核电站

第一篇：核电站

第三代核电站

第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。

对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。

中国2013年将拥有全球首座第三代核电站

2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。

据悉，王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。

“这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。”国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格接受媒体采访时表示。

针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。

世界核电站可划分为四代

第一代核电站：

自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站：

第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314（1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′?也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model

412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

第三代核电站:

对于第三代核电站类型有各种不同看法。

美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。

第四代核能系统:

第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。

第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。

第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：

第四代核能系统 代号 中子能谱 燃料循环

钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)SFR 快 闭式

铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)LFR 快 闭式 气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)GFR 快 闭式 超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)VHTR 热 一次

超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)SCWR 热和快 一次／闭式

熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)MSR 热 闭式 特点

世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。

URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：

1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。

2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。

3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：

抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。

防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。

缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。

4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：

改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。

非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。

以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。

分类 AP1000

AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR）。

2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。

AP1000 为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。[2] EP1000

1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求（EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR和欧洲取证许可要求的特点

技术差异

美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。

第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。

例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，远比第二代核电站低一至二数量级。

第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。

性能比较

1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念

AP1000安全系统采用 “非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。

EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。

2、AP1000和EPR的安全性的比较

由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和EPR的安全性有较大的差别。

AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；

核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时，而EPR为半小时；

AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。

AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。

3、成熟性

AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。

EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。

两者的成熟性比较是不相上下的。

4、经济性

AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为 88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看，AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。

EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。

5、安全审评

AP1000安全审评情况：西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、PSA报告等。美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，并据联邦法规10 CFR Part 52 及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER）”。9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的最终设计批准书（FDA）。根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000 标准设计的“标准设计证书”。

EPR的安全审评情况：芬兰已从法国引进EPR, 在芬兰建造OL3 核电厂。芬兰核安全当局已完成EPR 初步安全分析报告的审评，并于2005年2月17日颁发“OL3 核电厂建造许可证”。据称芬兰核安全当局已把审评中未关闭的问题列入建造许可证条件。

根据目前掌握的资料，结合初步工程判断，AP1000或EPR在核安全许可证申请和审评中，不会出现重大问题。

在中国 背景

迄今为止，中国所有的核电站都是建在沿海。中国能不能将核电站建在内陆？郁祖盛给记者举出了一个数据：“全世界430个核电站中，70％以上在内陆。前苏联的压水堆型核电站是100％，美国是75.7％。而AP1000本来就是为建在内陆而设计的。”

去年初，由于罕见的低温雨雪冰冻灾害，导致电缆被压跨、铁路运输被迫中断、火电厂缺乏燃料被迫停工，令人“触目惊心”。加之，随着我国中西部地区的经济发展和社会进步，能源供应能力和日益增长的需求之间的矛盾不断加剧，以及我国节能减排和保护环境面临的巨大压力，也促使国家下定决心在内陆地区建核电站。目前，江西、湖南、湖北等都在计划之列。[6] 发展进程

中国政府从2003年起，就开始启动了第三代核电技术的招标工作。在诸多国际竞标者中，美国西屋联合体以最先进的第三代先进压水堆核电技术（AP1000）胜出。据称，与美国西屋联合体的一系列谈判都是由国家核电（筹）来进行的。

2006年12月16日，中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，标志着我国正式决定引进 AP1000作为我国第三代核电站的主力堆型。2007年7月24日，三代核电自主化依托项目核岛合同在北京签署，全球首台AP1000核电机组落户浙江三门核电站。

中国购买美国4台先进的AP1000核电机组，美方同时转让AP1000设计技术、设备制造和成套技术、建造技术等先进的核电技术，中方将完全拥有在引进AP1000核电技术基础上改进和开发的、输出功率大于135万千瓦的、大型非能动核电站的知识产权。

最终，国家核电于2007 年7月24日，与美国西屋联合体正式签订了4台AP1000机组合同。目前，合同执行情况良好，技术转让工作正有序开展。林诚格相信，“经过4台机组的消化吸收，中国就能实现AP1000技术的自主化、国产化。”

世界首座亮相中国

山东海阳核电站鸟瞰图

2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。

王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008 年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。

