A. 核電站維修人員需要掌握哪些方面的知識以及具備哪些能力
目的 了解大亞灣核電站2003～2005年維修工作人員的職業性外照射劑量.方運蔽法 熱釋光劑量測量方法 .結果 三年的實測集體劑量當量是6.13人·Sv.平均年劑量當量是1.86mSv.2003～2005年的人均年劑量當量分別是1.99、1.97和1.64mSv,實測集體劑量當量分別是2.40、1.73和2.00人·Sv.在各工種中,現場通用技術服務人員的人均年劑量當量最大,為2.28mSv,對實測集體劑量當量的貢獻也最大,為5.74人·Sv,占實測集體劑量當量93.6%,其它工種的人均年劑量當量及對實測集體劑量當量橡悄磨的貢獻都較小.三年裡超過國家標准年劑量限值有一人,為33.60mSv.結論 核電站維修工作人員的受照劑量比其他工種放射工作人員的受照劑量高.
相關技術專業中專及以上學歷；
2、三年及以上維修相關工作經驗，一年以上機械、儀控、電氣一次、繼電保護專業技術工作經驗；
崗位職責梁斗：
從事核電廠機械、儀控、電氣一次、繼電保護設備檢修現場技術服務
B. 核電站設備如何檢修
秦山三期重水堆核電站是中國和加棚棗拿大在核能利用領域成功合作的典範。作為中國大陸引進的新堆型，重水堆核電站採用的核燃料是含鈾度很低的天然鈾礦石，並採用高純度重水作為主冷卻劑和慢化劑，堆芯採用水平布置的排管容器，可實現不停堆持續換料，具有很高的安全性。鑒於重水堆的自身特點，重水堆核電站檢修除了具備一般核電站的共性之外（輕水系統和常規島），還有著自身的重水堆特色。 先進設備解決檢修難題重水堆核電站的核島內主冷卻劑和慢化劑系統是分開的，這樣使重水堆的系統比輕水型壓水堆要多，這就使得設備的布置非常緊湊，設備與設備之間的空間相對較小，合理利用有限的檢修空間就顯得尤為重要。很多設備如果利用通常的檢修工具，根本滿足不了檢修的要求，為此，選擇合理的檢修工具和研製專用工具一直是檢修人員考慮的重要問題。特別是一些重要設備，從設計製造之初就配備了齊全的專用檢修工具，這些專用工具的有效利用，大大提高了檢修效率和可靠性，降低了檢修人員的勞動強度。對於沒有配備專用工具的設備，檢修人員自行研發專用工具和檢修設施，並將其納入專用工具的管理體系，從而解決了這一檢修難題。 重水堆使用的介質是重水，重水成本很高，而且重水介質的外流會造成廠房內的放射性擴散。重水介質在系統內是密閉循環的，不允許有外漏，內漏的介質都通過專門的密閉管線進入重水回收系統。在設備檢修前需要對設備進行隔離疏水後才可進行，工作人員在可靠的防護下開展工作，對於設備解體過程中殘存的少量介質，利用專門的重水收集工具收集，並轉移到指棚和鎮定地點進行回收並精確計算回收量。回收的重水介質經過重水升級塔提純後將重新進入系統中發揮作用。 檢修風險層層設防 任何檢修工作都存在一定風險，如何來評估、控制風險，並將風險降到最低，這對核電站特別是重水堆核電站的檢修至關重要。首先確保核安全，任何檢修工作都從最壞打算著手准備應對措施，以確保萬無一失。第一停堆系統、第二停堆系統、主迴路自身熱阱、停冷系統熱阱、應急堆芯冷卻系統熱阱（ECC）、應急水冷卻系統熱阱(EWS)，這些安全系統的依次設置足以層層確保異常情況下的核安全。為了不使檢修中核安全受到絲毫挑戰，秦山三期內部制定了檢修的熱阱響應機制，某些方面比國外類似重水堆核電站的要求更嚴格、更保守，安全可靠性更高。秦山三期採取的保守決策使檢修風險始終處在安全的范圍之內。 在重水鏈粗堆核電站檢修中，一系列先進科技得到了廣泛運用。冰塞隔離技術、大規模在線設備運行參數監測技術、激光對中技術、頻譜分析技術、光柵平面檢測技術、無損檢測技術等，以及各種先進的設備工具如：螺栓同步拉伸器、多通道記錄儀、研磨校驗設備、閥門測試設備等。這些先進的技術和工具設備的應用，順應了重水堆核電站檢修的現代化發展方向，縮短了與國際上先進核電站檢修水平間的差距。
