核电的利与弊

第一篇：核电的利与弊

核燃料主要是铀235，铀235在反应堆中，被中子射中，分裂为2-3个碎片(碎片为比铀轻一些的原子)，同时放出大概2-3个中子。

铀235分裂后的碎片原子种类有200种之多，大部分的碎片，其原子质量差不多是铀235原子质量的二分之一左右，也就是80~150之间。这中间就有碘131、铯137、氙133、氪88、等等等等。

这些裂变产物首先是气体，且都具有放射性，碘131和铯137的危害还比较大，如果摄入过多的碘131，会引起甲状腺疾病。摄入过多的铯137会引起神经系统损伤。于此同时会产生大量热量，通过二回路供水产生蒸汽来发电。

根据天朝卫视的惯例先来熟知一下国外的几个严重核事故

1、前苏联切尔诺贝利核电：1986年4月25日，切尔诺贝利核电站的4号动力站开始按计划进行定期维修。然而由于连续的操作失误，4号站反应堆状态十分不稳定。1986年4月26日对于切尔诺贝利核电站来说是悲剧开始的日子。凌晨1点23分，两声沉闷的爆炸声打破了周围的宁静。随着爆炸声，一条30多米高的火柱掀开了反应堆的外壳，冲向天空。反应堆的防护结构和各种设备整个被掀起，高达2000℃的烈焰吞噬着机房，熔化了粗大的钢架。携带着高放射性物质的水蒸气和尘埃随着浓烟升腾、弥漫，遮天蔽日。虽然事故发生6分钟后消防人员就赶到了现场，但强烈的热辐射使人难以靠近，只能靠直升飞机从空中向下投放含铅和硼的沙袋，以封住反应堆，阻止放射性物质的外泄。[1]

切尔诺贝利核电站事故带来的损失是惨重的，爆炸时泄漏的核燃料浓度高达60%，且直至事故发生10昼夜后反应堆被封存，放射性元素一直超量释放。事故发生3天后，附近的居民才被匆匆撤走，但这3天的时间已使很多人饱受了放射性物质的污染。在这场事故中当场死亡2人，至1992年，已有7000多人死于这次事故的核污染。这次事故造成的放射性污染遍及前苏联15万平方公里的地区，那里居住着694．5万人。由于这次事故，核电站周围30公里范围被划为隔离区，附近的居民被疏散，庄稼被全部掩埋，周围7千米内的树木都逐渐死亡。在日后长达半个世纪的时间里，10公里范围以内将不能耕作、放牧；10年内100公里范围内被禁止生产牛奶。不仅如此，由于放射性烟尘的扩散，整个欧洲也都被笼罩在核污染的阴震中。临近国家检测到超常的放射性尘埃，致使粮食、蔬菜、奶制品的生产都遭受了巨大的损失。核污染给人们带来的更是精神上、心理上的不安和恐惧。

据统计，切尔诺贝利核电站事故后的7年中，有7000名清理人员死亡，其中1/3是自杀。参加医疗救援的工作人员中，有40%的人患了精神疾病或永久性记忆丧失。时至今日，参加救援工作的83．4万人中，已有5．5万人丧生，30多万人受放射伤害死去。【抄录】

2、美国三里岛核电站：美国三里岛压水堆核电厂二号堆于1979年3月28日发生的堆芯失水而熔化和放射性物质外逸的重大事故。这次事故是由于二回路的水泵发生故障后，二回路的事故冷却系统自动投入，但因前些天工人检修后未将事故冷却系统的阀门打开，致使这一系统自动投入后，二回路的水仍断流。当堆内温度和压力在此情况下升高后，反应堆就自动停堆，卸压阀也自动打开，放出堆芯内的部分汽水混合物。同时，当反应堆内压力下降至正常时，卸压阀由于故障未能自动回座，使堆芯冷却剂继续外流，压力降至正常值以下，于是应急堆芯冷却系统自动投入，但操作人员未判明卸压阀没有回座，反而关闭了应急堆芯冷却系统，停止了向堆芯内注水。这一系列的管理和操作上的失误与设备上的故障交织在一起，使一次小的故障急剧扩大，造成堆芯熔化的严重事故。在这次事故中，主要的工程安全设施都自动投入，同时由于反应堆有几道安全屏障（燃料包壳，一回路压力边界和安全壳等），因而无一伤亡，在事故现场，只有3人受到了略高于半年的容许剂量的照射。

核电厂附近80千米以内的公众，由于事故，平均每人受到的剂量不到一年内天然本底的百分之一，因此，三里岛事故对环境的影响极小。

3、日本福岛核电站：北京时间2011年3月11日13时46分，日本发生9.0级地震并引发高达10米的强烈海啸，导致东京电力公司下属的福岛核电站一二三号运行机组紧急停运，反应堆控制棒插入，机组进入次临界的停堆状态。在停堆状态下，柴油发电机应该启动及时对反应堆内降温，但是由于海啸原因柴油发电机被水侵蚀无法启动，造成了堆芯温度上涨到2200摄氏度，在此温度下堆内水位迅速下降，使核燃料棒融化造成了大量放射性物质泄漏。由于安全壳内氢气与氧气产生化学反应发生爆炸，造成了1.2.3号机安全壳裂开使放射性物质暴露在空气中。