针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。

第二篇：核电站岗位

中广核工作岗位

运行操作类

运行操作”岗位主要负责机组正常运行和大修期间主控室的控制界面的监督、控制操作，及电站设备和系统的就地操作，确保机组和设备的安全、稳定和经济运行。运行人员需要熟悉整个电站的工作原理和生产流程，具备系统和全面地分析和解决问题的能力，具有较高的职业素养和良好的工作习惯。

运行操作类岗位需要自动控制、电气、反应堆工程、发电厂及电力系统、热能动力等各方面专业人才。

技术支持类

技术支持类岗位的工作范围涉及到核电站的设备管理、燃料管理、防腐、性能试验、工程改造、技术改进、合同采购、文档服务等技术支持与管理工作，为机组的安全、稳定和经济运行，提供充分的技术支持、文件服务、商务服务和物资供应等支持性工作。技术支持类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、、土建、防腐、国际贸易、工商管理、图书信息、法律、档案等各方面专业的人才。

生产准备类

核电站的生产准备工作范围涉及到电站的工程建设、安装、调试、移交和试运行等诸多阶段。所从事的工作包括工程设计审查、运行和维修经验反馈、工程建设中的技术支持、电站设备制造过程中的监造、数字化仪控系统控制界面的设计、生产准备计划管理、管理程序和技术程序编写、执照申请、备品备件管理等工作。

生产准备类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、土建、工程管理、技术经济及管理等各方面专业的人才。

维修类

全面负责公司营运电站的设备、系统日常维修及换料大修，保证公司营运电站的设备、系统和厂房处于良好的状态，为电站的安全、稳定和经济运行提供必要的条件。维修类包括的工作内容包括电站大修的组织、管理及优化工作、日常维修组织与协调工作以及维修技术管理；电站所有机械设备和系统、电气设备和系统、仪控设备和系统、电梯、行车、空调等的日常维修和大修工作；核燃料装卸、废物管理、核清洁及工具管理等工作。

维修类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力等各类专业人才。设计管理类

主要负责全厂总体设计、初步设计、施工设计的设计管理和审查；以项目为基础的设计管理工作主要包括执照申请及技术支持、设计质量监督、技术方案选择的评价、设计进度控制、设计接口控制、设计变更控制、设计文件控制等；承担部分设计工作；设备采购（技术方面），包括采购方案策划和确定、承包商技术资格审查、合同文件技术部分的编制、技术部分的评标、采购进度与质量控制等；设备制造和监造活动的监督、协调和有效性评价以及对各项目提高业务和资源支持。工作类别主要包括技术协调、总体及执照申请、核岛设计、常规岛及BOP设计、电气设计、仪控设计、土建设计、设备监造等。施工管理类

一方面承担项目现场的施工管理职责；另一方面，承担公司集约化施工管理的责任，统筹公司在施工管理、技术控制和施工人才储备等方面的工作，包括向各异地项目提供施工管理的技术支持和人力支持等。工作类别主要包括物资管理、土建施工、施工支持、核岛安装、常规岛及BOP安装、电仪安装等。监造等。

调试类

主要承担核电站正式运营之前电站设备和系统及机组的调试工作，其主要目的是全面检验核电站的设计，设备制造和施工安装质量，验证核电站各个部件，系统和机组的性能是否符合设计要求；验证电站各种构筑物，设备，系统及整个机组在所有工况下能否安全运行；对设备，系统的性能参数与运行指标进行验证和调试，暴露并消除潜在的系统设计和设备制造隐患和缺陷，确保核电站安全运行，同时提高机组的可用率。其核心业务是调试管理和调试技术、项目的调试策划和准备。目前主要承担中广核集团在建核电项目的调试工作。工作类别主要包括：核岛调试、常规岛及BOP调试、DCS调试、电气调试、技术管理等。计划经营类

所从事的工作主要是新项目的项目总体策划与开发；新项目开发阶段的现场管理；组织工程委托合同的编制、谈判、签订、变更和执行情况的分析、报告；建立和维护各项目的工程计划和进度的管理体系、风险和经验反馈体系、报告体系、项目绩效评价和考核体系，并实施总体控制，同时根据公司政策和各项目的需求，对各项目提供业务和资源支持；并归口管理各异地项目协调办公室的工作。工作类别主要包括：经营策划与项目管理、工程计划、科技管理等。质量保证类

