高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验

压水堆核电厂水下吸尘去污技术的开发与应用摘要：核电从业者在放射性工艺系统本身或系统周围执行运行、维修和检查等工作中会受到不同程度的辐射照射，只有设法降低这些系统内部的沉积源项，才能降低作业现场的辐射场强度，减轻工作人员的剂量负担。

降低系统设备表面的沉积源项是一项系统工程，需要从材料替代、运行化学控制策略优化、去污技术的应用和工作实践改善等多个维度入手。

水下吸尘作为重要的去污技术之一，在核电厂中具有较广阔的应用前景，本文论述了堆芯水下吸尘的技术原理、实施方案和去污效果评价方法，并提供了典型的工作案例，指出了其中的优势与不足，为该技术的进一步优化和推广应用提出了改进方向。

关键词：辐射、沉积、源项、活度、放射性、污垢、水下吸尘、去污、过滤器、剂量率、职业照射、屏蔽、反应堆、真空泵、压力容器、活化、堆芯、中子。

1.背景由于异物的引入、材料的腐蚀磨损或燃料组件表面氧化物的脱落，会导致一些细小的放射性污垢吸附或沉积在反应堆压力容器底部、蒸发器水室、换料水箱底部、堆水池底部、大口径阀门的阀腔以及燃料传输管道等位置，虽然这些污垢中也夹杂着很多暂时无放射性或放射性水平轻微的金属颗粒物，但随着反应堆的长期运行和一回路冷却剂的循环流动，这些金属颗粒物进入堆芯中子辐射场后，就有可能在吸收中子后被活化，继而转变成为影响人员受照剂量的重要辐射源项，因此非常有必要通过一些去污技术来减少放射性系统中的污垢。

常见的去污技术包括机械去污和化学去污，机械去污一种通过物理方法去污的技术，主要包括高压水冲洗去污、超声波去污、吸尘去污、干冰去污和激光去污等多种技术，每一种去污技术都有各自的特点、优势和适用范围。

核电厂中的很多放射性设备，如泵、阀门和容器等，都可以在回路打开或设备解体后通过冲洗或人工擦拭的方式直接进行去污，但反应堆压力容器最为特殊，由于其内部具有较高的放射性，因此必须始终需要有足够的水作为生物屏蔽，这样工作人员也就无法直接进入反应堆内部实施人工去污，而必须借助远距离操作工具执行水下去污操作。

▋引言在压水反应堆系统发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，包含放射性产物的一回路冷却剂泄漏到二回路，裂变产物将可能直接通过蒸汽发生器排入大气，造成大量放射性核素外放的风险。

由于压水堆内一回路冷却剂运行压力及温度均远高于二次侧，根据不同的事故序列进程，当传热管破裂时，一回路冷却剂既可能产生大量相变并以蒸汽的形式进入到二次侧，也可能会以高压水的形式泄漏并在通过破裂口的过程中闪蒸，将放射性裂变产物带入到二回路。

二回路内的液相会与一回路排入的蒸汽相互作用，将一回路带入的放射性裂变产物滞留在二回路液相中，减少放射性物质向气相环境的释放。

高温高压水射流的过程中会对液池输入大量的动能和热能，所以在射流过程中液池内的水体会发生温度变化，另外还需要注意在这样的能量传递过程中高温高压水出现的闪蒸现象。

因此排放过程中液池的热工水力现象研究对一二回路之间的放射性物质分布有重要意义，所以本文将研究高温高压水淹没射流条件下池内的水力行为。

同时，传播并行优化相关科学知识。

关于闪蒸的相关问题，近20年间已经有大量学者进行了精细的研究，杨[1]等人研究了真空状态下未达到沸腾条件的水经过降压闪蒸后发生的现象，从此处得到启发进行含有一定过冷度条件的射流实验从而探索其中的规律；季[2-3]等人研究了在闪蒸室内不同温度、压力的水闪蒸后流量以及效率的关系，这为本文中浸没射流后闪蒸行为提供了重要的数据参考；赵[4]等人总结了近年来国内外学者对闪蒸特性的研究以及该研究在工程中的应用；景[5]与李[6]等人通过数值模拟计算方式，得到了不同初始条件下闪蒸状态发生的不同结果，吴[7]等人运用照相与PDA 技术观察了柴油闪蒸喷雾雾束形状与压力雾化的区别，研究了喷射压力和水温对喷雾特性的影响。

