核动力设备及装置总复习
船舶核动力装置复习纲要3
核动力装置复习资料（三）——邓立1.核能具有哪些特点？用作船舶核动力有哪些优越性？1核燃料具有极高的能量密度，核裂变不依赖氧气2核燃料船重比例小，有较大的续航能力和推进功率，提高潜艇的隐蔽性。
2.船用核动力装置的船用条件：1船舶受海洋条件影响，易产生摇摆和倾斜2易产生海上事故，如触礁等3船舶速度变化急剧，且幅度大，有时必须倒航4航行远离码头，基地补给困难5船内空间有限，所有设备必须重量轻、体积小6船上及港口人员密集，放射性防护极其重要7海洋气候潮湿，且含有盐分。
3.船舶轴输出功率与排水量、航速之间的关系：Ne=D2/3v s3/c kw 其中Ne-推进器功率，v s-航速，D-排水量c-海军部系数。
4.核动力装置的安全设计原则：a、多道屏蔽，b、纵深防御。
多道屏蔽：燃料元件包壳、一回路系统和承压边界、安全壳。
纵深防御：1第一级安全防御主要考虑对事故的预防2第二级放置运行中出现偏差而发展成事故3第三极是限制事故引起的放射性后果。
5.专职可靠性如何定义：指装置在规定的时间内，在规定的使用条件下能完成规定功能的能力。
它表示系统、机器、设备等的工作和性能的时间稳定性强度。
6.什么是装置的生命力：在战斗破损或事故破损时，装置能够保证或恢复其功能的能力；7.提高装置生命力的措施有哪些：1主动分组布置2应急、储备3考虑设备仪表的互换性4主要设备单独供电、设置应急供电系统5主要消耗品分散布置6具有破损报警及隔离装置。
8.一回路装置的基本任务：1供给冷却剂2热量传输3一回路压力保护4一回路水质净化5水质监测6废物处理。
9.主冷却剂系统有何功用？其设计要求有哪些？功能：1正常运行时传热，使二回路工质变为蒸汽2停堆时排出余热3事故时应急、冷却4提供承压边界。
要求：1保证堆芯充分冷却-有足够的流量2应有一定的自然循环能力-作战、安全性3主泵应有一定的惯性4一台主泵失效不能导致系统失效5满足适航性要求6满足承压边界完整性要求7系统双重设置。
核电厂系统及其设备复习题
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）PWR8）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 load2. __specify the steps required to go from one operating state to another. •The codes•The NRC•The operators•The procedures3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__.•steam condenser•atmosphere•steam dump system•heat exchanger4. An excess of coolant inventory can result in a___.•power increase•temperature increase•reactor trip•turbine trip5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___.•condensers•natural circulation•boiling heat transfer•emergency power6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station.•easier•more difficult•rather•more complex7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. •cecondary loop•outlet nozzles•steam generators•pressurizer8. The fuel rod provides___to the escape of fission products.•two barriers•three barriers•seals• a barrier9.The CEA guide tubes are made of__.•stainless steel•ceramic•zircaloy•B4C10. The helium inside the fuel cladding improves the ____.•characteristic•gap heat conductivity•gap heat convection•clad strain11. The CEA guide tubes are arranged___.•in the fuel assembly•around the fuel assembly•in the center of fuel assembly•outside the fuel assembly12. The coolant can ___through the guide tubes.•not flow•be•flow•pass13. There ___ steam generator(s) in each primary loop.•is one•are two•are there•is no14. At the top of the tube bundle shroud, ___ are mounted.•eggcrates•steam-water separators•plates•baffles15. There ___ in the system 80+ steam generator.•is one feedwater inlet•are two feedwater inlets•are three feedwater inlets•are many feedwater inlets16. The flywheel on the motor is to provide___.•energy•water•coastdown flow•torque17. The temperature of the water in the seal assembly is maintained within acceptable limits by___.•water•oil•steam•water and oil18. In accordance with the coolant temperature program,the average reactor coolant temperature is ____ when steam demand is increased.•constant•fall•raised•high19. In pressurized water reactors water is used as___.