常情況，排除故障。
第三道防線：設計提供的多層次的安全系統和保護系統，防止設備故障和人為差錯釀成事故。
第四道防線：啟用核電站安全系統，加強事故中的電站管理，防止事故擴大。
第五道防線：廠內外應急響應計劃，努力減輕事故對居民的影響。 有了以上互相依賴相互支持的各道防線，核電站是非常安全的。

12．核電站廢物嚴格遵照國家標准，對人民生活不會產生有害影響

核電廠的三廢治理設施與主體工程同時設計，同時施工，同時投產，其原則是盡量回收，把排放量減至最小，核電廠的固體廢物完全不向環境排放，放射性液體廢物轉化為固體也不排放；像工作人員淋浴水、洗滌水之類的低放射性廢水經過處理、檢測合格後排放；氣體廢物經過滯留衰變和吸附，過濾後向高空排放。

核電廠廢物排放嚴格遵照國家標准，而實際排放的放射性物質的量遠低於標准規定的允許值。所以，核電廠不會對給人生活和工農業生產帶來有害的影響。