周[8-9]等人以制冷剂R134a 闪蒸喷雾为研究对象，得出了液滴速度和液滴直径随距离的变化规律。

Miyatake 等人[10]研究了射流初始温度为 60℃时，过热度、流速、喷嘴直径对闪蒸的影响，发现液体射流闪蒸速率比池水闪蒸快得多。

反应堆退役技术现状及展望在能源的大海中，核能犹如一艘巨轮，载着人类社会前行。

然而，随着时间的流逝，一些老旧的反应堆如同疲惫的船只，需要被妥善地引导至港湾，进行退役和拆解。

这一过程，既是对过往岁月的告别，也是对未来安全与环保的守望。

首先，我们需认识到退役技术的复杂性。

这不仅仅是一项简单的拆除工作，而是一场涉及物理、化学、生物等多学科知识的大考。

它要求我们在确保人员安全的前提下，精确地移除放射性物质，防止其泄露或扩散。

这就像是一位细心的医生，在不伤害病人的情况下，准确地切除病灶。

目前，全球范围内已有多个反应堆完成了退役。

这些案例如同一座座灯塔，照亮了后来者的路。

然而，每个反应堆都有其独特性，因此退役方案也需量身定制。

这就像是为每一位顾客量身定做的衣服，只有最合适的才是最好的。

在退役过程中，新技术的应用如春风拂面，带来了新的希望。

例如，远程操作技术和机器人技术的进步，使得我们可以在安全的距离内完成高风险的任务。

这就像是在战场上使用无人机进行侦查和打击，既有效又安全。

然而，我们也应看到，退役技术的发展并非一帆风顺。

资金投入巨大、技术研发周期长等问题如同拦路虎，阻碍了前进的步伐。

此外，国际标准的缺失也使得各国在执行过程中难以形成合力。

这就像是一场没有规则的比赛，参与者各自为战，难以达到最佳效果。

展望未来，我认为退役技术将朝着更加智能化、绿色化的方向发展。

智能化意味着更多的自动化和远程操作，减少人员的直接接触；绿色化则代表着在退役过程中更加注重环保和资源的循环利用。

这就像是未来的城市，既智能又宜居。

在此过程中，政府的角色不容忽视。

他们应制定明确的政策和标准，引导企业和社会共同参与。

同时，加强国际合作也是关键。

毕竟，核安全是全人类共同的责任和挑战。

最后，我想说，退役技术的研究和应用就像是一场接力赛。

每一位参与者都承载着前人的经验和期望，同时也为后来者铺平道路。

让我们共同努力，为这项充满挑战但又至关重要的工作贡献自己的力量。

《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及的清洁能源日前，有关部门印发了《中国制造2025-能源装备实施方案》，那么《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及什么清洁能源?下面就由给大家讲讲吧。

国家发改委、工信部、国家能源局6月20日印发《中国制造2025 能源装备实施方案》(下称《方案》)，围绕确保能源安全供应、推动清洁能源发展和化石能源清洁高效利用三个方面，确定了煤炭绿色智能采掘洗选装备、油气储运和输送装备等15个领域的发展任务，并明确资金支持、税收优惠、鼓励国际合作等五大保障措施。

《方案》提出，2020年前围绕推动能源革命总体工作部署，突破一批能源清洁低碳和安全高效发展的关键技术并开展示范应用，制约性或瓶颈性装备和零部件实现批量化生产和应用，有力保障能源安全供给和助推能源生产消费革命。