主要负责建立和维护质量和环境管理体系，实施核电工程建设质量保证活动。具体包括工程公司质量和环境管理体系策划、内外审核、管理评审；参与合同采购中的资格评审、合同文件编写、评标、合同签订等活动；对供应商、承包商实施质保监督、监查；负责核安全文化的培育和推进。

工作类别主要包括：公司管理体系建设与维护；施工活动质量保证专业工作；设计和设备采购活动质量保证专业工作。

合同与采购类 主要负责供应合同，服务合同和施工合同的签订和核电设备的采购以及相关的一些法律保险事务。具体包括：采购合同的行政和商务控制，包括法律及保险事务、建和护公司通用的和项目专用的采购合同商务控制程序和规范、规则体系，建立和维护通用的和项目专用的合同外发接口程序和工作规则，组织承包商资格评审，维护合格承包商清单（和禁入承包商清单），组织招投标活动和合同谈判，发布生效合同，合同执行过程的商务跟踪和监督，合同支付、变更、索赔、奖励、处罚的控制；项目的合同采购的策划，包括潜在承包商的数量和业绩评估、采购物项或服务项目的组合方式、承包方的组织形式、风险管理等；公司（包括各项目和分公司）合同采购专业人员的资格管理；对各项目的合同采购活动提供专业指导、支持和监督并对各个项目工作进行业务和资源支持。设计类

组织本工程的设计工作，贯彻工程审批文件和各级审定的设计原则，全面负责本专业技术、进度、投资、质量和信息、文件、资料管理。抓好设计策划、设计接口、设计输入与输出，设计验证、设计确认、设计评审、设计更改的设计控制。组织专业设计方案的研究，协调专业间的分工与衔接，指导设计人员进行设计方案和技术经济比较，提出技术先进、经济合理的方案。研发类

研发类主要以提高核电机组的安全性、可靠性和经济性为目标，搭建核电共用技术平台，解决核电工程建设和生产运营的应用问题，为中广核多项目、多基地提供技术支持与服务，提高中广核集团的科技创新能力。主要从事以下六大板块的工作：：以堆芯设计、燃料管理、安全分析、源项计算与评价、环境影响评价等为核心的反应堆工程与核燃料技术研究；以设备监造、材料留样、工艺评定、设备鉴定、金属材料性能评估、设备运行状态评估（含腐蚀管理、安全评定、可靠性管理、在役检查等）、强度评估、寿命评估与老化管理等为核心的核电站设备质量与可靠性技术研究；以电站工程改造、运行评估、经验反馈、根本原因分析、运行与维修优化、热能动力技术等为核心的提高核电站绩效运行技术研究；核电工程建设与生产运营相结合的信息应用技术研究；核电站模拟机（仿真技术）技术研究，先进核能技术与新能源（太阳能、风能等）技术研究。

操作员是指在现场工作的运行人员，操纵员是在主控室工作的运行人员

第三篇：切尔诺贝利核电站

切尔诺贝利核电站

时间： 2006-04-24 字体：大 中 小

切尔诺贝利核电站位于现乌克兰共和国（原为前苏联的加盟共和国）首都基辅市北130公里处，第聂伯河支流的普里皮亚特河畔，靠近白俄罗斯共和国边界。建核电站前，这里人口密度较低，大约70人/平方公里，核电站处于白俄罗斯-乌克兰大森林地带的东部，周围是一片平坦的风景区（见图9）。上世纪七十年代初，前苏联选址在这里建造核电站，一期两个机组于1977年建成发电，二期两个机组于1983年建成发电，到1986年核电站拥有RBMK-1000共4台机组，原计划再建两台（5、6号）机组，4号机组事故后被迫停建。

RBMK-1000核电机组采用的是前苏联独特设计的大型石墨沸水反应堆，用石墨作慢化剂，石墨砌体直径12米，高7米，重约1700吨，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾（见图7）。堆芯石墨砌体中间孔道内可装1680根燃料管。反应堆是双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃进入燃料管道，向上流动，被加热局部沸腾，汇流到一边两个的四个汽包中，汽包中的蒸气直接进入汽轮机厂房，两环路各对一台汽轮发电机组（一堆两机）各发额定功率一半的电功率（4号堆供汽给7号和8号汽轮发电机组）。

