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
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。
核电厂的调试与运行复习题
一台高压安注泵作为上充泵在运行 一台硼酸循环泵
4、 安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注 水，如何冷却？
直接注入阶段：换料水箱 高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水 再循环注入阶段：地坑 安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。因此，安 全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。
10、
安全壳内主蒸汽管道破裂对一回路有哪些危害？如何处理？简述处理过程。
当安全壳内主蒸汽管道破裂时，蒸汽发生器内蒸汽流量增大，造成一回路冷却剂过冷，降温速率过大 将对压力容器产生冷冲击；此外，一回路在低温时因反应堆重返临界而又增加压力会产生脆性破裂的 潜在危险。 为了避免这些严重后果，当有迹象表明蒸汽管道出现破裂时，立即发出主蒸汽隔离信号，关闭三条主 蒸汽管道上的隔离阀及其旁路阀，启用辅助给水系统排出余热，安注系统向一回路注入高浓度含硼水， 重新建立稳压器水位并控制降温速率，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。
核电厂调试与运行
1、 专设安全设施的设计原则是什么？
A、 设备高度可靠 B、 系统具有多重性 C、 系统相互独立 D、 系统能定期检验 E、 系统具备可靠动力源 F、 系统具有足够的水源 G、 系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求
2、 安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？
高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值 （ 284℃ 、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却 剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。 蓄压安注系统：非能动系统。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压 力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的 熔化。 水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系 统的水压试验泵向主泵供应轴封水。 低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到 0.7MPa 时，低压安注系统向堆内注入 含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。
核反应堆控制与运行复习题
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。
核电站运行-复习大纲整理版
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。
核电厂核安全复习题
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。
第3章 核电厂正常运行
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 2. 临界条件的估算（Estimated Critical Condition, ECC） ECC 是进行反应性的平衡计算，是对停堆前的运行工况与现在要启 动的工况的反应性进行比较。 考虑的因素应包括 控制棒位 功率亏损 毒性 硼浓度等
3.小功率
初始keffO=0.9481情况下堆内中子水平不同翻番后的keff值。
3.3 反应堆启动至最小功率
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 1. 趋近临界的基本原理 控制室操纵员，特别是值班长，可以根据每次提棒完毕后中子计数 变化的情况，而预料到控制棒再提若干步反应堆可达临界，做到心 中有数，这在启动过程中是很有实际意义的。 l/M 外推法的优点是可以得到一条完整的计数特性曲线，但外推过程 中容易出现误差，直接影响到外推结果。