2025年前的行动目标是，新兴能源装备制造业形成具有比较优势的较完善产业体系，总体具有较强国际竞争力。

有效支撑能源生产和消费革命，部分领域能源技术装备引领全球产业发展，能源技术装备标准实现国际化对接。

以下为清洁能源相关内容：水力发电依托水电项目建设开发100 万千瓦级混流式水轮发电机组;单机容量25万千瓦级轴流转桨式水轮发电机组和单机容量50万千瓦级;1000 米水头以上高水头大容量冲击式水轮机组;研发水电智能生产管理系统：开发水电智能一体化生产管理和运行控制平台、状态检修智能决策支持系统、工程安全智能分析评估系统、智能应急指挥处置系统、智能安全防护管理系统等。

试验示范：依托国家核准和《水电发展十三五规划》及相关能源中长期战略规划中具备条件的水电项目，推动完成技术攻关设备的试验示范。

应用推广：鼓励后续相关水电项目承担推广应用任务。

抽水蓄能单机40 万千瓦级、500 米水头以上高水头大容量抽水蓄能机组;调速范围10%可变速抽水蓄能机组;试验示范：依托《水电发展十三五规划》及相关能源中长期战略规划中具备条件的水电项目，推动高水头抽水蓄能装备和完成技术攻关设备的试验示范。

目次6.1 反应堆换料设计与换料安全评价 .................................................. 3 6.2 换料安全评价方法与要求 ........................................................ 3 6.3 关键安全参数选取原则 .......................................................... 4 范围..............................................................................1规范性引用文件....................................................................1术语和定义........................................................................1缩略语............................................................................2核电厂工况分类....................................................................3换料安全评价通用要求123456..............................................................36.4换料安全评价软件要求 .......................................................... 4 7 通用关键安全参数评价要求 .......................................................... 4 7.1 反应堆动力学通用关键安全参数 .................................................. 4 7.2 DBC-1工况包络功率分布的通用关键安全参数 ....................................... 5 7.3DBC-2工况反应堆保护定值的通用关键安全参数 ..................................... 5 8 特定关键安全参数评价要求 .......................................................... 6 8.1 硼稀释事故 .................................................................... 6 8.2 控制棒落棒事故 ................................................................ 7 8.3 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故 .................................. 8 8.4 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故 .......................................... 9 8.5 控制棒弹出事故 ................................................................ 9 8.6主蒸汽管道破裂事故 ........................................................... 10 9 报告编制要求 ..................................................................... 11 9.1 换料安全分析检验清单 ......................................................... 11 9.2 换料安全评价报告 . (11)压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求1范围本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料设计中的安全评价通用要求，给出了换料安全评价采用的方法和评价所需的通用关键安全参数与特定关键安全参数。

第30卷 第5期2023年5月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.5CPR1000核电站堆芯测量系统密封段试验平台设计与验证李 岩（中广核研究院有限公司 北京分公司，北京 100086）摘 要：CPR1000核电站堆芯中子注量率测量系统，简称RIC 系统，是核电站重要的仪表系统。

本文根据RIC 系统密封段高温和高压的试验要求，设计了密封段试验平台，主要包括高压模块设计，高温模块设计和软件设计。

完成软件和硬件的设计后，对设计平台进行测试验证，结果符合设计精度要求，达到堆芯中子注量率测量系统密封段和密封圈高温高压试验的要求，为密封段和密封圈的国产化提供了试验平台。

