核电厂的运行总复习

2023年核电厂安全考试知识点总结全面整理综合测试题(共58个，分值共：)1、核安全运行程序包括哪些小程序？①系统运行程序②机组正常启动/停机程序③换料大修/停机维修运行程序④系统报警手册⑤系统故障运行程序⑥定期试验程序⑦行政控制程序2、绘图说明安全壳喷淋系统的动作条件和动作对象有哪些？P115 图5-113、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障4、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求5、核安全文化具有哪些特性？（三大特点）①核安全是一个集体的责任，企业中所有人都有确保安全第一的责任②倡导企业内在的质疑和谦虚谨慎态度，要求互相交流，加强培养核安全事务方面的个人责任心，鼓励员工自我完善③强调的既是态度问题，同时又是体制问题，既和单位有关，又和个人有关，同时还牵涉到处理所有核安全问题时所应该具有的正确理解能力和应该采取的正确行动。

6、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7、什么是核电厂正常运行限值？指正常运行时参量的变化范围8、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9、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-410、发生失水事故的危害、原因和分类有哪些？（重点）①小破口失水事故：堆内冷却剂流失量缓慢，可以由化学和容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿，并投入第二台上充泵维持稳压器水位，毋须启用安全注射系统。

1、列出压水堆核电站主要控制系统。

2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。

3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。

4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。

5、画出大亚湾核电站运行梯形图。

6、画出核电站A模式运行梯形图7、简述燃耗对功率分布的影响。

8、简述限制功率分布的有关准则。

9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差10、简述控制棒驱动机构提升程序。

11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。

18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。

20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。

23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。

24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。

27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。

30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。

第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。

（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。

压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。

好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。

代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。

3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。

定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。

目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。

4. 核电厂运行工况的分类。

正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。

安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

6. 核电厂运行规程的构成。

正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。

9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。

第一章复习题1.为什么说核电是当今最重要的替代（煤电）能源？答：2010年世界核电装机容量约3.8亿千瓦，占世界发电总量10%。

我国自1991年12月15日秦山第一核电厂并网发电以来，至今共运行核电机组11台，总容量为910万千瓦，占全国发电容量的1.27%。

核电厂不排出温室气体CO2，不排出有毒气体CO，SO2及氨氮化合物，也不排出灰尘。

一座100万千瓦的核电厂每年仅需替换几十吨核燃料，利用核能还可以减轻运输负担。

核电厂虽然建设周期长，一次性投资大，但其运行成本远低于火电厂，总体计算每度电的发电成本，比燃煤火电厂低。

核电厂技术成熟，运行稳定，核电机组的供电负荷因子已大于90%。

核电自诞生以来有良好的安全记录。

研究表明，核燃料的供应及长寿命裂变产物的处理，并不是影响核电发展的主要因素，所以核电还是可持续发展的能源。

2.核电厂有哪些潜在的危险性？答：（1）核反应堆内存在大量放射性物质（2）反应堆停闭后会长时间释放衰变热（3）反应堆冷却剂系统存在大量的高温高压水（4）反应堆功率可能迅速升高3.核安全有哪三个发展阶段，各阶段的特点是什么？答：1核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则2三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解3切尔诺贝利事故后：倡导安全文化4.从三哩岛事故获得的教益，核安全得到哪些改进？答：三哩岛事故的经验总结使核工业界得到很多的教益，人们认识到严重事故是可能发生的，它往往是多重设备故障和人因错误综合作用而造成的。

三哩岛事故证明核电厂设计的纵深防御概念在严重事故下依然有效。

核电工作者学到了应该注意更为实际而非戏剧性的故障与事故（如小破口事故、阀门问题、电气问题等）；人因错误问题更加受到注意，提出人员的培训和再培训的重要性，主控制室应当改进，特别是有关安全参量的显示；并拓展事故处理规程的范围和内涵。