此时堆内温度还在升高，需要持续降温，然后50死士就出现了：地震导致福岛县第一和第二核电站发生核泄漏，造成各类放射性物质大量泄漏。众多救援人员纷纷撤走，但一支50人组成的抢险救援队始终坚守在核反应堆附近工作，成为阻止福岛核电站局面继续恶化的最后一道防线。尽管穿着连体衣，戴着紧身头罩，但这些衣物所能提供的防护相对那里的高辐射环境来说微不足道。即便冒着生命危险，但为了避免更大的灾难性后果，为了他人的安全，他们依然坚守险境，被媒体誉为“不惧死亡的福岛50人”。他们中，有20名是志愿者。在核电站工作人员重新增加到180人的时候，这种危难之际冒着生命危险的孤独坚守，彰显了令人动容的人性光辉，使人无法忘怀。

核电站的好处

核电站与常规火电站相比，有很多优点：

1.核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。

2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。

3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。

4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。

5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。

第二篇：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，核电已成为一种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。

4、什么是核电厂

电是电厂生产出来的。我们知道有烧煤或石油的火力发电厂，有靠水力发电的水电站，还有一些靠风力、太阳能、地热、潮汐能、波浪能、沼气生产电力的小型或实验性发 电装置。核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模生产电力的新型发电厂。

核电厂用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫做“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 的压水反应堆核电厂的工作原理。

5、什么是放射性

约在100年前，科学家发现某些物质能放出三种射线：α（阿尔法）射线、β（贝塔）射线，γ（伽玛）射线。

以后的研究证明：α射线是α粒子（氦原子核）流，β射线是β粒子（电子）流，统称粒子辐射。类似的还有中子射线、宇宙射线等。γ射线是波长很短的电磁波，称为电磁辐射。类似的还有X射线等。

这些射线的共同特点是：

1、有一定穿透物质的能力；

2、人的五官不能感知，但能使照相底片感光；

3、照射到某些特 殊物质上能发出可见的荧光；

4、通过物质时有产生电离作用。

射线主要通过电离作用对生物体产生一定的影响。

射线并不可怕，我们吃的食物、住的房屋，甚至我们的身体 内都有能放出射线的物质。我们戴夜光表、作X光检查、乘飞机、吸烟都会接受一定的辐射剂量。但是，过高的辐射剂量会引起有害健康的效应。

两个关于放射性的计量单位

6、什么是反应堆

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。

核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部有几个进水口和出水口，称为压力容器，900兆瓦的压水堆，其压力容器高12米，直径3.9米，壁厚约0.2米。

压力容器内是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。水在它们的间隙中流过。水在此起两个作用，一是降低中子的速度使之易于被铀－235核吸收，二是带出热量。900兆瓦压水堆 一般装有157个燃料组件，约含80吨二氧化铀。

压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过改变控制棒的位置来实现开堆、停堆（包括紧急停堆）和调节功率的大小。

7、什么叫做核事故

一般来说，在核设施（例如核电厂）内发生了意外情况，造成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规定限值的照射，则称为核事故。显然，核事故的严重程度可以有一个很大的范围，为了有一个统一的认识标准，国际上把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。

由表可以看出，只有4－7级才称为“事故”。5级以上的事故需要实施场外应急计划，这种事故世界上共发生过三次，即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故和美国三里岛事故。

8、核电部分厂房描述

中国的大部分厂房都是这样的——

1）反应堆厂房：包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。反应堆厂房是双层圆筒形结构，该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施（包括压力容器和主冷却回路，包括主泵，蒸发器和稳压器）。反应堆换料腔和内部结构。辅助设备。厂房的主要功能是防止外部事件对内部反应的影响，确保不发生泄漏。包括一回路发生事故失水，使厂房内压力和温度升高。

1.1）安全壳：安全壳是双层墙体结构，其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成，内面衬以钢衬里，保证密封。外安全壳抵抗外部冲击。1.8米宽的环形区域将内外安全壳隔离，该区域处于负压状态，收集发生泄漏事故后泄漏物的收集，保证泄漏物在排入大气前被过滤，双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。

1.2）内部结构：主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑；人员及设备的生物防护；防止管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。

1.3）结构描述：内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙，二次屏蔽墙，反应堆换料腔；楼板和墙体。

1.4）堆芯熔融物捕捉器：位于堆芯CVCS和VDS系统下部分为三部分，由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。表面覆盖细石混凝土。底部有循环水系统，用以事故状态下对熔融物降温，水来自换料储水箱。

2）安全厂房：安全厂房1&4分为9层，分别布置在安全壳两侧；厂房2&3分为8层，布置在一起，采用双层墙体。外墙与厂房各楼层分开，通向厂房的门应有门禁系统。

3）燃料厂房：位于反应堆厂房和安全厂房2、3相对的位置，与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。9层（0.00-19.5m区域）。西侧为乏燃料水池及相关设施。东侧为事故废气过滤机组。采用双层墙，门应有门禁系统。

