hyc.bjufida.com 在文章中给各位erp系统使用者介绍的是核电项目管理软件有哪些和核电项目核准管理暂行办法的内容，相关问答解读应该能够对您有帮助，如果未能解答您的疑问，可添加客服微信。
微信号：18679110658通常，总部信息部门负责公司整体信息化业务的规划、实施和应用，为各个项目的信息化业务提供保障，是企业信息化建设的核心组织。总部信息部门主要负责信息化业务战略规划的制订与实施；负责各个项目通信网络的基础设施建设，实施部署项目管理信息系统；负责制定项目信息数据传输规则等。
现场信息管理部门，负责项目信息化业务的组织与实施，是信息化业务在项目现场 的执行者。在项目建设阶段，总部信息部门需根据各项目进展情况派遣相关人员进入项目现场。通常，项目信息组的岗位设置如下：
（1）现场信息管理部门负责人：负责项目信息化业务的组织与实施，负责与总部
进行资源协调及信息反馈。
（2）软件工程师：负责项目软件业务的实施。
（3）网络硬件工程师：负责项目网络等基础设施业务的实施。
（4）终端维护工程师：负责计算机等IT设备及常用软件的现场维护。
下面是中达咨询给大家带来关于核电工程的项目风险管理的相关内容，以供参考。
0引言
核电项目周期长,前期投资巨大,面临的风险多种多样,这些因素对核电工程项目的整体经济性和竞争能力有很大的影响。对核电项目进行完善的、全方位的风险管理,可以对它面临的各种风险,实施有效的预防和控制,可以采取主动,扩大风险事件的有利方面,妥善处理各种风险源所造成的不利后果,使整个核电工程项目以最小的成本获得最大的回报。
在我国已有的几个核电工程以及现有的核电项目管理著述中,都没有涉及核电工程的项目风险管理问题。而对核电工程进行切实有效的项目风险管理,却具有相当的经济价值和非常重要的现实意义。
1风险的概念、性质
1.1风险的概念
在项目管理中,风险(Risk)是指在特定的客观条件下,在特定期限内某一结果发生的可能的差异程度。实际结果与预期结果的变动程度越大,则风险越大;反之,越小。从统计方面来看,风险的大小由导致损失发生的概率的数学期望值与标准差决定。
项目的风险是风险源发生的概率和损失的函数:
R=F(P,C)
上式中,R代表风险,P代表风险事件(源)发生的概率,C代表风险事件(源)所造成的项目损失,包括直接损失和间接损失。
1.2风险的性质
风险与不确定性不同,不确定性是指在客观情况下,对风险的主观估计。有人将不确定性定义为主观风险,而将风险定义为客观风险。不确定性程度的高低,则随着个人对风险的了解能力而定。对于不确定性,难以用客观的尺度衡量,而风险则可以使用客观的尺度进行衡量。
风险具有以下特性:
(1)客观性不以人的意志为转移而存在,人们不能改变和消灭它。
(2)普遍性广泛存在于自然界和人类社会,无时无处不在。
(3)偶然性风险事故的发生是一种偶然现象,是否发生,何时发生以及后果如何都是不确定的。
(4)必然性可以通过大量的观察结果揭示风险的潜在的必然性。
(5)可变性风险常因为下列因素而改变其内在的性质:
a.新技术的发明核能之所以能够进行和平应用就在于其采用了新技术,从而降低了风险;
b.经济结构的发展和转变经济结构的转型增加了金融风险和失业风险,经济的繁荣与萧条可以使风险的性质发生变化;
c.政治和社会结构的变化政治制度对风险的性质也有一定的影响。
2核电项目综合风险管理模型
项目风险管理是指项目管理部门(或专门的项目风险管理部)通过风险识别、风险量化和风险控制,适当地采用多种管理方法、技术和工具,对项目所涉及的各种风险实施有效的控制和管理,采取主动行动,尽量使风险事件的有利后果(带来的机会)最大,而使风险事件所带来的不利后果(威胁)降到最低,以最少的成本保证项目安全、可靠地实施,从而实现项目的总体目标。
由于核电工程项目与其他的工程项目有很大的不同,面临的风险也不尽相同,因此针对其自身特点,可以对一般的风险管理模式进行相应的改进。在该模型中,将项目风险管理分成了5个阶段:风险识别、风险估计、风险评价、风险规划和风险控制,并且在项目的实施过程中,这个过程是可以进行动态调整和反复的,以期达到对风险的实时监控和管理。
2.1风险识别
项目风险识别包含:确定可能会影响项目的风险,并记录每个风险事件的特征。对于核电项目,需要识别影响项目的经济风险、安全风险、技术风险等。
