核电站测量放线方法

① 电力系统

1G411012 工程地质勘察的方法

1G411020 了解施工测量的方法和精度要求

1G411021 施工测量主要方法

1G411022 施工测量精度要求

1G411023 地形图的基本知识

1G412000 工程力学和工程结构的基本知识

1G412010 掌握架、柱和板内力的计算

1G412011 静定梁内力的计算

1G412012 短柱内力的计算

1G412013 简支板内力的计算

1G412020 了解力系的平衡方程和杆件强度的计算

1G412021 力系的平衡方程

1G412022 杆件强度的计算

1G413000 土力学和地基基础

1G413010 掌握天然地基上浅基础和桩基础的类型及其计算方法

1G413011 天然地基上浅基础的类型

1G413012 天然地基上浅基础的计算方法

1G413013 桩基础的类型

1G413020 熟悉常见软土地基的特点及其处理的基本方法

1G413021 常见软土地基的特点

1G413022 常见软土地基处理的基本方法

1G413030 了解土的物理性质及其工程分类

1G413031 土的物理性质

1G413032 土的工程分类

1G414000 发电厂与送变电主要生产设备

1G414010 掌握送变电主要生产设备的基本知识

1G414011 变压器的作用及类型

1G414012 互感器的作用及类型

1G414013 断路器的作用及类型

1G414020 掌握火力发电厂(燃煤)主要生产设备的基本知识

1G414021 汽轮机本体的作用、类型及构成

1G414022 锅炉本体的作用、类型及构成

1G414023 发电机的作用及类型

1G414024 励磁机的作用及类型

1G414030 熟悉核电厂核岛主要生产系统的基本知识

1G414031 核蒸汽供应系统的作用及构成

1G414032 反应堆安全保护系统的作用及构成

1G415000 电力工程常用材料

1G415010 掌握常用水泥的性能和适用范围

1G415011 常用水泥的性能

1G415012 常用水泥的适用范围

1G415020 掌握混凝十的组成及其技术要求

1G415031 混凝土的组成

1G415022 混凝土的技术要求

1G415030 掌握常用建筑钢材的类别和选用原则

1G415031 常用建筑钢材的类别

1G415032 常用建筑钢材的选用原则

1G415040 掌握发电厂常用材料的基本知识

1G415041 保温隔热材料的分类及主要用途

1G415042 防腐材料的分类及主要用途

1G415043 金属材料的分类及主要用途

1G415050 掌握变电所及送电线路常用材料的基本知识

1G415051 电线电缆的分类及主要用途

1G415052 绝缘子的分类及主要用途

1G415053 金具的分类及主要用途

1G415060 熟悉核电站核岛特殊材料的主要用途

1G415061 核岛生物屏蔽混凝土的主要用途

1G415062 安全壳钢衬里核级钢材的主要用途

lG415063 核级阀门的主要用途

1G415064 耐辐照油漆的主要用途

1G416000 电力工程施工技术

1G416010 掌握钢筋混凝土及地基基础的施工方法

1G416011 钢筋混凝土的施工方法

1G416012 地基基础的施工方法

1G416020 掌握变电设施的施工方法

1G416021 主变压器的安装方法

1G416022 隔离开关的安装方法

1G416023 电力电缆的一般施工方法

1G416030 熟悉火力发电厂(燃煤)锅炉本体及锅炉钢架的施工方法

1G416031 锅炉本体安装的基本程序

1G416032 锅炉钢架的安装方法

1G416040 熟悉汽轮机的安装方法

1G416041 汽轮机汽缸组合的方法

1G416042 主蒸汽管道的安装方法

1G416050 熟悉送电线路的施工方法

1G416051 送电线路复测的方法

1G416052 送电线路铁塔的安装方法

1G416053 张力放线的施工方法

1G416054 导线、地线连接的方法

1G416060 熟悉火力发电厂高耸构筑物的施工方法

1G416061 烟囱的施工方法

1G416062 冷却水塔的施工方法

1G416070 熟悉核电厂核岛土建施工主要内容

1G416071 反应堆厂房安全壳预应力施工程序及方法

1G416072 核岛核级贯穿件施工程序及方法

1G416073 核岛生物屏蔽混凝土施工程序及方法

1G416080 熟悉核电厂核岛主要生产设备安装的内容

1G416081 反应堆本体安装程序和方法

1G416082 主循环泵安装程序和方法

1G416083 蒸汽发生器安装程序和方法

1G416084 稳压器安装程序和方法

1G416085 主回路管道安装程序和方法

1G417000 发电厂及变电所电气设备和配电装置

1G417010 掌握发电厂、变电所电气设备及主接线的基本知识

1G417011 电气设备的分类

lG417012 电气主接线的基本要求

1G417013 电气主接线的基本接线形式

1G417020 掌握配电装置的分类及其安装的基本要求

1G417021 配电装置的分类

1G417022 配电装置(全封闭组合电器GIS)安装的基本要求

1G420000 电力工程项目管理与实务

1G421000 项目管理专业知识

1G421010 掌握电力工程的建设程序

1G421011 电力工程的建设程序

1G421020 掌握电力工程规划设计的要求

1G421021 火力发电厂‘厂址选择的基本要求

1G421022 火力发电厂总平面布置的基本要求

1G421023 变电所所址选择的基本要求

1G421024 变电所总平面布置的基本要求

1G421025 火力发电厂主厂房布置的原则