该系统结构简单，易于扩展，能够满足测量精度，提高了系统的可靠性。

关键词：RIC ；密封段；试验平台；高温模块；高压模块中图分类号：TL816 文献标志码：ADesign and Realization of Seal Nozzle Test Platform for In-CoreInstrumentation System CPR1000 Nuclear PlantLi Yan（China Nuclear Power Technology Research Institute, Beijing Division, Beijing,100086,China ）Abstract：In-core instrumentation system of CPR1000 nuclear power plant, referred to as RIC system, is an important instru-ment system of nuclear power plant. According to the high temperature and high pressure test requirements of the seal nozzle of the RIC system, the test platform of the seal nozzle is designed in this paper, mainly including the high pressure module design, the high temperature module design and the software design. After completing the design of software and hardware, the designed platform was tested and verified, and the results met the design accuracy requirements, reached the requirements of the high temperature and high pressure test of the seal nozzle and seal rings of the RIC system, and provided a test platform for the localization of the seal nozzle and seal rings. The system has simple structure and is easy to expand. It can meet the measurement accuracy and improve the reliability of the system.Key words：RIC ；seal nozzle ；test platform ；high temperature module ；high pressure module收稿日期：2023-02-08作者简介：李岩（1978-），男，北京人，本科，工程师，副总工程师，研究方向：核电电气仪控。

第43卷　增刊1　2023年　8月　辐　射　防　护Radiation ProtectionVol.43　No.S1 Aug.2023·辐射生物效应·核设施退役职业病危害监管思考战景明,薛向明,杨　雪,姜　霞,武晓燕(中国辐射防护研究院,太原030006)　摘　要:本文通过调研核设施退役职业病危害监管有关出版物、标准及文献,对核设施退役过程中职业病危害因素种类、特点及其监管现状进行了分析,认为与正常运行阶段及建筑施工作业相比,核设施退役具有辐射源项复杂、放射性活度强、环境辐射场分布不均匀、尘毒危害因素突出等特点,其职业病危害监管措施类似于建筑施工作业,职业病危害监管难度较大,不论是正常退役或是事故后退役,参与核设施退役的工人面临的健康风险仍是各国重点关注的问题。

有鉴于此,我国应在IAEA 及国内退役相关运行经验基础上,结合核设施退役作业特点及职业病危害管理现状,提出我国核设施退役现场职业病危害预防及管理措施,为我国日益壮大的核设施退役工程提供职业卫生监管依据,促进我国核设施退役的健康稳定发展。

关键词:核设施退役;职业病危害;监管中图分类号:TL75+2文献标识码:A 收稿日期:2023-01-14作者简介:战景明(1977—),男,硕士,研究员,主要从事职业医学与职业流行病学研究工作。

核设施退役通常指通过去污、拆除和清除等措施,使核设施不再使用的场所或者设备的辐射剂量满足国家相关标准要求的活动[1]。

目前,我国已成功实施了221厂退役、微堆退役、跃龙化工厂退役以及铀矿地勘项目等多项退役治理工作。

随着核电和核技术利用的快速发展,在当前和今后相当长一段时期,我国将面临日益增多的民用核与辐射设施退役活动,如秦山核电站和中国原子能科学研究院的101堆退役等[2]。

与核设施的运行阶段相比,退役期间的工作活动将有所不同,退役活动将在持续变化的工作环境中进行[3]。

核设施退役过程中涉及的活动包括源项调查、去污、拆除和解体、废物治理、废物分类检测等,为避免高额的开发投资和运营成本,一般采用通用拆解/去污技术,但即使是远距离操作技术均需要人机互动才能完成[4]。

国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知文章属性•【制定机关】国家国防科技工业局•【公布日期】2018.02.22•【文号】科工二司〔2018〕232号•【施行日期】2018.02.22•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】国防科技正文国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知科工二司〔2018〕232号各有关单位：现将《核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）》（以下简称指南）印发给你们，请根据《核设施退役及放射性废物项目管理办法》（科工二司〔2017〕1452号）和指南要求，结合本单位实际情况，认真组织项目的论证和申报工作。

