核电站水工况复习题最终定稿

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核反应堆工程复习参考题

核反应堆工程复习参考题.1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？沸水堆上使用一个电路，压水堆存有两个电路；沸水堆上由于堆芯顶部必须加装汽水分离器等设备，故控制棒Bagalkot堆芯底部向上填入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部步入堆芯；沸水堆上具备较低的运转压力（约为70个大气压），冷却水在堆上内以汽液形式存有，压水堆一回路压力通常超过150个大气压，冷却水不产生融化。

2、详细描述一种常用堆型的基本工作原理？沸水堆（boilingwaterreactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

压水堆（pressurizedwaterreactor）字面上看看就是使用高压水去加热核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。

3、重水堆上的燃料天然度为什么可以比压水堆的高，哪种堆型对燃料的第四枚性更好？因为卸料燃耗较浅，用重水（d2o,d为氘）作慢化剂，其热中子吸收截面约为轻水（h2o)的1/700，慢化中子能力不如后者，需要更多的碰撞次数，可直接利用天然铀作核燃料。

4、快中子堆上和热中子堆上较之存有哪些优缺点？优：快中子堆没有慢化剂，所以体积小，功率密度高。

失：快中子堆上必须存有较低的核燃料天然度，初装量也小。

快中子堆上燃料元件加工及乏燃料后处理建议低，快中子紫外光通量率为小，对材料建议严苛。

平均寿命比热中子堆短，掌控困难。

核电站基本知识考试习题

核电站基本知识考试习题核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。

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。

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。

核能发电有何特点？1、核能具有很高的能量密度2、核电是清洁的能源3、核能是极为丰富的能源4、核电在经济性具有竞争力5、核电的安全性具有保障纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳多级防御预防，预防出现异常工况和系统故障；——保守设计、高质量建造和运行保护，异常工况的控制和故障检测；——控制、保护系统和定期检查限制，控制事故在设计基准事故内；——工程安全设施和事故处置程序缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果；——备用措施和事故管理应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响；——厂外应急响应计划。

反应堆冷却剂系统的功能是什么？系统功能：可控的产生链式裂变反应导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁产生蒸汽第二道实体屏障，包容放射性物质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自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。

由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。

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？功能：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。

空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。

大流量、低扬程。

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？压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化；压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压；作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。

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。

核电考试复习题纲[1]

AP1000核电基础知识1.核电厂与火电厂都用蒸汽推动汽轮机、带动发电机发电，区别在于火电厂依靠燃烧化石燃料释放的热能来产生蒸汽，核电厂则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来产生蒸汽。

2.核电厂常用的核燃料是铀-235，一吨铀-235的原子核裂变可以释放出相当于二百七十万吨标准煤燃烧所放出的能量。

3.核电厂除了核岛以外，核电厂与常规火电厂的结构基本相同。

但其由于采用半转速的饱和蒸汽轮机，其难度和尺寸都远大于常规火电汽轮机。

在安全运行方面，核电厂与常规火电厂的主要区别是其具有放射性和核安全问题，必须予以特别关注;必须遵守核安全法规的要求，接受国家核安全局的审评和监督;国家对核电厂实行许可证制度。

4.AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000MW级压水堆。

AP1000在传统压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统，使其安全性、经济性有了显著提高。

5.AP1000核电主要的安全系统为非能动的；在事故发生后的72小时内可不要求操纵员干预，同时保持反应堆堆芯和安全壳冷却，且不需要交流电源。

6.AP1000“减法”设计思路主要是采用了“非能动技术”的路线，即从根本上革新，利用自然界物质固有的规律来保障安全、物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理在事故应急时冷却反应堆厂房（安全壳）和带走堆芯余热。

按这种思路做的设计，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。

7.核电厂设计寿命为60年；基于非常保守的设计，在核电厂全寿期内无需更换反应堆压力容器；其它的主设备，包括蒸汽发生器均具有可更换性。

8.核电发电生产设施由 5 个主要的厂房结构组成: 核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房和放射性废物厂房。