4）核辅助厂房：核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统，同时设置有部分维修区域。是钢筋混凝土结构，基础与厂房的筏基础是分离的，放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。提供充分的生物隔离。

5）进出厂房：基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。进出厂房的基础和核岛的基础临近，设置沉降缝，允许相对的位移。

6）放射性废弃物厂房：分为放射性废弃物厂房(HQB)和放射性废弃物储存厂房（HQS），其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。为两个机组公用，它同1号机组的核辅助厂房建筑直接连接，用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。在放射性废弃物厂房和2号机辅助厂房附属建筑（2HQS）之间连接一条热管，用来输送2号机的废液。

7）应急柴油机房：（HD）是钢筋混凝土结构，其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。

8）安全厂用水泵房：为混凝土结构，其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能防止地下水和海水的侵蚀，所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板，其他地方可以使用粗制模板。

核电行业市场可观 核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低20%以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座100万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。

2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61%和14.39%。田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。

截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。

2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10％的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。

中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要“有限”发展核电产业。而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。

中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30%），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20%），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10%）。

中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。

从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。

技术及市场现状

国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：日本富士财团的日立―美国通用、日本三井财团的东芝―美国西屋、日本三菱财团的三菱重工―法国阿海珐。日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。

核电技术方案

纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即：

第一代核电站

核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

第二代核电站

上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。

第三代核电站

上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。

第四代核电站

2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。

第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向。多强的辐照会对人体造成危害 辐射对人体的效应是从细胞开始的。它会使细胞的衰亡加速，使新细胞的生成受到抑制，或造成细胞畸形，或造成人体内生化反应的改变。在辐射剂量较低时，人体本身对辐射损伤有一定的修复能力，可对上述反应进行修复，从而不表现出危害效应或症状。但如果剂量过高，超出了人体内各器官或组织具有的修复能力，就会引起局部或全身的病变。下表为目前国际上公认的辐射的生物效应。从中可以看到：人体能够耐受一次25雷姆的集中照射而不致遭受损伤。当然各个人的抵抗能力和体质是有所不同的。来源

所受 住在核电厂周围

每年约0.0002毫希伏 乘坐飞机

每小时约0.005毫希伏 每天看1小时电视

每年约0.001毫希伏 吃食物

每年约0.02毫希伏 宇宙射线

每年约0.03毫希伏 大地和住房

每年约0.05毫希伏每天吸20支烟

每年约0.038-0.075毫希伏 一次X光检查

约0.50-2.0毫希伏 我国高本底地区的天然辐照

每年3.70毫希伏 放射性工作者的职业剂量限值

每年50毫希伏 世界最高本底地区的天然辐照

每年120毫希伏

第三篇：核电复习题

1．核电站是怎样工作的？

答：核电站是利用一座或几座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的核动力设施。用铀制成的核燃料在反应堆内“燃烧”，即发生核裂变反应，产生大量热能和水蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机旋转。2．核电站在设计上有哪些安全措施？

答：核燃料“燃烧”时，会产生大量的放射性物质。为防止放射性物质外逸，在建造时设置了四道屏障，包括燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以及能承受内压的安全壳。在控制方面有多重保护：在出现可能危及设备和人身安全情况时，可进行正常停堆；

3．这次地震为什么造成了福岛核电站事故？有多危险？

答：地震发生后，反应堆机组冷却系统供电中断，水循环不能完成，核反应堆中的热量带不出去，热量的聚集导致容器中更多的液态水变成蒸汽，容器内气压变大，对容器外壳形成威胁。容器内的高温使得水蒸汽与锆合金反应产生氢气，与厂房里的氧气混合发生了爆炸，造成了放射性物质泄漏。

4．此次福岛第一核电站爆炸是核爆炸吗？

答：不是。核爆炸是裂变反应过程在极短的时间内发生，裂变能量瞬间释放；而核电厂的反应堆则刚好相反，能量以一定的速率释放出来。5．这次事故泄漏的放射性物质有哪些？

答：此次事故释放的放射性物质包括核燃料、裂变产物和活化产物。主要是碘、铯、锶等放射性核素。

6．泄漏的放射性物质会对我们造成危害吗？

答：普通人在受到放射性烟云照射或吸食受辐射污染的食物饮料后，会受到较低的剂量。而现场救援人员和工作人员可能会由于其职业活动遭受体表或体内的放射性沾染，进而导致较大的剂量。放射性物质对人的危害主要取决于所受照射剂量大小。7．在此类事故中我们应该如何保护自己？

答：一旦出现核电站辐射泄漏事故，最重要的是要保持镇定，千万不要惊慌。要尽量获取来源可靠的事件信息，及时了解政府部门的决定、通知。为此，应通过各种手段（电视、广播、电话等）保持与当地政府的信息沟通，切记不可轻信谣言或小道信息。第二件事是按照当地政府的通知，迅速采取必要的自我防护措施。8．距离发生事故的核电站多远我们才安全？