图7 石墨慢化压力管式沸水堆

图8 RBMK-1000反应堆大厅，堆顶图 图9 切尔诺贝利核电站位置

切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似（见图8）从照片中可以看出反应堆厂房只不过是一个普通工厂的大车间，至多只是一个没有门窗的“密封厂房”而已，根本没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。

1986年4月26日发生灾难性事故的是核电站4号机组，该机组建成、投入运行是在1983年12月。1986年4月25日前，它一直稳定运行在额定满功率下，按计划4月25日停堆检修。

RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。不安全因素是：

—低功率下堆处于不安全工况，因为这种堆冷却水可沸腾产生空泡，而堆芯设计成有正的空泡反应性系数，即空泡增加，反应性（功率）增加，又导致空泡数增加，堆就会失控非常危险，好在在高功率情况反应性燃料温度系数是负的，在满功率下功率系数是负的、堆是安全的，但在20%满功率运行时，功率系数会变成正值。因此，运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行；

—冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展；

—大量的在700 ℃左右运行的石墨，遇水将起激烈的化学反应。

第四篇：切尔诺贝利核电站

切尔诺贝利核电站

切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，共有4台机组。1986年4月26日，世界上最严重的核事故在切尔诺贝利核电站发生。乌克兰基辅（Ukraine）市以北130公里的切尔诺贝利核电站的灾难性大火造成的放射性物质泄漏，污染了欧洲的大部分地区，国际社会广泛批评了苏联对核事故消息的封锁和应急反应的迟缓。在瑞典境内发现放射物质含量过高后，该事故才被曝光于天下。目录

简介

地理位置 基本构造 事故影响 食物限制 灾害估计

对自然世界的影响 防护措施

简介

切尔诺贝利核电站

1986年4月26日，世界上最严重的核事故在苏联(Soviet Union)切尔诺贝利核电站发生。乌克兰基辅（Ukraine）市以北130公里的切尔诺贝利核电站的灾难性大火造成的放射性物质泄漏，污染了欧洲的大部分地区，国际社会广泛批评了苏联对核事故消息的封锁和应急反应的迟缓。在瑞典境内发现放射物质含量过高后，该事故才被曝光于天下。此事故列为核事故的第七级（顶级）。

切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，共有4台机组。4月，在按计划对第4机组进行停机检查时，由于电站人员多次违反操作规程，导致反应堆能量增加。26日凌晨，反应堆熔化燃烧，引起爆炸，冲破保护壳，厂房起火，放射性物质源源泄出。用水和化学剂灭火，瞬间即被蒸发，消防员的靴子陷没在熔化的沥青中。1、2、3号机组暂停运转，电站周围30公里宣布为危险区，撤走居民。事故发生时当场死2人，遭辐射受伤204人。5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达300℃；当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为0.2毫伦琴，而正常值允许量是0.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一名少将；得放射病的203人；从危险区撤出13.5万人。1992年乌克兰官方公布，已有7000多人死亡于本事故的核污染。

5月9日，国际原子能机构总干事布利克斯应苏联政府邀请，乘直升飞机从800米高空察看核电站的情况，他认为这是迄今为止世界上最严重的一次核事故。

切尔诺贝利核电站

灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当成“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米“脏土”，为核电站职工另建了斯拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决定。

白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物品均被盗走，也因此将污染扩散到区外。近核电站7公里内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30公里以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿童甲状腺患者和畸形家畜急剧增加；即使80公里外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。

切尔诺贝利核电站

土地、水源被严重污染，成千上万的人被迫离开家园。切尔诺贝利成了荒凉的不毛之地。10年后，放射性仍在继续危胁着白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约800万人的生命和健康。专家们说，切尔诺贝利事故的后果将延续一百年。

地理位置

切尔诺贝利核电站(51°23′14″N 30°06′41″E / 51.38722°N 30.11139°E / 51.38722;30.11139)位于乌克兰普里皮亚季镇附近，距切尔诺贝利市西北18公里（11英里），距离乌克兰和白俄罗斯边境16公里(10英里)，距乌克兰首都基辅以北110公里（68英里）。

