A. 核电站维修人员需要掌握哪些方面的知识以及具备哪些能力
目的 了解大亚湾核电站2003～2005年维修工作人员的职业性外照射剂量.方运蔽法 热释光剂量测量方法 .结果 三年的实测集体剂量当量是6.13人·Sv.平均年剂量当量是1.86mSv.2003～2005年的人均年剂量当量分别是1.99、1.97和1.64mSv,实测集体剂量当量分别是2.40、1.73和2.00人·Sv.在各工种中,现场通用技术服务人员的人均年剂量当量最大,为2.28mSv,对实测集体剂量当量的贡献也最大,为5.74人·Sv,占实测集体剂量当量93.6%,其它工种的人均年剂量当量及对实测集体剂量当量橡悄磨的贡献都较小.三年里超过国家标准年剂量限值有一人,为33.60mSv.结论 核电站维修工作人员的受照剂量比其他工种放射工作人员的受照剂量高.
相关技术专业中专及以上学历；
2、三年及以上维修相关工作经验，一年以上机械、仪控、电气一次、继电保护专业技术工作经验；
岗位职责梁斗：
从事核电厂机械、仪控、电气一次、继电保护设备检修现场技术服务
B. 核电站设备如何检修
秦山三期重水堆核电站是中国和加棚枣拿大在核能利用领域成功合作的典范。作为中国大陆引进的新堆型，重水堆核电站采用的核燃料是含铀度很低的天然铀矿石，并采用高纯度重水作为主冷却剂和慢化剂，堆芯采用水平布置的排管容器，可实现不停堆持续换料，具有很高的安全性。鉴于重水堆的自身特点，重水堆核电站检修除了具备一般核电站的共性之外（轻水系统和常规岛），还有着自身的重水堆特色。 先进设备解决检修难题重水堆核电站的核岛内主冷却剂和慢化剂系统是分开的，这样使重水堆的系统比轻水型压水堆要多，这就使得设备的布置非常紧凑，设备与设备之间的空间相对较小，合理利用有限的检修空间就显得尤为重要。很多设备如果利用通常的检修工具，根本满足不了检修的要求，为此，选择合理的检修工具和研制专用工具一直是检修人员考虑的重要问题。特别是一些重要设备，从设计制造之初就配备了齐全的专用检修工具，这些专用工具的有效利用，大大提高了检修效率和可靠性，降低了检修人员的劳动强度。对于没有配备专用工具的设备，检修人员自行研发专用工具和检修设施，并将其纳入专用工具的管理体系，从而解决了这一检修难题。 重水堆使用的介质是重水，重水成本很高，而且重水介质的外流会造成厂房内的放射性扩散。重水介质在系统内是密闭循环的，不允许有外漏，内漏的介质都通过专门的密闭管线进入重水回收系统。在设备检修前需要对设备进行隔离疏水后才可进行，工作人员在可靠的防护下开展工作，对于设备解体过程中残存的少量介质，利用专门的重水收集工具收集，并转移到指棚和镇定地点进行回收并精确计算回收量。回收的重水介质经过重水升级塔提纯后将重新进入系统中发挥作用。 检修风险层层设防 任何检修工作都存在一定风险，如何来评估、控制风险，并将风险降到最低，这对核电站特别是重水堆核电站的检修至关重要。首先确保核安全，任何检修工作都从最坏打算着手准备应对措施，以确保万无一失。第一停堆系统、第二停堆系统、主回路自身热阱、停冷系统热阱、应急堆芯冷却系统热阱（ECC）、应急水冷却系统热阱(EWS)，这些安全系统的依次设置足以层层确保异常情况下的核安全。为了不使检修中核安全受到丝毫挑战，秦山三期内部制定了检修的热阱响应机制，某些方面比国外类似重水堆核电站的要求更严格、更保守，安全可靠性更高。秦山三期采取的保守决策使检修风险始终处在安全的范围之内。 在重水链粗堆核电站检修中，一系列先进科技得到了广泛运用。冰塞隔离技术、大规模在线设备运行参数监测技术、激光对中技术、频谱分析技术、光栅平面检测技术、无损检测技术等，以及各种先进的设备工具如：螺栓同步拉伸器、多通道记录仪、研磨校验设备、阀门测试设备等。这些先进的技术和工具设备的应用，顺应了重水堆核电站检修的现代化发展方向，缩短了与国际上先进核电站检修水平间的差距。