这些厂房结构中的每一个均建筑在各自单独的筏基上。

其中的核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房以及辅助厂房组成。

9. 屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。

该厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为的撞击保护。

核电厂水化学复习题

21. 设立冷却剂循环净化系统的主要目的是什么？（CP9）
22.如何把淡水（原水）处理成除盐水？（CP9） 23. 一回路水部分循环净化流程（图示）？（CP9） 24.一回路排水处理复用流程（图示）？（CP9） 25. 二回路凝结水如何处理？蒸汽发生器二回路排污水如何处理？（CP9） 26. 目前压水堆一回路采用的结构材料主要有哪三类，各可能发生什么类型的腐蚀？（CP3）
1）辐照分解产物对回路结构材料的耐腐蚀稳定性产生不良影响；
2）当辐照分解的气体产物氢和氧的浓度达到某一危险值时可能发生爆炸；
3）辐照分解的气体产物对传热和反应堆的反应性产生不良影பைடு நூலகம்。
（2）对于压水堆，抑制冷却剂辐照分解的方法是向冷却剂中投加氢或氨或联氨。
9. 加氢可抑制水的辐照分解的原因：如果溶液中加有氢，水中的初始氢可以增加水的复合率，抑制水的辐照分解，降低辐照分解产物H2O2和O2的生成量，而且H2和O2的复合反应的G 值随温度升高而增大，只要加入少量氢就能使高温水中H2O2和 O2的浓度降低到难以测出的水平，即使是水中加硼，使LET增加时也是如此。
23. 一回路水部分循环净化流程图（CP9）
1-热交换器；2-水箱；3；前置过滤器； 4-除气器；5-冷却器；6-强酸阳离子交换器；7-混合床（HOH型）；8-强碱阴离子
交换器；9-后置过滤器；10-净水箱
24.一回路排水处理复用流程（CP9）
25. 二回路凝结水：全流量精处理和加氨调节pH值，精处理包括前置过滤除铁和离子交换混床除盐。
（4）长寿命放射源是由59Co俘获中子生成的60Co，是堆芯外辐射场第一大贡献者。
堆芯外辐射场第二大贡献者是58Ni与快中子的（n，p）反应形成的58Co放射源。

压水堆核电厂运行复习资料

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。

核电站水化学工况考试题目

一、十个概念：1. 核电站一回路系统：反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，它是核电站的最重要的系统，也是核电站区别于其他类型电站的本质特征。

反应堆冷却系统使反应堆冷却剂在规定压力、温度的条件下正常进行循环、并载出堆芯热量的系统。

2. 核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。

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。

3. 快中子增殖堆：由快中子引起裂变链式反应的反应堆。

其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。

4. 反应堆：核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。

5. 蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。

【采用间接循环的反应堆动力装置中把反应堆冷却剂从堆芯获得的热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。

有产生过热蒸汽的直流式蒸汽发生器和带汽水分离器、干燥器的饱和蒸汽发生器两类。

】6. 反应性：反应堆的中子有效增殖因数keff 与1之差相对keff 之比。

用此无量纲数(符号“ρ”)来衡量增殖介质系统偏离临界状态的程度。

单位可用百分数、pcm(1015)；也可用缓发中子总份额；作单位，称“元($)”。

eff eff eff eff K K K K ∆=-=1ρ7. 剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物效应，其单位为雷姆（rem ）或希沃特（Sv ）。

8. EPRI ：（Electric Power Research Institute, EPRI ）成立于1973年，是一个非赢利的能源和电力科研机构、协调组织，经费由美国主要的公用电力公司资助。

核电普工考试题库及答案

核电普工考试题库及答案一、单选题1. 核电站的主要能源来源是什么？A. 太阳能B. 核能C. 风能D. 地热能答案：B2. 核电站中，用于控制核反应速率的设备是什么？A. 反应堆B. 控制棒C. 冷却系统D. 燃料棒答案：B3. 核反应堆中，核燃料棒的主要材料是什么？A. 铀B. 钚C. 钍D. 镭答案：A4. 核电站的冷却系统通常使用哪种物质作为冷却剂？A. 水B. 空气C. 油D. 液态金属答案：A5. 核电站的废物处理中，低放射性废物通常需要隔离多少年？A. 50年B. 100年C. 300年D. 1000年答案：C二、多选题1. 核电站的运行需要哪些关键系统的支持？A. 反应堆系统B. 冷却系统C. 电力传输系统D. 安全保护系统答案：ABCD2. 核能发电过程中，以下哪些物质是放射性的？A. 核燃料B. 冷却剂C. 反应堆结构材料D. 核废料答案：AD3. 核安全监管机构通常需要对哪些方面进行监督？A. 核设施的设计B. 核材料的运输C. 核废物的处理D. 核事故的应急响应答案：ABCD三、判断题1. 核电站的建设需要严格的环境影响评估。