•moderator•coolant•both a and b•neither a nor b20. The thermal efficiency of PWRs is___.•more than 40%•about 30%•less than 10%•about 70%21. The space between the reactor vessel and the core barrel is the ___.•fuel rods•control rods•downcomer•plenum22. The ECCS is provided to___.•cool the core•control reactivity•control volume•drive pump23. There are___ successive barriers in PWR to prevent radioactivity escape.•two•three•four•five24. The containment enclose the_____.•reactor•reactor and pressurizer•primary system and secondary system•entire primary system25. From the text the safest nuclear power plant may be a __.•expensive one•cheap one•big one•small one26. Following a decrease in turbine load, the water pressure and temperature in the reactor__.•will increase•increase•decrease•will be unchanged27. A temperature decrease of reactor vessel water results in an___. •insertion of control rods•power decease•power increase•increase of reactivity28. Loss of power is a ___.•upset condition•abnormal increase•reactor trip•reactor shutdown accident29. Inadvertent auxiliary spray will result in____.•temperature decrease•power decrease•pressure decrease•abnormal condition30. The long-term control of core reactivity means adjustment of____. •control rods•boric acid•power output•coolant31. The burnable absorber rod assembly provides the capability of high absorber strength__.•in all its life•at the beginning of refueling•at the end of refueling cycle•during operation32. The fuel assemblies used in a reactor are__.•similar•different•three types•same33. In the fuel rod the spring is set on the___.•pellet column•spacer disc•end cap•top34. The CEA guide tubes are welded to the___.•spacer grids•lower end fittings•control rods•end cap35. The fuel spacer grids are made of__.•stiff arches•springs•plates•zircaloy strips36. After long time radiation the boron carbide will___.•decrease in mass•be swelling•increase in mass•be dissipated37. The economizer increases the cold leg side ___ before coolant leaving the steam generator.•flow rate•temperature•temperature difference•relative flow38. The water from the steam separators flows down into the ___.•economizer•shroud•bundle•evaporator section39. In the downcomer the water is___.•saturated•boiling•very cold•subcooled40. The pump is connected with the motor by a___.•diaphragm•tube•coupling•casing41. ___ pressurizer heaters are connected to proportional controllers.• A few•The remaining•Most of the•Many42. The fluid from economizer section is ___.•two-phase flow•boiling water•subcooled water•saturated water43. The amount of heat that has been converted in steam turbine is ___ that removed in condenser.