《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入）
核岛
1.核能有何特点是什么？
特点1：核能具有很高的能量密度
特点2：核电是清洁的能源
特点3：核能是极为丰富的能源
特点4：核电在经济性具有竞争力
特点5：核电的安全性具有保障
2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？
压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP）
3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？
辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限
值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。
(As Low As Reasonably Achievable-ALARA)
技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果
4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？
纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御
5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？
要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。
6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？
热屏蔽
设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。
生物屏蔽
一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区
二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备
辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射
工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽
7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？
1可控的产生链式裂变反应
2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁
3产生蒸汽
4第二道实体屏障，包容放射性物质
组成：反应堆压力容器
控制棒驱动机构的压力外壳
主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段）
蒸汽发生器一回路侧
主冷却剂泵
稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管）
与辅助系统相连的管道和阀门
8.反应堆的功能是什么?
以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。
9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水
10.蒸汽发生器的功能是什么？蒸发器的压力与水位对其功能的实现有何影响？压力与水位如何控制？
利用一回路冷却剂从反应堆中带出的热量加热二回路给水并使其产生蒸汽，供给二回路耗汽设备。是连接一回路和二回路的枢纽。
将水位保持在与负荷相匹配的水平，防止瞬态时水位过高淹没干燥器，增加出口蒸汽的湿度，损害汽轮机叶片；防止水位过低，造成蒸汽发生器传热管部分暴露于蒸汽中，造成热应力损坏。
给水阀开度控制
蒸汽流量与给水流量偏差、实际水位与给定水位偏差
汽动给水泵进汽阀开度控制
蒸汽压力与给水压力偏差、由蒸汽流量确定的蒸汽压力与给水压力偏差整定值
11.稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？
主要功能
1.压力控制.
2.压力保护
3.补充RCP水容积变化
4.RCP升压和降压
压力调节:RCP压力升高：喷淋RCP压力降低：电加热
压力保护：压力过高：释放阀、高压紧急停堆、安全阀压力过低：低压紧急停堆、安全注入
基本方法：下泄流量不变，通过改变上充流量来调节稳压器水位
12.化学和容积控制系统的基本功能是什么？核电厂一回路系统为什么要设计化学和容积控制系统？化学和容积控制系统的功能如何实现？
系统功能——容积控制、化学控制、反应性控制
一回路冷却剂温度变化导致冷却剂体积波动；一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动。
吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积变化，将稳压器水位维持在整定值上。
注入氢氧化锂，中和硼酸，控制冷却剂为偏碱性；（300℃控制在7.2）生成氧；
针对溶解氧，机组启动时添加联氨除氧；
正常运行时充入氢气以抑制水辐照分解通过上充、下泄来吸收一回路水体积的波动。
清除冷却剂中的悬浮杂质，维持冷却剂的化学及放射性指标在规定范围内，将一回路所有部件的腐蚀控制在最低限度。
采用过滤、离子交换的方法对冷却剂进行净化。