1G421026 送电线路选择的原则

1G421030 掌握电力生产的类型及其基本过程

1G421031 电力生产的类型

1G421032 火力发电的生产过程

1G421033 水力发电的生产过程

1G421034 核能发电的生产过程

1G421035 风力发电的生产过程

1G421036 燃气—联合循环发电的生产过程

1G421037 送变电生产过程

1G421040 掌握发电工程施工组织设计编制的内容和要求

1G421041 现场调查的主要内容

1G421042 现场施工组织机构的设置与职责

1G421043 现场管理人员的配备

1G421044 施工部署的基本内容

1G421045 施工方案的基本内容

1G421046 施工综合进度编制的要求

1G421047 施工总平面布置的要求

1G422048 施工总平面图的基本要求

1G421050 掌握核电厂核岛施工组织设计编制的方法和要求

1G421051 核岛工程施工总平面布置的原则

1G421052 核岛工程进度网络计划编制的要求

1G421053 核岛工程施工的主要装备

1G421054 核岛工程施工的人力资源要求

1G421055 核岛工程特殊施工的技术措施

1G421060 掌握电力工程施工进度编制的相关知识

1G421061 发电工程施工进度的分类

1G421062 发电工程施工进度的内容

1G421063 编制发电工程施工综合进度应遵循的原则

1G421064 电力工程施工综合进度的关键节点

1G421070 掌握电力工程施工质量控制的基本内容和方法

1G421071 电力工程施工阶段质量控制的主要内容

1G421072 工程材料(设备)的质量控制

1G421073 电力工程施工阶段质量检验的方法

1G421074 工程项目的验收类型

1G421075 分部分项工程的质量验收

1G42l076 单位工程竣工验收的条件

1G421077 工程项目竣工验收的程序

1G421080 掌握核电厂建造质量保证体系(质量管理体系)要点

1G421081 核电厂建造质量保证体系的总的要求

1G421082 核电厂建造质量保证大纲的主要内容

1G421083 核电厂建造质量计划的编制要求

1G421084 核电厂建造质量不符合项的处理

1G421085 核电厂建造质量保证监查的要求

1G421090 掌握电力工程质量事故的分类及处理程序

1G421091 电力工程质量事故的分类

1G421092 电力工程质量事故的处理程序

1G421093 电力工程质量事故的产生原因和特点

1G421100 掌握电力上程安全控制的基本内容和力法

1G421101 安全管理的基本内容

1G421102 安全事故调查的组织

1G421103 安全事故调查的程序

1G421104 安全事故报告的基本内容

1G421105 安全事故调查所应提供的资料

1G421110 掌握架空电力线路施工安全工作的有关规定

1G421111 基础工程的规定

1G421112 杆塔工程的规定

1G421113 张力放线的规定

1G421120 掌握火力发电厂建设安全工作的有关规定

1G421121 发电厂环境保护的规定

1G421122 高空作业的规定

1G421123 烟囱工程的规定

1G421124 冷却水塔工程的规定

1G40 熟悉核电厂建造安全管理的特殊要求

1G41 核电厂建造安全许可证颁发的条件

1G42 核电厂建造核安全监督的要求

1G421140 熟悉电力工程现场管理、施工生产要素管理及组织协调工作的基本知识

1G421141 施工项目现场管理的基本内容及要求

1G421142 生产要素管理的基本内容及要求

1G421143 组织协调工作的基本内容及要求

1G421150 了解电力工程设计阶段的主要工作内容和设计方案审核的基本要求

1G421151 电力工程设计阶段的主要工作内容

1G421152 设计方案审核的基本要求

1G422000 检验应试者解决实际问题的能力

1G422010 掌握施工进度控制

1G422011 电力工程施工组织设计编制的方法及要求

1G422012 工程项目施工进度计划编制的方法

1G422013 工程项目施工进度控制的方法

1G422014 网络计划工期优化和工期调整的方法

1G422020 掌握施工质量控制

1G422021 施工阶段质量控制的主要内容

1G422022 质量控制的依据及方法

1G422023 质量控制点的设置

1G422024 电力工程质量控制内容及方法

1G422025 运用统计分析方法进行工程施工质量的分析

1G422026 工程项目竣工验收的要求和程序

1G422027 工程质量事故处理的程序

1G422028 电力工程施工质量管理体系的建立

1G422030 掌握施工安全管理

1G422031 安全事故调查的组织和程序

1G422032 安全事故调查所应提供的资料和调查报告的基本内容

1G422033 常见的施工安全事故的防范方法

1G422034 电厂建设(施工)安全工作的有关规

1G422035 变电所建设(施工)安全工作的有关规定

1G422036 架空电力线路建设(施工)安全工作的有关规定

1G422037 建设工程施工现场供电安全的有关规定

1G422040 掌握施工成本控制

1G422041 项目成本计划的编制

1G422042 项目成本控制

1G422043 工程项目设计概算和施工图预算的编制方法

1G422044 索赔的方式

1G422045 索赔费用的确定

1G422046 材料(设备)款的结算

1G422047 工程款的结算

1G422050 掌握合同管理

1G422051 工程项目招投标的程序

1G422052 工程项目评标定标的方法