•more than•less than•same as•similar to44. The hot primary fluid exchanges its heat with the secondary fluid in the__. •pressurizer•condenser•header•steam generators45. Residual heat-removal system remove the decay heat from the core___. •during plant operation•after plant shutdown•during start-up•during transient condition46. The ___ is connected to the spent fuel pond by transfer canal. •containment•pressure vessel•pipe•reactor cavity47. One of the important factors influencing containment design is __.•the size•the pressure inside•LOCA•economic48. A sodium hydroxide additive is provided to reduce__.•the iodine concentration•the pressure•the radioactivity•vapor四、解释如下蒸发流程图，阐述作用和工作原理。
核动力装置要点,考点
驱动压头下降段中由单相水产生的提升压降负值与上升段汽水混合物单相的提升压降正值的代数和。
临界流动 任意流动系统的放空速率取决于流体从出口或破口流出的速率即质量流量。当流体自系统中流出的速率不再受下游压力下降的影响时这种流动就称为临界流。
12对于单相流确定某一截面发生临界流的两个等价条件是什么 答临界截面的流速等于声速 临界截面的上游流动不受下游压力下降的影响
13什么叫均匀流模型其基本假设有哪些分离流模型基本假设有哪些 答均匀流模型也叫“摩擦系数”模型或“雾状流”模型它是把两相流看作是一个具有从每一相物性导出的平均物性的假想单相流。 其基本假设为汽相和液相的流速相等 两相间处于热力学平衡状态 使用合理确定的单相摩擦系数。 分离流模型基本假设汽相和液相的流速各自保持不变但是不相等 两相间处于热力学平衡状态
19什么是自然循环影响自然循环能力的因素有哪些 答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。 由于自然循环的建立是依靠驱动压头克服了回路内上升段和下降段的压降而产生的如果驱动压头不足以克服上述压降自然循环就会停止因此自然循环主要与上升段和下降段的摩擦压降和局部压降相关还与上升段和下降段之间流体的密度差相关另外自然循环必须是在一个流体连续流动的回路中进行中间不能出现隔断。
4简述反应堆内热量的来源及分布。 答裂变碎片动能热量分布与燃料元件内种子通量分布基本相同 裂变中子动能热量的分布取决于它的平均自由程 瞬发γ射线与裂变产物衰变的γ射线的能量分布与堆的具体设计有关 裂变产物的β射线能大部分在燃料元件内转化成热能 过剩中子引起的非裂变反应加上nγ反应产物的β衰变和γ衰变能在堆内各处分布。
核电厂系统设备复习资料
1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。
2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。
3.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气系统。
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。
5.核电厂选址应考虑核电厂本生特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。
6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。
8.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。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（NA）。
10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。
11.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。
12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。
13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。
14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。
15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。
16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。
17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。
18.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。
19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。
20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。
21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。
22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。
23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。
24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。
核动力设备复习纲要2
核动力装置复习资料（二）——邓立1.负荷因子：单位时间内，核电站实质发电量与满功率运行的发电量之比。
2.应力腐蚀：在腐蚀和应力的联合作用下导致金属自然破裂的现象。
3.晶间腐蚀：腐蚀沿着晶粒间界进行称为晶间腐蚀，是由于金属的晶粒内部化学成分不同，有的地方晶粒间结合比较松弛，腐蚀介质常由此渗入金属晶格深处而形成的。
4.耗蚀：由于可溶性酸性磷酸盐的局部高浓缩，使管子发生均匀腐蚀而造成的一种腐蚀破坏。
5.凹痕：由于在管子与支撑板间的环形缝隙中产生的坚硬腐蚀产物所造成的压力而导致蒸汽发生器管子发生塑性变形，并引起支撑板变形以至破裂的一种腐蚀破坏现象。
6.微振磨损：在蒸汽发生器中，管子和支撑板间存在一定的间隙，当流体流动时，会引起管子振动，使得支撑板和管子或相邻管子间发生冲击碰撞和滑动摩擦，从而使管子发生了金属磨损，由于这种冲击和滑动运动是往复的，并且振幅很小，因此称为微振磨损。