设计上在多方面也作了改进。

5.从苏联切尔诺贝利核电厂事故可获得哪些经验教训？答：对于这次事故，尽管存在技术上的欠缺，人的失误和违章是另一方面的重要因素。

1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。

b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。

c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热（瞬发中子和缓发中子引起）和衰变热（裂变产物和中子俘获产物）两部分组成；因此核反应堆必须要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。

d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。

e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。

2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？答：优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆换料周期，提高经济性；2）有利于改善反应堆通量分布，提高安全性，提高核燃料利用率。

3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。

4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。

缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。

2）浓度过高可能出现正温度系数，因此在反应堆启动前必须将系统加热到最低临界温度以上，增加了运行难度。

3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。

3、核电厂的运行工况有哪些a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态b)Ⅱ类工况：中等频度事件c)Ⅲ类工况：稀有事件d)Ⅳ类工况：极限事故4、运行模式的分类5、堆芯寿期内对慢化剂温度系数进行的限制及其原因a.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期初，热态零功率下不得为正；b.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期末，额定热功率下不得比-57pcm/℃更负。

压水堆核电厂运行复习资料1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。

2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。

3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节4、目前采用电加热式稳压器。

5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。

6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路流量：15000~24000t/h。

7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。

▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。

▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。

▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。

▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。

▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。

▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。

15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。

16、稳压器泄压箱作用：同8。

▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。

▲18、压力变化给系统带来的影响：一，压力过大，一回路处于不允许的应力下，某一管道可能破裂造成失水事故；二，压力过低，水将大量汽化，导致燃料与水热交换不良，燃料温度升高，致使包壳破裂，燃料融化。

核电站中典型的振动载荷：1）高周疲劳循环载荷（High cycle fatigue）2）泵相关的振动（Pump related vibration)载荷3) 地震载荷（Seismic loads）4）水锤和汽锤（Water/steam hammer)的冲击载荷5)反应堆冷却管突然爆炸（Blow down loads）的冲击载荷6)电厂维修和改造过程中产生的载荷学习目的1）确定和限制振动对工程结构和机械产品的性能、寿命和安全的有害影响2）创造和设计新型的振动设备、仪器及自动化装置振动设计问题；系统识别问题；环境预测问题。

自由度数：确定体系中所有质量位置所需的独立坐标数自由度特性：连续体、离散体（单自由度、多自由度）外加载荷：自由振动、强迫振动、自激振动阻尼特性：有阻尼、无阻尼运动微分方程：线性、非线性响应形式：周期、非周期参量函数：确定性、非确定性v(t)振动超前x(t)π/2a(t)振动超前v(t)π/2；小于1 欠阻尼等于1 临界阻尼大于1 过阻尼（1）线性系统对简谐激励的稳态响应是频率等同于激振频率、而相位滞后激振力的简谐振动（2）稳态响应的振幅及相位只取决于系统本身的物理性质（m, k, c）和激振力的频率及力幅，而与系统进入运动的方式（即初始条件）无关振动时而加强,时而减弱的现象叫拍矩阵中非零的非对角元元素称为耦合项质量矩阵M中出现耦合项称为惯性耦合刚度矩阵K或柔度矩阵中出现耦合项称为弹性耦合刚度矩阵K中的元素k ij是使系统仅在第j 个坐标上产生单位位移而相应于第i 个坐标上所需施加的力工程振动测试和数据分析3）方法(1)电测法原理：振动量→电量优点：灵敏度高、频率范围及动态、线性范围宽、便于分析和遥测缺点：易受电磁场干扰应用：目前最广泛采用的方法(2)机械法原理：利用杠杆原理将振动量放大→直接纪录优点：抗干扰能力强、灵敏度高、便于分析和遥测缺点：频率范围及动态、线性范围窄、测试结果受影响应用：用于低频大振幅振动及扭振的测量(3)光测法原理：利用读数显微镜、光波干涉原理、激光多普效应等优点：不受电磁场干扰、精度高、适于对质量小及不易安装传感器的试件作非接触测量缺点：造价偏高应用：精密测量和传感器、测振仪标定5.9.1振动测试的基本概念1）目的(1) 测定机械系统的动态响应特性，以便确定机器设备承受振动和冲击的能力，并为产品的改进设计提供依据；(2) 分析振动产生的原因，寻找振源，以便有效地采取减振和隔振措施；(3) 对运行中的机器进行故障监控，以避免重大事故。