13.反应堆硼和水补给系统的功能是什么？核电厂一回路系统为什么要设计反应堆硼和水补给系统？反应堆硼和水补给系统的功能如何实现？
提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能；
注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学控制功能；
提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证RCV系统的反应性控制功能。
14.余热排出系统的功能是什么？核电厂一回路系统为什么要设计余热排出系统？余热排出系统的功能如何实现？
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以下，压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一回路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中产生的热量。
反应堆停堆后，由于裂变产生的裂变碎片及其衰变物通过放射性衰变过程释放热量，即剩余功率，仍然需要通过冷却剂的循环带出，以确保堆芯的安全。
15.安全注入系统的系统功能是什么？安全注入系统的系统组成是什么？
一回路小破口或二回路蒸汽管道破裂时，向一回路补水，重新建立稳压器水位。
一回路大破口时，向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯。
二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，补偿冷却剂过冷而引起的正反应性。
高压安全注入系统（HHSI）
低压安全注入系统（LHSI）
中压安全注入系统（MHSI）
16.安全壳喷淋系统的系统功能是什么？
在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内压力和温度升高，安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接受水平，确保安全壳的完整性
17.辅助给水系统的系统功能是什么？
在主给水系统的任何一个环节发生故障时，作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯剩余功率，直到余热排出系统允许投入运行为止。
18.安全壳隔离系统的系统功能是什么？
在发生事故时，防止或减少放射性物质的对外释放；
保护重要设备,防止受到外来袭击的破坏；
放射性物质和环境之间的最后一道生物屏障。
（二）常规岛
19.压水堆核电厂二回路系统的功能是什么？其组成特点有哪些？
功能：1.将核蒸汽供应系统产生的热能转变成电能；
2.在停机或事故工况下，保证核蒸汽供应系统的冷却。
特点：1.朗肯循环基础上附加再热循环和回热循环；
2.高压缸使用饱和蒸汽，低压缸使用微过热蒸汽；
3.蒸汽再热器使用高压缸抽汽和新蒸汽加热；
4.给水回热系统使用高、低压缸抽汽加热。
20.压水堆核电厂汽轮机发电机组的主要特点有哪些？
21.核电厂饱和蒸汽汽轮机有哪些特点？
新蒸汽参数在一定范围内变化——取决于核电厂的稳态运行特性
新蒸汽参数低，通常为饱和蒸汽——必须考虑湿度对汽轮机效率和安全性的影响
理想焓降小，容积流量大——同等功率下，比火电机组结构尺寸大
汽轮机及其附属设备中积聚的水份多，甩负荷时容易引起主机超速——凝结水的再沸腾和汽化
22.汽轮机润滑、顶轴和盘车系统的功能？简述其工作过程。
为汽轮机，发电机和励磁机轴系的轴承提供润滑油和
冷却所需的润滑油；
向发电机密封系统供油
提供汽轮发电机组顶轴用油
23.凝汽器抽真空系统的主要功能是什么？简述液环式真空泵的工作原理。
在汽轮机冲转前，为凝汽器提供必需的真空度。在正常运行时，维持凝汽器的真空度，并抽出凝汽器内因漏入或随蒸汽带进的不凝结气体，使机组运行真空度得以保持。
24.主蒸汽系统的功能是什么？
将蒸汽发生器产生的主蒸汽输送到下列设备和系统：
汽轮机高压缸
汽水分离再热器（GSS）
除氧器（ADG）
两台汽动主给水泵汽轮机（APP）
汽动辅助给水泵汽轮机（ASG）
蒸汽旁路排放系统（GCT）
汽轮机轴封系统（CET）
辅助蒸汽转换器（STR
25.主蒸汽隔离阀设置旁路管线及阀门的用途是什么？
26.简述主蒸汽隔离阀的工作原理。
27.主蒸汽安全阀的作用是什么？
28.蒸汽旁路排放系统的功能是什么？
在机组启动时，与RCP配合，导出反应堆多余的热量，以维持一回路的温度和压力
在热停堆和停堆冷却的最初阶段，排出主泵运转和裂变产物衰变所产生的热量，直至余热排出系统投入运行汽轮发电机组突然降负荷或汽轮机脱扣时，排走蒸汽发生器内产生的过量蒸汽，避免蒸汽发生器超压
29.简述蒸汽旁路排放系统的流程。
30.汽水分离再热器系统的功能是什么？
除去高压缸排汽中的水分；
加热高压缸排汽，提高进入低压缸蒸汽的温度，使其具有一定的过热度
31.简述汽水分离再热器系统的主要流程。
第一级再热器使用高压缸抽汽加热；
第二级再热器使用新蒸汽加热。
32.汽轮机轴封系统的功能是什么？
对主汽轮机、给水泵汽轮机和蒸汽阀杆提供密封，用以防止空气进入和蒸汽外漏。
启动时，向主汽轮机的高、低压缸端部汽封、给水泵汽轮
机端部汽封及主蒸汽阀杆汽封供汽，以防止空气进入，影响抽真空。
正常运行时，将高压缸汽封蒸汽导入低压缸汽封，防止空气漏入，破坏凝汽器真空，影响凝汽器真空除氧。
33.凝结水抽取系统的功能是什么？
与CVI和CRF一起为汽轮机建立和维持真空；