进行项目风险识别,需要足够的信息。可以在历史信息、专家经验、内部数据库和业界风险事件数据库、行业标准和规范等信息基础上,采用核对表(Checklist)、流程图(Flowchart)工作分解结构(WorkBreakStructure)、敏感性分析(SensitivityAnalysis)、事件树(EventTree)、故障树(FaultTree)等方法,确定核电项目可能会遇到的风险事件。风险识别的结果是确定核电项目的风险源(以及风险源的风险概率、概率分布)以及潜在的风险事件。结合国内外核电建设的情况,我国核电项目在实施过程中所面临的风险(风险事件)可以分成以下8个类别。
2.2风险估计
项目风险估计包括对项目风险和风险的相互作用的估计,以用来对可能的项目结果的范围进行估计。它主要与确定哪些风险事件需要响应有关。其中需要对各种风险源以及风险事件进行定性的或定量的分析。对核电项目进行风险估计比较复杂,需要考虑的因素很多,如:
机会和威胁可能会以未预期的方式相互影响(如,计划延迟可能会强迫考虑新的策略,以缩短项目的总工期)。
一个单一的风险事件可以引起多种效果,如关键构件(压力壳、蒸汽发生器、核燃料等)交付延迟或质量不合格可以引起费用超支、计划延迟、罚款等后果。
对某个股东的机会(降低成本)对另一个股东而言可能是威胁(利润减少)。
使用的数学方法可能会产生对精确性和可靠性的错误认识。
进行风险估计的基础是:股东的承受力、风险源、风险事件、成本估计、项目实施计划等。对项目进行估计,可以采取模糊评判的方法,确定各种风险的重要性和优先级。这需要有一定数量的专家,并且要求具有一定的相似项目的经验。同时,需要进行细致全面的调查,收集丰富的历史资料。对风险估计的方法有:主观概率和客观概率两种方法。客观概率方法是指根据收集的有关核电项目的历史数据,进行概率分析,确定风险的概率分布。但这需要有足够的样本,需要收集足够丰富的数据,在当前环境下,我国的核电项目数量比较少,并且有的数据不能得到,需要开展多方的合作,获得足够的信息资料。
另一种方法是利用理论概率分布,在小样本或根本没有可以利用的历史数据的情况下,利用理论概率分布来估计事件发生的概率或概率分布。主观概率是指在一定的条件下,对未来风险事件发生概率大小的一种主观相信程度的度量,主观概率无法使用试验或统计的方法来验证其正确性。它大小常常是通过人们长期积累的经验、对项目活动及其风险事件的了解而估计的。而对于核电厂建设而言,国内有关方面的数据和资料很少,则需要根据民用建筑的经验和核电工程的特点、复杂程度以及其他主客观条件,对核电工程的竣工概率进行量化估计。
另外,也可以采用模拟的方法进行风险估计。在项目管理中,最常见的模拟形式是使用项目网络作为项目模型的计划模拟。大多数计划项目都是采用蒙特卡洛模拟方法。
2.3风险评价
项目风险估计是对项目各阶段的单个风险进行估计和量化,但并没有考虑各风险的综合效果,也没有考虑这些风险是否可以为项目主体所接受。风险评价是对项目所有阶段的主体风险、各个风险之间的相互影响、相互作用以及对项目的总体影响、项目主体的承受能力进行研究。
首先需要确定要实施的核电项目的风险评价基准。然后对项目的整体风险水平进行评价。对核电项目进行风险评价时,也有定性和定量两种方法。采用的定性方法有:主观评分法、层次分析法等。定量分析可以采用等风险图法、决策树方法、网络模型等方法。
其中,为了更准确地对项目的风险进行评价,应该综合多种方法,然后再根据各种风险评价方法的结果,对项目可能面临的各种风险进行综合的评价。如可以采用加权、模糊评判等方法。
2.4风险规划
风险规划就是制定风险规避策略以及具体实施措施和手段的过程。包括确定用于增加机会的步骤以及对威胁的反应。这一阶段必须考虑两个问题:第一,风险管理策略本身是否准确、可行?第二,实施管理策略的措施和手段是否符合项目的总目标?对于确定的项目可能面临的各种风险,可以根据其特点采取不同的风险响应策略:缓解、预防、转移、回避、接受和后备措施。其中,可以对重要的阶段和工程构件(如蒸汽发生器)的制造、运输采取投保的方法进行风险转移。
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很不错的,待遇也很好...我有个朋友在那里面上班.