（具体申报流程参考国防科工局网站“办事指南”专栏，“国防科技民用专项科研项目和军用技术推广专项审批”事项）。

联系电话：************附件：核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）国防科工局2018年2月22日附件核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）一、总体要求贯彻核设施退役及放射性废物治理“十三五”规划精神；立足当前，着眼未来，以核设施退役工程需求为牵引，践行核退役治理“科研先行”理念；以工程应用为目标，建立核退役治理技术体系；鼓励和支持全社会相关单位以多种形式积极参与，集智创新，集中力量突破制约我国核退役治理工作的关键技术；立足自主创新，统筹近期适度兼顾长远；夯实核退役治理技术基础，提高我国核退役治理整体技术水平。

二、支持重点（一）退役技术领域。

1.反应堆退役技术研究。

研究目标：掌握反应堆破损乏燃料组件整备、堆芯封堵加固、拆除解体等关键技术。

研究内容：高燃耗破损乏燃料组件整备处理技术研究，处理后的乏燃料组件可满足GB11806-2004标准要求；管道系统封堵技术和材料研究；屏蔽混凝土解体拆除、核设施零部件切割、辐照环境下远程切割、高压水切割、等离子切割、水下激光切割，压力容器去污、金属熔炼等技术的工程应用研究。

反应堆退役金属材料去污技术摘要：核反应堆退役总是涉及到产生大量放射性金属废物。

该文阐述了XXX反应堆退役过程中，产生的大量金属废物的材质主要为碳钢和不锈钢。

这些金属废物大部分为放射性较低，但基本上高于国家清洁解控水平。

根据安全考虑，可采用高压水去污、化学去污、金属去污等恰当的去污技术，使得反应堆退役中所产生的金属废物满足“产生的放射性废物必须保持在可行的最低量”。

关键词：退役高压水去污清洁解控化学去污1金属废物去污技术金属去污工艺包括高压水去污、化学去污两部分，去污对象为低放金属废物。

高压水去污技术即：利用流体冲击作用去除污染物，如喷射蒸汽还可以提高去污效果。

水压范围2～60MPa，喷水量0.5～4L/s，喷射距离一般为1～5m，喷射水与去污物面的交角为30°～45°时去污效果较好。

提高水压或添加化学剂，去污效果更好。

超高压喷射去污技术对大表面物件的去污效果很好，但二次废物量大。

1.1高压水去污原理流程高压水去污是利用高压水产生的物理冲击力去除废物表面附着物，以达到去除部分放射性污染的目的。

金属废物经过高压水去污后，可以去除表面附着污染物;降低废物的表面放射性水平，去污后的金屬可以送化学去污车间、切割车间、熔炼车间进一步处理，也可能达到循环使用或解控水平[1]。

1.2高压水去污工艺过程描述首先从反应堆拆除下来的或来自于厂内各废物堆放点的金属废物简单切割后，由物料进出口进入车间。

接受金属废物的尺寸最大不超过2000mm×2000mm×2000mm，质量不超过5t，管道尺寸在DN150mm以上的。

经废物分类之后，低放金属废物由平板车送至开放式冲洗台封闭式操作间，再由操作间内的单轨50kN吊超运送至操作台架上去污或简单拆卸。

放射性水平较高或污染难以清理的大型金属构件由车间内的单梁吊车送至封闭式冲洗台操作间，封闭式冲洗台为密封结构，可进行远距离操作[2]。

两个台架上都设有高压水和压缩空气的进口。

超声波清洗机的清洗原理介绍清洗机工作原理由超声波电器掌控部分（俗称：发生器），把电能信号输送给换能器（有人称：震子）；换能器将高频振荡电信号转换成高频机械震荡，以纵波的形式在清洗液（水剂、油或溶剂）中辐射；在辐射波扩张的半波期间，清洗液的致密性破坏并形成了极多直径为50—500um的气泡。

这种气泡中充分着溶液蒸汽，在压缩的半波期间，气泡快速闭合爆裂；即产生了上百Mpa的局部液压撞击（形同核爆炸），这种现象称为“空化”效应。

在连续不断的“空化”效应下，被清洗的产品表面，花纹或更隐匿的孔洞内的污垢被爆裂、剥落；同时，在超声波的作用下，清洗液的渗透力加强；脉动搅拌加剧、溶解、快速分解浮化，从而将产品零件彻底清洗干净。