答：政府负责核安全与核事故应急的专门机构，会根据事故级别和实际条件确定安全距离，适时发布指令。我们应及时设法获得权威机构的指令，及时采取隐蔽、撤离等相应措施 9．什么是核辐射？

答：核辐射也常称放射性辐射。它是原子核从一种结构或一种能量状态转变为另一种结构或另一种能量状态时，释放出的微观粒子流。如X射线、伽马射线、中子等。10．什么是放射性污染？

答：人体、物料、环境出现超过国家标准的放射性物质或射线的现象。11．新闻报道中经常提到的毫希弗和微希弗是什么意思？

答：希弗是辐射剂量的单位，1希弗表明每千克组织中沉积了1焦耳的能量。1希弗=1000毫希弗；1毫希弗=1000微希弗。

12．新闻报道中的1000微希弗/小时的辐射水平会造成怎样的伤害？

答：1000微希弗/小时意味着在这样的环境中停留1小时，所吸收的辐射剂量约为1毫希弗。全世界平均的天然本底辐射约为2400微希弗/年。在这样的剂量环境下，短时间停留不会对机体造成明显损伤。13．核辐射通过什么途径伤害我们？

答：主要通过体外和体内照射伤害人体。由放射源或辐射发生装置（如粒子加速器)释出的贯穿辐射由体外作用于人体称为外照射。放射性物质经由空气吸入、食品或饮水食入，或经皮肤、伤口吸收并沉积在体内，对周围组织或器官造成照射，称为内照射。这两种途径都会对人体带来危害，危害程度取决于受到的辐射剂量。14．怎样防止自己受到放射性污染？

答：尽量远离污染区。在污染区内，尽可能着长袖衣物，戴口罩、眼镜、手套，减少皮肤外露，不要进食、饮水、吸烟。离开污染区后应及时更换衣物、洗澡 15．怎么知道自己受到了放射性污染？

答：放射性物质无色无味，我们无法感觉到，但是可以通过仪器测量。当从沾染区出来，怀疑可能受到放射性污染时，应去剂量检测站进行体表、体内污染检测。在核电站事故中，政府派出的救援组织会有很多检测放射性污染的机构。16．受到放射性污染怎么办？

答：在确定受到放射性污染时，应在专业救援人员或医生指导下，根据污染放射性核素种类和受照射剂量，进行洗消或对症处置。17．核电站废物如何处理？

答：低、中放射性废物处理：废物包装→经包装的废物运往处置场地→经包装的废物点收后进行处理→储存及记录质量保证文件。

高放射性废物处理：核电厂用过的乏燃料，送后处理厂经处理其中97%可循环再用。剩余的3%高放射性废物，需用沥青固化、水泥固化和玻璃固化等方法，使它变成不易渗透的固体，在后处理厂贮存，并最终送放深地层处置中心处置。18．为什么压水堆不会出现切尔诺贝利事故？

答：切尔诺贝利核电站采用压力管式石墨慢化沸水反应堆，在低功率水平呈不稳定状态。用石墨作慢化剂，石墨容易燃烧。控制棒需15秒才能完全下降至堆芯，发挥停堆功能。缺乏安全壳屏障，辐射容易外泄。而压水堆核电站采用压水式反应堆，在任何功率下保持稳定运行。用水作慢化剂，水不会燃烧。控制棒只需2秒左右便可完全降至堆芯，达到停堆作用。安全壳屏障确保辐射不会外泄。

19．放射性物质对人体有哪些危害？发生过什么事件？

答：(1)外照射：是指辐射源位于人体外对人体造成的辐射照射，包括均匀全身照射、局部受照；(2)内照射：存在于人体内的放 射性核素对人体造成的辐射照射称为内照射；(3)放射性核素的体表沾染：是指放射性核素沾染于人体表面(皮肤或粘膜)。沾染的放射性核素对沾染局部构成外照射源，同时尚可经过体表吸收进入血液构成体内照射。

切尔诺贝利核泄漏。

20．大理石含有放射性元素吗？天然放射性元素对人体有影响吗？应该怎样注意？

答：有。天然放射性物质的放射危害，主要是通过其放射的射线对人体细胞基本分子结构的电离，破坏了分子结构和细胞而造成伤害的。天然放射性物质对人体构成放射危害的另一个途径，就是天然放射性物质进入人体内。

21．核电利用是什么原理？前景如何？安全吗？

答：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。前景很好，是清洁、高效、安全的能源。

22．切尔诺贝利是如何发生的？影响有多大？多少人死亡？有确切数字吗？切尔诺贝利现状如何？

答：1986年4月25日，前苏联切尔诺贝利核电站因人为的连续违反操作规程而导致事故发生，大量放射性物质因没有安全壳的包容直接向外泄漏，造成环境严重污染。在这场事故中当场死亡2人，至1992年，已有700O多人死于这次事故的核污染。没有确切数字。这次事故造成的放射性污染遍及前苏联15万平方公里的地区，那里居住着694．5万人。由于这次事故，核电站周围30公里范围被划为隔离区，附近的居民被疏散，庄稼被全部掩埋，周围7千米内的树木都逐渐死亡。在日后长达半个世纪的时间里，10公里范围以内将不能耕作、放牧。核污染给人们带来的精神上、心理上的不安和恐惧更是无法统计。23．什么叫核能？什么叫核裂变？核能有什么用途？