7.临界热负荷：是指沸腾换热曲线上由核态转变为膜态沸腾的转折点所对应的热流密度。
8.第一类沸腾危机：由于换热偏离核态沸腾而造成的传热恶化。
9.第二类沸腾危机：由于液膜蒸干而引起的传热恶化。
10.界限含气率：流道中蒸干点处的含气率。
11.质量含气率：单位时间内，渡过通道某一截面的两相流体总质量中气相所占的比例份额。
12.截面含气率：气液两相流道某一截面上，气相所占截面积与总流道截面积之比。
13.体积含气率：气相体积流量与两相流体总体积之比。
14.折算速度：在气液两相流道中，两相中的任意一相单独流过同一通道时的速度。
15.循环速度：与气液两相混合物总质量流量相等的液相介质流过同一通道时的速度。
16.循环倍率：单位时间内，流过通道某截面的两相流体总质量与其中的气相介质质量流量之比。
17.循环运动压头：使流体产生流动的动力。
18.循环运动有效压头：在循环回路和运动压头中，克服汽水混合物向上流动时产生的阻力后所剩余的压头，他等于下降空间阻力。
核电站通用机械设备复习题及答案
核电站通用机械设备复习提纲（24学时）1．阀门按功能可分为几类（1）用于截断、节流：闸板阀、截止阀、蝶阀、隔膜阀、球阀、针形阀、旋塞阀（2）用于控制和调节流量：调节阀（3）用于单向保护：止回阀（4）用于超压保护：安全阀（5）用于压力调节：减压阀（6）用于阻汽排水及排除不凝性气体：疏水阀（7）用于高温、高压：高温高压阀1．常用截断、节流阀有哪些类型？闸板阀、截止阀、针形阀、蝶阀、隔膜阀、旋塞阀、球阀。
2．常用四种闸板阀的名称、结构特点和适用范围是什么？（1）整体式或单闸板式斜座闸阀结构特点：闸板是整体铸造或锻造件，闸板与斜支承座面的角一致，因此斜面契合封闭时确保了完好的密封性。
其斜度可以防止阀杆在打开时受力过大。
根据使用压力，一般闸板的形状是扁平、椭圆、圆柱—球形（高压）。
适用范围：由于闸板不能适应阀体的变形，不能用于介质温度将导致阀体热变形以及压力将导致阀体机械变形的工况。
适用于温度、压力变化不大的介质。
（2）双盘或双闸板式斜座闸阀结构特点：由两个分开的闸板铰接而成，两闸板之间可以有微小的位移，以适应阀体的变形。
适用范围：只适用于低压饱和蒸汽介质（3）自由膨胀式平行座阀结构特点：阀堵件由两个独立的圆盘或闸板组成，阀门关闭时，在膨胀作用下，两个闸板在各自座内可自由位移，阀中用弹簧将两个闸板隔开，并使闸板压在阀体内的平行支承座上。
弹簧的推力不足以保证密封，在阀门关闭时，流体的压力使压力侧的闸板离开支承座，而使无压侧的闸板压紧其支承座，流体压力越大，闸板压得越紧，从而保证了密封性。
适用范围：这种阀门的优点是对热变形不敏感，用于高温高压管路（水和蒸汽）中，不用于低压管路。
（4）止动装置式（楔止动式）平行座阀：结构特点：阀堵件由两个闸板构成，在闭合位置上，闸板由契子锁定。
通常锁定方式有两种：①单斜面楔止式：两个闸板通过位于中间斜面的相对位移，增大两闸板间距，使两闸板压紧在各自的支承座面上。
②中央楔止式：两闸板在闭合位置上，在两闸板中央由一个或几个楔子锁定适用范围：这种闸阀的优点是便于脱契开启，用于低压饱和蒸汽回路中。
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。
核电厂系统与设备一回路复习题知识分享
核电厂系统与设备一回路复习题绪论1、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站。
主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）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。
2、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，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，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。
3、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，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）I-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。
核动力设备总复习-关键
反应堆严重事故：指堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核反应堆压力容器或安全壳的完整性，引发反射性物质泄漏的事故。
最严重事故是堆芯熔化事故。
堆芯熔化从燃料包壳开始，燃料包壳收到两个方面的威胁，一方面是失去冷却，是燃料包壳过热，另一方面是堆芯中心通量大幅度增加，导致燃料释热增加，从而导致燃料膨胀和熔化。
严重事故对压力容器的威胁；事故造成的严重超压，由于内部温度过高或壁厚变薄使容器屈服破坏，哟与内部燃料与冷却剂反应产生氢气，氢气爆炸引起震动冲击。
减缓小破口事故后果的主要措施是：利用危急堆芯冷却系统，高压安全注射系统，安全注射水箱和低压安注系统。
大破口失水事故：反应堆主冷却剂管路出现的大孔径或双端剪切断裂同时失去厂外电源的事故，最严重的情况是反应堆冷却剂泵至反应堆入口的接管完全断裂。
失流事故：是指由于某些事故引起主冷却剂系统流量降低，堆芯流量变小。
失流事故导致主冷却剂系统强迫循环的流量急剧下降，使堆芯的传热急剧恶化，又因为整啊发起不能及时排走一回路热量，会导致主冷却剂的温度有所升高，系统的压力快速增大，产生的后果是使稳压器自动喷淋启动，也可能使安全阀打开。
反应性引入的主要原因有：控制棒意外抽出，控制棒弹出，硼浓度意外稀释。
这三种事故中，最严重的事故是弹棒事故，对弹棒事故的措施：利用硼浓度跟踪燃耗，减少停留在堆芯内的控制棒数量，负荷跟踪运行时，只允许部分控制棒部分地插入堆芯，控制棒到达插棒限制附近时，保护系统发出警报，这样可以保证弹棒时引入的反应性是有限的。
反应堆固有安全性：是指依靠核反应堆本身的设计特点，不依靠外界的能源和动力，所固有的安全性能。
固有安全性是保证核反应堆安全的基础，是从根本上杜绝反应堆重大事故的最有效的方法。
主要集中在非能动安全设施。
反应堆运行工况分析，有四类：在正常工况和运行瞬变，包括稳态运行和正常的启动，停堆，允许范围内的负荷变化，冷却剂系统升温升压等；中等频率时间，包括核反应堆寿期内预计出现的偏离正常运行的事件；稀有事故；极限事故。
核电厂系统与设备 复习大纲
《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。
核动力设备及装置总复习..