基本构造

RBMK-1000核电机组采用的是前苏联独特设计的大型石墨沸水反应堆，用石墨作慢化剂，石墨砌体直径12米，高7米，重约1700吨，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾。堆芯石墨砌体中间孔道内可装1680根燃料管。反应堆是双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃进入燃料管道，向上流动，被加热局部沸腾，汇流到一边两个的四个汽包中，汽包中的蒸气直接进入汽轮机厂房，两环路各对一台汽轮发电机组（一堆两机）各发额定功率一半的电功率（4号堆供汽给7号和8号汽轮发电机组）。切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似从照片中可以看出反应堆厂房只不过是一个普通工厂的大车间，至多只是一个没有门窗的“密封厂房”而已，根本没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。

1986年4月26日发生灾难性事故的是核电站4号机组，该机组建成、投入运行是在1983年12月。1986年4月25日前，它一直稳定运行在额定满功率下，按计划4月25日停堆检修。

RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。不安全因素是：

1、低功率下堆处于不安全工况，因为这种堆冷却水可沸腾产生空泡，而堆芯设计成有正的空泡反应性系数，即空泡增加，反应性（功率）增加，又导致空泡数增加，堆就会失控非常危险，好在在高功率情况反应性燃料温度系数是负的，在满功率下功率系数是负的、堆是安全的，但在20%满功率运行时，功率系数会变成正值。因此，运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行；

2、冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展；

3、大量的在700 ℃左右运行的石墨，遇水将起激烈的化学反应。

事故影响

切尔诺贝利核电站是原苏联时期在乌克兰境内修建的第一座核电站。曾几何时，切尔诺贝利是苏联人民的骄傲，被认为是世界上最安全、最可靠的核电站。但1986年4月26日的一声巨响彻底打破了这一神话。核电站的第4号核反应堆在进行半烘烤实验中突然发生失火，引起爆炸，据估算，核泄漏事故后产生的放射污染相当于日本广岛原子弹爆炸产生的放射污染的100倍。爆炸使机组被完全损坏，8吨多强辐射物质泄露，尘埃随风飘散，致使俄罗斯、白俄罗斯和乌克兰许多地区遭到核辐射的污染。

由原子炉熔毁而漏出的辐射尘飘过俄罗斯、白俄罗斯和乌克兰，也飘过欧洲的部份地区，例如：土耳其、希腊、摩尔多瓦、罗马尼亚、立陶宛、芬兰、丹麦、挪威、瑞典、奥地利、匈牙利、捷克、斯洛伐克、斯洛文尼亚、波兰、瑞士、德国、意大利、爱尔兰、法国(包含科西嘉)和英国。在最早发生意外的时候，有人认为切尔诺贝利的核泄漏是来自瑞典而不是俄国，1986年4月27日，瑞典Forsmark核电厂工作人员发现异常的辐射粒子粘在他们的衣服上，该电厂距离切尔诺贝利大约1100公里。根据瑞典的研究，内容发现该辐射物并不是来自本地的核能电厂，他们怀疑是俄国核电厂出了的问题。当时瑞典曾透过外交管道向苏联询问，但未获证实。另外，法国政府宣称辐射尘只飘到德国及意大利的边界。因为辐射尘的关系，意大利规定部份农作物禁止人们食用，例如蘑菇。法国政府为了避免引发民众的恐惧，所以没有作出类似的测量。[1]

切尔诺贝利灾难不只污染了周围的乡镇，它还借由气流的帮助，因此能够没有规律地往外面散开。根据俄国及西方科学家的报告指出：掉落在俄国的辐射尘有60%在白俄罗斯。而由TORCH 2006的报告指出有一半的易挥发粒子掉落在乌克兰、白俄罗斯、及俄罗斯以外的地方。在俄罗斯联邦布良斯克（Bryansk）的南方极大的区域和乌克兰北方的部份地区，都被辐射物质污染。

切尔诺贝利核电站 意外发生后，马上有203人立即被送往医院治疗，其中31人死亡，当中更有28人死于过量的辐射。死亡的人大部份是消防队员和救护员，因为他们并不知道意外中含有辐射的危险。为了控制核电辐射尘的扩散，当局立刻派人将135,000人撤离家园，其中约有50,000人是居住在切尔诺贝利附近的普里皮亚特镇居民。卫生单位预测在未来的70年间，受到5–12艾贝克辐射而导致癌症的人，比例将会上升2%。另外，已经有10人因为此次意外而受到辐射，并死于癌症。