将进入凝汽器的蒸汽凝结成水；
从凝汽器热井抽出凝结水，经低压加热器送往除氧器；
接收各疏水箱的疏水；
向一些系统和设备提供冷却水和轴封用水。
34.低压给水加热器系统的功能是什么？简述其系统流程。
利用汽轮机低压缸抽汽加热给水，提高机组热力循环效率。
35.除氧器系统的主要功能是什么？
对给水进行除氧和加热；
保证给水泵所需的吸水压头；
接收相关系统和设备的疏水、冷却水、蒸汽和引漏水；
将不凝结气体排放至主冷凝器或大气。
36.热力除氧遵循的基本原理有哪些？需要满足哪些基本条件？
道尔顿分压定律
亨利定律
需要满足的条件：除氧水必须被加热到饱和温度；
及时排出析出的气体；
扩大除氧水与加热蒸汽的接触面积；
除氧水与加热蒸汽有足够的换热时间；
运行中保持除氧压力的稳定。
37.简述除氧器系统的流程。
38.给水泵系统的功能是什么？设备如何配置？
系统功能
将除氧器的水抽出并升压，经高压加热器送到蒸汽发生器；每台给水泵都能与其它给水泵并联运行。系统组成
汽动主给水泵系统
电动主给水泵系统——兼作两台汽动给水泵的备用泵。
电动主给水泵润滑系统
39.简述汽动给水泵系统的组成特点。
40.简述电动给水泵系统的组成特点。
41.高压给水加热器系统的功能是什么？简述其系统流程。
42.给水流量控制系统的功能是什么？
43.主给水流量调节阀和旁路流量调节阀分别在什么条件下使用？
44.蒸汽发生器排污系统的功能是什么？
通过对蒸汽发生器在不同工况下的连续排污，以保持蒸汽发生器
二次侧的水质符合要求；
对蒸汽发生器的排污水进行收集和处理；
实现蒸汽发生器二次侧安全疏水；
蒸汽发生器干、湿保养的充气和充水；
在某些情况下调节蒸汽发生器水位。
45.简述蒸汽发生器排污系统的流程。
排污水的降温降压回路
气动隔离阀-手动流量平衡控制阀-排污水母管-热交换器-减压和
流量控制站-除盐处理回路
排污水的处理回路
前过滤器-截止阀-除盐床-手动流量调节阀-流量计-过滤器-排放
46.为什么要设置汽轮机调节系统，该系统的功能是什么？
电能无法大量储能，发电机组根据电力用户的需要改变发电量
为提供良好的供电品质，电网频率与电压应在合理范围内变化
汽轮机从启动到满功率运行以及从满功率运行反回到冷态，需要调节系统工作
根据机组负荷的变化，调节进入汽轮机的蒸汽量
在稳定工况下，保持转速相对不变而且为定值；
当负荷变化时，保证转速的偏差不超过所规定的范围；
47.汽轮机保护系统的功能及组成是什么？
在汽轮发电机组发生预定故障或事故，以及调节系统
失灵时，提供安全地停运汽轮发电机组的手段，防止
事故发生，造成设备损坏和限制事故扩大。
汽轮机超速保护，汽轮机速度达到极限时，自动紧急停堆
滑油系统低油压保护，滑油系统油压低于规定值时启动备用滑油泵
转子轴向位移保护，一般规定，转子轴向位移保护动作的极限位移为1.0mm
冷凝器低真空保护，冷凝器真空低于规定值时汽轮机降负荷运行或紧急停堆
盘车联锁保护，盘车机构未脱开时锁住汽轮机的进气阀
低压缸温度高保护
电机保护
48.汽轮机润滑、顶轴和盘车系统的系统功能是什么？
本系统有以下功能：
为汽轮机，发电机和励磁机轴系的轴承提供润滑油和
冷却所需的润滑油；
向发电机密封系统供油
提供汽轮发电机组顶轴用油
49.凝汽器真空系统的系统功能是什么？
在汽轮机冲转前，为凝汽器提供必需的真空度。在正常运行时，维持凝汽器的真空度，并抽出凝汽器内因
漏入或随蒸汽带进的不凝结气体，使机组运行真空度得以保持。
50.压水堆堆外测量检测系统的功能及组成是什么？
功能：连续监测反应堆功率（功率变化及功率分布），对测得的各种模拟信号加以显示记录，在反应堆装料、启动、停闭及功率运行时给操纵员提供反应堆内中子注量率的信息;
监测反应堆径向功率倾斜和轴向功率偏差；
向反应堆功率调节系统，反应堆保护系统提供中子功率信号。
组成：
源量程测量通道—提供反应堆初始启动，停闭期间中子注量率测量，范围从10-1至105 n/(cm2·s)；
中间量程测量通道—提供冗余的注量率测量，范围从2.5×102至2.5×1010 n/(cm2·s)；
功率量程测量通道—提供堆芯上部和下部的注量率测量，其测量
范围约从2×107至5×1010 n/(cm2·s)。
51.压水堆堆内检测系统的功能及组成是什么？
在反应堆启动升功率期间：
检查堆寿命初期功率分布与设计值的一致性；
检查用于事故研究的热点因子是否安全；
校准堆外中子测量各个电离室；
检测在堆芯装料时的可能错误。
在反应堆正常运行期间：
检查功率分布作为燃耗的函数与设计要求的一致性；
监测燃料组件的燃耗；
校准堆外核仪表的刻度；
监测堆内运行上的偏离。
52.简述堆芯温度测量、中子注量率测量和压力容器水位测量的功能？
温度测量有代表性燃料组件出口处的冷却剂水温给出堆芯温度分布
为计算烧毁比提供数据，图，并连续记录堆芯温度，显示最高堆芯温度及最小温度裕度；
探测或验证堆内径向功率分布不平衡程度；
判断是否有控制棒脱离所在棒组；
供操纵员观察事故时和事故后堆芯温度和过冷度的变化趋势。
压力水位：压水堆发生失水事故时监测堆芯再淹没情况；
在正常充、排水时，观察对内充水情况；
当主泵开动时，监测堆芯压差。
53.反应堆控制系统的功能是什么？
在稳态运行期间，维持主要运行参数尽可能接近核电站设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内；
使核蒸汽供应系统能适应正常运行的各种瞬态工况，根据电网的要求和运行的需要，改变系统的运行状态，保持操作上的灵活性；
在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数在允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的动作。