第三章 蒸汽发生器传热管的腐蚀 与防护
传热管破损的种类及其发生机理
• 应力腐蚀
破 • 晶间腐蚀 损 • 耗蚀 种 • 凹痕 类 • 微振磨损
• 点蚀（或缝隙腐蚀）
•定义 •原因 •特点 •发生部位 •影响因素
压水堆蒸汽发生器传热管典型故障
防止传热管破损的主要措施
影• 响 因• 素•
传热管材料 结构设计 水质控制
汽液两相流动重位压降计算
循环运动压头 有效压头
循环倍率和循环速度
影响因素 如何确定
沸腾欠热焓公式推导
改
传热管排列采用正方形布置
善
水 循
减少支撑板数目
环
以纵向流动为主的结构形式
措 施
降低支撑板阻力 增加开孔面积
改善汽水分离器 栅格支撑，增大流通面积
第六章 自然循环蒸汽发生器的运行特性
蒸汽发生器的静态特性： 由蒸汽发生器负荷变化而引起一回路冷却剂的平
产生过热蒸汽，提高了装 置的热效率
功率重量比重高（约1.5， 自然循环约0.94）单台电 功率可达60-65万
无法进行锅内水处理和排 污，对给水的品质和传热 管管材的性能要求较高；
水容积小，蓄热能力小， 对给水自动控制要求高。
可能发生各种类型的两相 流动不稳定性问题
必须解决好管束和筒体间 热膨胀差的补偿问题
第四章 蒸汽发生器的热计算
4.1计算公式
传热面积：
换热量：
g
QDgr(DDd)(il if)
传热温差： 一般都是按对数平均温差计算
传热系数：按传热管外侧表面为基准的计算公式 一回路侧流量：
4.2蒸汽发生器的传热过程
一回路冷却剂对管壁的强迫对流换热 管壁和污垢层的导热 传热面管壁对二回路工质的沸腾换热
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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;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.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.d.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。
核动力设备及装置总复习
核动力设备及装置总复习名词解释应力腐蚀：在腐蚀和应力的联合作用下导致金属自然破裂的现象晶间腐蚀：腐蚀沿着晶粒间界进行耗蚀：由于可溶性酸性磷酸盐的局部高浓缩，使管子产生均匀腐蚀而造成的一种腐蚀破坏形式凹痕：由于在管子与支撑板间的环形缝隙中产生的坚硬腐蚀产物所造成的压力而导致蒸汽发生器管子产生塑性变形，并引起支撑板变形以致破裂的一种腐蚀破坏现象微震磨损：由于振动使得支撑板和管子或相邻管子间发生冲击碰撞和滑动摩擦，从而使管子产生金属磨损，这种冲击和滑动运动是往复的，并且振幅很小。
临界热负荷：当热流密度达到由核态沸腾变为膜态沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。
由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁，则此时热流密度称为临界热负荷第一类传热恶化：由于换热偏离核态沸腾而造成的传热恶化第二类传热恶化：由于液膜蒸干而引起的传热恶化界限含气率：流通中蒸干点处得含气率质量含气率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流体质量中气相所占的此例份额截面含气率：气液两相流道某一截面上，气相所占截面积与总流道截面积之比体积含气率：气相体积流量与两相流体总体积流量之比折算速度：在气液两相流道中，两相中的任意一相单独流过同一通道时的速度循环速度：指与气液两相混合物总质量流量相等的液相介质流过同一截面通道时的速度循环倍率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流体总质量与其中的气相介质质量流量之比循环运动压头：由于截面两侧受到压力差，即两侧受力不平衡，从而流体产生流动，则称使流体产生流动的动力的压力差为循环运动压头循环运动有效压头：在循环回路的运动压头中，克服汽水混合物向上流动时产生的阻力后所剩余的压头，它等于下降空间阻力蒸汽发生器的静态特性：由于蒸汽发生器负荷变化而引起一回路冷却剂的平均温度和二回路工质压力变化的规律。