超声波清洗的特点利用超声波清洗，能快速、彻底地清除产品零件上各种油污、残屑、粉末类杂质：能清洗带有花纹、沟槽、弯孔、孔洞及盲孔内的污垢；对产品表面绝无任何损伤；可先用各种合适的清洗液来针对性的去除需清洗的污物；在室温或合适的加温（一般60°C左右）即可进行清洗工作；节省能源，工作场地和减轻劳动强度；快速合格的清洗效率是人力手工清洗的数十倍高压清洗机在不同行业的应用压力范围为35～70MPA之间适用于电力行业中，紧要用于空气预热器、汽机冷凝器及汽轮机叶片的清洗除垢，超过了这个压力范围，对工件的清洗是有害的。

压力范围是52～100MPA之间适用于石化行业中，紧要用于名种换热设备、压力容器内外壁的清洗除垢。

超过这个范围会对工件的清洗是有害压力范围为35～100MPA之间适用于筑行业中，压力范围在35～70MPA适用于于表面的凿毛、清洗。

压力范围为70～120MPA之间适用于油田行业中，有一种专用的管道清洗机，它紧要用于钻井平台的原油残渣、储罐的石蜡和抽油管的内外壁清洗。

压力范围为70～100MPA之间适用于汽车行业中，有一种特定的汽车高压清洗机，它紧要用于汽车涂装车间隔栅、滑撬清除油漆。

2023年核电厂安全考试知识点总结归纳完整版综合测试题(共58个，分值共：)1、核电厂安全分析报告内容有哪些？①厂址及其环境的描述②建厂目的、反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则，设计基准内部和外部始发事件，以及保护厂区内人员和公众的安全系统性能的描述③核电厂系统的描述④设计、采购、建造、监理、调试和运行方面的质量保证大纲⑤检查预计安排在反应堆内进行的任何形式实验的安全问题⑥类似核电厂的运行经验回顾⑦假设始发事件及其后果的安全分析⑧核电厂的运行安全技术条件2、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-133、安全注入系统有哪些功能？①当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，为堆芯提供应急的和持续的冷却②当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄露，保持稳压器水位③发生蒸汽管道破裂事故时，将含高浓度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界4、那些事故要求紧急停堆？（重点）①反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值②一回路压力低③中子注量率高④中子注量率上升速度快⑤蒸汽发生器水位高⑥蒸汽发生器水位极低⑦蒸汽发生器水位低，同时水流量和蒸汽流量不平衡⑧安全注射系统启动5、核电站运行工况是如何分类的？①正常运行和运行瞬态过程②瞬态事故（中等频率事故）③稀有事故④极限事故6、第四代先进反应堆系统有什么特点？①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10^-6/（堆*年）②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分，能够和其他电力生产方式竞争7、核电厂安全状况监测--安全参数显示系统的作用？监督核电厂安全运转的状况，帮助操纵员及时发现机组故障的征兆，为操纵员处理事故提供支持8、什么是共模故障？指由特定的单一事件或起因导致若干设备或部件功能失效的故障9、高压、低压及蓄压注射系统的功能①高压注射管系主要在压水堆冷却机系统小泄漏事故时起作用，主要目的是维持冷却剂系统压力稍低于正常值，是压水堆正常停闭②当一回路管道发生破裂而引起压力急剧下降时，需依靠蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的融化③低压注射管系在冷却剂管道大破裂、冷却剂压力急剧降低时自动投入运行，其主要作用是炎魔堆芯和保证堆芯内水的流动，到处预热。

－1－1•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20cm17. 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、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。

