反应堆压力容器下降环腔在有安全注入流动时的瞬态温度变化
《压水堆核电厂安全》单元10：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
单元10：大破口失水事故
临界流对冷却剂丧失事故的影响：
■ 破口处的临界流量大小决定冷却剂丧失速率与系统卸压速率。而 卸压速率是过程的主宰量。
■ 在冷却剂管道发生双端断裂时，两个破裂端口上游不同，一个是 反应堆压力容器下降段，一个是主泵与蒸汽发生器。由于临界流 量是破口上游工况决定，故两个破裂的端口临界流量不同。最终 会影响回路中流动滞止点的位置，而滞止点位置强烈影响堆芯的 冷却剂流量，从而影响到堆芯的冷却，破裂环路与完整环路之间 流动特性与流量分配的不同使得堆芯流量的预测更加复杂化。
■ 喷放时形成的压力波及破口处的喷射力对回路内部构件、冷却剂 管道、安全壳结构产生巨大的作用力，可能造成这些部件结构上 的损坏。
单元10：大破口失水事故
力学效应
■ 当出现破口时，会形成一个降压波在一回路中传播，破口面积 上的压力在每一段中下降一定数量，这样形成的压力波传到整 个系统。
■ 在传播的过程中压力波逐渐衰减。但当破口出现在热端时，压 降波则几乎没有衰减就传到压力容器。
压水堆核电厂安全
单元10：压水堆核电厂的 设计基准事故及失流事故
单元10：大破口失水事故
10.1 反应堆冷却剂丧失事故 1、定义：
冷却剂丧失事故是指：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破 裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故 通常称为：失水事故（LOCA） LOCA： loss of coolant accident
（1）燃料元件包壳的温度不得超过 1204 摄氏度； （2）包壳与水蒸气作用所氧化的包壳壁厚不得超过原壁
厚的 17%； （3）同水或水蒸气发生反应的燃料元件包壳重量不超过
反应堆热工期末复习资料
1.比较成熟的动力堆主要有哪些，它们各有什么特点？1）压水堆加压轻水作的冷却剂，控制棒为棒束型结构，正常运行水处于欠热状态；核燃料为低富集度的二氧化铀陶瓷燃料，两回路布置，一回路压力15.5Mpa，二回路压力7.75Mpa；2）沸水堆加压轻水作冷却剂和慢化剂控制棒截面为十字形堆芯中的水处于饱和沸腾状态蒸汽直接推动气轮机做功；3）重水堆重水堆慢化剂和冷却剂天然铀作核燃料一个或两个环路组成2.反应堆热工分析主要包括哪些内容主要是分析燃料元件内的温度分布，冷却剂的流动和传热特性，预测在各种工况下反应堆的热力参数，以及在各种瞬态和事故工况，压力，温度，流量等参数随时间的变化过程3.试叙述堆的热源的由来及其分布堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出来的总能量平均值为200Mev，其中裂变碎片占总能量的84％，在燃料元件内转换为热能；裂变中子的热量分布取决于它的平均自由程，主要在慢化剂中；伽马射线（瞬发缓发）的能量分别在堆芯，反射层，热屏蔽和生物屏蔽中装化为内能，极少部分穿出堆外；高能贝塔粒子能量大部分在燃料元件内转化为热能4.影响堆功率分布的因素有哪些1）燃料布置，均匀装载燃料堆芯功率分布非常不均匀，平均燃耗低，分区装载燃料可以使堆芯功率得到展平，提高了整个堆的热功率，同时也提高了平均热耗。
2）控制棒，均匀的布置在具有高中子通量的区域，既有利于提高控制棒的效率也有利于径向中子通量的瓶平，但对轴向功率有不利的影响：堆芯寿期初功率峰偏向上部。
3）水隙及空泡，水隙引起的附加慢化作用，使其周围元件的功率升高，从而增大了功率分布的不均匀程度，空泡对中子慢话减弱，会导致堆芯反应性下降5.控制棒的热源：1.吸收堆芯的γ辐射；2.控制棒本身吸收中子的（n. γ）和（n. α）反应。
6.慢化剂产生的热量：1.裂变中子的慢化；2.吸收裂变产物放出的β粒子的一部分能量；3.吸收各种γ射线的能量。
7.热量从堆芯输出依次经过导热、对流换热和输热三个过程。
反应堆热工水力学作业解答
反应堆热工水力学作业参考答案第一章 绪论1-2、二氧化铀的熔点、密度、热导率、比热的特性如何？答：未经辐射的二氧化铀熔点的比较精确的测定值为︒±152805C 。
辐射以后，随着固相裂变产物的积累，二氧化铀的熔点会有所下降，燃耗越深，下降得越多。
熔点随燃耗增加而下降的数值约为：燃耗每增加10000兆瓦·日/吨铀，熔点下降32°C 。
二氧化铀的理论密度为10.983/cm g ，但实际制造出来的二氧化铀，由于存在孔隙，还达不到这个数值。
加工方法不同，所得到的二氧化铀制品的密度也就不一样。
热导率：①未经辐照的二氧化铀，可以粗略的认为，温度在1600°C 以下，热导率随着温度的升高而减小，超过1600°C ，二氧化铀的热导率则随着温度的升高而又有某种程度的增大。