54.反应堆控制系统包括哪些自动控制系统？
反应堆功率调节系统
冷却剂平均温度调节系统
稳压器压力控制系统
稳压器水位调节系统
蒸汽发生器水位调节系统
蒸汽排放控制系统
55.反应堆保护系统的功能是什么，包括哪些组成线路？
系统功能
保护三大核安全屏障，（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。当运行参数达到危及三大屏
障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆，必要时启动专设安全设施。
反应堆事故停堆线路—它的用途是紧急停闭反应堆；
专设安全设施驱动线路—在反应堆发生失水事故或蒸汽管道破裂事故时触发停堆，并提供信号令专设安全设施如安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统以及辅助给水系统动作，防止事故扩大；
联锁系统允许线路连锁线路
56.保护系统设计原则是什么？
单一故障准则—保护系统的任何单一故障或单次事故均不应妨碍系统的保护功能；
失效安全原则
冗余性
多样性
逻辑符合
独立性
。
在线检查功能—在反应堆运行过程中，在任何时候能够手动或自动地检查系统的完好性；
保护动作快—一旦出现危险状态，安全保护系统应尽快投入保护动作。
57.核电站发电机的冷却方式是什么？
氢气冷却系统
58.发电机氢气供应系统的主要功能是什么？为什么采用CO2作为中间置换气体？
利用常规岛闭路冷却水系统的水冷却发电机内循环的
氢气以及励磁机内循环的空气
利用设置在发电机以及励磁机内的热电偶，对发电机
和励磁机的温度进行连续地监测
59.发电机励磁系统的功能是什么？
保证发电机的励磁建立转子旋转磁场
发电机并网前用以调节同步所需的空载电压
发电机并网后用以调节与电网交换的无功功率
60.发电机和输电保护系统的功能及保护范围是什么？
系统功能
探测和限制电场内部和外部的故障
采取必要措施切断隔离故障点
限制故障可能造成的损失
保护机组及输电设备的可用性
保护范围：发电子定子和转子
主变及其高压侧SF6封闭母线
厂用降压变压器A、B
连接发电机、主变以及降压器A、B之间的封闭母线
异步运行
不平衡负荷
逆功率
磁极滑差（失步保护）
61.核电厂厂用电系统的功能是什么？
在任何工况下（正常或事故工况），为电站的附属设备提供
安全可靠的电源，并为与核安全有关的系统和设备提供应急
电源，以保证核电站的安全运行。
62.核电厂用电负荷如何分类？
正常运行负荷（第一类负荷）
机组工作时必须投入运行的负荷，主要有一回路主泵、二回路凝结水泵等，占厂用电的60%。
永久性负荷（第二类负荷）
不论机组运行或停止，必须保证送电，否则将会对生产造成极大影响，主要有水处理车间的设备、空压机等设备，有机组常备电源供电。
安全负荷（第三类负荷）
必须连续，永久供电的设备，一旦负荷断电即使短时间的间断，就有可能造成设备的损害，甚至危及到核安全，主要为核测量系统，保护系统等。
核电厂通用机械设备之泵篇 一泵的概述 泵是将原动机的机械能转换成液体的压力能和动能从而实现流体定向运输的动力设备。泵在现代核电长的运行过程中，占有相当重要的位置，它是核电厂中应用较多的动力机械设备。在核电厂一、二回路及其核辅助系统和非核辅助系统中，只要有液体输送的地方，就离不开泵，泵所输送的液体有水、化学溶液、药剂、油类以及液态金属等。 如反应堆冷却剂回路的主泵、蒸汽回路中的主给水泵、凝结水泵、循环冷却水系统的循环冷却泵以及核与非核辅助系统的高、低压安注泵、上充泵、安全喷淋泵、辅助给水泵、设备冷却水、废液输送泵、核岛重要生水泵、常规岛冷却水泵、分离段疏水泵、辅助冷却水泵、主油泵、润滑油泵、生活上水泵等等。核电厂二回路如图一所示。 1丢 啣------------------ ---- 图一：核电厂二回路示意图 二核电站最常用泵的分类 与其他工业用泵一样，核电站最常用的泵按工作原理分类有叶片泵、容积泵和其它类型的泵，分述如下： 1.叶片泵： （1）离心泵：液体流出叶轮的方向与主轴垂直，或装有离心式叶轮的泵。 ①单极离心泵：单吸式离心泵；双吸式离心泵 ②多级离心泵 在田湾核电站中，这类多级泵有安全壳喷淋泵（低压安注泵，余热排除泵）、高压安注泵、大流量上充泵（转子芯包如图二所示）、主给水泵、辅助给水泵、凝结水泵以及蒸汽发生器排污泵等等。
图二：大流量上充泵的多级转子芯包 （2）轴流泵（固定叶片；可调叶片）：液体流出叶轮的方向与主轴平行，或装有轴流式叶轮的泵。 （3）混流泵（蜗壳式；导叶式）：液体流出叶轮的方向与主轴不垂直也不平行，或装混流式叶轮的泵。可作为大容量机组的循环水泵。 （4）旋涡泵：是一种特殊类型的离心泵，叶轮是一个圆盘，四周铣有凹槽的叶片成辐射状排列。（5）屏蔽泵（离心泵的一种）：在压水堆的冷却剂主循环泵即为屏蔽泵。 2.容积泵 （1）往复泵：活塞泵、隔膜泵、软管泵等 （2）回转泵：齿轮泵、滑片泵、螺杆泵等 3.其它类型的泵 （1）喷射泵 （2）真空泵 三泵的主要部件 下面以最常见的离心泵为例介绍泵的主要部件。离心泵的主要部件有叶轮、吸入室、 压出室、导叶、密封装置和泵轴等。可在图三中找到相应的主要部件