水滴状带盐：由于蒸汽带有水滴而使蒸汽带盐的方式分子状带盐：盐分子直接溶于蒸汽中，随着蒸汽被带出。
核动力设备及装置总复习课件
05
核动力设备维护与检修
核动力设备维护保养
01
定期检查
对核动力设备进行定期检查，确保 设备正常运行。
清洁保养
保持设备清洁，防止污垢和杂质的 积累。
03
02
润滑保养
定期对设备进行润滑保养，减少磨 损和摩擦。
防腐保养
采取防腐措施，防止设备腐蚀。
04
核动力设备检修流程
故障诊断
对设备进行故障诊断，确 定故障原因和位置。
安全警示标识
在检修区域设置安全警示标 识，提醒人员注意安全。
核动力设备检修质量保证
检修人员资质
确保检修人员具备相应的资质和技能水平 。
质量检验与验收
对检修质量进行检验和验收，确保达到预 期效果。
检修工具与设备
使用合格的检修工具和设备，确保检修质 量。
记录与归档
对检修过程进行详细记录，并归档保存， 便于后续查阅和管理。
THANKS
感谢观看
核动力船舶推进系统
核裂变反应
通过控制中子数量，实现链式反应的启动和 停止，释放能量。
减速齿轮箱
将汽轮机的低速转动转换为螺旋桨的高转速 转动，提高推进效率。
蒸汽轮机
利用蒸汽的热能转换为机械能，驱动螺旋桨 产生推力。
轴系与螺旋桨
将减速齿轮箱的输出传递到螺旋桨，驱动船 舶前进。
核动力船舶安全保障
三道安全屏障
执行检修
按照检修计划对设备进行 维修和更换部件。
制定检修计划
根据故障情况制定详细的 检修计划。
验收与测试
完成检修后进行验收和测 试，确保设备性能恢复。
核动力设备检修安全措施
遵守安全规程
在检修过程中严格遵守安全 规程和操作规程。
核电站系统与设备复习资料
核电站系统与设备复习资料一回路部分：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。
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名词解释应力腐蚀：在腐蚀和应力的联合作用下导致金属自然破裂的现象晶间腐蚀：腐蚀沿着晶粒间界进行耗蚀：由于可溶性酸性磷酸盐的局部高浓缩，使管子产生均匀腐蚀而造成的一种腐蚀破坏形式凹痕：由于在管子与支撑板间的环形缝隙中产生的坚硬腐蚀产物所造成的压力而导致蒸汽发生器管子产生塑性变形，并引起支撑板变形以致破裂的一种腐蚀破坏现象微震磨损：由于振动使得支撑板和管子或相邻管子间发生冲击碰撞和滑动摩擦，从而使管子产生金属磨损，这种冲击和滑动运动是往复的，并且振幅很小。
临界热负荷：当热流密度达到由核态沸腾变为膜态沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。
由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁，则此时热流密度称为临界热负荷第一类传热恶化：由于换热偏离核态沸腾而造成的传热恶化第二类传热恶化：由于液膜蒸干而引起的传热恶化界限含气率：流通中蒸干点处得含气率质量含气率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流体质量中气相所占的此例份额截面含气率：气液两相流道某一截面上，气相所占截面积与总流道截面积之比体积含气率：气相体积流量与两相流体总体积流量之比折算速度：在气液两相流道中，两相中的任意一相单独流过同一通道时的速度循环速度：指与气液两相混合物总质量流量相等的液相介质流过同一截面通道时的速度循环倍率：单位时间内，流过通道某一截面的两相流体总质量与其中的气相介质质量流量之比循环运动压头：由于截面两侧受到压力差，即两侧受力不平衡，从而流体产生流动，则称使流体产生流动的动力的压力差为循环运动压头循环运动有效压头：在循环回路的运动压头中，克服汽水混合物向上流动时产生的阻力后所剩余的压头，它等于下降空间阻力蒸汽发生器的静态特性：由于蒸汽发生器负荷变化而引起一回路冷却剂的平均温度和二回路工质压力变化的规律。
水滴状带盐：由于蒸汽带有水滴而使蒸汽带盐的方式分子状带盐：盐分子直接溶于蒸汽中，随着蒸汽被带出。
蒸发面负荷：单位时间内通过蒸汽发生器上升空间水面单位面积的蒸汽流量正瞬变体积：在装置运行过程中，当二回路负荷降低，将造成一回路水平均温度瞬时上升，体积膨胀，使回路里的水瞬时波动流入稳压器，稳压器内瞬时增加的体积称为正瞬变体积瞬变体积：在装置运行过程中，当负荷突然变化时，因控制系统动作滞后，造成堆功率和二回路负荷不平衡。