C. 核電站需要用到哪些專業焊接技術以及探傷技術哪些設施需要在核電站現場焊接
按核電站工作原理分析，由於它是利用原子分裂產生熱能的原理加熱液體，再加熱水形成高溫高壓蒸汽推動渦輪高速運轉帶動發電機轉動產生巨大電能。從焊接角度來看，核裂變產生巨大熱量加熱液體的裝置應該是耐高溫高壓的容器和循環管道，將熱量傳遞給水，形成高溫高壓蒸汽一系列裝置也無非是耐高溫高壓的壓力容器和循環管道，此外還一定有對工作人員安全防護裝置，這些裝置的焊接大都和一般場合相仿，沒有什麼問題的。
從以上 分析可知，核電站比較需要的是有操作耐高溫耐高壓 （厚板）容器管道技術經驗的技工。探傷技術，只要能方便移動的探傷設備，探傷准確度比較高比較可靠的都可以使用，目前超聲波技術已經相當成熟，可以推薦。另，磁粉探傷可以及時靈活地檢查裂縫，在復雜節點受力處要定敗棚期檢察肢則查，以保安全。
那些設施須在現場焊接，掌握基本原則-----將焊接構件解剖分解後，盡可能在車間里完成元件和成套的總成，在內場工作條件較好，焊接質量比較容易保證。然後將他們分類形成配套的運到電站工地，不要混亂。在現場焊接的盡量減少，一般是形成 構件後運輸困難 的，必須飢源在現場對接的，尺寸要現場確定的，有特殊原因的才在現場焊接。
聲明：本人沒有從事過核電站工作，上述意見純屬個人構思，萬勿輕信。
D. 核電站需要什麼設備
建造核電站的設備主要分為三類：核島設備、常規島設備、輔助系統（BOP）。核島設備是承擔熱核反應的主要部分，技術含量最高，對安全設計的要求也最高；常規島設備在技術上不區分第二代和第三代；輔助系統的工程規模比較小。這三種設備在核電站的造價中所佔到的比例分別為5：3：2。[2]
核島設備
常規島設備
輔助系統（BOP）
反應堆堆芯、反應堆壓力殼、堆內構件、控制棒驅動機構、蒸汽發生器、主泵、主管道、安注橘頃頃箱、硼注箱乎耐和穩壓器等
包括汽輪機、發電機、除氧器、凝汽器、汽水分離再熱氣、高低壓加熱器、主給水泵、燃料轉運裝置、凝結水泵、主變壓器和循環水泵等
核蒸汽供應系統之外的部分，即化學制水、海水、制氧、壓縮空氣站等
核電設備示意圖
目前我國在建機組有四種機型，國產化程度不一，技術掌握情況也不盡相同。兩種國產化程度較高的機型是CPR1000 和高溫氣冷堆型。CPR1000 是在CPR300（秦山一期）、CPR600（秦山二期）的基礎上發展起來的自主研發的機型，業內也稱之為「二代半」機型，是四種在建機型中國產化程度最高和建圓陸造單價最低的。
高溫氣冷堆型是由清華大學和中國核工業建設集團公司共同研製第四代機型，我國在該技術領域處於國際領先水平，不過第四代機型仍在實驗室階段，正式商用預計在2020 年之後。
其餘兩種機型都屬三代機型，廣東台山的2台機組採用法國阿海琺的EPR 技術，後來在「統一技術路線」的方針下，中央決定成立國家核電技術公司，由國核技引進西屋的AP1000 技術，並以浙江三門和廣東海陽的四台機組作為第三代核電自主化的依託項目，逐步提高國產化率。
E. 核電站工作要技工嗎
一般情況下，核電站的工租備作歲緩不需要技工。核電站的工作主要是由工程弊雀毀師、技術人員和管理人員來完成的，他們需要掌握專業知識和技能，才能夠有效地完成工作。
F. 東電核電轉軸作用
用於驅動冷卻劑進行循環。東電核電半速轉軸是東電核電系統中的特大型關御謹鍵部件，用於驅動冷卻劑進行循環，以便將腔孫反應伍拆鏈堆產生的熱量傳給二迴路介質。
G. 核電站的核心技術是什麼
核電站的核心技術從常規的意義上講分幾塊：
核電站的研發技術，包括重要機理性試驗、重要設備的研發和製造技術；
核電站的設計技術，從概念到圖紙；
電站的施工設計及建造技術；
核電站的安全可靠運行技術；
退役及相關配套技術的掌握。
以上這些都是核心技術。