②辐照对二氧化铀热导率的影响总的趋势是：热导率随着燃耗的增加而减小。
应该指出二氧化铀热导率的影响与辐照时的温度有着密切的关系，大体来说，温度低于500°C 时，辐照对热导率的影响比较显著，热导率随着燃耗的增加而有较明显的下降，大于500°C 时，特别是在1600°C 以上，辐照的影响就变得不明显了。
③氧铀比对氧化铀的热导率也有一定的影响，随着氧铀比的增加，氧化铀的热导率将显著减小。
二氧化铀的比热可以表示成温度的函数：在25°C ＜t ＜1226°C 的情况下， 262)15.273/(1061051.238.304+⨯-⨯+=-t t c p在1226°C ＜t ＜2800°C 的情况下，41036231059.11012.11071.2789.225.712t t t t c p ---⨯-⨯+⨯-+-=在上面两式中，p c 的单位是)·/(C kg J ︒，t 的单位是C ︒。
1-3、反应堆对冷却剂的要求是什么？答：在选择合适的冷却剂时希望具有以下特性：① 中子吸收截面小，感生放射性弱② 具有良好的热物性（比热大，热导率大，熔点低，沸点高，饱和蒸汽压力低等），以便从较小的传热面带走较多的热量。
压水堆入门问答题与答案
绪论1.核能发电具有哪些优点？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.简述压水堆核电站的基本组成？核岛——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、排出物的处理与排放核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统常规岛——蒸汽系统、给水加热系统、汽轮机辅助系统、常规岛冷却水系统、除盐水分配系统电气系统——发电机及其辅助系统、输配电及其保护系统、厂用电系统3.压水堆核电站如何将核能转化成电能？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。
4.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？1.反应堆厂房反应堆厂房又称安全壳，主要布置一回路系统设备（反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统2.燃料厂房主要有乏燃料水池，用以贮存堆芯中卸出的乏燃料。
厂房背面紧邻换料水箱，贮存反应堆换料所需的含硼水3．核辅助厂房主要布置主控制室和各种仪表控制系统及其供配电设备，另外蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房此外，核岛还有柴油发电机厂房、连接厂房、、副主给水贮存箱5.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？核岛厂房主要有汽轮厂房和辅助间以及联合泵站所组成。
汽轮厂房布置有二回路及其辅助系统飞主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等联合泵站位于循环冷却水的进口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机的冷凝器提供冷却水源6.厂房及其房间的识别符号如何定义？厂房识别：N—L—L，机组识别—厂房识别—区域识别D：柴油机厂房K：发燃料厂房L：电器厂房M：汽轮机厂房N：辅助厂房R：反应堆厂房W：连接厂房X：未分区房间识别：N--N—N，楼层—房间号，其中楼层要减17.设别的识别符号如何定义？设备识别：N—L—L—L机组识别—系统识别—N—N—N—L—L设别编号—设别类型系统识别：ABP：低压给水加热器系统CEX：凝结水抽取系统EAS：安全壳喷淋系统GCT：汽机旁路系统KSC：主控制室系统PMC：核燃料装卸贮存RCV：反应堆冷却剂系统VVP：主蒸汽系统XCA：辅助蒸汽系统8.工程图纸的识别符号如何定义？（不考试）第一章9.简述反应堆冷却机系统RCP的功能和组成？RCP系统功能：1.热量传输——堆芯热量传递至蒸汽发生器二回路侧2.反应性控制——调整冷却剂中硼酸浓度，控制反应性3.压力控制——稳压器的喷淋和电加热，控制系统压力4.放射性屏蔽——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）RCP系统的组成：反应堆压力容器及其顶盖，控制棒驱动机构的压力外壳，住冷却剂管道（热管段、过渡段、冷管段），蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却机泵（简称主泵），稳压器及其连接管道（波动管、喷淋管），与辅助系统相连接的管道和阀门10.简述大亚湾核电站燃料组件的组成特点？1.大亚湾核电站采用AFA-3G型燃料组件2.