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 4. 临界点的选取 当核仪表中间量程的功率表读数在10-10A(I.R.)左右时，如果此时超临界 有周期，也是内含外中子源的周期。中子源的影响必须要考虑。所以， 人为规定在中间量程功率表指示在1×10-8A(I.R.)并稳定不动时为临界点。 规定1×10-8A(I.R.)为临界点的原因 此时堆内中子水平已经高上2 个量级了，堆中子的作用明显覆盖了源 中子的影响。 功率为10-8A(I.R.)堆内平均温度没变化，仍是常数，如果功率继续上升， 堆内平均温度将有所上升，须考虑反应性的温度效应。
3.2 核电厂加热升温
3. 2. 1 初始条件 6. SIS和喷淋系统 安注信号已闭锁 安注系统处于安注备用 安注箱出口隔离阀门已关闭 安全壳再循环地坑出口阀门已关闭 安全壳喷淋系统处于备用 换料水箱水位、硼浓度满足技术规范要求
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
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《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
运行复习题
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
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。
核电厂二回路主要知识点复习总结
20. 汽动给水泵所配小汽轮机的驱动汽源
刚启动时使用新蒸汽，正常时使用来自汽水分离再热器的再热蒸汽
21. 辅助冷却水系统的功能
为常规岛闭路冷却水系统（SRI）的冷却器和冷凝器真空系统（CVI）的冷却器提供过滤的冷却水
快速开启是指收到快开信号时，阀门快速全开，这是为适应在瞬态工况下蒸汽排放的需求而设置的。四组阀都具有快开功能，而且快开信号优于调制开启信号
总结下来即，调制开，按调压，测温要求开到一定方式；快开，事故触发全开
排放顺序
1、 0-18% ，排凝汽器1组3阀依次开
2、 18-36% ，排凝汽器2组3阀同时开
24. 循环水处理系统的功能
通过电解水产生次氯酸钠溶液，用于保护与海水接触的系统设备不受氯化物和海洋生物污染
25. 汽分离再热器的功能
除去高压缸排气中约98%的水分；提高进入低压缸的蒸气温度，使之成为过热蒸气
26. 汽水分离再热器的疏水
A 汽水分离器分离出来的水汇集在MSR壳体底部，通过疏水泵送往除氧器或冷凝器（故障时）
二回路主要知识点复习
一、最重要知识点
1. 简述汽轮机保护系统的基本工作原理（描述机械脱扣信号和电气脱扣信号，这两类跳闸信号实现阀门关闭的路径）。
答：汽轮机保护系统通过两个并联的紧急脱扣阀和安装在阀门操作装置顶部的卸压电磁阀实现在事故工况下切断供向汽轮机蒸气阀门操作机构的动力油，从而达到保护功能。
B 压力控制模式，以蒸气母管压力作偏差信号，该模式用于低负荷且反应堆处于手动控制状态（稳定气压）
核电运行与维护——复习要点
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。
核电厂期末复习要点.
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。
核电厂运行知识点
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）。
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3.5.2 系统的流程
反应堆水池充/排水回路 反应堆水池冷却回路 反应堆水池净化回路 反应堆水池撇沫回路
乏燃料水池充/排水回路 乏燃料水池冷却回路 乏燃料水池净化回路 乏燃料水池撇沫回路
1 充水、排水回路
2 冷却回路
正常情况下，由RRA来冷却； 换料时，RCP打开，RRA不可用， 由PTR偶数系列应急冷却。
除去高压缸排汽中约98%的水分； 加热高压缸排汽，提高进入低压缸蒸汽的温度，使
其具有一定的过热度。
4.4 汽机轴封系统（CET）
系统功能
对主汽轮机、给水泵汽轮机和蒸汽阀杆提供密封，用 以防止空气进入和蒸汽外漏
压水堆核电厂的运行
第二章 一回路主系统和设备
2.1 一回路主系统 2.2 压水反应堆
2.2.1 堆芯 2.2.2 下部堆内构件 2.2.3 上部堆内构件 2.2.4 压力容器 2.2.5 控制棒驱动机构 2.2.6 运行中的问题
2.2.6 运行中的问题
1、冷却剂的流程
压力容器进口 压力容器和堆芯吊篮环腔向下 堆芯支撑板、堆芯下栅格板 压力容器下封头 向上经堆芯升温后由上栅格板流出 压力容器出口
自动补给 容控箱水位低，自动补充与冷却剂当前硼浓度相同的硼酸溶 液
手动补给 为换料水箱初始充水及补水，或提高容控箱水位，由操纵员 控制除盐除氧水和硼酸溶液的流量
3.5反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统
3.5.1 系统的功能
对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水 冷却功能 净化功能 充排水功能 为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水