俄国科学家报告指出，切尔诺贝利4号机反应炉总共有180至190吨的二氧化铀以及核反应产生的核废料。他们也估计这些物质大约有5%-30%流到外面。但根据曾经到过石棺反应炉做后续处理的清理人（例如Usatenko和Karpan博士）说反应炉内只剩大约5%-10%的物质。反应炉的照片里显示了反应炉完全是空的。因为大火引发的高温，让许多辐射物质冲向大气层高空，并向外四面八方扩散。

奖励灾难调查员的苏联纪念章。在灾难中，负责复原及整理的工作人员，将他们称为“清理人”（liquidator）。清理人在清理的过程中接受到非常高剂量的辐射。根据俄罗斯的估计，大约有300,000到600,000的清理人在灾变后的两年内，进入离反应炉30公里的范围内清除辐射污染物。

切尔诺贝利核电站

在被辐射污染的地区里，有许多小孩的辐射剂量高达50 戈雷（Gy）。这是因为他们在喝牛奶的过程中吸收了当地生产而被辐射污染的牛奶，当地牛奶是被碘-131所污染，碘-131的半衰期为8天。许多研究发现白俄罗斯、乌克兰及俄罗斯的小孩也罹患甲状腺癌比例快速增加。根据日本原子弹爆炸的事后调查统计预期，在切尔诺贝利地区的白血病在未来的几年内将会增加。但直到目前为止，白血病病例的增加数量还不足以在统计学上推断，并和辐射外泄有关。但是，事实证明了在切尔诺贝利地区里，畸形婴儿的出生率的确是升高了，有调察显示证实是由辐射灾难余后的辐射尘，所导致的结果。

意外发生之后，人们的健康问题主要被放射性物质“碘-131”所影响。目前，有人担心20年前的锶-90和铯-137还会对土壤造成污染。而且，植物、昆虫和蘑菇最表层的土壤会吸收铯-137。所以，有些科学家担心核辐射会对当地人造成几个世纪的影响。

苏联当局在事件发生之后36小时，就开始疏散住在切尔诺贝利反应炉周围的居民。在1986年5月，即事件发生后一个月，约116,000名住在核子厂方圆30 公里（相当于18 英里）内的居民都被疏散至其他地区。因此，这个地区经常会被称为疏散区域（Zone of alienation）。然而辐射所影响的范围其实能散播至超过方圆30公里外的地方。

核电厂爆炸事故对切尔诺贝利居民造成的长期影响一直备受争议，有超过300,000 人脱离了灾难的威胁，但仍然有数百万人继续居住在污染区内。然而，那些受到低剂量辐射所影响的人，几乎没有死亡率增加、癌症或先天缺陷的症状。但是仍不能够确定其原因与放射性污染的关联。

同时，前苏联当局在灾难中设置了障碍：科学研究也许因为缺乏民主的透彻性而受到限制。在白俄罗斯、一个受官方质疑的科学家Yuri Bandazhevsky,，因为错误评估切尔诺贝利核电厂的马力（1000 Bq/kg），而被国家监控组织所拘留。

食物限制

1986年4月，一些欧洲国家（除法国以外）已经强迫实行食物限制，特别是菌类和牛奶。在灾难过后20年，主要限制制造、运输、消费过程中来自切尔诺贝利放射性尘埃的的食物污染、尤其是对铯-137指标的控制，以防止它们进入人类的食物链。在瑞典和芬兰的部分地区，部分肉类产品受到监控，包括在自然和接近自然环境下生活的羚羊等等。在德国，奥地利，意大利，瑞典，芬兰，立陶宛和波兰的某些地区，野味〔包括野猪、鹿等〕，野生蘑菇，浆果以及从湖里打捞的食肉鱼类的铯-137含量达到每千克几千贝克。在德国一些野生蘑菇的铯-137含量甚至达到了40,000 贝克/千克。按照2006年TORCH报告，这些地区的平均水平约为6,800贝克/千克，是欧盟规定的600贝克/千克的10倍以上。由此欧盟委员会已经表示：“对于从这些成员国进口的某些食物的限制必须在未来保持多年”。