1G422053 投标报价的计算方法

1G422054 工程变更和合同争议的处理

1G422055 工程项目合同的违约责任

1G430000 电力工程法规及其相关知识

1G431000 电力工程施工的相关规定

1G431010 熟悉《中华人民共和回电力法》中有关电力建设的基本原则

1G431011 电力建设的基本原则

1G431020 了解电力工程施工的其他用关规定

1G431021 《中华人民共和国安全生产法》中与电力工程施工相关规定

1G431022 《中华人民共和国消防法》中与电力工程施工相关规定

1G431023 《中华人民共和国计量法》中与电力 工程施工相关规定

1G431030 了解下列质量安全技术规程

1G431031 电力工业锅炉监察规程

1G431032 蒸汽锅炉安全技术监察规程

1G431033 压力容器安全技术监察规程

1G431034 起重机械安全监察规程

1G431035 特种设备安全监察规程

1G432000 电力工程施工质量验收规范的相关内容

1G432010 掌握110kv及以上送电工程启动及竣工验收规程的有关规定和要求

1G432011 启动验收工作酌组织

1G432012 启动验收委员会的职责

1G432013 工程带电启动试运的要求

1G432014 工程移交的有关规定

1G432020 掌握《电力建设施工及验收技术规范》(汽轮机组篇)的相关内容

1G432021 汽轮机本体安装验收的主要内容

1G432022 汽轮发电机组调整、启动、试运行前应达到的要求

1G432023 汽轮发电机组整套启动试运行所应进行的工作

1G432024 汽轮发电机组整套启动试运行验收时应提交的技术文件

1G432030 掌握《电力建设施工及验收技术规范》(锅炉机组篇)的相关内容

1G432031 锅炉开始安装前对建筑工程的要求

1G432032 锅炉构架(包括有关金属结构)安装完成后在工程验收时应具备的安装资料(安装记录及签证)

1G432033 锅炉受热面系统安装完成后进行水压试验的要求

1G432034 锅炉受热面安装完成后在工程验收时应具备的安装资料(安装记录及签证)

1G432040 熟悉《建筑工程施工质量验收统一标准》的相关内容

1G432041 质量验收的标准

1G432042 质量验收的组织

1G432043 质量验收的程序

1G433000 电力建设安全工作规程的一般规定

1G433010 掌握《电力建设安全工作规程》(变电所部分)的有关规定

1G433011 变压器安装的规定

1G433012 调相机(电动机)安装的规定

1G433013 动力盘(控制盘、保护盘)安装的规定
1G433020 掌握《电力建设安全工作规程》(火力发电厂部分)的有关规定

1G433021 焊接工作的规定

1G433022 发电机(电动机)安装的规定

1G433023 压力容器的规定

1G433030 了解《建设工程施工现场供用电安全规范》的有关内容

1G433031 变电所(配电所)所址选择的基本要求

1G433032 变压器室(控制室、配电室)建筑的要求

1G433033 电缆敷设的要求

1G434000 核安全条例及法规的相关规定

1G434010 熟悉《中华人民共和国核安全法规及导则》的有关规定

1G434011 民用核承压设备无损检测人员培训、考核和取证管理办法

1G434012 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法

1G435000 核电厂核岛土建安装施工标准

1G435010 掌握核电厂核岛土建施工行业标准

1G435011 压水堆核电厂预应力混凝土安全壳建造规范的主要要求

1G435012 压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构建造规范的主要要求

1G435020 熟悉核电厂核岛主工艺设备安装标淮

1G435021 压水推核电厂反应堆压力容器及有关设备安装技术要求

1G435022 压水堆核电厂反应堆主系统设备及其支承件安装准则

1G435023 压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道安装技术条件

1G435024 压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范的主要要求

1G435025 核电厂核岛机械设备无损检测规范的主要要求

② 人工核辐射测量方法

12.3.1 X荧光方法

X荧光方法是一种通过测量元素的特征X射线来进行物质成分分析的人工核物探方法。

12.3.1.1 X荧光方法工作原理

（1）特征X射线及其谱结构

X射线是一种低能电磁辐射，具有波、粒二象性，它的产生过程却与其他电磁辐射（γ射线，轫致辐射等）不同。高能粒子（电子、质子、软γ射线或X射线）与靶物质原子发生碰撞时，从原子的某一壳层逐出一个电子，于是在该壳层出现一个电子空位。这时原子处于激发态，其外层能量较高的电子就发生跃迁以充填电子空位，并将多余的能量（两壳层的能量差）以X射线的形式释放出来。

能引起内层电子跃迁的入射粒子的最低能量称为吸收限。我们可以将原子的K、L、M等各层的吸收限表示为K_ab、L_ab、M_ab等。当激发能量E₀＞K_ab时，K层出现电子空位，L、M或N层电子充填该空位，这时释放的X射线称为K系X射线；当E₀＞L_ab时，L层出现电子空位，M、N层电子充填该空位，释放出的X射线称为L系X射线，等等。由于每个电子壳层存在若干亚层（电子轨道），使得X射线更趋复杂化。例如K系X射线又分为：L层各亚层电子跃到K层形成的K_α1、K_α2线，M、N层各亚层电子跃迁到K层时形成的K_β1、K_β2、K_β3线等，且它们之间的X射线照射量率差别很大。其余各系亦是如此。