提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能； 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学
控制功能； 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证RCV系统的反应
性控制功能。
3.4.2 系统运行
补给的操作方式
稀释 关闭065VB，隔离硼酸补给管线，只补充除盐除氧水
硼化 关闭016VD，隔离除盐除氧水补给管线，只补充硼酸溶液
3.1.1 系统的功能
容积控制 化学控制 反应性控制（中子毒物控制）
3.1.2 系统的流程
下泄回路 净化回路 上充回路 轴封回路 过剩下泄 低压下泄 除硼管线
3.2 余热排出系统
系统功能
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以下， 压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一回 路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中 产生的热量。
2、存在旁流
由环腔直接流出压力容器出口（1.25%） 通过堆芯围板向上旁流（0.5%） 流经压力容器顶盖（0.25%）
3、泄漏的探测
主要用温度测量 内密封泄漏时，关闭3VP，由外密封起保护作用 外密封泄漏的探测方法是：水蒸气漏逸、硼的沉积
2.3 蒸汽发生器 2.4 主泵 2.5 稳压器
2.6 一回路运行
2.6.1 一回路运行参数的测量
1、温度测量
每个环路的旁路管线上 热段：互成120度的三个取样管嘴 冷断：主泵出口处一个取样管嘴 反应堆启动和冷停闭时，在主回路直接测量冷热断温度
2、压力测量
在冷却剂系统与余热排出系统 连接管线上
3、流量测量
每个环路在蒸发器出口有三个测量点 在测温旁路管线上
2.6.2 松动部件的监测
3 净化回路
反应堆压力容器开盖及水池充 水时，通过RRA送至RCV或硼 回收系统的净化单元去处理； 反应堆水池满水后，用 PTR005PO进行循环过滤。
4 撇沫回路
3.6 重要厂用水系统
3.6.1 系统功能
为设备冷却水提供冷却,将RRI的热负荷输送到海水中。
3.6.2 系统的组成
• 海水过滤系统-两台并联的SEC泵-SEC管道-水生物 捕集器-两台并联的RRI/SEC热交换器-SEC集水坑-排 水管 • 开式循环系统，流动工质为海水； • 每台机组有相互独立的A、B两个系列，两个系列的 设备和流程基本相同。
3.3 设备冷却水系统
系统功能
冷却功能
为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水，将热负 荷通过重要厂用水系统SEC传到海水中。
隔离作用
作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放 射性流体不可控地释放到海水中污染环境，又可防 止海水对核岛各换热器的腐蚀 。
3.4 反应堆硼和水补给系统
3.4.1 系统功能
二回路系统和设备
4.1 主蒸汽系统(VVP)
系统功能
将蒸汽发生器产生的主蒸汽输送到下列设备和系统： 汽轮机高压缸 汽水分离再热器（GSS） 除氧器（ADG） 两台汽动主给水泵汽轮机（APP） 汽动辅助给水泵汽轮机（ASG） 蒸汽旁路排放系统（GCT） 汽轮机轴封系统（CET） 辅助蒸汽转换器（STR）
4.2.2 系统的控制原理
1 GCTc控制原理（向冷凝器和除氧器排放）
平均温度控制模式
用一回路平均温度实测值与其整定值之差及最终功率 整定值与汽轮机负荷偏差作为信号，使各组排放阀开启
用于高负荷且反应堆处于自动控制状态
压力控制模式 用蒸汽母管压力测量值与整定值之差作为信号，使各
组排放阀开启 用于低负荷且反应堆处于手动棒位控制状态
1、松动部件声监测系统
堆运行时监测零件松动情况并确定其位置，由信号采 集部分、信号处理部分、信号显示部分、信号监测部 分、系统刻度刻度部分组成
2、系统的投运
首次启动录取本底噪声后，才可用作监测
2.6.3 管道系统采用LBB技术
破裂前，泄漏量已可监测出来
第三章 一回路主要辅助系统
3.1 化学与容积控制系统
4.2 汽轮机旁路排放系统(GCT)
4.2.1 系统功能
在机组启动时，与RCP配合，导出反应堆多余的热量， 以维持一回路的温度和压力
在热停堆和停堆冷却的最初阶段，排出主泵运转和裂 变产物衰变所产生的热量，直至余热排出系统投运
汽轮发电机组突然降负荷或汽轮机脱扣Байду номын сангаас，排走蒸汽 发生器内产生的过量蒸汽，避免蒸汽发生器超压
2 GCTa控制原理（向大气排放）
根据主蒸汽管线压力测量值与整定值的偏差信号经调 节器进行控制
4.3 汽水分离再热器系统(GSS)
系统功能
在高压缸、低压缸之间设置汽水分离再热器，其目 的是为了降低低压缸内的湿度，改善汽轮机的工作 条件，提高汽轮机的相对内效率，防止和减少湿蒸 汽对汽轮机零部件的腐蚀、浸蚀作用。