有骨架和燃料棒组成，呈17*17正方形栅格排列，总共289个栅格，其中264个装有燃料棒3.骨架由8个定位格架，3个中间搅浑架，24根控制棒导向管，1根中子能聊测量管和上下管座焊接（确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒的升降）4.燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件5.AFA_3G型燃料组件的包壳为M5合金，中子吸收面积小，在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，裂变反应产生的氚很难穿过锆合金扩散（接卸强度燃料包壳的作用是防止核燃料与冷却剂接触，防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染）11.控制棒组件的作用是什么？黑棒帮组和灰棒帮组的区别？作用：1.是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
分
却剂，由12片螺旋叶片组成，被安装在扩压 器法兰的底部，可从泵体取出。导流管用螺
栓固定在泵壳内，可拆卸，它的作用是将水
引到叶轮的吸水口
热屏装置的目的是在泵的上部和泵的下部之间
进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等，要求 保持在90℃ 左右；而泵的下部为高温高压的
热 冷却剂（正常运行时）。 这种冷却器是由不锈钢管组成的，设备冷却水
台泵约24290m3/h）通过反应堆堆
芯，把堆芯中产生的热量传送给蒸
汽发生器。
设 计 考 虑
反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流 量率设计。泵的总压头取决于反应堆冷却剂环路（反应 堆压力容器、蒸汽发生器和管道）内的压降。
泵的电动机按以下考虑设计： —— 最频繁的运行方式是在热态中运行，在冷态中 运行限于电站启动期间。 —— 泵电动机转子组件必须具有足够的惯性，以便 在由于断电引起反应堆紧急停堆时，能冷却堆芯而避免 出现偏离泡核沸腾。
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器
反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在 高压(15．5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放 射性辐射的条件下，寿命不少于40年。
反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上 部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器，对于三环 路设计，容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却 剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆 芯上平面约1．4m的同一个水平面上。
虑
设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老
化，要选用具有高机械强度和在强中子辐
照下不易脆化的材料。
压 力 容 器 主 要 参 数
主要参数
设计压力
设计温度
运行压力
装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积
反应堆工程面试题库
反应堆工程面试题库1. 请解释什么是反应堆工程？反应堆工程是研究和设计核反应堆的工程学科。
它涉及到核材料的选择和处理、核反应堆的设计和构建、核反应堆的操作与控制、核反应堆的安全与保护等方面的知识和技术。
反应堆工程的目标是研究和开发可靠、高效、安全的核能系统。
2. 请介绍一下常见的反应堆类型。
常见的反应堆类型包括：- 沸水反应堆（BWR）：核裂变产生的能量用于产生蒸汽，直接驱动涡轮机发电。
- 压水反应堆（PWR）：核裂变产生的能量通过冷却剂传递给另一个循环，在该循环中产生蒸汽，驱动涡轮机发电。
- 重水反应堆（CANDU）：使用重水作为冷却剂和中子减速剂。
- 高温气冷堆（HTGR）：使用氦气作为冷却剂，使反应堆的工作温度更高，提高发电效率。
- 快中子反应堆（FBR）：使用高能中子来维持核链式反应，能够有效利用铀-238等次品。
3. 在反应堆工程中，什么是反应堆的临界状态？反应堆的临界状态是指核链式反应中的裂变和控制反应之间保持平衡，核裂变的速率与控制器输入的中子数操作力之间的关系。
在临界状态下，核裂变产生的中子数与消耗的中子数相等。
4. 请解释什么是核反应的反应系数？核反应的反应系数是指反应堆中的反应物料、温度和反应堆控制系统的变化对反应堆反应性能的影响程度。