湖南省火电建设公司创建于1952年，是国家电力工程施工总承包一级企业。能承担火力发电厂、风力电厂、核电厂常规岛的设备安装、调试和维修，工业民用建筑，水工金属结构、钢结构制作与安装，非标件制作和安装，大型设备的运输，施工起重机械的安装和租赁，各类工业管道安装等工程。公司曾先后在吉林、河南、湖南、江西、广东、上海、广西、江苏等地安装国产和进口机组110台，总装机容量7820MW，安装锅炉143台，锅炉总蒸发量36000吨/小时。
公司有着健全的安全、质量管理体系和完善的经营管理机制，于1996年获得ISO9002标准质量体系认证，2002年11月通过ISO9001标准质量体系、ISO14001环境管理体系及OHSAS18000职业安全健康管理体系“三合一”认证审核。1998年12月获得美国机械工程师学会授权在动力锅炉的现场安装与压力管道的现场制造和安装工程中使用ASME认证标志钢印。公司制定了一整套严格的项目管理标准和《火力发电机组安装精品工程暂行标准》。P3E项目管理软件的应用和公司自行开发的“火电建设项目管理系列软件 — CMIS”居国内电力施工企业的前列，现场施工信息化管理跃居全国施工企业领先水平。
公司现有职工2411人，拥有专业齐全的管理人才，其中一级项目经理27人，高级职称人员58人，中级职称人员347人。公司资产总额超过5亿元，拥有450t、250t、200t、150t、100t级各类大型吊机16台，拥有400t、240t和D26、 29型等多台特大型公路、铁路运输车辆，是国内仅有的几家具有铁路特大件运输甲级总承包资质的电建单位之一。自二十世纪九十年代以来，已完成了广东湛江电厂一、二期工程，石门电厂一期工程，湘潭电厂一期工程，益阳电厂一期工程，鲤鱼江电厂工程，株洲电厂二期技改工程，耒阳电厂二期工程等16台300MW火力发电机组安装工程。其中八台实现“基建达标”投产。石门电厂一期工程、湘潭电厂工程被评为原国家电力公司优质工程。湘潭电厂、鲤鱼江电厂工程创造了全国同类型机组安装的最快记录。2004年元月14日，公司承建的湖南益阳电厂一期工程被国家工程建设质量奖审定委员会评定为“2003年度国家优质工程银质奖”。公司还先后获得“五一”劳动奖状，“全国优秀施工企业”，“全国重合同、守信誉企业”等荣誉称号。
2003年湖南火电建设公司取得了一年六投，总容量1560MW（其中投产300MW机组五台）的良好业绩。目前，电力建设迎来了新一轮的发展高潮，公司主业锁定的目标是继续装好300MW机组，紧抓600MW机组，瞄准900MW机组，公司将抓住机遇，迎接挑战，与时俱进，以推动企业健康、持续、快速地发展。
本文对核电工程中的风险以及风险管理进行了探讨和研究，并针对核电工程的特点，对风险的概念和分类进行了探讨，对风险管理的过程进行了改进，提出了项目综合风险管理模型。在模型中，增加了风险管理的动态反馈、控制功能，并研究了各个阶段中的分析策略和方法。最后，提出了核电工程的风险管理的组织形式。 1、引言 风险管理是一门新兴的边缘学科，属于价值工程（VE）范畴，是大型建设项目和投资项目的一个重要的内容。20世纪30年代，风险管理开始在美国出现，到50年代逐渐发展为一门学科。在美国保险管理学会(ASIM–TheAmericanSocietyofInsuranceManagement)的推动下，风险管理教育开始在美国风行。风险管理逐渐成为项目管理的一个重要内容。在20世纪70-80年代，风险管理得到了迅速的发展，美英日法德等国家纷纷建立了全国性和地区性的风险管理协会。1986年，欧洲11个国家召开了欧洲风险研究会，风险管理逐渐成为全世界关注的问题。 中国对风险管理的研究开始于20世纪80年代中后期，并开始逐渐应用到工程项目中。但是，由于对项目管理和风险管理的认识还不够，因此风险管理还不完善，风险管理的基础比较薄弱，存在诸多的缺陷和不足。 项目风险管理是指项目管理团队通过风险识别、风险量化和风险控制，采用多种管理方法、技术和工具，对项目所涉及的各种风险实施有效的控制和管理，采取主动行动，尽量使风险事件的有利后果(带来的机会)最大，而使风险事件所带来的不利后果(威胁)降到最低，以最少的成本保证项目安全、可靠地实施，从而实现项目的总体目标。 2、核电工程实施项目风险管理的意义 核电工程具有项目周期长(建设周期一般在5年左右)、投资巨大(一般在1500－2000美元/KWh装机容量)等特点，在项目的实施过程中，面临着各种风险：经济风险、技术风险、管理风险、人员风险、安全风险、社会政治风险、自然环境风险、设备材料风险。而这些风险对核电工程的实施具有不可忽视的重要影响。有的风险可能会引起工程的延期，而有的风险则可能会使得工程的负债太大，引起资金周转困难，从而导致项目不能达到预期的目标，从而影响核电工程的整体经济性。 对核电工程实施完善的、多方位的风险管理,可以对核电项目面临的各种风险，实施有效的预防和控制，采取主动，扩大风险事件的有利方面，妥善地处理风险所造成的不利后果，将风险损失减到最小，从根本上提高核电项目抵抗风险的能力，以最小的成本获得最大的风险管理效益，从而有助于提高核电项目的经营效益，保障核电工程项目的经济目标的实现。 另外，对核电工程项目实施风险管理，可以为核电工程项目营造安全稳定的建设、运营环境，并且通过对影响核电项目经济性的风险进行分析，提高同类核电项目抵抗经济风险的能力，增强核电的整体经济性。同时，对核电工程实施有效的项目风险管理，可以促进核电项目决策的科学化和合理化，降低决策的风险性和不确定性，从而提高核电工程项目的经济决策和技术决策的水平，从而为核电在中国的推广和发展营造良好的内部和外部环境。 3、核电项目综合风险管理模型 由于核电工程项目与其他的工程项目相比，周期长，投资巨大，面临的风险也是多种多样，并且由于工程的周期长，对工程可能遇到的各种潜在的风险进行估计和衡量有诸多困难。针对这些特点，需要对核电工程实施中可能遇到的以及实际遇到的风险进行动态的分析和评价，这样就需要对一般的风险管理模式进行改进。 4、项目风险管理的方法探讨与研究 （1）风险识别 项目风险识别需要确定可能会影响整个核电工程的风险事件，并对每个风险的特征进行分析。对于目前的核电工程项目，需要重点识别影响整个工程的经济风险、安全风险和技术风险等。 要识别核电工程的风险源和风险事件，需要具有足够的信息。这里，可以建立核电工程风险事件数据库，或核电工程风险数据库。在当前，国内的核电工程数量比较少，经验和数据不是很充足，在这种情况下，可以借鉴国外的核电工程项目的经验和数据，核电相关领域的专家的经验，以及业界风险事件数据库，行业标准和规范等信息基础上，采用核对表、流程图、WBS(WorkBreakdownStructure，工作分解结构)、敏感性分析、事件树、故障树等方法，确定核电项目可能会遇到的风险事件。 