（对）2. 核能发电是一种完全无污染的能源。

（错）3. 核反应堆的运行过程中，核燃料会不断消耗。

（对）4. 核电站的冷却系统可以采用空气作为冷却剂。

（错）5. 核废料的处理和储存是核能发电中的重要环节。

（对）四、简答题1. 简述核电站的工作原理。

答案：核电站的工作原理是通过核反应堆中的核裂变反应释放能量，这些能量被用来加热水产生蒸汽，蒸汽驱动涡轮机转动，进而带动发电机发电。

2. 核电站如何确保核安全？答案：核电站通过多重安全系统和严格的操作规程来确保核安全，包括设计上的多重屏障、操作中的安全文化、监管上的严格监督以及事故应急响应计划等。

3. 核电站的废物处理包括哪些步骤？答案：核电站的废物处理包括废物的分类、收集、处理、储存和最终处置等步骤，确保放射性废物得到安全、有效的管理，以防止对环境和公众健康造成影响。

核电厂核安全大纲及复习题

根据甲方要求“压水堆核电安全”授课为8小时，不安排笔试。

现参照《核电厂操纵人员执照考核标准》（EJ1043），选用俞尔俊编的“压水堆核电厂安全”作为教本，精选其中部分来讲（“事故分析”不具体展开讲解），作如下授课大纲一．绪论（核电厂的优点，潜在危险性，核电安全的总目标，）二．核安全的基础知识（核电厂有关安全的基本设计思想：纵深防御，多道屏障）------------------------------------------------------------------------------------------- 三．事故分析的基本知识（概率论方法与确定论方法，一些定义，核电厂工况分类，验收准则，事故分析的基本假设，单一故障准则）四．压水堆核电厂的设计基准事故（按性质分为8类，按工况的验收准则）五．我国核安全法规体系复习思考题如下。

1、压水堆核电厂的安全特性（即安全考虑的出发点）。

a.强放射性；b.衰变热；c.功率可能暴走；d.高温高压水；e放射性废物的处理与贮存。

2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标及安全目标的数量指标。

核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭过量放射性的风险(频率与危害的乘积)。

(1)辐射防护目标: 确保在正常运行时从系统释放出的放射性物质引起的辐照保持在合理可尽量低的水平,并低于ICRP规定的限值(1981年提出专业人员年剂量限值为100mSv,其中任何一年不超过50 mSv,居民年剂量限值为一年不超过1mSv).事故引起的辐照要避免早期伤害,后期效应限制在允许的水平。

在辐射源不能完全控制的事故时，应有安全应急措施，，厂外也备有对策，以缓解对工作人员，公众及环境的危害。

(2)核电技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低；对严重事故也要有规程性措施加以控制，要有措施保证停堆，持续冷却堆芯，足够的包容完整（三项基本安全功能）。

中广核内部资料核电站基础复习题汇总(简化)

压水堆基础培训复习题绪论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。

核电工程建筑排水系统设计与施工考核试卷

答案：__________
5.核电工程建筑排水系统的施工应遵循______和______的原则。
答案：__________、__________
6.为了防止排水管道的负压，可以采取设置______和______等措施。
答案：__________、__________
7.在排水系统设计中，排水泵的选型应考虑______和______等因素。
答案：__________、__________、__________
10.提高核电工程建筑排水系统的经济性，可以从优化设计、选择合适的______和______等方面入手。
答案：__________、__________
四、判断题（本题共10小题，每题1分，共10分，正确的请在答题括号中画√，错误的画×）
C.检查排水系统的排水能力
D.检查施工现场的卫生情况
二、多选题（本题共20小题，每小题1.5分，共30分，在每小题给出的四个选项中，至少有一项是符合题目要求的）
1.核电工程建筑排水系统设计时需要考虑的因素包括哪些？( )
A.建筑物的使用功能
B.排水系统的排水能力
C.环境保护要求
D.施工成本
2.以下哪些情况下适宜采用压力排水系统？( )
A.沉砂井
B.检查井
C.透气井
D.集水井
9.在排水系统设计中，以下哪种方法可用于防止排水管道的负压？( )
A.增加排水管道的直径
B.提高排水管道的坡度
C.设置透气井
D.采用压力排水系统
10.以下哪种排水管材在施工过程中容易产生噪音？( )
A.钢管
B.氯化聚氯乙烯（PVC）管
C.聚乙烯（PE）管
D.铸铁管
2.排水量、管材特性

核电站水工况复习题最终定稿

核电站水工况复习题最终定稿一、名词解释1、核电站一回路系统：反应堆一回路系统冷却剂系统又称为冷却剂系统，它是核电站的最重要的系统，主要包括蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，一回路系统将堆芯核裂变释放的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。