反应系数可以用来描述反应堆对某一变化的响应。
常见的反应系数包括温度反应系数、燃料浓度反应系数等。
5. 请说说核反应堆的安全控制措施。
核反应堆的安全控制措施包括：- 燃料棒设计：使用可靠的燃料材料和结构材料，并考虑燃料棒的布局和冷却方式。
- 控制棒：用于调节反应堆的中子通量，控制核反应的过程。
- 冷却系统：用于控制反应堆的温度，防止燃料过热。
- 事故响应系统：包括紧急冷却系统、放射性堆芯损坏控制系统等，用于应对可能的事故情况。
- 安全控制系统：用于监测和控制核反应堆运行的安全性。
- 建筑屏蔽：用于阻挡辐射并减少对环境的影响。
6. 反应堆的冷却剂有哪些？常见的反应堆冷却剂包括：水（轻水和重水）、氦气、碳二氧化物和液态金属（例如钠和铅铋合金）等。
发电厂电气部分第四版课后习题答案第1章---第7章
发电厂电气部分第四版课后习题答案第1章---第7章第一章能源和发电1-1 人类所认识的能量形式有哪些？并说明其特点。
答：第一、机械能。
它包括固体一流体的动能，势能，弹性能及表面张力能等。
其中动能和势能是大类最早认识的能量，称为宏观机械能。
第二、热能。
它是有构成物体的微观原子及分子振动与运行的动能，其宏观表现为温度的高低，反映了物体原子及分子运行的强度。
第三、化学能。
它是物质结构能的一种，即原子核外进行化学瓜是放出的能量，利用最普遍的化学能是燃烧碳和氢，而这两种元素是煤、石油、天然气等燃料中最主要的可燃元素。
第四、辐射能。
它是物质以电磁波形式发射的能量。
如地球表面所接受的太阳能就是辐射能的一种。
第五、核能。
这是蕴藏在原子核内的粒子间相互作用面释放的能。
释放巨大核能的核反应有两种，邓核裂变应和核聚变反应。
第六、电能。
它是与电子流动和积累有关的一种能量，通常是电池中的化学能而来的。
或是通过发电机将机械能转换得到的；反之，电能也可以通过电灯转换为光能，通过电动机转换为机械能，从而显示出电做功的本领。
1-2 能源分类方法有哪些？电能的特点及其在国民经济中的地位和作用？答：一、按获得方法分为一次能源和二次能源；二、按被利用程度分为常规能源和新能源；三、按能否再生分为可再生能源和非再生能源；四、按能源本身的性质分为含能体能源和过程性能源。
电能的特点：便于大规模生产和远距离输送；方便转换易于控制；损耗小；效率高；无气体和噪声污染。
随着科学技术的发展，电能的应用不仅影响到社会物质生产的各个侧面，也越来越广泛的渗透到人类生活的每个层面。
电气化在某种程度上成为现代化的同义词。
电气化程度也成为衡量社会文明发展水平的重要标志。
1-3 火力发电厂的分类，其电能生产过程及其特点？答：按燃料分：燃煤发电厂；燃油发电厂；燃气发电厂；余热发电厂。
按蒸气压力和温度分：中低压发电厂；高压发电厂；超高压发电厂；亚临界压力发电厂；超临界压力发电厂。
民用核安全设备目视检验技术考试参考题
民用核安全设备目视检验技术考试参考题Company Document number：WUUT-WUUY-WBBGB-BWYTT-1982GT[ID:7640]反应堆冷却剂系统由两个热交换环路组成，每个环路上包含两台蒸汽发生器、两台主泵、两根热段管道和两根冷段管道A、+ ； B、- ；参考答案：-[ID:7639]反应堆冷却剂系统具有卸压能力，可以防止一回路压力边界超压A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7638]当堆芯熔化时，堆芯内的熔融碎片聚集在压力容器底部。
在发生这种事故时，反应堆堆腔被水淹没，压力容器外表面与水直接接触以带出堆芯热量EAS系统A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7637]反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时主要考虑一回路冷却剂的高压和高温，放射性、主管道断裂事故和地震等作用。
A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7636]过滤器是输送介质管道上不可缺少的一种装置,通常安装在减压阀、卸压阀、定水位阀或其它设备的进口端，用来消除介质中的杂质，以保护阀门及设备的正常使用。