针对核电工程，风险源的确定可以采取事件树和国际原子能机构(IAEA)概算编号相结合的方法，建立一种特殊的分解结构。按照概算编号逐级分解的方法，逐项确定风险源。对于底层的风险源，可以按照经济风险、技术风险、管理风险、人员风险、安全风险、社会政治风险、自然环境风险、设备材料风险几种类别，确定在某个系统中存在哪些潜在的风险。 结合国际上以及国内核电建设的情况，以及其他建设工程的研究成果，我国核电项目在实施过程中所面临的风险(风险事件)可以分成以下几个类别： （2）风险分析 风险分析包括风险估计和风险评价两部分。 风险估计是指对核电工程的风险事件的发生概率进行估计，以对可能的核电工程的结果的范围进行估计。对各种风险源以及风险事件进行分析可以采取定性分析与定量分析相结合的方法。并且，应当尽可能地采取定量的方法和工具。 对于风险事件的概率计算，可以采取专家模糊评判和概率分布计算相结合的方法。如果没有办法找到概率分布或相关数据比较少，可以采取由一定数量的专家进行主观打分，然后根据专家的历史情况确定加权，计算该风险事件的概率。对于核电工程中那些可以获得统计概率分布的风险事件，可以采取动态模拟或直接计算的方法，计算风险事件的概率。 另外，也可以采用趋势分析法和灰色预测法，对各风险事件进行估测。 风险评价是对项目所有阶段的风险、各个风险之间的相互影响、相互作用以及对项目的总体影响、项目主体的承受能力进行研究。 对于核电工程的计划，需要对整个工程的网络计划进行风险分析。对于关键的里程碑事件，需要进行多方面的综合分析，特别是对风险事件的交叉影响进行全面分析。这里，可以采取风险相关因子、传递系数或者贝叶斯概率方法。在笔者的研究中，决定采用系统动力学的方法对风险事件的影响进行模拟分析，计算风险事件的相关因子。 对风险进行评价，首先需要确定要实施的核电项目的风险评价基准。然后对项目的整体风险水平进行评价。对核电项目进行风险评价时，也有定性和定量两种方法。采用的定性方法有：主观评分法、层次分析法等。定量分析可以采用风险图法、决策树方法、网络模型等方法。 其中，为了更准确地对项目的风险进行评价，应该综合多种方法，然后再根据各种风险评价方法的结果，对项目可能面临的各种风险进行综合的评价。 （3）风险规划 风险规划就是制定核电工程的风险规避策略以及具体实施措施和方法的过程。 由于核电工程的投资额巨大、生命周期长，面临的风险多种多样，对整个工程的影响也不尽相同，这就需要制定详细、周密的核电工程的风险响应计划。由于核电工程的周期长，涉及的承包商众多，需要进行周密细致的协调和谈判，确定合适的风险处理措施。 对于已经估计到的可能的风险事件，可以根据其特点采取不同的风险对策：风险缓解、风险转移、风险避免、风险接受。其中，可以对重要的阶段和工程构件(如蒸汽发生器、氦风机)的制造、运输采取投保的方法进行风险转移。同时，对于事先未估计到的风险，必须预留空间，确定应对原则，制定应急计划。 风险规划需要制定整个核电工程的风险管理计划、应急计划、储备、合同、保险等。 （4）风险控制 风险控制是指在核电工程的实施过程中，建立风险控制体系和风险管理机构，按照制定的项目风险管理计划，对项目实施进行风险监控，对实施过程中的风险事件做出响应。当出现新的风险事件或与原来的估计有差别时，动态地进行风险识别、风险分析和风险规划过程。即使最全面、最充分的风险分析也不能正确地识别出所有的风险和可能事件，仍需要进行控制和重复该过程。 在核电工程实施过程中，当风险事件发生后，需要对风险损失进行财务补偿，对人员和物资进行调整、补充，同时对风险事件进行总结，为以后的风险管理工作积累信息。
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核电行业现状
核电机组运行数量居世界第三
进入2021年，随着我国经济的快速发展和社会生产力的显著增强，我国能源领域发生了翻天覆地的变化。有序稳妥推进核电建设仍然是我国的基本战略，安全高效发展核电是全面进入清洁能源时代的必然选择。中国将在确保安全的前提下，继续发展核电。而核电审批的提速使行业迎来复苏，未来核电建设将加快，市场前景广阔。
目前世界上已有30多个国家或地区建有核电站。根据国际原子能机构(IAEA)统计，截至2022年6月底，全球在运机组440台，总装机容量约3.94亿千瓦。装机规模居前3位的分别是美国、法国、中国。
核电占全国发电量比重不足6%，仍有较大发展空间
根据IAEA发布的2021年核能发电占比数据显示，世界各国电力结构中，核电占比超过10%的有22个国家，超过25%的有13个国家，超过50%的有4个国家。中国核电发电量占比不足6%，处于第9位，仍有较大提升空间。
在建核电机组规模继续保持世界领先
根据国际原子能机构(IAEA)统计，截至2022年6月底，全球在建核电机组共53 台，总装机容量约5437.7万千瓦。在建机组规模居前3位的分别是中国、印度、俄罗斯。
核电出海带动作用显著
中核集团协同国内17家高校、科研机构，联合58家国有企业与140余家民营企业，共同突破了包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件等核心设备在内的411台设备的国产化，共获得700余件专利和120余项软件著作权，覆盖了设计技术、专用设计软件、燃料技术、运行维护技术等领域，满足核电“走出去”要求。目前，华龙一号机型已进入批量化建设阶段，国内外均有项目在建，同时还有近20个国家表达了采用该技术的意向
中核集团积极响应“一带一路”倡议，落实国家核电“走出去”战略，推动海外华龙一号项目落地，与巴基斯坦、沙特、阿根廷、巴西等20多个国家和地区形成核电项目合作意向。华龙一号海外示范工程——巴基斯坦卡拉奇核电2号机组已投入商运，3号机组已发电。其中2号机组创造了全球三代核电海外建设的最短工期，荣获能源国际合作最佳实践案例;2022年，华龙一号阿根廷核电项目总包合同签订。
对于中国而言，积极发展核电可有效带动出口，助力经济稳增长。据预测，到2030年，仅“一带一路”沿线国家就将新建上百台核电机组，共计新增核电装机1.15亿千瓦。每出口1台核电机组需要6万余台套设备，有200余家企业参与制造和建设，可创造约15万个就业机会，单台机组投资约300亿元。华龙一号的建设就带动上下游产业链5300多家企业，为我国高端装备制造业带来了巨大的经济效益和转型升级机遇。
核电行业前景：迎来更大发展空间