每种元素的原子能级是特定的，因此每种元素都有一套确定能量的X射线谱。该线谱成为表征这一元素存在的谱线，所以又称这些谱线为该元素的特征X射线。

（2）荧光产额

我们知道，原子在退激时也可以放出俄歇电子而不释放特征X射线，这就造成了特征X射线放射几率的减少。特征X射线发射的几率称为荧光产额，用ω表示。ω等于某壳层伴有特征X辐射的电离数I与该壳层总电离数n之比，即

勘查技术工程学

图12-13 荧光产额与原子序数的关系

图12-13给出了不同元素K、L、M系的荧光产额曲线。不难看出，荧光产额主要依赖于元素的原子序数。重元素的荧光产额高，容易分析。轻元素的荧光产额低，给测量带来了很大的困难，因而测量精度低。将各线系加以比较，可见K系的荧光产额最高，因此实际工作中应尽量利用K系谱线。

（3）莫塞莱定律

1913年，莫塞莱发现，元素特征X射线频率ν的平方根与靶物质的原子序数Z存在以下线性关系

勘查技术工程学

式中a、b是与谱线特征有关的常数。上式也可以写成

勘查技术工程学

式中E_X是特征X射线的能量，h为普朗克常数。由上式可见，只要测定出某一能量（或频率）的特征X射线，就能确定相应的化学元素。这一特定能量X射线的照射量率的大小就反映了该元素在物质中的含量。

12.3.1.2 X荧光的激发

（1）激发方式

要激发待测元素原子的X荧光，首要的问题是必须使其原子内层电子轨道上形成空位，这就要求为电子提供大于结合能的能量，以使该电子脱离原子的束缚，成为自由电子。完成这一过程的主要方式如下。

1）电子激发。用高电压下产生的高速电子或核衰变产生的β射线轰击靶材料。这种方式除获得靶物质的特征X射线外，还存在轫致辐射产生的连续谱，造成很强的本底，给测量带来了不便。

2）带正电粒子激发。带正电粒子来自静电加速器产生的高能质子、氘核或其他粒子，以及核衰变产生的α射线。常用的是质子激发，特点是本底极低，这是因为重带电粒子的轫致辐射可忽略不计，因而X荧光分析可获得很低的检出限（测量装置能发现的最小照射量率变化值）。重带电粒子射程很短，所以对带正电粒子激发的X荧光的分析实际上是一种表面分析方法。

3）电磁辐射激发。γ射线、X射线及轫致辐射都可与核产生光电效应，从而使内层电子轨道形成空位，这是最常用的激发方式。

（2）激发源

激发源的种类很多。X射线管可用于电子激发或电磁辐射激发，静电加速器可用于带正电粒子激发或电磁辐射激发，野外工作中常用放射性核素作激发源。例如²⁴¹Am，⁵⁷Co是软γ射线源，⁵⁵Fe、¹⁰⁹Cd、²³⁸Pu、¹⁵³Gd是X射线源等。用它们可现场测定元素的种类和含量。

12.3.1.3 X射线在物质中的衰减

X射线和γ射线一样，与物质作用会产生光电效应、康普频散射和电子对效应。单色窄束X射线在物质中的衰减服从指数定律

勘查技术工程学

式中I₀和I分别为通过该物质前、后X射线的计数率；μ_m为质量吸收系数，μ_m=μ／ρ，μ为吸收系数，ρ为物质密度；d_m为面密度（或质量厚度），d_m=ρd，d为物质层厚度。

物质透过X射线的能力用透过率η表示，即

勘查技术工程学

显然，透过率η取决于物质的质量吸收系数μ_m和面密度d_m。质量吸收系数随入射X射线能量减小而增长，且其变化是不连续的。例如，当入射X射线能量E₀小于吸收限K_ab（或L_ab）时，μ_m较小，因而透过率η大；当E₀大于K_ab（或L_ab）时，能激发K层（或L层）电子产生光电效应，μ_m突然增大，η急剧减小，于是出现图12-16中透过率η在吸收限K_ab（或L_ab）处突变的现象。利用这一现象可以实现对能量的甄别。

此外，调节物质层厚度d，也可以调整物质的透过率η，使透过率曲线上、下移动。

12.3.1.4 现场X荧光测量方法

X荧光分析所使用的仪器称为X射线荧光仪，其工作原理是，用激发发源产生的带电粒子与靶物质原子作用，使之放出X射线，通过测定特征X射线的能量和强度，就能确定放射性核素所属元素的名称及含量。

X荧光分析可在室内，也可在野外进行。随着X荧光仪器设备及工作方法日臻完善，现场X荧光测量已成为快速评价和验证矿化异常的有效方法。

现场X荧光测量工作主要包括以下内容：调整和检查仪器工作状态，布置测网，测试工作地区岩矿样品，建立工作曲线及室内资料整理等。

测线、测网要依据矿化程度布置，测线应布置在岩、矿露头比较平整的地段，对均匀矿体要加密测线、测点。

现场X荧光测量主要是用闪烁计数器测定 X射线，但它往往不能将 X 射线能量相近的元素区分开来。图 12-14 中实线就是铜、铁二元样品的 K 系 X 射线仪器谱。由于铜和铁的 K 系 X 射线能量相近，它们的谱线重叠，无法区分 Fe K和 Cu K的照射量率。为了解决这个问题，可以选用高分辨率的半导体探测器。它需要低温的工作环境，用于现场测量尚有一定困难。为此，可在试样和探测器间安装某种材料制作的滤片（图12-15），使其吸收限能量略大于被测元素特征 X射线的能量，而小于其余干扰辐射的能量，这样就只有被测元素的X射线能通过滤片被探测器探测到，其余辐射全被滤掉，这种方法称为透过片法。