A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7635]热交换器是用于将一种介质的热量传给另一种介质的设备，凡是符合此定义的设备都可以称为热交换器，进行热量传递的目的是降低一种介质的温度，如在核电厂内蒸汽发生器即是热交换器的一种A、+ ；B、- ；参考答案：-[ID:7634]AP1000核电站不直接用海水来冷却含放射性流体的设备，减少了放射性向环境失控排放的可能性A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7633]AP1000核电站正常运行时，用堆外的中子探测器测量数据来校准堆内仪表系统A、+ ；B、- ；参考答案：-[ID:7632]厂用水系统是开环冷却系统，通过该系统将热量从设备冷却水系统的热交换器传递给海水A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7631]AP1000核电站从换料(〈60℃)升温到热备用（291℃）是靠稳压器电加热器带入热量RRA换热器A、+ ；B、- ；参考答案：-[ID:7630]正常运行时，反应堆冷却剂中充入高压氢气，以抑制冷却剂辐照分解产生的氧A、+ ； B、- ；参考答案：+[ID:7629]非能动安全壳冷却系统的冷却水储存箱里不同高度的四个出口管来改变冷却水流量A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7628]非能动安全壳冷却系统能够直接将热量从钢制安全壳容器内传递到外部环境A、+ ； B、- ；参考答案：+[ID:7627]反应堆厂房环吊是由安全壳钢制容器本体支撑的、安装在圆形轨道上的桥式起重机A、+ ；B、- ；参考答案：+[ID:7626]AP1000核电站换料时，燃料抓取机在安全壳内对乏燃料和新燃料进行操作K 厂房A、+ ；B、- ；参考答案：-[ID:7625]正常余热去除系统可以把主冷却剂从291℃冷却到50℃以下先SG冷却模式，后RRA冷却A、+ ；B、- ；参考答案：-[ID:7624]AP1000核电站反应堆冷却剂系统有2个蒸汽发生器，2台主泵，1个稳压器A、+ ； B、- ；参考答案：-[ID:7275]对于检验的不可达区域或盲区必须在报告中注明。
技术类《反应堆热工水力》第5章(反应堆瞬态热工分析)
2.一回路压力边界：即一回路的设备、管道
和辅助管道的外壳，将一回路的冷却剂包容
在规定的流动场所内
3.安全壳：包容一回路破裂释放出的
放射性物质
24
瞬态分析的任务
反应堆瞬态分析的核心任务
预计各种运行瞬变故障和事故工况下，反应堆以及热力系统内运行工况和热
力参数的变化过程和变化幅度，为各道安全屏障的设计提供依据，确保各道
屏障不受破坏，并以此来确定运行参数允许变化的最大范围和反应堆保护系
统动作的安全定值。
反应堆整个输热系统各个设备都是相互关联的，任何一个环节发生变化都
会引起整个系统参数相应地变化。
在进行瞬态分析时，要通过各种方程对系统中的热工水力现象、以及各环
节之间的联系进行数学描述，最终要获得系统各部分内的工况和参数的变化
13
系统瞬态分析的数学模型
漂移流模型的特点
➢在热力学平衡的假设条件下，建立在两相平均速度场基础上的模型。
➢该模型提出漂移速度概念：两相以某混合速度流动时，蒸汽相对于混合速
度有一个向前（在向上流）或向后（在向下流）的漂移速度，液体则有一个
反向的漂移速度。
➢在空泡份额问题上，必须同时考虑气液两相之间的滑移以及流速在流通截
675℃)。
(4)包壳材料的最大允许应变要低于预计燃料包壳发生破损时的应变值。经验表明包
壳的应变不能超过1%。
(5)包壳内部的气体压力要始终低于一回路的名义压力，以防止增大和出现DNB(偏离
核态沸腾)对包壳发生鼓胀。
(6)燃料包壳应力应低于它的屈服压力。
37
电厂运行极限参数
对稀有事故或极限事故规定的极限参数
t
kc
r
t
kc
核反应堆物理分析问答答案
核反应堆物理分析问答答案问答题：1、试从物理⾓度分析压⽔堆燃料温度反应性反馈和慢化剂温度反应性反馈的机理燃料温度反应性反馈主要是由燃料共振吸收的多普勒效应所引起的。
燃料温度升⾼时由于多普勒效应，将使共振峰展宽。
共振吸收中的“能量⾃展现象”和⾮均匀将就中的“空间⾃屏”效应都将减弱，从⽽使有效共振积分增加。
因⽽，温度升⾼多普勒效应的结果使有效共振吸收增加，逃脱共振俘获概率减少，有效增殖因数下降，这就产⽣了负温度效应。
慢化剂温度反应性反馈要分情况讨论：（1）慢化剂温度增加时，慢化剂密度减⼩，慢化剂相对于燃料的有害吸收减⼩，这使有效增殖因数增加，所以该效应对αT M的贡献是正的效应。
（2）慢化剂密度⼩，使慢化剂的慢化能⼒减⼩，因⽽共振吸收增加，所以该将就对αT M的贡献是负的。
另外，慢化剂温度增加，使中⼦能谱硬化，引起235U、240Pu低能部分共振吸收增加，同时也使235U、240Pu⽐值下降，对反应性也引起负的效应。
反馈效果由这两⽅⾯共同作⽤，在⽋慢化区，反应性系数为负，⽐较理想。
2、选择燃料栅格参数（⽔轴⽐）的物理机理（1）V H2O /V U2O增加时，⼀⽅⾯由于栅元的慢化能⼒增⼤，慢化过程中的共振吸收减少，即逃脱共振俘获概率增加，因⽽，将使有效增殖因数k∞增加。
（2）另⼀⽅⾯，V H2O /V U2O增加时，栅元中慢化剂的含量增⼤，使热中⼦被慢化剂吸收的份额增加，因⽽，热中⼦利⽤系数下降⽽使k∞下降。