在英国，根据1985起实行的食物和环境保护条例（Food and Environment Protection Act、FEPA），从1986年起限制了放射行指标超过1000 贝克/千克的绵羊的迁移和销售。这项安全措施是根据欧盟委员会专家组第31项报告的建议而作出的。但是从1986年以来，受限制区域已经减少了96%： 从一开始限制区域几乎包括了9000个农场和400万头绵羊，到2006年已经递减到374个农场大约750平方公里的地区和约20万头绵羊。只有坎布里亚、北威尔士和苏格兰西南部的一些区域仍然受到限制。

在挪威，萨米人受到被污染的食物的影响，有些驯鹿因为吃了地衣而受到污染，因地衣在从空气中获取养分的过程中吸收了放射性微粒。

灾害估计

据英国《独立报》消息，在2006年4月，切尔诺贝利核泄漏事故发生20周年来临之际，“绿色和平”组织披露，这场世界上最为严重的核泄漏事故的危害程度要比当时的评估高出10倍，泄漏物将在未来造成约10万人死亡。

据报道，该组织掌握的一份最新报告显示，由于核泄漏物进入了大气层，对空气造成极大的破坏，污染最严重的乌克兰、白俄罗斯以及俄罗斯境内的大约20万人伤亡，这些地区的癌症病例为27万例，其中有9万多例非常严重。

该组织声称：“从一个反应堆里释放出来的放射物远远超出被投放在日本广岛和长崎原子弹的放射性污染，我们非常清楚，一个核反应堆可以污染一半地球。”

联合国世界卫生组织放射主任迈克指出：“这次事故的潜在影响是非常可怕的，但是当你用科学的结论看待这个问题的时候，它对公共卫生的影响就没有当初人们担心的那样恐怖。”

这次历史上最严重的核事故使500万人遭受核辐射，21人当场死亡受这次辐射影响的人数，从最初估计的不到50个清洁工人，达到了整个欧洲的数十万人。

对自然世界的影响

在事故后，隔离区内变成部份野生动物的天堂。虽然动物也饱受辐射之苦，但比起人类对它们的伤害是非常轻微的，所以对它们而言事故的发生反而是好事。在隔离区内的动物比如老鼠已适应了辐射，它们和没受辐射影响地区的老鼠寿命大约相同。下列为隔离区内再度出现或被引入的动物山猫、猫头鹰、大白鹭、天鹅、疑似一只熊、欧洲野牛、蒙古野马、獾、河狸、野猪、鹿、麋鹿、狐狸、野兔、水獭、浣熊、狼、水鸟、灰蓝山雀、黑松鸡、黑鹳、鹤、白尾雕。

防护措施

切尔诺贝利核电站30公里范围内严格限制人员进入。

2007年9月17日，乌克兰当局表示将搭建一个巨型的钢铁覆盖物，封闭曾发生全球最严重核泄漏事故的切尔诺贝利核电站。

切尔诺贝利核电站

据英国广播公司报道，乌克兰当局雇佣一家法国公司，负责搭建一个钢铁外层结构，取代 在1986年核泄漏之后用来掩盖核反应堆的混凝土外层。这一混凝土外层在发生事故后仓促建成，现在已出现损坏，因此当局计划建筑新的钢铁外层，遮盖曾发生核泄漏的反应堆和放射性材料。

新的钢铁外层工程将耗资14亿美元，由国际捐献者出资，并由欧洲重建与开发银行监督资金营运，预计在5年内竣工。

乌克兰当局表示，新的钢铁外层结构建成后，将可进行拆卸核反应堆的工作。这个反应堆仍包含95%的原核材料，并被暴露在外。此外，施工质量粗糙，使得现有的混凝土保护外层非常脆弱。乌克兰当局同时还与美国公司达成协议，在切尔诺贝利核电站的30公里“隔离区”内建造一个储存设施，收藏核电站泄漏的核废料。

欧洲重建与开发银行总裁勒米埃表示，乌克兰政府和国际社会持续不断的承诺和参与，对有关工程能够顺利完工至关重要。

第五篇：三坝核电站

三坝核电站

四川首座核电站，选厂址位于南充市蓬安县三坝乡境内。四川蓬安三坝乡优势更明显：在水源方面，嘉陵江由北向南流经蓬安境内长达89公里，流域面积大、水量充沛;下游即将开工的凤仪电站完工后，水位将稳定保持在281.0米，完全可满足核电站用水。在地质、气候方面，三坝区域地质构造简单，结构稳定，历史上从未发生过地震，也没有发生崩塌、沉降、滑坡等地质灾害;地形北高南低，沿江两岸均属阶地，河谷宽阔，地势低缓，基岩出露较好。而且这里三面环水、一面靠山，形如海边一半岛，有利于核电站管理。三坝核电站厂址选择