图12-14 闪烁计数器的能量分辨能力

图12-15 一种典型的激发探测装置

当样品成分复杂或做多元素分析时，则要采用平衡滤片法。选择两种材料组成一对滤片，一片叫透过片，另一片叫吸收片，它们都有自己特定的吸收限。如图12-16所示，实线表示透过片 A 对 X 射线的透过率曲线，虚线表示吸收片 B 对 X 射线的透过率曲线。在它们之间由两个吸收限 K _abA和 K _abB确定的能量间距ΔE，称为能量通带。选择适当的平衡滤片，使待测元素的特征X射线能量位于 K _abA和 K _abB之间，这时只需分别测量通过每一滤片后的 X射线照射量率，两者之差就是被测元素的照射量率。显然，通带愈窄，滤片的能量分辨本领愈好。

例如，有一个含Fe、Co、Ni、Cu和Zn的样品，激发时五个元素都发射自己的特征X射线，而我们只测量Cu的K_α线，Cu的K_α线的能量为8.047 keV，Co的吸收限K_ab为7.709 keV，Ni的K_ab为8.331 keV。取Co和Ni制成的滤片，并使能量通带处于7.709～8.331 keV之间，Cu的K_α线正落入其中，而Co、Ni、Zn的K线不是小于就是大于此通带能量范围，所以透过Co片和Ni片的X射线照射量率之差正好是Cu的K_α射线的照射量率。

图12-16 平衡滤片的特性

工作曲线是表示样品中待测元素含量与特征X射线照射量率之间关系的曲线（图12-17）。在野外现场获得特征X射线照射量率后，即可从工作曲线上查出相应的元素含量。

现场绘制工作曲线有刻槽取样和岩心测量两种方法。刻槽取样法是在有代表性的矿化地段，取5～10处不同含量的露头，每处长约50～100 cm，均匀布置10～20个测点进行X荧光测量，求出平均照射量率差值Δ或平均计数率差值（或平均照射量率或平均计数率）。然后刻

图12-17 工作曲线示意图

槽取样，用化学分析方法获得该处元素平均含量。最后，根据或（或或）与元素含量的关系绘制散点图，用回归分析方法找出二者之间的函数关系，并绘制工作曲线。岩心测量法与刻槽取样法相同，只是测量的对象是岩心而不是露头。

必须指出，待测样品中各元素间的相互影响、样品粒度不均匀、表面不平整等，都会对X荧光测量产生影响，使测量结果出现误差，这就是基体效应。校正基体效应的方法很多，读者可参看有关书籍，不再赘述。

X荧光测量数据经整理后，可绘制X射线荧光照射量率（或计数率）剖面图、剖面平面图、等值线平面图，以及元素含量的剖面及平面图件。

12.3.2 中子活化法

利用核反应可以把许多稳定的核素变成放射

性核素，这个过程称为活化。我们知道，中子引起的核反应可使原子核活化，这就是中子活化。具体地说，中子活化是利用具有一定能量的中子去轰击待测岩石样品，然后测定由核反应生成的放射性核素的核辐射特性（半衰期、射线能量及照射量率），从而实现对样品中所含核素种类和含量的定性和定量分析。

例如，用中子活化法测定金的核反应式为

勘查技术工程学

或记为¹⁹⁷Au（n，γ）¹⁹⁸Au。经此反应，稳定核素¹⁹⁷Au转变为放射性核素¹⁹⁸Au，其半衰期为2.696d，放出的一条主要γ射线的能量为411.8 keV，活化核反应截面为98.8×10^-28m²。因此可用锗（锂）探测器测量¹⁹⁸Au的γ射线照射量率，从而确定样品中是否含金，以及金的含量。元素分析检出限（即与检出限对应的元素含量）可达0.04×10^-9。

12.3.2.1 活化分析方程式

设某靶核在活化反应时间（t=0）前的原子核数为N₀，则活化反应中放射性核素原子核的生成率为

勘查技术工程学

式中f为中子的通量密度，f=nv；n为中子密度；v为中子速度；σ为靶核对中子的活化反应截面。

新生成的放射性核素同时发生衰变，其衰变率为

勘查技术工程学

式中N为t时刻新生成的放射性核素的原子核数。于是，放射性核素原子核的净增长率为

勘查技术工程学

活化过程中，虽然 N₀ 在减少，但 N₀≫N，故 N₀ 可视为常数。对（12.3-8）式为一阶非齐次线性微分方程，解之得

勘查技术工程学

由（11.8-1）式和（11.2-5）式可知，放射性核素的活度为

勘查技术工程学

将（12.3-9）式代入，得

勘查技术工程学

根据半衰期与衰变常数的关系，（12.3-11）式可写成

勘查技术工程学

图12-18 放射性子核的积累衰变曲线

（12.3-12）式表明，用中子束活化某靶核时，照射t时刻得到的放射性核素的活度与fσN₀成正比，与照射时间t呈指数关系。图12-18为放射性子核的积累衰变曲线，当照射时间为5倍半衰期时，活度A已接近饱和。