答：原子核发生变化过程中所释放出来的能量。核裂变是质量较大的原子核在中子轰击下分裂成2个新原子核，并释放能量的过程。核武器，核电站，的动力潜艇等。24．现有核电还会发生类似事故吗？我国大陆已建几座核电？

答：不会，前苏联切尔诺贝利核电站因人为的连续违反操作规程而导致事故发生，大量放射性物质因没有安全壳的包容直接向外泄漏，造成环境严重污染。这样的事故不会在压水堆核电站中发生，因为两者是截然不同的核电站。

浙江秦山、广东大亚湾、广东岭澳、江苏田湾共四座已发电。

25．为什么说核能是绿色能源？我国核能发展情况？

答：同31。目前中国面临国家安全和经济可持续发展双重压力，因此进一步大力发展核电势在必行。（1）发展核电有助于减轻我国环境保护方面的压力；（2）反展核电有助于提高我国的能源安全；（3）发展核电有利于保持和提高国家核能力。26．为什么世界很多国家发展核电？现今世界核电发电量是多少？

答：（1）从世界能源储量和需求角度来看，化石燃料储量日益减少，需要进一步开发新能源；（2）核电资源的蕴藏量非常丰富；（3）核电是高能量低耗料的电厂；（4）核电是安全、清洁的能源。目前世界上有核电站441座，总装机容量3.6亿千瓦。27．核电站是如何利用核能发电的？

答：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。28．核电站会不会像原子弹那样爆炸？

答：不会。核燃料中铀-235的含量约为3％，而核炸药中的铀-235含量高达90％以上。原子弹同样是一项高技术产品，形成核爆炸有非常严格的条件。原子弹必须用高浓度的铀-235或钚-239作核装料，以一套精密复杂的系统引爆高能烈性炸药，利用爆炸力在瞬间精确地改变核装料的形状或位置，才能形成不可控的链式裂变反应，发生核爆炸。这种苛刻的条件，在核电站里是不可能有的。压水型反应堆具有设计所赋予的内在安全的特性。更何况核反应堆还有多重的安全保护系统，确保反应堆不会失控。

29．为什么说核电是安全能源？

答:（1）由于核电有很大的潜在危险，因此从它发展的初始阶段，就一直把安全性放在首要位置。（2）为了防止放射性物质泄漏，核电站一般设三道屏障：第一道燃料元件包壳，第二道反应堆压力壳及一回路压力管道，第三道反应堆安全壳。另设各种工程安全设施。（3）核电站向外界产生微量辐射，但是这种微量辐射对人们并不构成任何危险。（4）到目前为止只发生了两起核电站严重事故，属于事故率最低的行业之一。而且这两起事故主要原因是人为失误造成的。

30．核电站有哪四道安全屏障？

答：燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以及能承受内压的安全壳。

31．为什么说核电是清洁能源？

答：（1）根据相对危害指数的分析计算，煤电站气体排放物对人们健康的危害比核电站大1880倍，燃油电站气体排放物对健康的危害比核电站大830倍。（2）与煤电站相比，核电站产生的废物只有它的十万分之五左右；一座100万千瓦煤电站每年消耗煤就算230万吨，每天要用100车皮的火车运煤；而同样发电容量的核电站每年消耗铀一车皮；（3）核电站产生的放射性废物包括固体，液体和气体。其中固体废物量很少，采取贮存或焚烧后贮存的办法。排放到环境中只是废气和低放废液。

32．为什么说核电是高效能源？

答：1千克铀-235裂变释放的能量相当于2700吨标准煤燃烧释放的能量。一座100万千瓦的火电站一年燃烧标准煤约300万吨，而一座100万千瓦的核电站一年消耗核燃料仅约30吨。33．核电对周围环境有什么影响？

答：目前我国核电技术已经成熟，核电站运行对周围居民的辐射影响，远远低于天然辐射，可以说微乎其微，而产生的废物量仅为同等规模火电厂的十万分之一。建设核电站不会影响周围环境，反而会极大地促进地方经济的发展，保护生态环境，增加旅游资源。

34．人们的日常生活中有哪些照射？

答：然放射性主要来自以下几个方面：宇宙辐射，陆地上的辐射源，空气中的放射性，人体内的放射性。人工放射性主要来自以下几个方面：医疗照射，职业照射，公众照射。35．核电站事故是怎样产生的？

36．核电站对当地经济如何推动和发展？ 37．我国核电发展前景如何？

答：目前中国面临国家安全和经济可持续发展双重压力，因此进一步大力发展核电势在必行。（1）发展核电有助于减轻我国环境保护方面的压力；（2）反展核电有助于提高我国的能源安全；（3）发展核电有利于保持和提高国家核能力。