2、核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。

3、快中子增殖堆：是以快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆，以钚-239为裂变燃料，铀-238为增殖燃料，有可能实现燃料的增殖。

4.、蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。

（蒸汽发生器按工质流动方式分为：自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器。

压水堆广泛使用的三种蒸汽发生器：U形管自然循环蒸汽发生器，卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。

）反应堆：如需停止链式反应，就放入更多的吸收中子材料，如果要求释放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。

这种能维持和控制核裂变，从而维持和控制核能-热能转换的装置，称为反应堆。

5、反应性：反应性是反应堆中没有任何控制毒物下，反应堆超临界的正反应性系数，用以调节功率，补偿负的反应性系数，运行燃耗及裂变产物积累。

其大小与反应堆的类型、运行工况和换料周期有关放射性：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性”。

6、剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物学效应，其单位为雷姆（rem）或希沃特（Sv）。

1Sv=100rem。

7、慢化剂：慢化剂用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。

对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。

2012年核电厂安全复习题--略精简版

核反应堆安全复习大纲第一章核安全基本概念1．核电厂的安全问题，轻水反应堆核电站安全性主要与那些因素有关？1，强的放射性 2，有可能发生比设计功率高的多的超功率事故，裂变能量有可能瞬时大量释放。

(核裂变，书上如是简单的说) 3，高温高压水 4，衰变热 5，核电厂在运行过程中，会产生气态，液体及固态放射性废物，有处理和贮存问题。

2. 停堆时衰变热大小以及随时间的变化。

衰变热能够魏格纳•韦(Wigner-Way)公式估算：0.20.2d 00P t =0.0622P [()]t t t ---+（）式中Pd 为β和γ射线衰变产生的功率， P0为停堆前的反应堆功率， t0为停堆前反应堆运行的时间（单位为秒），s ，t 为停堆后的时间（单位为秒）。

衰变热随停堆后时间的变化可利用最新的经验公式或由精确程序计算，并可以绘成曲线供使用。

计算中，假定停堆前反应堆已运行了很长时间。

即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。

如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。

停堆后衰变热的变化:3．核安全的三要素或说三项基本功能是什么？在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行三个基本安全功能：控制反应性；排出堆芯热量；包容放射性物质，控制排放，限制事故释放。

在HAF102中，针对水堆和压力管式反应堆对三个基本安全功能作出了进一步的划分。

（1）反应性控制，它决定了反应堆的功率。

核电厂设计必须保障在任何情况下，反应性是可控制的。

（2）余热载出，堆运行后产生的大量裂变产物在停堆后继续衰变，发出衰变热，堆在长时间内向外输出热量，必须要有冷却手段，否则堆会烧干失水融化，造成放射性释放。

（3）放射性包容，为此设计了多道屏障：a 燃料包壳，b 一回路压力边界，c 安全壳完整性。

4. 基本安全目标是什么?核电厂安全性的含义?我国HAF102法规对核安全目标的陈述，安全的总目标，以及辐射防护目标和技术安全目标的含义。

核安全级水泵检修工复习题

核安全级水泵检修工一、选择题1.一台6极三相异步电动机接于50Hz交流电源，额定转差率为0.04，其额定转速为（ B ）r/min。

A.1000B.960C.750D.6002.某图样的标题栏中的比例为1:5，该图样中有一个图形是单独画出的局部剖视图，其上方标有1:2，则该图形（ B ）。

A.不属于局部放大图，是采用缩小比例画出的局部剖视图B.是采用剖视画出的局部放大图C.是局部放大图，不属于剖视图D.不是局部放大图。

3.造成核电厂效率低的主要原因是（ B ）。

A.反应堆效率低B.汽轮机排汽热损失C.发电机损失D.汽轮机的机械损失。

4.发电厂的检修管理，集中地表现在机组的（ A ）过程中。

A.大修B.中修C.小修5.循环水泵的工作条件是（ B ）。

A.流量大、扬程大B.流量大、扬程小C.流量小、扬程大D.流量小、扬程小6.离心泵的机械密封及填料密封相比，机械密封具有泄漏量小，消耗功率相当于填料密封的（ C ）。