《核电厂系统与设备复习资料》第一章：绪论1、从能源的供应结构来看, 目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源,不仅利用率低, 而且对生态环境造成严重的污染。

2、为了缓解能源矛盾, 除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生能源外, 核能是被公认的唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。

3、按慢化剂分类：轻水堆（压水堆和沸水堆）；重水堆；石墨堆。

沸水堆：效率高。

缺点：水有放射性压水堆：汽水分离再热器。

再热：提高干度。

回热：提高效率第二章：压水堆核电厂2 .1 概述1、从生产的角度讲, 核岛利用核能生产蒸汽, 常规岛用蒸汽生产电能。

核岛：反应堆冷却剂系统；专设安全系统；核辅助系统；三废处理系统。

常规岛：汽轮机回路；循环冷却水系统；电气系统。

2、反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。

通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。

每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成, 在其中一个环路的热管段上, 通过波动管与一台稳压器相连。

一回路内的高温高压含硼水,由反应堆冷却剂泵输送, 流经反应堆堆芯, 吸收了堆芯核裂变放出的热能, 再进入蒸汽发生器, 通过蒸汽发生器传热管壁, 将热量传给蒸汽发生器二次侧给水, 然后再由反应堆冷却剂泵唧送回反应堆。

如此循环往复, 构成封闭回路。

整个一回路系统设有一台稳压器。

一回路系统的压力靠稳压器调节, 且保持稳定。

3、为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行, 核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统。

4、核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。

专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供必要的应急冷却措施, 并防止放射性物质的扩散。

5、二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。

第一讲1.完成热力循环的热力系统:一回路,二回路(汽轮机组),三回路系统。

2.完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电三大核心部分。

3.核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。

4.常规岛(conventional island):汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。

5.配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核岛、常规岛的其余部分。

6.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：（2）蒸汽发生器：（3）汽轮机：（4）发电机：7.核电厂布置分区：a.核心区:b.三废区:c.供排水区:d.动力供应区：e.检修及仓库区：f.厂前区:8.反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：我国采用T型布置。

9.抗震分为一、二类和非抗震类（NA）10.五道相继深入而又相互增援的设计防御措施第一道防御：考虑对事故的预防。

核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。

第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故。

设置可靠的保护装置和系统。

探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作。

第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。

第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。

每个核电厂均应制订应急计划。

称为第五道防御。

11.对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方案进行分类，称之为识别类。

分为四种：A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类；F类为裂变产物屏障丧失类；H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类；S为系统故障类。

12.我国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。

13.第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）14.第二道屏障: 一回路压力边界(primary system envelope)。

15.第三道屏障: 安全壳(containmant)，即反应堆厂房。

1.1 、世界核电的发展及第四代核电技术；（五种反应堆的基本特征）1.2 、核电厂的经济性和安全性；1.2.1 、核电厂的优越性1.2.2 、核电厂的经济性1.2.3 、核电厂的安全性是有保证的1.2.4、压水堆的特点1.3 、核电厂的运行特点；1.4 、压水堆核电厂的组成；（核岛部分、常规岛部分）1.5、我国核电厂的起步与历史发展前景。