第四篇：核电设备厂2007

核电设备厂2007

工 作 总 结

在机遇与挑战并存,风险与收益同在的2007年里, 核电设备厂全体干部员工围绕公司年初所制定的目标，同心协力，开拓进取，按公司生产计划，完成全年生产产值共1832.08万,与上年同期相比提高生产产值40%。

面对公司下达计划产值2500万的生产任务，做为机加工厂的我们深感自身责任重大，为了不影响整体生产进度，为确保生产任务的按期完成，合理按排生产，想办法提高生产效率，精心设计各种工装。使各工序之间有效的衔接，减少工序之间停工等待时间，并对加工方式进行创新（五米立车加工弯头原来是单件加工，在经过分厂相关管理、技术人员和工人技术骨干进行研究分析后，决定改变装夹方法，由原来的弯头只能单件加工外圆，改为两件（90°弯头）或3件（两件40°弯头和一件90°弯头）一起加工）。最终按计划保质保量的圆满完成了每项生产任务。

在加工产品过程中分厂主要设计的工装有以下几种： 1． 2． 3． 4． 5．

作中将会努力做得更好。

新的一年，万象更新，我们将以更加饱满的热情，以更加昂扬的斗志，为实现公司下一年的目标任务而努力奋斗。

核电设备厂 2008年元月

第五篇：核电仪器

核电厂辐射监测系统发展趋势

核电厂辐射监测系统发展趋势

刘 杰

（西安核仪器厂 陕西 西安 710061）

[摘要] 本文概述了核电厂辐射监测系统仪表及其主要单元部件的功能和用途、系统配置、国内外技术发展状况和差距；为适应国家快速发展核电的节奏以及实现核电装备制造国产化要求，提出了以自主研发、自主创新与引进技术、消化吸收再创新相结合的产品研发思路。辐射监测系统简介

核电站与其它种类电站的主要差别是核反应堆运行中伴有核辐射产生，所以辐射监测系统是核电站必不可少的组成部分。系统所获取的辐射变化信息对保护工作人员免受辐照、保护环境及保证核电站安全运行有重要作用，对分析核电厂的故障和事故具有重要价值。

核电厂的辐射测量主要涉及辐射监测、保健物理、实验室分析测量、环境监测等。其中，本文重点阐述的辐射监测系统可分为区域辐射监测、排出流辐射监测及工艺辐射监测，通过测量辐射水平的高低实现对核电站屏蔽完整性、设备工作状态、人员受照剂量的有效监测和控制，从而最终保证核电站的安全运行，防止任何超剂量事故发生。

辐射监测系统通常由若干各自独立的测量道、中央计算机系统及应用软件等构成；各测量道包含相互连接的各种功能部件（探测装置、处理和显示单元等）。

核电厂辐射监测系统通常分为三个层次：即辐射探测、数据测量和显示以及中央数据采集和管理。

核辐射的探测对象主要包括区域γ放射性监测、气载气溶胶α、β放射性监测、惰性气体β、γ放射性监测、放射性碘γ监测以及液体（水）γ放射性监测等，根据现场的不同监测对象（所关注的射线、核素或介质）、安全级别和辐射水平，所选用的辐射探测器种类、监测道设备安全等级（安全级和非安全级）和量程范围会各不相同，所以，在现场安置的辐射测量道应具有适应现场要求的良好的物理指标和性能，能可靠、准确、及时地反映现场辐射水平的变化。辐射监测仪表技术应用现状及前景

中国核电从上世纪80年代开始起步，到现在建成并投入商业运行的共有11台机组，其中3台机组主要是靠我们的技术力量完成的，其中一台机组是秦山一期30万千瓦的原型堆，该堆型已出口巴基斯坦4台机组（包括已发电的两台机组和正在建设中的C-2核电项目），另两台机组是秦山二期的2台60万千瓦机组，在这3台机组中，除少部分技术较复杂且价值较高的辐射监测仪表采用国外产品外（如事故及事故后类仪表、PIG监测仪等），其它大部分的辐射监测系统仪表设备均采用了国产的产品；而另外的8台机组可以说全部或绝大部分采用了国外的辐射监测仪表产品，国产辐射监测仪表和设备屈指可数。

根据国家大力发展核电的战略部署，到2020年我国核电运行装机容量将达到4000万千瓦，占届时全部发电装机容量的4％左右，这意味着为核电装备制造企业带来了巨大的发展机遇。然而因近年来关于中国核电发展的技术路线之争，也对核电产业链下游的装备制造企业带来了无所适从之感，缺乏从核电发展总体方面的宏观引导，在一定程度上无法把握仪控设备的设计及系统构建的技术发展方向，并且对已有的技术模式可能会丧失有效的延续性；加之，国内装备制造企业的技术基础、科研能力、资金支持就相对薄弱，装备制造企业的产品研发活动似乎只能缺乏前瞻性地被动进行。