A.50％B.120％～150％C.10％～15％D.几乎相等。

7.凝汽器在正常运行中，凝汽器的真空（ A ）凝结水泵入口的真空。

A.大于B.小于C.等于D.小于等于8.汽轮机高压油泵的出口压力应（ D ）主油泵出口压力。

A.大于B.小于C.等于D.稍小于9.数字显示式手持转速表配套使用的反射片贴在被测转动体上，非反射部位的面积应为反射面积的（ B ）以上。

B.2倍C.5倍D.4倍10.汽轮机的额定转速为3000r/min，调速系统的速度变动率为5％，当调速汽门油动机从额定负荷位置关到空负荷位置时，汽轮机的转速约变化（ C ）。

A.100r/minB.120r/minC.150r/minD.180r/min11.对不合格产品，为使其满足规定的要求，所采取的措施是（ B ）。

A.返修B.返工C.特许、让步D.纠正措施。

12.全面质量管理是一种科学的管理方法，质量管理的循环方法是（ C ）。

A.计划一实施一检查一总结B.计划一检查一实施一总结C.计划一实施一检查一处理D.计划一实施一总结一评比13.在一定的范围内缩减对象（事物）的类型数目，使之在既定时间内满足一般需要的标准化形式是指（ A ）。

核电厂热力系统复习题

1、实际循环分析评价方法有哪些？各种方法有何区别？效率法、熵分析法、火用分析法上述三种评价方法，其平衡式内容、分析的角度有原则的差别。

效率法是定量地评价系统与设备的热经济性，但没有从质的方面解释热功转换的可能性、方向性和条件；熵分析法和火用分析法则揭示了热功转换过程中的不可逆性引起的损失。

熵分析法计算做功能力损失，火用分析法则计算做功能力，它们都表明了热功转换的可能性、方向和条件。

它们能够准确揭示能量转换过程中做功能力损失大的薄弱环节，为改进热力设备、合理利用能量提供了可靠的依据。

火用分析法和熵分析法是在热力学第一定律分析的基础上进行的，它们一般与效率法同时使用。

2、写出发电厂几种典型的不可逆过程的火用损表达式。

1）有温差的换热过程：冷凝器、加热器en en a a T dqT s T T T Tπ∆=⋅∆=⋅⋅-∆2）有压降的绝热节流过程：汽水介质流经绝热良好的管道 3）有摩阻的绝热膨胀（压缩）过程汽轮机水泵 4）两种介质混合3、电厂毛效率el η，电厂净热效率net η，理想郎肯循环效率Rtη，汽轮机相对内效率riη，汽轮机组机械效率mη，发电机效率ge η，管道热效率pη，设备热效率eq η，汽耗率d 0，热耗率q 0，核燃料消耗率b nf4、提高蒸汽初压是否一定提高实际循环热效率？为什么？提高蒸汽初压在一定范围内可以提高实际循环热效率，在极限压力时效率最高，之后随着蒸汽初压升高而效率降低。

这是由于当提高蒸汽初压时，水的汽化潜热在总的吸热量中所占的份额减少了，把水加热至沸腾温度的吸热量则相对增加了，而过冷水这段吸热过程的温度低于其余吸热过程的温度，所以当蒸汽初压提高到一定数值以后，工质的整个吸热过程的平均温度可能是降低而不是升高，从而导致效率下降。

5、降低蒸汽终参数有那些限制？汽轮机背压p c 由排汽饱和温度t c 决定 t c = t c1 + ∆t + δt ∆t —冷却水温升 δt —凝汽器传热端差，δt =t c -t c2，t c 决定因素：冷却水温、冷却水量、换热面积、换热面清洁度①自然条件（理论限制）a.自然水温t c1——（俄3.4～4.4kPa ，中4.4 ～5.4kPa ）pc =3.9kPa ，tc=28.5 ℃ ； pc =4.9kPa ，tc=32.25 ℃②技术水平b.冷却水量和凝汽器面积都不可能无限大c.环境要求(日本规定，区域性海湾发电厂的循环水温升不得超过7 ℃)d.末级长叶片的设计和制造水平6、“传热温差越大，用损越大“，这和传热学中”传热温差越大，传热效果越好“是否矛盾？为什么？不矛盾。

核电站期末复习题

核电站期末复习题核电站系统与设备期末复习题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。

2023年核电厂安全考试考点总结

2023年核电厂安全考试考点总结综合测试题(共58个，分值共：)1、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2、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3、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4、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？核蒸汽供应系统①压水堆及一回路主系统和设备②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统③以上系统的控制、保护和检测系统核岛的其余组成部分①设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统②放射性废物处理及硼回收系统③反应堆安全壳及安全壳喷淋系统④核燃料装换料及贮存系统⑤安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统⑥柴油发电机组5、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6、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7、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。