在V H2O /V U2O较⼩时，前⼀种效应是主要的，随着V H2O/V U2O增⼤，后⼀种效应开始变得更重要。
在这个过程中，我们可以选择出⽆限增殖因数达到极⼤值的最佳栅格。
3、试述反应性控制的任务和⽅式，并⽐较各种反应性控制⽅式的特点：反应性控制设计的主要任务是：采取各种切实有效的控制⽅式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩余反应性，以满⾜反应堆长期运⾏的需要；通过控制毒物适当的空间布置和最佳的提棒程序，使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布，使功率峰因⼦尽可能地⼩；在外界负荷变化时，能调节反应堆功率，使它能适应外界负荷变化；在反应堆出现事故时，能迅速安全地停堆，并保持适当的停堆深度。
M310压水堆系统简介
M310压水堆系统简介一、 反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路系统。
该系统将堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，通过蒸汽发生器将一回路热量传给蒸汽发生器二次侧给水，使之产生饱和蒸汽，送到汽轮发电机发电。
1.系统由堆和三个环路组成.每一环路上有一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵。
在其中的一个环路上还连接有一台稳压器以及稳压器卸压箱。
（见图1）。
一回路也起到包容住放射性裂变产物的第二道屏障。
2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合金包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在里面，从而构成燃料棒。
包壳将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。
在堆芯装入三种不同浓度的核燃料，分别为1.8%、2.4%和3.1%。
高浓度燃料组件布置在外区，中心区浓度最低。
每次换料时，取出中心区的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区燃料组件倒换到第二区。
而在外区装入新燃料，这样每年更换三分之一核燃料组件。
控制棒束组件用于反应性的控制，它由强烈吸收中子的银—铟—镉合金构成。
它在燃料组件的导向管内移动，并由在反应堆压力容器顶盖上方的驱动机构提升和下降。
当需紧急自动停堆时，控制棒束组件靠重力自动落下。
控制棒束组件用来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。
另一方面，依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢而长期的变化。
这两种控制反应性的方式互为补充，相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。
——蒸汽发生器它为自然循环型，由垂直的U型管束的蒸发段和汽水分离段组成。
用一回路的水加热二回路给水，使之产生饱和蒸汽并进行汽水分离和干燥后输送到汽轮机高压缸。
——反应堆冷却剂泵（又称主泵）用于克服一回路中设备和管道阻力，保证冷却剂的循环，它为立式离心泵，由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。
主泵轴上有三级轴封，同时用高压水注入泵轴泵和密封组件之间，用于限制冷却剂从泵轴中泄漏。
在主泵顶部安装飞轮，以增加主泵的转动惯量。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
民用核安全设备无损检验人员资格考试 通用超声检验技术-2级理论试卷样卷(含答案)
16.在液浸检测时可减小探头近场影响的方法是：
A．提高频率；B．用大直径探头；C．改变水层距离；D．用聚焦探头检测。
17.采用当量法确定的缺陷尺寸与缺陷的实际缺陷尺寸相比，一般要：
A．大；B．相等；C．小；D．无法确定。
18.表面波检测时,仪器荧光屏屏上出现缺陷波的水平刻度值通常代表：
A．缺陷深度；B．缺陷声程；C．缺陷至探头前沿距离；D．缺陷自身高度。
声波检测工艺卡中带括号的部分进行判断和修改，认为正确的在括号内画“√” ，认为错误或不 足的在括号内填入正确答案。（每空 0.5 分）
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题号 21
22
23
24
25
答案