四川首座核电站——三坝核电站的筹建工作从2003年四川省成立核电筹建领导小组开始，已经逐步完成了厂址的查勘和选址工作，并已经完成了项目初步可行性研究报告，最终确定南充市蓬安县三坝乡作为核电站的首选厂址。而四川还在宜宾、泸州和南充找到了三个适宜修建核电站的厂址，未来四川有望修建更多的核电站，增强核电在四川能源格局中的地位。

水文条件

嘉陵江由北向南流经蓬安境内长达89公里，站址取水位置扬程约45米，站区距取水码头约500米，拟建取水口上游集雨面积75000平方公里，流域面积大、水量充沛，嘉陵江多年平均流量891立方米/秒;嘉陵江正常水位277.0米，下游即将开工的凤仪电站完工后，水位将稳定保持在281.0米，完全可满足核电站用水。

交通条件

南充高坪机场已竣工通航，距三坝站址33公里，极大方便人员往返和货物运输。达成铁路穿境而过，在蓬安县利溪镇内留有道口，道口距三坝站址约6.5公里，现在正在实施的达成铁路复线扩能改造工程将大大提高其营运能力。而且，三坝站址距南充绕城高速公路仅15公里。嘉陵江四季通航，渠化工程全面完工后，船闸可顺利通行2×500吨的半分节驳顶推船队和机动驳顶推船队，满足超重超大件运输。

地质条件

三坝区域地质构造简单，结构稳定，历史上从未发生过地震，也没有发生崩塌、沉降、滑坡等地质灾害;地形北高南低，沿江两岸均属阶地，河谷宽阔，地势低缓，基岩出露较好，且三面环水、一面靠山，形如海边一半岛，有利于核电站管理。

气候条件

三坝乡属于亚热带湿润季风气候，常年平均风速 1.4米/秒，静风频率低(常年为35%，夏季为28%，冬季为43%)，弥散条件好，常年平均气温17.5℃，年平均降水量1013.1毫米。

输电条件

马回电站距站址不足2公里，可以提供核电项目建设用电;距站区约10公里有国家东西部大电网500KV变电站，输电上网距离短，投资和生产成本较低。

外部条件

四川有为广东岭奥核电站二期生产发电成套制造设备的东方电气集团公司，有对核电项目常规岛设备具有丰富设计经验的西南电力设计院，有宜宾核燃料生产厂等。中国核动力研究院还将联合中国二重、东方电气集团、攀长钢等省内重要的核设备供应商，一起加快四川核工业的发展。

三坝核电站-工程进度

2003年，四川省成立核电筹建领导小组。三坝核电站开始筹备建设工作。

2006年12月6日下午，由西南电力设计院总设计师付强带队的核电专家抵达南充蓬安，并举行了核电工程现场可研启动仪式。整个可研报告计划于2008年完成，2008年下半年计划通过国家评审。核电现场可研专题共计54个。受四川省发改委委托，付强等专家将开展其中21个专题的设计工作，包括进一步落实有关地质、地震、环保影响评估，水资源论证、交通运输及大件运输条件、水土保持方案等方面的内容。同时，还将确定核岛及常规岛主机选型、初步拟定工艺技术方案、建厂必要性论证，为编制项目申请报告提供准确翔实的依据。

2008年底，完成可行性研究，2009年可以通过国家有关部门评审。

2009年3月31日，四川省政府与中国广东核电集团有限公司签署了核电及相关领域合作框架协议，并为四川核电一期工程筹建处揭牌，标志着四川核电项目建设正在加速推进。

2009年6月14日下午3时，蓬安县三坝乡双龙盘村翟家大沟蒋家大田，钻探机的轰鸣声打破了田野的寂静。在西南电力设计院高工张顺义、姜新跃两位专家和市核电办主任罗开银的现场指挥下，三坝核电站厂址可行性研究第一次工程地质钻探正式进行。

2010年，主体工程力争正式开工，前期工作预计2011年完成，预计2014年核电站投入使用。