活化分析中，总是在停止照射后“冷却”（即衰变）一定时间t′才进行测量。这时放射性核素的活度A′为

勘查技术工程学

靶核数N₀可用下式表示

勘查技术工程学

式中：N_A为阿伏伽德罗常数，N_A=6.022×10²³mol^-1；θ为放射性核素丰度；m为靶元素的质量；M为靶元素的相对原子量，于是

勘查技术工程学

（12.3-14）式就是中子活化分析最基本的方程式。

实际工作中，由于σ和f不易准确测定，放射性活度A′的测量又比较麻烦，所以中子活化分析求待测靶元素的质量很少用上述绝对测量法，而是用相对测量法。相对测量法是将已知待测元素含量的标准参考物质与未知样品在相同条件下进行照射和测量，由（12.3-14）式得到

勘查技术工程学

式中：A′_样和A′_标分别为样品和标准参考物质的放射性活度；m_样和m_标分别为样品和标准参考物质中待测元素的质量。由上两式得到

勘查技术工程学

设γ射线的计数率为I，则它与活度的关系为

勘查技术工程学

式中：B_γ为一次衰变中产生γ光子的几率；ε_γ为测量系统的探测效率，与被测γ射线能量有关；R为与测量几何条件有关的参数。根据上式，我们还可以得出

勘查技术工程学

式中：I_样和I_标分别为样品和标准参考物质中待测元素放出的γ射线的计数率，于是（12.3-15）式变为

勘查技术工程学

设样品和标准参考物质中待测元素的质量分数为w_样和w_标，由于

勘查技术工程学

式中：G_样和G_标分别为样品和标准参考物质的质量，于是（12.3-18）式变为

勘查技术工程学

这就是相对测量时计算样品中待测元素质量分数的公式。

12.3.2.2 中子源

中子源是能够提供中子的装置，常用的中子源有以下三种类型。

（1）放射性核素中子源

这种中子源品种很多，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辐射体。靶材料大多选用铍，核反应式为⁹Be（α，n）¹²C；②自发裂变中子源：主要采用²⁵²C_f核的自发裂变，中子产额很高，每毫克²⁵²C_f每秒放出2.3×10⁹个中子；③光中子源：这种源利用的是⁹Be（γ，n）⁸Be核反应，常用¹²⁴Sb作为激发（γ，n）反应的γ辐射体。

（2）加速器中子源

加速器是使带电粒子获得较高能量的装置。用加速器产生的质子、氘核、α粒子等去轰击靶核，使之产生发射中子的核反应，就构成了加速器中子源。这类中子源包括：①中子发生器：以氘核作轰击粒子，与靶核发生³H（d，n）⁴He或²H（d，n）³He核反应产生中子；②电子回旋回速器：用其形成的高速电子轰击高熔点重金属材料制成的旋转靶，产生很强的γ射线束，射向铍制成的二次靶，产生⁹Be（γ，n）⁸Be反应，形成快中子束；③直线加速器：产生中子的过程与回旋回速器类似，只是电子能量更高，可获得更强的中子束。

（3）反应堆中子源

这是中子活化分析应用最广的中子源，产生的中子能量是连续的，能量从0.001 eV到几千万电子伏。

12.3.2.3 中子活化分析步骤

图12-19 山东周店金矿一测线综合剖面图

①制备样品和标准参考物质。样品用土壤或岩、矿石标本等制备，制备和保存过程中应防止污染。标准参考物质在国际和国家标准部门公布的物质中选取，其中待测元素的化学状态和含量应与样品相近。②将样品和标准参考物质放在中子源中经受相同通量的中子照射。③用各种方法进行放射化学分离，剔除干扰放射性核素。④用核探测器测量样品和标准参考物质的核辐射。⑤用计算机处理数据，计算待测元素的含量。

12.3.2.4 中子活化方法的应用及实例

中子活化法测量微量元素具有分析检出限高（达10^-6～10^-11）、测量时不破坏样品，不受元素在物质中的化学状态的影响等优点。

图12-19是山东某金矿体的综合剖面。该金矿处在一主干断裂下盘的伴生断裂带上。矿区广泛出露印支期玲珑花岗岩，含矿蚀变带长约1000 m，金矿体长300 m，厚1～2 m，赋存于蚀变带中，与矿体对应最好。

③ 核电站原理

热堆的概念 中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。 这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站 自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核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，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。 压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约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，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。 轻水堆――沸水堆电站 沸水堆核电站 沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。 沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。 压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。 因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。 石墨气冷堆核电站 所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。 （1）天然铀石墨气冷堆核电站 天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。 该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。 这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。 (2)改进型气冷堆核电站 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。 这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。 （3）高温气冷堆 高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。 它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。 高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。 高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。

④ 测量放线的施工方法

在大量开挖的时候，轴线一般都在桩的位置，就算桩偏也不会有太大的影响。大梁全部跟桩跑，桩两边各挖去一扒（挖机的大爪），空下集水坑，别的东西到垫层再做

⑤ 基础放线的步骤

步骤：

1.建筑物定位

房屋建筑工程开工后的第一次放线，建筑物定位参加的人员是：城市规划部门（下属的测量队）及施工单位的测量人员（专业的），根据建筑规划定位图进行定位，最后在施工现场形成（至少）4个定位桩。放线工具为“全站仪”或“比较高级的经纬仪”。