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1.主声束偏离与双峰是斜探头性能测试的内容，直探头因为制作工艺较好，一般不存在主声束 的偏离。 2.直探头一般由压电晶片、阻尼块、接头、电缆线、保护膜和外壳组成。 3.超声波探头的压电晶片具有压电效应，当探头接受超声波时,发生逆压电效应,将声能转换为 电能。 4.在产品设计阶段，设计单位需要确定产品的允许缺陷类型和尺寸、无损检验方法以及验收标 准等。 5.材料冲击韧性与试验温度有关。 6.同声程的长横孔比大平底回波声压高。 7.超声波垂直入射时，界面两侧介质声阻抗差愈小，声压往复透射率愈低。 8.同声程的短横孔比大平底回波声压高。 9.因为超声波是由机械振动产生的，所以超声波在介质中的传播速度即为质点的振动速度。 10.超声波垂直入射到某界面时的声强反射率和透射率与从何种介质入射无关。 11.球面波的波阵面为同心球面，其声场中某处质点的振幅与该点至波源的距离成反比。 12.超声波倾斜入射到异质界面时，同种波型的反射角总大于入射角。 13.对于定位要求高的情况，应选择垂直线性误差小的仪器。 14.调节检测仪“深度细调”旋钮时，可连续改变扫描线扫描速度。 15.利用工件底波调节灵敏度,当底面粗糙或有水、油时,调节的灵敏度将会偏低。 16.利用直探头进行水浸法检测时，确定缺陷深度的原理与接触法相同。 17.超声检测工艺规程是根据相关法规、安全技术规范、产品标准、有关技术文件和相关检测
核反应堆热工分析答案2009
一、 简答题 1. 压水堆的稳态热工设计准则有： （1） 、燃料元件芯块内最高温度应低于其熔化温度。1 分 （2） 、燃料元件外表面不允许发生沸腾临界。1 分 （3） 、在稳态额定工况和可预计的瞬态工况下，不发生流动不稳定性。2 分 （4） 、必须保证正常运行工况下燃料元件和堆内构件能得到充分冷却；在事故工况下能提 供足够的冷却剂以排出堆芯余热。2 分 2. 气液两相流的流量漂移静态不稳定性产生的原因是：气液两相流中，压降随流量变化 的趋势由两个因素决定：（1）、由于流量降低压降有下降趋势；（2）、由于产生沸 腾，汽水混合物体积膨胀流速增加，从而使压降反而随流量的减少而增大。当第二个 因数其主要作用时，压降随流量的变化趋势成 N 字形（如下图示），即在两相区域存 在负斜率区。在 2’、3’两点之间所包含的压降范围内一个压降可能对应三个不同的 流量。由于水动力曲线的这样的变化趋势，当提供一个外加驱动压头时通道中的流量 就可能在三个不同流量下中漂移，这就发生了流量漂移静态不稳定性。 4 分
当燃料的线功率密度提升 10%时，燃料的最高许用温度应提高到： o o 因为燃料芯块中心的最高温度为 2200 C，点处燃料外表面温度为 500 C。
to
由
tu
k (t )dt 4 则
u
ql
q l 4 (
to
2200
0
'
k u (t)dt
500
0
k u (t)dt) q l 564.82W / cm
4分 当反应堆功率增加时，堆芯热通道的实际热流密度曲线向上移仍为余弦函数分布，临界热流密 度线向下移。3 分 三、(10 分) 解：自然循环：自然循环是指在闭合回路内依靠热段（向上流）和冷段（向下流）中的流体密度差 所产生的驱动压头来实现的流动循环。4 分 驱动压头： 由于将反应堆看作加热点源， 蒸汽发生器看作冷却点源， 热源冷源之间的高度为 L。
核工反应堆压力容器介绍
延性断裂（塑性断裂）： 顶盖本体（3吊耳，1排气管， 61+4管座） 连接控制棒组件和驱动机构 控制棒导向筒固定和定位。
4、反应堆 三、反应堆压力容器结构
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
压力容器的 15s，包括缓冲段3.
拆卸杆、定位塞头、可拆接头实现驱动杆和控制棒组件的连接。
运行限制： 3、辐照使材料脆性转变温度升高
顶盖
压力容器 支承面
法兰 管嘴
环行段 环行段
导向 装置
O形密封环
1、功能：保证压力容器筒体法兰和顶盖法兰之间的密封。 2、材质：因科镍-600镀银，因科镍-718弹簧
反应堆容器支承结构
１、功能
在正常运行工况或事故 工况下承受载荷。
2、构成
进出口接管下面的支撑座； 支承导向板； 支承环（两个水平厚法兰 和两块立式腹板组成的环行 梁结构，上焊6个径向定位 止挡块）
一、反应堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反应堆压力容器材料
选材原则：
纯度和均匀性 足够的强度和韧性 较低的辐照敏感性 导热性能好 易加工成本低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢 的３倍
热膨胀系数比不 锈钢小1.5倍
奥氏体不锈钢在 快中子作用下产 生脆化效应
上端法兰（24个流水孔， 6个辐照样品孔和4个定 位键孔）
下端堆芯支承板（0.5m 厚的孔板）
3个冷却剂出口孔
4个定位键
2、围板和辐板
围板：将布置燃料组件
的整个活性区的外形紧 紧围住。厚度2530mm。
辐板：中空圆板，带小
孔，厚度20-30mm，