在碳达峰碳中和的战略目标下，我国经济社会迎来一场广泛而深刻的系统性变革，构建清洁低碳安全高效的能源体系，成为推动能源革命的重要要求，也是我国经济社会转型发展的迫切需要。各级政府也加大了对核能的关注和投入。在广东、福建、海南、江苏、浙江、山东等省份今年的《政府工作报告》中，核电均被列为2022年工作重点，我国核能发展将迎来更大的发展空间。
根据《“十四五”规划和2035远景目标纲要》，至2025年，我国核电运行装机容量达到7000万千瓦。此外，根据中国核能行业协会发布的《中国核能年度发展与展望(2020)》中的预测数据显示，到2025年，我国在运核电装机达到7000万千瓦，在建3000万千瓦;到2035年，在运和在建核电装机容量合计将达到2亿千瓦;核电建设有望按照每年6至8台机组稳步推进。
—— 更多本行业研究分析详见前瞻产业研究院《中国核电行业市场前瞻与投资战略规划分析报告》
浅谈核电站常规岛技术方案
[日期：2004-10-23] 来源： 作者：广东省电力设计研究院 王小宁 [字体：大 中 小]
摘 要 根据国内外有关核电设备制造厂所提供的资料，形成四类可供我国将来核电站选择的常规岛技术方案，并对四类技术方案进行了分析。
核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。
经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。
根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：
方案一——三环路改进型压水堆核电机组；
方案二——ABB-CE的系统80(System 80)型压水堆核电机组；
方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；
方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。
下面就各类技术方案分别进行分析。
1 三环路改进型压水堆核电机组
此方案的一回路为标准的300 MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。
1.1 CGP1000与 CNP1000核电机组
CGP 1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。
CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。
由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。
ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为Chooz B(2台1 450 MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。
1.1.1 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据
a)最大连续电功率：1 051 MW；
b)转速：1 500 r/min；
c)机组效率：36.3%；
d)末级叶片长度：1 450 mm；
e)排汽面积：76.8 m2；
f)背压：5.5 kPa；
g)凝汽器冷却面积：68 633 m2；
h)发电机额定输出功率：1 050 MW；
i)发电机视在输出功率：1 235 MVA；
j)发电机额定功率因数：0.85；
k)发电机额定端电压：26 kV。
1.1.2 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点
a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；
b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；
c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；
d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。
1.2 CPWR1000核电机组
CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。
CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的Vandellos Ⅱ为参考电站(该电站已有50 000 h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。
1.2.1 CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据
a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；
b)转速：1 500 r/min；
c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764 MPa；
d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5 ℃；
e)主蒸汽门前蒸汽流量：5 493.5 t/h；
f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；
g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；
h)给水温度：223.9 ℃；
i)平均冷却水温度：23.0 ℃；
j)末级叶片长度：1 250 mm；
k)排汽压力：5 kPa；
l)净热耗率：9.788 kJ/(Wh)；
m)机组最大保证功率：1 071.09 MW；
n)发电机功率因数：0.9；
o)短路比：0.5；
p)冷却方式：水氢氢；
q)励磁系统：静态励磁系统。
1.2.2 APWR1000汽轮发电机组结构特点
汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1 250 mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。
1.2.3 CPWR1000相对于Vandellos Ⅱ的主要改进
a)核电机组最大保证出力由982 MW改为1 071 MW；
b)主汽门前蒸汽参数由6.44 MPa、280.2 ℃改为6.76 MPa、283.5 ℃；
c)平均冷却水温度由17.8 ℃改为23 ℃；