核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的 重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性, 又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能: 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段; 为停堆后从堆芯导出余热提供手段; 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则［2- 5 ］中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级 安全一级 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。 安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。 安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为 A 组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。 具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME规范第m篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变； 3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（）：抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史
1.成套配电装置的特点 （1）、电气设备布置在封闭或半封闭的金属外壳内，相间和对地距离可以缩小，结构紧揍，占地面积小。 （2）、所有电器元件已在工厂组装成一整体，现场安装工作量大大减小，有利缩短建设周期，也便于扩建和搬迁。（3）、运行可靠性高，维护方便 （4）、耗用钢材较多，造价较高。 2.发电机与配电装置的连接有三种方式，即用电缆、敞露母线、封闭母线连接。 3.电气主接线图一般画成单线图 4.核电厂主要有三种主接线：高压开关站主接线、发变组接线、厂用电接线。 5.在两组母线间，装有三个断路器，可引接二个回路，又称为二分之三接线。 6.双母线接线特点 （1）、检修任一组母线时，不会停止对用户连续供电。（2）、运行调度灵活，通过倒换操作可形成不同的运行方式（3.）在特殊需要时，可以用母联与系统进行同期或解列操作。 7.厂用耗电量占发电厂全部发电量的百分数，称为厂用电率。 8.厂用电系统的主要功能是在任何工况下：
（1）为核电厂的厂用点设备提供安全可靠的电源。 （2）并对与核安全有关的系统和设备提供应急电源，以确保核电站的安全运行。 励磁方式分为：用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统；用硅整流器装置将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统 用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统用硅整流器将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统。 同步发电机并联运行的优点 1.电能的供应可以相互调剂，合理使用 2.增加供电的可靠性 3.提高供电的质量，电网的电压和频率能保持在要求的恒定范围内 4.系统愈大，负载就愈趋均匀，不同性质的负载，互相起补偿作用。 5.联成大电力系统，有可能使发电厂布局更加合理。
第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计
核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。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（冷却剂）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。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为 饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为：裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、
于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机
表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设 备及设备的编号。 （L —字母， N —数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 1）黑棒组：由 24 根吸收剂棒组成，吸收能力强； （2） 灰棒组：由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类，每类又分为若干组。 正常运行时， 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度， 用于调节反应堆功率； 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动， 用于控制冷却剂温 度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表 示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义： 房间的识别一般用三个数字符号来表示， 第一个数字表示楼层， 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义？ 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，