在此过渡过程中，冷却剂水的平均温度将偏离原来的整定值，从而引起的瞬时水体积变化率称为瞬变体积负瞬变体积：当二回路负荷增加时，将造成一回路水平均温度瞬时下降，水体积收缩，使稳压器内的水波动流出。
在此过程中，稳压器内瞬时减少的体积称为负瞬变体积回路温度偏差水体积：在反应堆装置稳态运行时，由于温度控制死区和温度测量仪表误差，造成平均温度的波动，由此引起的一回路冷却剂的体积波动。
静态功率变化体积：反应堆高功率稳态运行时，稳压器内的水位处于高水位，低功率时稳压器内水位处于低水位，当反应堆装置从零功率上升到满功率时，两水位之间的体积就是静态功率变化体积汽化系数：单位体积的饱和水压力每降低一个单位所汽化掉的水质量喷雾比例系数：每单位通过波动管流入稳压器的水质量所消耗的喷雾水质量。
控制死区：当冷却剂温度波动在一定的范围之内时，控制棒不动作，这个范围称为控制死区真空度：外界环境大气压力与冷凝器进口喉部的压力之差温度端差：冷凝器入口蒸汽压力下的饱和温度ts与冷却水出口温度tf2之间的差值冷却倍率：凝结单位质量蒸汽所用的冷却水流量气阻：冷凝器进口压力pc与抽气口处得压力pc’’的差值凝结水过冷度：冷凝器热井中的凝结水温度tav一般要比冷凝器入口蒸汽压力下的饱和温度ts要低，所低的数值（ts-tav）称为凝结水过冷度冷却水温升：冷却水出口温度与进口温度之差冷凝器变工况特性：冷凝器压力pc随Ds Gw和tf1变化而变化的规律。
冷凝器特性曲线：当冷却水流量Gw不变时，对应每一个冷却水进口温度tf1值均口得出冷凝器压力pc与蒸汽负荷Ds之间的关系曲线。
思考题蒸汽发生器的作用核裂变产生的能量由冷却剂带出，通过蒸汽发生器将热量传递给二回路的给水，使其产生具有一定压力、一定温度和一定干度的蒸汽；一、二回路的枢纽蒸汽发生器分类⏹工质流动方式：自然循环蒸汽发生器、直流蒸汽发生器⏹安放形式：卧式蒸汽发生器、立式蒸汽发生器⏹传热管形状：U形管、直管、螺旋管、其他形状蒸汽发生器立式U形管自然循环蒸汽发生器主要特点—湿饱和蒸汽；水循环不需外部动力优点：水容积大，蓄热量大；缓冲性好，对自动控制要求低；可炉水处理和排污，对传热管和二回路水要求低缺点：需汽水分离，结构复杂；汽机高低压缸间需汽水分离再热器；静态特性较差卧式自然循环蒸汽发生器优缺点优点：安全可靠性好；立式联箱，水平U形管根部汽水流动通畅，不会造成泥渣沉积和腐蚀介质的浓缩，使传热管根部避免腐蚀破裂；蒸发面负荷较小，用简单的汽水分离装置即可保证蒸汽品质；采用奥氏体不锈钢传热管，价格比较低廉。
缺点：体积大，质量大，金属耗量大；单台极限功率负荷受到限制，一般不超过200-300MW；在安全壳内布置不方便；须严格控制二回路侧水质指标，特别是氯离子指标与卧式自然循环蒸汽发生器相比，立式U形管自然循环蒸汽发生器优点：避免了气泡的停滞，改善了传热，使水循环更加安全可靠；单台电功率比卧式高；作为传热管的U形管可以自由膨胀；结构紧凑；维修方便。
缺点：二回路侧管板式容易形成滞流区，引起二回路水在那里的流速过低，产生泥渣沉积、杂质浓缩和在传热管上产生干湿交替引起传热管腐蚀破损；水平管板加工技术难度大，工艺复杂、成本高；蒸汽离开蒸发面时流速高、除湿难度大。
直流蒸汽发生器特点：强迫流动；产生微过热蒸汽；无内部水循环，给水一次性流过受热面分类：管外直流蒸汽发生器：二回路工质在传热管外；一回路工质在传热管内；主要用于核电厂管内直流蒸汽发生器：二回路工质在传热管内；一回路工质在传热管外；主要用于舰船核动力装置直流式优缺点优点：没有汽水分离设备，结构简单，尺寸紧凑；静态性能好，蒸汽压力稳定；运行的机动性好，升降功率速度快；产生过热蒸汽，提高了装置的热效率；功率重量比重高（约1.5MW/t，自然循环约0.94MW/t）单台电功率可达60-65万kW缺点：无法进行锅内水处理和排污，对给水的品质和传热管管材的性能要求较高；水容积小，蓄热能力小，对给水自动控制要求高。