2.基础施工放线

建筑物定位桩设定后，由施工单位的专业测量人员、施工现场负责人及监理共同对基础工程进行放线及测量复核（监理人员主要是旁站监督、验证），最后放出所有建筑物轴线的定位桩（根据建筑物大小也可轴线间隔放线），所有轴线定位桩是根据规划部门的定位桩（至少4个）及建筑物底层施工平面图进行放线的。放线工具为“经纬仪”。

基础定位放线完成后，由施工现场的测量员及施工员依据定位的轴线放出基础的边线，进行基础开挖。放线工具：经纬仪、龙门板、线绳、线坠子、钢卷尺等。小工程可能没有测量员，就是施工员放线。

3.主体施工放线

基础工程施工出正负零后，紧接着就是主体一层、二层...直至主体封顶的施工及放线工作，放线工具：经纬仪、线坠子、线绳、墨斗、钢卷尺等。根据轴线定位桩及外引的轴线基准线进行施工放线。用经纬仪将轴线打到建筑物上，在建筑物的施工层面上弹出轴线，再根据轴线放出柱子、墙体等边线等，每层如此，直至主体封顶。

(5)核电站测量放线方法扩展阅读：

五步放线施工法的四大核心

1、细心研读图纸；

2、认真勘察现场；

3、放线修正误差；

4、放线定位，确定尺度，确定收头方案。

参考资料：网络-放线

⑥ 什么是核电站

核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。
核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。
主泵 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
稳压器 又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
安全壳 用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。
汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。
危急冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。
注：
核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。

⑦ 核电站是利用什么的力量把电流传送到个自的家中。

核电站仍然是用常见的配电输电系统把电流传送到各自的家中。

核电站与水电站、火力电站、风力电站等发电站一样，都是产生电能源的系统。所产生的的电能再通过配电输电网络输送到用户。
所以说，核电站就是一种发电站，输送电路与其它形式的发电站一样，通俗点说就是可以共用线路。