从国家核电发展的技术路线来看，我国投入商业运行的11个核电机组，除秦山一期的原型堆外，其它机组采用了整体引进国外技术或“仿造”的模式，加上国内特殊的市场环境，这使得国外进口的核装备技术和产品，在相当一段时期内都具备很大的市场空间。由于国内核行业尚未建立和形成以企业为核心的创新发展机制，核电产业链下游的装备制造企业，只能依靠自身能力，在缺乏支持的科研条件下滚动发展，这也就是为什么从实验室分析、在线监测、保健物理以及环境监测等各类国外核辐射测量产品在国内大行其道，而国内具有一定科研生产能力的核仪器制造企业的市场空间变得越来越小。

近年来，尽管国内辐射监测仪表技术随着核电建设步伐的加快而有较快的发展，各科研院所、企业纷纷研发新产品，填补了不少单机产品空白，但总体来说，辐射监测仪表在产品覆盖面、标准化程度、系统构建等方面还存在较大差距。由于市场的开放，在历年来国内的核电工程项目及各类核设施辐射监测系统设备的招投标过程中，国内企业都遭遇了来自国外供货商的激烈竞争，同时国内也涌现了不少国外产品的代理商和贸易公司，使国内有一定技术基础和技术能力的企业，无论在市场和技术方面都陷入两难的境地，中国核电亟需建立以企业为主体的技术发展与创新体系。辐射监测技术发展趋势

辐射监测技术随着科技的进步也产生了巨大的飞跃，从70年代简单的模拟率表形式，经过几十年的发展，当今的核电站辐射监测技术已步入充分体现“用户化”概念的数字化网络监测系统。

3.1系统主要部件

3.1.1 探测装置

在传统探测方法的基础上（如电离室探测器、闪烁探测器等），新型的半导体探测器（如PIPS型硅探测器等）将更加广泛地运用到辐射监测仪表的探测装置中；由于采用新工艺和新材料，探测装置的外型尺寸将会大幅缩小，铅屏蔽减小甚至可以去除，便于集成在辐射监测现场的“一体化”机架中；可通过多种方式对探测器工作性能进行检查（包括光测试、电测试、探测器内置源、温度传感器等），无需外部检查源装置。

3.1.2 就地处理单元（LPU）就地处理单元（LPU）是辐射监测系统的核心部件，它与探测器相连，给探测器供电并获取来自探测器输出的模拟测量信号，通过其内置的合适的算法，以所需的单位（Gy/h，Bq/m等）给出辐射测量值以及输出报警和故障信息、存储历史值和历史事件、谱的产生和存储、对外模拟量/数字量输入输出、RS-485网络连接等功能。

3根据不同的探测器类型，可选择不同的LPU，除了“测量板”依所连接的探测器类型不同而不同外，所有就地处理单元的外型尺寸和其它内置板件均相同，简化了日后的维修和维护。

就地处理显示单元（LPDU）是将就地处理单元（LPU）和小型的显示单元集成于一体的处理显示装置。它具有LPU所有的功能特性，可以很方便地与各种探测装置集成在“一体化”机架中并安置在监测现场。

3.1.3 显示单元（DU）

显示单元包括就地显示单元（LDU）和远程显示单元（RDU）。

就地显示单元（LDU）的主要功能是显示多个就地处理单元（LPU）传送来的测量值和报警信息，并提供多组对外模拟量/数字量及串行接口连接。

远程显示单元与就地显示单元具有相似的功能。其结构为机柜的机箱安装方式，5个RDU可安装在一个19″的5U机箱框架内。根据系统设计的需要，通过RDU可实现对各监测道远程集中显示。

3.2 系统配置

由于采用了上述的数字化的处理和显示部件，给辐射监测系统的构建方式带来了极大的灵活性，系统可以以“用户化”的配置实现最佳的性能价格比。

辐射监测通道的基本配置方案包含一个就地安装的就地处理单元和安装在控制室机柜中的远程显示单元。由于RDU或LDU都能与LPU直接相连，所以两者并不需要同时使用，视系统或用户要求而定。另外，也可以使用将处理和显示功能集为一体的LPDU取代下图所示的LDU+LPU的方案。

图1 辐射监测通道基本配置

辐射监测通道的简单配置是低成本的系统构建方式，可直接将就地处理单元（LPU）连接到一台管理计算机，实现远程监控管理。

图2 辐射监测通道简单配置

辐射监测通道的复合配置充分利用了局域网概念，通过LDU（或LPDU）直接实现就地操作，远程访问可通过RDU实现，中央处理可通过控制室的管理计算机完成，而管理计算机可通过TCP/IP网络连接到其它电厂计算机。可以看出，远程操作可以很方便地实现，现场维护和服务工作因此减少，故障诊断和维护、对监测仪参数设置和校准等工作可由技术人员在现场通过便携式电脑或在中央控制室完成。

图3 辐射监测通道复合配置

3.3 算法和系统应用软件

就地处理单元（LPU）在硬件上具有很强的互换性，根据探测器的不同，通过写入不同的特定算法，适用于不同的应用和监测对象。但每种算法都具有一些共性特征，如计数死时间的动态修正、本底的静态或动态补偿、数据平滑功能等。