我国能源发展面临四个基本问题：核电的基本特性决定了无可替代的重要作用：二代改进型压水堆核电站自主化能力我国建设内陆核电势在必行长期战略第二章压水堆核电厂一回路主系统和设备压水堆核电厂的组成2.1 一回路主系统（冷却剂系统）2.1.1一回路主系统的组成2.1.2一回路主系统的功能2.1.3一回路主系统的主要参数2.2压水反应堆—本体结构2.2.1压水反应堆堆芯—概述（功能、组成）2.2.1.2 燃料组件（布置方式、燃料元件棒结构、燃料芯块、燃料组装过程简图）2.2.1.3 控制棒组件（种类与数量、）2.2.1.4 堆芯功能组件（中子源组件、）2.2.2 下部堆内构件（组成、功能）2.2.3 上部堆内构件（组成、功能）2.2.4 压力容器（RPV ）（材料要求）2.2.5 控制棒驱动机构（组成、分类、优缺点、控制棒驱动机构原理）2.2.6 运行中的问题2.2.6.1冷却剂的循环（流程以及注意问题）2.2.6.2结构材料的选择（包壳材料、压力容器及其内部构件材料）2.2.6.3压力容器的运行限制（温度、辐照的影响）2.3 蒸汽发生器（SG）（定义、功能）立式倒U 形自然循环蒸汽发生器（结构图、给水来源、蒸汽干燥装置、运行原理蒸汽发生器水位的保持、限制管子的腐蚀、蒸汽发生器给水与排污、设计参数）卧式：2.4.0 反应堆冷却剂泵（主泵）—概述2.4.1 主泵—水力机械部件（轴封水的作用）2.4.2 主泵—轴密封部件（1,2,3号轴封）2.4.3 主泵—主泵轴封水流程2.4.4 主泵—电动机部分2.4.5 主泵—主要参数2.5.0 稳压器概述—功能2.5.0 稳压器概述—设计原则2.5.1 稳压器—（结构、喷淋与泄压管路、先导式安全阀组）2.5.2 稳压器—卸压箱2.5. 3 稳压器的运行2.6 一回路的运行（温度、压力、流量的测量）第三章压水堆核电厂一回路主要辅助系统3.0 概述—核电厂辅助系统（按功能分为、一回路主要辅助系统）3.1 化容系统（功能、容积控制原理、化学控制原理、化容系统的冷却与降压）3.2 余热排出系统（流程、原理图）3.3 设备冷却水系统（结构、流程图、运行、）3.4 硼和水补给系统（功能、主要功能、辅助功能、流程图、组成、管线和阀门）3.5 一回路其他辅助系统（重要厂用水系统、乏燃料池冷却和处理系统）第四章压水堆核电厂二回路系统与设备4.0概述—核电厂二回路基本工作原理（功能）4.1 二回路热力系统（组成、主要流程、主要特性）4.2汽轮机工作原理与结构4.3 主蒸汽系统（系统功能、隔离阀、安全阀、运行）4.4 汽轮机旁路系统（系统功能、系统的运行）4.5 汽水分离再热器系统（功能、流程、描述、运行）第五章二回路凝结水系统及给水系统5.1凝结水抽取系统（功能、工作原理、结构、凝结水抽取流程、运行、凝结水控制系统）5.2 给水回热系统（功能、描述、流程、运行、运行参数）5.3 给水除氧器系统（功能、描述、运行）5.4 主给水系统（功能、描述、运行）5.5 蒸汽发生器的排污系统（功能、描述、运行）第六章压水堆核电厂的专设安全设施6.0 概述—（确保反应堆安全的4 种安全性要素、所有的安全设施应发挥的特定安全功能、设计原则）6.1安全注射系统（功能、辅助功能、分类、安注主要设备、运行、安注过程）6.2安全壳（功能、型式）6.3安全壳喷淋系统（功能、描述、运行）6.4辅助给水系统（功能、组成、流程、主要设备、运行）6.5安全壳隔离系统（功能、描述、运行）第十三章压水堆核电厂射线防护及三废处理13.1压水堆核电厂的核辐射（安全壳内辐射源、安全壳外辐射源、各类核辐射的不同效应、辐射防护的目的和原则）13.3核电厂的屏蔽（分类）13.4核电厂放射性废物的处理（处理措施、排出物的分类、切尔诺贝利核电站与大亚湾及岭澳核电站比较）13.4.1 核岛排气与疏水系统13.4.2 硼回收系统13.4.3 废气处理系统13.4.4 废液处理系统、固体废物处理系统压水堆核电厂对环境的影响（正常运行）。