共8层，起径向支撑作
核电站320教材 反应堆压力容器
反应堆压力容器反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。
它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。
2.3.1 结构反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用Mn-Ni-Mo低合金钢，其成份为：C ≤0.25%，Mn—1.5%，Ni—0.4～1.0%，Mo—0.6% 。
容器内壁堆焊一层大于5mm厚度的不锈钢。
1．压力容器筒体筒体由一个带螺栓螺纹孔的法兰、一个焊有6个冷却剂进出口管嘴的环形段、两个环形段、一个过渡段和一个半球形下封头焊接而成，如图2.20所示。
图2.20 反应堆压力容器(1) 筒体法兰在筒体法兰上钻有58个螺孔，用以安装螺栓与顶盖密封。
其中3个螺孔可安装导向杆，以便在吊装顶盖时对中。
在法兰外侧焊有环形密封台肩，它起着支承密封环的作用，防止在装卸核燃料时反应堆水池内的水流进反应堆堆腔。
在法兰内侧有悬挂吊篮的台肩，上面开有4个定位键槽。
(2) 带管嘴的环形段每一条环路的进、出口管嘴相隔50︒夹角，每一对管嘴沿压力容器的周围成120︒对称分布。
在出口管嘴的内侧有一凸环，与吊篮的管嘴相接。
管嘴的外端焊了一段不锈钢安装端，这样采用同种材料允许在现场把一回路管道与压力容器焊接成一体。
在6只管嘴底部均设有支撑座，以便把压力容器放在它的支承结构上。
(3) 环形段在压力容器带管嘴环形段的下面是对应堆芯高度的环形段，它由两段对接焊接的筒体所构成。
在环形段下方内侧焊有4个因科镍导向键槽，它与吊篮导向键相配，用来限制吊篮径向位移。
(4) 过渡段过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段焊接起来。
(5) 下封头它是由热轧钢板压成的半球形封头，下封头上焊有50根因科镍套管，堆内中子通量测量导管通过它们进入压力容器。
2．压力容器顶盖它由半球形顶盖和上法兰焊接而成。
(1) 顶盖由钢板热压成半球形，在顶盖上焊有三只吊耳、一根排气管、61个控制棒驱动机构管座、4个热电偶管座和控制棒驱动机构通风罩法兰。
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
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 cm17.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23. 现代压水堆采用硼酸控制反应性。
精选最新版2020年特种设备作业人员《压力容器》考试题库(含答案)
2020年特种设备作业人员考试题库《压力容器》158题（含答案）一、选择题1．玻璃板式液面计有A或已经破碎的应停止使用。
A.裂纹B.气泡C.泄漏2．当全面检验.耐压试验和年度检查在同一年度进行时，应当依次进行C。
A.年度检查.耐压试验和全面检验B.全面检验.年度检查和耐压试验C.全面检验.耐压试验和年度检验3．压力表出现AD的情况时，压力表应禁止使用。
A.指针失灵B.遭受冲击C.不便于观察D.指针模糊不清4．有ABCD的压力容器，全面检验合格后必须进耐压试验。
A.停止使用2年后重新使用的B.从外单位或本单位移装的C.受压元件焊补深度大于1/2壁厚的D.用焊接方法更换压元件的5．压力容器通过安装B来观察容器内液面的高低。
A.温度计B.液面计C.压力表D.流量计6．压力容器内部检测安全等级为3级，下次检验周期一般每C年一次。
A.3-5B.1C.3-6D.67．压力容器在正常使用压力范围内，无塑性变形的情况下，突然发生的爆炸称为B。
A.塑性破裂B.脆性破裂C.疲劳破裂D.蠕变破裂8．《固定式压力容器安全技术监察规程》规定压力容器安全附件包括ABD。
A.安全阀B.联锁装置C.防静电装置D.紧急切断装置9．对于内径〉A mm的容器如不能利用其他可拆卸装置进行内部检验，应最少开设人孔1个或2个。
A.1000B.500C.120010．一般压力容器事故的严重程度与ABD有关。
A.容器的工作压力B.容器的容积C.容器的直径D.容器的工作介质11．在选用压力容器钢材时，应重点考虑钢材的力学性能C和耐腐蚀性能。
A.延伸率B.钢的冷脆性和热脆性C.工艺性能12．压力容器的封头类型，有凸形封头.半球形封头C封头.碟形封头等。
A.三角形B.多层形C.椭圆形13．《固定式压力容器安全技术监察规程》规定压力容器泄漏试验ACD。
A.氨检漏试验B.气压试验C.氦检漏试验D.气密性试验14．介质危害性用介质AB表示。
A.毒性程度B.爆炸危害程度C.腐蚀程度D.杂质含量多少15．《固定式压力容器安全技术监察规程》规定压力容器上用的压力表的精度等级为D。