d)末级叶片长度由1 117.6 mm改为1 250 mm；
e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；
f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；
g)发电机电压拟由21 kV改为24 kV；
h)凝汽器压力由7 kPa改为5 kPa；
i)汽轮机净热耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；
j)加大凝结水精处理装置容量；
k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。
2 ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组
此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。
灵光3、4机组经过2～3 a的运行，设备运行状况良好。
目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。
3 日本三菱公司的四环路压水堆核电机组
此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。
大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model 412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。
3.1 三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据
a)发电机端额定出力：1 036 MW；
b)汽轮机型式：TC6F-44；
c)转速：1 500 r/min；
d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30 MPa(绝对压力)，温度279.6 ℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5 844.129 t/h；
e)给水温度：226.7 ℃；
f)凝汽器压力：5.07 kPa(绝对压力)；
g)低压缸总的排汽面积：71 m2；
h)发电机冷却方式：水氢氢；
i)励磁方式：无刷励磁。
3.2 机组的主要特点
3.2.1 热力系统
热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。
3.2.2 厂房布置
机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。
4 先进型沸水堆(ABWR)核电机组
此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。
柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。
沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。
4.1 ABWR汽轮发电机组主要技术数据
a)额定功率：1 350 MW；
b)汽轮机型式：TC6F-52；
c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；
d)主汽门前主蒸汽压力：6.79 MPa；
e)主汽门前主蒸汽流量：7 640 t/h；
f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；
g)低压缸末级叶片长度：1 320.88 mm；
h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。
4.2 ABWR核电机组的主要特点
4.2.1 热力系统
热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。
ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。
4.2.2 厂房布置
由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7 s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。
5 结束语
以上四类技术方案的核电机组均是目前世界上技术比较先进和成熟的机组，其参考电站均有良好的运行业绩，四类方案都是可以供我国将来核电站选择的常规岛技术方案
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对于核能发电是当今世界各国都在大力发展的一种利用能源的途径，到现在我国已经建成投产的有浙江秦山和广东大亚湾两座核电站。在此我们选编了几篇介绍这方面内容的科普文章，希望同学们能对其有所了解，并从现在就努力，争取以后能为我国的核电发展事业做出大的贡献。
（一）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）。
4. 核能
在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2—3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。
5. 轻核聚变
两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。
氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。
6．铀的特性及其能量的释放
铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.71％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克U-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。
7. 核能如何释放
核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。U-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。
如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。