一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP） 工作原理：一回路冷却剂循环：反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆 二回路工质循环：蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等，自然循环的原理。 系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。
运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条 件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV） 主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA） 主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容 积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系 统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成：一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用 四台除盐除氧水泵，每个机组两台 两个化学物添加箱，每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个， 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台 流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件： 3）余热排出系统（RRA）
一、填空题（共20分，每题2分） 得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式； 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器； 19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ； 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵； 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环
编号：SY-AQ-08756 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电厂设备安全分级 Safety classification of nuclear power plant equipment
核电厂设备安全分级 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况
之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T 形布置？什么是L 形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？
现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
第四节核电厂设备安全功能及分析 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后
阀门部分 16.阀门在管道中的作用，分类。 阀门在动力装置中的作用：（1）接通或截断介质；（2）防止介质倒流；（3）调节介质的压力、流量等参数；（4）分离混合或分配介质；（5）防止介质压力超定值,保证管路或设备安全。阀门分类 17.阀门典型结构，画图要认识，阀杆阀盖…… 尽管各种阀门结构形式千差万别，但其基本的结构形式是相同的，都是由驱动和执行两大部分组成。驱动部分包括驱动装置，传动部件，阀杆等，其作用是输入和传递启闭阀门所需的力矩；执行部分包括阀体，阀盖和启闭件等，其作用是完成阀门的启闭或调节。
18.先导式安全阀的工作原理。（45页） （1）当压力容器的压力低于先导阀的开启（整定）压力时，先导阀的传动杆在上面位置，先导阀盘R1开启，使主阀活塞上部与压力容器接通，由于主阀活塞的表面积比主阀阀盘表面积大，因此安全阀关闭。 （2）当压力容器的压力升高时，它作用在先导活塞上，并且是先导传动杆向下，先导阀盘R1关闭，使主阀活塞与压力容器隔断，此时安全阀仍然保持关闭。 （3）当压力容器的压力进一步上升达到先导阀开启压力（整定压力）时，先导阀的传动杆进一步向下，先导阀R2开启，主阀活塞上部容纳的液体排出，压力降低，压力容器的压力作用在主阀阀盘的作用力大于活塞上的压力，使安全阀开启，卸压。 （4）压力容器压力降低到开启压力时，先导阀传动杆上升，首先关闭先导阀盘R2，开启先导阀盘R1，然后使主阀活塞上部与压力容器接通，于是安全阀关闭。