系统应用软件包含：“数据采集和管理软件”、“维护和设置软件”、“谱分析处理软件”、“仿真软件”等。

由此看出，应用于未来批量投产的百万千瓦级压水堆核电站的辐射监测系统，通过采用高性能核探测装置、智能化的处理和显示部件单元，运用先进的数字化网络技术及功能强大的应用软件，可以以简单、灵活的方式构建系统，体现系统数字化和用户化、部件模块化和标准化、易于安装、维修和维护的特点。核仪器产业发展思路

首先，企业自身应坚持自主创新与引进技术、消化吸收和再创新相结合，加强内部合作。

根据国家核电建设的“以我为主、中外合作、引进技术、推进国产化”的原则，作为核电装备制造企业，应坚持自主创新，而科技创新离不开国际合作，只有这样才能使核电装备制造企业在核电大发展的机遇中步入快车道。

“M-2036数字化就地处理箱”是由西安核仪器厂自主研制和开发的应用于核电站辐射监测系统的一种技术先进、性能可靠的就地处理显示装置，它可与多种探测装置相连接组成各种辐射监测通道，各监测通道通过该设备联网以后，可以方便地组成规模不等的辐射监测系统。

该项目科研自2006年3月正式启动，通过了由上级主管部门及设计院组成的评审组的设计方案评审，之后完成了两台科研样机的加工、调试工作；从2007年初开始，进行了小批量6台样机的加工、组装和调试，并分别与6台不同型号的辐射监测仪探测装置连接，先后进行了环境试验、电气安全性试验、电磁兼容性试验、磨损试验、耐辐照试验、振动试验、热老化试验、地震试验以及由第三方进行的1E级辐射监测仪表软件验证和确认。试验证明，该产品的所有结构设计和电路设计达到了规定的目标和技术要求，目前该产品已投入批量生产。

电磁兼容性设计在以往类似的产品中未能很好地解决，在该产品研制过程中，设计中采取了各种措施来解决该难点问题，包括：机箱采用EMC机箱；对易感受电磁干扰或本身会产生电磁干扰的模块或板件的屏蔽措施；电源抗干扰、接地及强、弱电走线的处理、信号间的隔离措施；电缆屏蔽层的处理等，基于以上措施使样机通过了电磁兼容性各项相关试验。

图4 辐射监测系统的联机调试

西安核仪器厂采用法国MGP Instruments 公司提供的技术，项目组成功完成了ABPM 201L αβ粒子监测仪和ABPM 203M移动式αβ粒子监测仪的整机及气路采样控制单元的技术消化吸收和技术转化，依靠自有设备和资源完成了机械加工、整机组装等工作，并按照外方所提供的测试程序进行了测试和校准，各项试验结果表明，国产化的产品完全满足各项技术要求。项目组对已完成的ABPM203M 移动式αβ粒子监测仪进行了技术总结，为今后的技术引进和消化吸收提供有益的技术数据和经验；需要强调的是，技术合作及引进并非单纯的“复制”，在对ABPM203M移动式αβ粒子监测仪的技术消化吸收过程中，我们在基于对外方技术资料充分消化理解的基础上，项目组成员在满足技术要求的前提下采用了较多的国产零部件、元件，亦对该产品探测和测量方法和整机设计思想进行了提炼和总结。我们渴望通过引进技术、消化吸收、再创新这样一个途径，不断将先进的核辐射测量产品推向核电市场，从而快速推进核电装备国产化进程，提高企业核心竞争力，契合国家核电发展的节奏。

图5 ABPM 203M移动式αβ粒子监测仪国产化样机

其次，行业内各单位应建立长期的交流与合作关系，互通有关核仪器方面的新器件、新工艺、新技术的应用以及发展趋势，利用各自在不同领域的优势，通过合作，将科研成果快速产业化，最终形成优势互补、互相促进的良好局面。

第三，应建立以企业为主体的技术发展与创新体系。

我国核电发展的重心仍然放在核电站建设上，在组织、政策和资金方面尚缺乏对核电产业链下游装备制造企业的有力支持。目前，国内各设计院沿着不同的技术路线进行电站设计，没有形成核电装备制造技术的整体合力，国内巨大的核电市场却催生了一批国外产品代理商的涌现，而我们分散在国内不同领域的厂家的研究力量没有得到有效整合和宏观指导，没有形成核电装备制造技术的整体合力，包括核辐射监测仪器产品在内的各类核电站装备制造技术进展缓慢。所以，要推进核装备制造的国产化能力和技术水平，亟待推进建立以企业为主体的技术发展和创新体系。结束语

核仪器制造是整个核电产业链中重要的一环，为适应国家核电发展的需要，各企业可以结合自身实际情况，在立足自主研发和自主创新的基础上，通过内外部合作，快速、有效地提高国内核仪器产品的研究起点和技术水平，并实现产业化。同时也建议行业主管部门给予核仪器产业更大力度的政策引导，相关行业协会可以起到桥梁作用，拉进国内科研院所、院校的间距离，建立有效的合作共赢机制，使国内各核仪器相关单位，能以国家大力发展核电为契机，实现跨越式、可持续发展。