8. 核聚变能量的释放
与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（Li-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。
（二）核反应堆
1. 核反应堆及其组成
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的 心脏，核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素U-238和U-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。
用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
2. 反应堆的结构形式和分类
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。
3. 研究实验反应堆
是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位 素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。
罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。
重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。
此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。
4. 生产堆
主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水 型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。
5. 动力反应堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
压水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是 目前世界上最为成熟的堆型。
沸水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。
重水堆：
重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。
石墨气冷堆：
以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。
快中子堆：
采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。
（三）核电站
1. 什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。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。
2. 核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“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。
3. 压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。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。
4. 沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。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动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
5. 重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
6. 快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出 来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
7. 世界上目前建造核电站情况
核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。
目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。
8.核能是清洁的能源
目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。
在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。
核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦） ——核电站对周围环境无污染
居民受到的辐射剂量 氧化硫排放量
（吨/年） 烟灰和殊物质
（吨/年） 氧化氮排放量
（吨/年） 采矿面积
（亩/年） 危害健康的相对指数
燃煤发电厂 0.048 46000-127500 3500 26250-30000 1210 SO：32000 NOx：4530 烟灰：1100
压水堆核电站：0.018 0 0 0 30-42 氪氙 1
磷 20
9．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响
核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。
核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。
10．核电站是经济的能源
世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。
11．核能是可持续发展的能源
世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料
关于核电项目管理软件有哪些和核电项目核准管理暂行办法的介绍到此就结束了，不知道你从中找到你需要的信息了吗 ？如果你还想了解更多这方面的信息，可在文章下方评论，或者添加客服微信。