核安全工程师-核安全案例分析反应堆工程案例[问答题]1.某压水堆核电厂在满功率运行。

突然，主控室出现安全壳放射性超标报警信号。

操纵员经检查、核实系一回路小破口事故。

根据应急计（江南博哥）划及应急行动水平，值长宣布进入厂房应急状态并立即向厂应急总指挥报告，营运单位应急组织启动。

半小时后，破口进一步扩大，喷淋系统故障不能投入，安全壳内压力迅速上升至接近设计压力。

技术支持组分析判断，已有部分燃料元件破损，预测两小时后需对安全壳采取过滤排放措施，以防止安全壳超压失效。

问题：（1）此时是否需改变应急状态？如需改变，应按什么程序执行？（2）此时应向地方政府应急组织提出什么建议？（3）核电厂营运单位此时应采取哪些应急措施？正确答案：（1）应改变应急状态，首先核电厂应急总指挥应宣布进入场区应急状态。

（2）同时向地方政府应急组织报告事故现状及对事故发展的预测，建议进入场外应急状态。

建议地方政府考虑适时采取保护公众措施（撤离、隐蔽、服用碘片、交通管制等）。

（3）营运单位应采取的措施：①应急组织全面启动；②采取一切必要和可能的措施，保护反应堆安全及安全壳的完整性；③发布场区应急报警信号；④场区人员服用碘片并开始撤离场区非应急人员；⑤实施场区出入口控制；⑥开展应急监测；⑦评估事故发展及环境后果。

[问答题]2.某试验堆燃料元件损坏事故某试验堆进行一项材料辐照考验。

在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定。

但如果根据水质极度恶化就停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，经济损失也较大。

考虑到试验已接近尾声，为了不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。

结果发生了因流道不畅导致燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。

问题：（1）事故的直接原因和根本原因是什么？（2）此事故应属INES几级？正确答案：（1）直接原因：水质变坏，流道不畅，继续运行致使元件过热损坏。

核设施退役技术分析张元平【摘要】未来数年，我国陆续有多项核设施将进入退役周期，退役任务将会常态化，核设施退役处置任务的增加，将使得相关核安全管控及环保压力随之增大。

核设施退役时反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除，又是其中极为重要的一项涉核活动，这就使得设计开发一种安全高效的退役切割分离和拆除技术，成为一项十分必要的工作，以达到尽量减少退役实施对公众和环境带来的辐射伤害和其他危害。

【关键词】核设施退役｜机械运动系统｜超高压水射流切割｜等离子切割核设施退役过程中的重难点技术工作是反应堆及一回路内的涉核物项拆除及处置，其中反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除又是其中极为重要的一项工作。

反应堆支撑结构是反应堆压力容器的重要支撑结构件，其已被活化，表面辐射剂量率水平较高，属于中高剂量放射性废物，其上端与压力容器焊接为一体，下端与附属支撑结构焊接相连。

在压力容器拆除时，需要将支撑结构与压力容器切割分离，压力容器拆吊后，在空气中对支撑结构中水上部分进行切割解体，然后在拆除纵向固定机构后，对支撑结构下半部分进行水下切割解体。

由于反应堆屏蔽结构采用夹铅的特殊结构，所以在退役拆解过程中不能使用热切割(基于铅低沸点的物理特性，热切割时会产生铅蒸汽造成污染，容易引起工作人员铅中毒)，故只能采用冷切割的方式进行拆除，同时目标产品核安全等级高、拆除难度大、切割工艺要求严。

为了完成上述核设施退役过程中反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除任务，本文提出了一种能够实现远距离操作和现场控制操作相结合的切割拆除技术，选用等离子切割技术实现反应堆支撑结构水下和水上部位的切割拆除，选用叠加超高压水射流切割技术进行反应堆屏蔽结构切割拆除,实现夹铅屏蔽结构的冷态切割，同时根据核设施退役现场空间接口尺寸灵活配备各切割设备安装基架平台，然后再通过电气控制系统对上述各设备进行系统集成与功能控制，进而解决反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除问题。