C. 核电站需要用到哪些专业焊接技术以及探伤技术哪些设施需要在核电站现场焊接
按核电站工作原理分析，由于它是利用原子分裂产生热能的原理加热液体，再加热水形成高温高压蒸汽推动涡轮高速运转带动发电机转动产生巨大电能。从焊接角度来看，核裂变产生巨大热量加热液体的装置应该是耐高温高压的容器和循环管道，将热量传递给水，形成高温高压蒸汽一系列装置也无非是耐高温高压的压力容器和循环管道，此外还一定有对工作人员安全防护装置，这些装置的焊接大都和一般场合相仿，没有什么问题的。
从以上 分析可知，核电站比较需要的是有操作耐高温耐高压 （厚板）容器管道技术经验的技工。探伤技术，只要能方便移动的探伤设备，探伤准确度比较高比较可靠的都可以使用，目前超声波技术已经相当成熟，可以推荐。另，磁粉探伤可以及时灵活地检查裂缝，在复杂节点受力处要定败棚期检察肢则查，以保安全。
那些设施须在现场焊接，掌握基本原则-----将焊接构件解剖分解后，尽可能在车间里完成元件和成套的总成，在内场工作条件较好，焊接质量比较容易保证。然后将他们分类形成配套的运到电站工地，不要混乱。在现场焊接的尽量减少，一般是形成 构件后运输困难 的，必须饥源在现场对接的，尺寸要现场确定的，有特殊原因的才在现场焊接。
声明：本人没有从事过核电站工作，上述意见纯属个人构思，万勿轻信。
D. 核电站需要什么设备
建造核电站的设备主要分为三类：核岛设备、常规岛设备、辅助系统（BOP）。核岛设备是承担热核反应的主要部分，技术含量最高，对安全设计的要求也最高；常规岛设备在技术上不区分第二代和第三代；辅助系统的工程规模比较小。这三种设备在核电站的造价中所占到的比例分别为5：3：2。[2]
核岛设备
常规岛设备
辅助系统（BOP）
反应堆堆芯、反应堆压力壳、堆内构件、控制棒驱动机构、蒸汽发生器、主泵、主管道、安注橘顷顷箱、硼注箱乎耐和稳压器等
包括汽轮机、发电机、除氧器、凝汽器、汽水分离再热气、高低压加热器、主给水泵、燃料转运装置、凝结水泵、主变压器和循环水泵等
核蒸汽供应系统之外的部分，即化学制水、海水、制氧、压缩空气站等
核电设备示意图
目前我国在建机组有四种机型，国产化程度不一，技术掌握情况也不尽相同。两种国产化程度较高的机型是CPR1000 和高温气冷堆型。CPR1000 是在CPR300（秦山一期）、CPR600（秦山二期）的基础上发展起来的自主研发的机型，业内也称之为“二代半”机型，是四种在建机型中国产化程度最高和建圆陆造单价最低的。
高温气冷堆型是由清华大学和中国核工业建设集团公司共同研制第四代机型，我国在该技术领域处于国际领先水平，不过第四代机型仍在实验室阶段，正式商用预计在2020 年之后。
其余两种机型都属三代机型，广东台山的2台机组采用法国阿海珐的EPR 技术，后来在“统一技术路线”的方针下，中央决定成立国家核电技术公司，由国核技引进西屋的AP1000 技术，并以浙江三门和广东海阳的四台机组作为第三代核电自主化的依托项目，逐步提高国产化率。
E. 核电站工作要技工吗
一般情况下，核电站的工租备作岁缓不需要技工。核电站的工作主要是由工程弊雀毁师、技术人员和管理人员来完成的，他们需要掌握专业知识和技能，才能够有效地完成工作。
F. 东电核电转轴作用
用于驱动冷却剂进行循环。东电核电半速转轴是东电核电系统中的特大型关御谨键部件，用于驱动冷却剂进行循环，以便将腔孙反应伍拆链堆产生的热量传给二回路介质。
G. 核电站的核心技术是什么
核电站的核心技术从常规的意义上讲分几块：
核电站的研发技术，包括重要机理性试验、重要设备的研发和制造技术；
核电站的设计技术，从概念到图纸；
电站的施工设计及建造技术；
核电站的安全可靠运行技术；
退役及相关配套技术的掌握。
以上这些都是核心技术。