可能发生各种类型的两相流动不稳定性问题；必须解决好管束和筒体间热膨胀差的补偿问题传热管破损的种类及其发生机理•种类：应力腐蚀；晶间腐蚀；耗蚀；凹痕；微振磨损；点蚀（或缝隙腐蚀）应力腐蚀：原因—腐蚀和应力的共同作用；措施—在腐蚀介质中添加缓蚀剂，合理设计零件和构件，减少应力集中，采用金属或非金属保护层，隔绝腐蚀介质的作用晶间腐蚀：原因—晶粒表面和内部间化学成分的差异以及晶间杂质或内应力的存在；措施—选用抗晶间腐蚀的合金，选择合适的热处理工艺，如铝合金过时效处理。
发生部位：管子—管板间隙和管子—支撑板缝隙处、管板上泥渣淤积处得管段上凹痕：原因—管子与支撑板间的环形缝隙中产生的坚硬腐蚀产物所造成的压力而导致蒸汽发生器管子产生塑性变形；措施—及时疏通腐蚀产物；部位：管子与支撑板缝隙耗蚀：原因—可溶性酸性磷酸盐的局部高浓缩；措施—形成有效的水循环微震磨损：原因—管子与支撑板间存在间隙，流动的介质使管子与支撑板产生碰撞和滑动摩擦；措施—提高组合精度，优化管子与管子支撑板间隙防止传热管破损的主要措施传热管材料；结构设计（消除应力，改进支撑结构，改善二次侧水循环和减少腐蚀产物）；水质控制（含盐量，硬度，碱度，PH值，氯离子含量，含氧量，磷酸根浓度，亚硫酸根浓度，电导率）蒸汽发生器的传热过程一回路冷却剂对管壁的强迫对流换热；管壁和污垢层的导热；传热面管壁对二回路工质的沸腾换热管壁和污垢层的导热污垢热阻——主要产生在二次侧，一次侧污垢热阻可以忽略不计确定方法：降低换热系数；列出专项，采用经验数据；计算k时不考虑污垢热阻，确定换热面积时引入一个安全系数大容积沸腾换热二回路侧的沸腾换热——C点对应的热流密度称为临界热负荷（CHF）•第一类传热恶化：由换热偏离核态沸腾（DNB）而造成的传热恶化•对金属材料损害大（管壁烧红甚至烧毁）•压水堆自然循环蒸汽发生器蒸发段的平均热负荷远低于临界热负荷，不会出现第一类沸腾传热恶化管内流动沸腾换热•第二类传热恶化--由于液膜蒸干而引起的传热恶化•压水堆直流蒸汽发生器中不可避免•热负荷较低，蒸汽流速快，又有液滴冷却壁面，因而不会对壁面造成严重破坏直流蒸汽发生器的热力计算需分段进行，以沸腾起始点和蒸干点为分区点：过冷水区；沸腾区；过热蒸汽区自然循环蒸汽发生器的循环倍率和循环速度是如何确定的，它们的大小对二回路侧水循环有何影响。
为什么？循环倍率是单位时间内，流过通道某一截面的两相流体总质量与其中的气相介质质量流量之比，即等于蒸发段出口质量含气率的倒数，它的大小直接反应了汽水混合物中蒸汽含量的百分比，在一定程度上反应了炉水的浓度。
当循环倍率过小时，将产生一下影响：1、管壁上产生蒸汽膜；2、形成化学沉积物；3、沸腾放热系数显著下降；4、蒸汽含量过大，导致炉水中杂质过渡浓缩，引起传热管的腐蚀破裂。
当循环倍率过大时，将导致：1、滞留区减少，减少了泥渣的沉积；2、汽水分离器的负荷增加，使水滴进入汽轮机高压缸的概率变大，使汽轮机效率降低甚至危及汽轮机的安全。
循环速度是气液两相混合物总质量流量相等的液相介质流过同一截面通道时的速度，当循环速度过低时，在二回路侧管板上表面，管束的热端和冷端、管束弯头防振架处和管束支撑板处，造成流体停滞区，在这些地方会形成沉积物，杂质高度浓缩，同时在传热面上会出现干湿交替和局部蒸干的现象，加速了应力腐蚀。
改善水循环措施：传热管排列采用正方形布置；减少支撑板数目；降低支撑板阻力—以纵向流动为主的结构；增加开孔面积；栅格支撑，增大流通面积。
改善汽水分离器蒸汽发生器的负荷调节：改变传热系数k——调节α2 辅助调节方法；改变传热温差△tln ——主要调节方法蒸汽发生器的静态特性与tav和ts之差的大小有密切关系。
限制某一参数的预定方案，称为装置运行方案核动力装置常用的运行方案有哪几种？各有何特点和优缺点一回路冷却剂平均温度不变的运行方案特点：当反应堆功率由零提升到100%满功率时，保持一回路冷却剂平均温度不变，压水堆一般都具有负的慢化剂温度系数，因而具有自动调节自稳定特性，使冷却剂温度有自发地趋向于tw不变的趋势。
优点：1、要求补偿的反应性小2、减少了对堆芯结构部件，尤其是对燃料元件的热冲击所引起的疲劳蠕动变应力，增加了元件的使用安全性3、由于从热态零功率至满功率一直保持tw不变，对于使用化学毒物控制冷态至热态温度效应的动力堆，可以减少相当数量的控制棒驱动机构，而且控制棒的调节活动减少了，可延长驱动机构的寿命4、不同运行功率时，冷却剂体积原则上是恒定的，理论上可不需要容积补偿，这就大大减小稳压器尺寸及减少一回路压力控制系统的工作负担5、反应堆由零功率至满功率均处于tw恒定状态，需要补偿的温度效应小。