⑧ 核辐射防护知识

个人辐射防护知识 1.公众如何应对核与辐射突发事件？ 一旦出现核与辐射突发事件，公众必须做的第一件事是尽可能获取可信的关于突发事件的信息，了解政府部门的决定、通知。应通过各种手段保持与地方政府的信息沟通，切记不可轻信谣言或小道信息。第二件事是，迅速采取必要的保护自己的防护措施。例如可以选用就近的建筑物进行隐蔽，应关闭门窗、关闭通风设备。根据地方政府的安排实施有组织、有序的撤离。当判断有放射性散布事件发生时，切记不能迎着风也不能顺着风跑，应尽量往风向的侧面躲，并迅速进入建筑物内隐蔽。采取呼吸防护，包括用湿毛巾、布块等捂住口鼻，过滤放射性粒子。若怀疑身体表面有放射性污染，采用洗澡和更换衣服来减少放射性污染。防止食入污染的食品或水。 出现核与辐射突发事件，公众要特别注意保持心态平稳，千万不要惶恐不安。 2.核与辐射突发事件早期的防护措施是什么？ 早期是指发生核与辐射突发事件后的1～2天内，对人员可以采用的防护措施有：隐蔽、呼吸道防护、服用稳定性碘、撤离、控制进出口通路等。其中呼吸道防护是用干或湿毛巾捂住鼻子的行动，可防止或减少吸入放射性核素。服用稳定性碘能防止或减少烟羽中放射性碘进入体内后在甲状腺内沉积。 3. 核与辐射突发事件中期的防护措施是什么？ 在事件中期阶段，已有相当大量的放射性物质沉积于地面。此时，对个人而言除了可考虑中止呼吸道防护外，其他的早期防护措施可继续采取。为避免长时间停留而受到过高的累积剂量，主管部门可采取有控制和有计划地将人群由污染区向外搬迁。还应该考虑限制当地生产或贮存的食品和饮用水的销售和消费。根据这个时期对人员照射途径的特点，可采取的防护措施还有：在畜牧业中使用储存饲料、对人员体表去污、对伤病员救治等。 4. 核与辐射突发事件睌期的防护措施是什么？ 在事故晚期（恢复期）面临的问题是：是否和何时可以恢复社会正常生活？或者是否需要进一步采取防护措施？在事件晚期，主要照射途径为污染食品的食入和再悬浮物质的吸入引起的内照射。因此，可采取的防护措施包括控制进出口通路、避迁、控制食品和水，使用储存饲料和地区去污等。 5.什么情况下采取隐蔽措施，公众应注意什么？ 有较大量放射性物质向大气释放的突发事件的早期和中期，隐蔽就是主要防护措施之一。大多数建筑物可使建筑物内的人员吸入剂量约降低一半。 隐蔽一段时间及烟羽通过后，隐蔽体内空气中的放射性核素浓度会上升，此时进行通风是必要的，以便将空气中放射性浓度降低到相当于室外较清洁的水平。因而对持久的释放而言，隐蔽的防护效果较差。隐蔽时间一般认为不应超过2天。 6. 什么情况下需要采取个人防护措施，公众应注意什么？ 当空气被放射性物质污染时就需要采取一些个人防护措施。用手帕、毛巾、布料等捂住口鼻可使吸入放射性物质所致剂量减少约90%。体表的防护可用各种日常服装，包括帽子、头巾、雨衣、手套和靴子等。 对已受到或可疑受到体表放射性污染的人员进行去污，方法简单，只要告诉有关人员用水淋浴，并将受污染的衣服、鞋、帽等脱下存放起来，直到以后有时间再进行监测或处理。要防止将放射性污染扩散到未受到污染的地区。 7.什么情况下服用稳定性碘？ 核与辐射突发事件发生后，人有可能摄入放射性碘，并集中在甲状腺内，使这个器官受到较大剂量的照射。此时服用稳定性碘就可减少甲状腺吸收放射性的碘。如果在吸入放射性碘的同时服用稳定性碘，就能阻断90%放射性碘在甲状腺内的沉积。在吸入放射性碘数小时内服用稳定性碘，仍可使甲状腺吸收放射性碘的量降低一半左右。对成年人推荐的服用量为100毫克碘，对孕妇和3～12岁的儿童，服用量为50毫克，3岁以下儿童服用量为25毫克。 8. 服用稳定性碘应注意什么？ 对出生后一个月内的新生儿，稳定性碘服用量应保持在有效的最低水平。对有些人，例如甲状腺有结节者、突眼性甲状腺肿已经治愈者、曾接受过放射性碘治疗者、甲状腺慢性炎症性疾病患者、甲状腺单侧切除者、有亚临床性甲状腺功能低下者、对碘过敏者、某些皮肤病（痤疮、湿疹、牛皮癣）患者等，应慎用或不用稳定性碘。 9. 碘片（KI）能防辐射吗？它是如何防辐射的？ 生理学上，人体碘的主要来源是甲状腺的吸收，甲状腺靠碘来产生甲状腺激素。KI是稳定性碘，它可以使甲状腺内的碘饱和从而阻止放射性碘的摄入。 切尔诺贝利的经验表明，放射性碘是切尔诺贝利事故影响的主要因素，它导致超过5000个儿童甲状腺癌病例的发生，受照人群的年龄均在0～18岁之间。因此，KI分配的首要对象是幼儿和怀孕妇女。 碘片不能保护来自于体外的放射性和被身体吸收的除碘以外的放射性物质。这就是为什么碘甲状腺阻断在多数场合将与其它防护措施（如隐蔽待于室内、关闭门窗等）综合使用。 为了充分发挥稳定碘对碘甲状腺阻断效果的作用，需要在受照前或者受照后尽快服用稳定碘片。即使在事故后几小时，通过服用仍然可以阻止甲状腺对50%碘的吸收。为了防止吸入放射性碘同位素，通常一片剂量的稳定碘就足够了，它可以起到24小时持续保护作用，在含放射性碘同位素的烟云来袭时对甲状腺起到充分的保护作用。 10.吃碘盐能不能预防放射性碘摄入？ 碘盐中碘的存在形式是碘酸钾，在人体胃肠道和血液中转换成碘离子被甲状腺吸收利用，我国规定碘盐的碘含量为30毫克/千克。按人均每天食用10克碘盐计算，可获得0.3毫克碘。而碘片碘的存在形式是碘化钾（KI）,碘含量为每片100毫克。按照每千克碘盐含30毫克碘计算，成人需要一次摄入碘盐约3千克，才能达到预防的效果，远远超出人类能够承受的盐的摄入极限。因此，通过食用碘盐预防放射性碘的摄入是无法实现的。 11. 什么情况下应控制食物与饮水？ 当食品和饮水中的放射性核素的浓度超过国家标准规定的水平时应禁止或限制食用或饮用这些受污染的食物和饮水。国家标准将食品分为两类，一类是一般消费食品，一类是牛奶、婴儿食品和饮水；对不同核素分别规定了需采取干预行动的浓度水平。 12. 公众在突发事件中及事件后应如何控制情绪和保持良好的心态？ 涉及核与辐射的突发事件易引起人们的恐惧心理。对此首先要贯彻预防的原则。对于受到心理打击的受害者，可以采取一些对内心有安抚作用的方法来解除精神紧张。有的受灾者可能会出现某些不良行为，也有的表现为抑制、退缩、被动和消极的特征，可能还有一些人出现失态的表现。这些情况要求心理学家必须根据病人的具体情况，采取有针对性的心理治疗方法。患者的家属和相关的人员应及时为有这些表现的人员安排心理治疗。

⑨ 高低压线路怎么核相，谢谢！

高压，低压核相都一样，主要是测量两段电源A-A,B-B,C-C相的电压，如果测量A-A的电压为零就什么他们是同相，如果是线电压或很高即不是同相，B-B,C-C测量方法同A-A一样

⑩ 什么是核电站有什么作用

. 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. 核电站在设计上所采取的安全措施

为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。

四重屏障：
为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：
1.裂变产生的放射性物质90％滞留于燃料芯块中；
2.密封的燃料包壳；
3.坚固的压力容器和密闭的回路系统；
4.能承受内压的安全壳。

多重保护：
在出现可能危及设备和人身的情况时，
1.进行正常停堆；
2.因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；
3.如任何原因 控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。

9. 核电厂在管理方面采取的安全措施

核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。

另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。

10. 核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭

在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。

在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠 毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。

11. 核电站的纵深防御措施

核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：

第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。
第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。
第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。
第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。
第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。 有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。

12．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。