（5）安全阀在低于其开启压力下，通过电磁线圈通电，可以“强迫开启”。 19.阀门远距离驱动装置：气动，电动，各自结构特点。 （1）气动执行机构是以压缩空气为动力的执行机构，它的主要特点是结构简单，动作可靠，性能稳定，故障率低，价格便宜，维修方便，自身具有防爆性，易做成大功率等。 （2）电动执行机构是以电能为动力的执行机构。其特点是能源取用方便，信号传输速度快，传输距离远，便于集中控制，停电时执行机构保持原位不变不影响设备安全，灵敏度精确度均较高，与电动仪表配合方便，接线简单。主要缺点是体积较大，价格高，结构复杂，维修不便，平均故障率比气动执行机构高，防爆性不如气动式，适用于防爆性要求不高，无浸渍的场合。 （3）液动执行机构是用液压作为动力，功率大。 20.阀门分类了解。 安全阀属于自动阀类，取决于流体特性状态压力，作为广核的典型弹簧式，先导式，助动式安全阀都是自给能的。（错，助动式是辅助给能） 21.自调阀启闭件受……特点 自调阀的启闭件运动仅受流体能量和方向控制（流向—流速），并在一个规定方向上永远是闭合状态。 22.风机踹振 如果轴流通风机在不稳定工况区运行，就会出现风量脉动等不正常现象。有时，这种脉动现象相当剧烈，分量Q和压力P大幅度波动，噪音增大，甚至通风机和管道也会发生激烈的震动，这种现象称为“喘振”。 泵部分 第一节 1.泵的定义：泵是把原动机的机械能转化成它所输送的流体的能量的机械。 泵作用：提升（加压）作用：提高液体的动能和势能，即扬程； 抽吸作用：可将低液位的液体吸入泵中，即吸程。 2.泵的分类 工作原理分类
核电厂设备安全分级 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功??。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。具体地
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池
核电厂系统及其设备复习题 一、根据系统图，简要解释核能发电原理。 二、名词解释 1）质能关系 2）裂变 3）临界状态 4）反应性 5）半衰期 6）一回路 7）PWR 8）蒸汽发生器 9）稳压器 三、选择题 1. T he nuclear power station provides ___ for the utility grid. ?expensive electricity ?base load ?peak load ?full load 2. __specify the steps required to go from one operating state to another. ?The codes ?The NRC ?The operators ?The procedures 3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__. ?steam condenser ?atmosphere ?steam dump system ?heat exchanger
4. An excess of coolant inventory can result in a___. ?power increase ?temperature increase ?reactor trip ?turbine trip 5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___. ?condensers ?natural circulation ?boiling heat transfer ?emergency power 6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station. ?easier ?more difficult ?rather ?more complex 7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. ?cecondary loop ?outlet nozzles ?steam generators ?pressurizer 8. The fuel rod provides___to the escape of fission products. ?two barriers ?three barriers ?seals ? a barrier 9.The CEA guide tubes are made of__. ?stainless steel ?ceramic ?zircaloy ?B4C 10. The helium inside the fuel cladding improves the ____. ?characteristic ?gap heat conductivity ?gap heat convection ?clad strain 11. The CEA guide tubes are arranged___. ?in the fuel assembly ?around the fuel assembly ?in the center of fuel assembly ?outside the fuel assembly 12. The coolant can ___through the guide tubes. ?not flow ?be ?flow ?pass 13. There ___ steam generator(s) in each primary loop. ?is one ?are two