核电站仪表岗前的培训第九章中子注量率监测仪表
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)
2024年核电基础知识考试题库及答案（最新版）一、单选题1.强度是指材料在外力的作用下（）的能力。
A、抵抗变形和破坏B、产生塑性变形而不被破坏C、抵抗其它更硬物体压入其表面参考答案：A2.无论哪种照射，都应遵守辐射防护三原则，包括：?原则、防护最优化原则、个人剂量限值的应用原则。
A、正当性；B、ALARA；C、确定性参考答案：A3.在核电厂的所有工况下，包括全厂失电的情况下，要求不间断地连续供电的是______。
A、第一类用户B、第二类用户C、第三类用户参考答案：A4.反应性控制的类型不包括：A、液位控制B、功率控制C、补偿控制D、紧急停堆控制参考答案：A5.反应堆功率正比于反应堆的？A、热中子最大通量B、热中子平均通量C、热中子最小通量D、快中子平均通量密度参考答案：B6.拉伸实验时，试样拉断前所能承受的最大应力称为材料的()。
A、屈服强度B、抗拉强度C、弹性极限参考答案：B7.压水堆核电厂，链式裂变反应是由维持的。
A、热中子B、快中子C、γ射线参考答案：A8._____是压力容器用以储存物料或完成化学反应所需要的主要空间，是压力容器的最主要的受压元件之一。
A、封头B、筒体C、密封装置参考答案：B9.当主保护或断路器拒动时，用来切除故障的保护为。
A、后备保护B、辅助保护C、异常运行保护参考答案：A10.技术规格书不适用于异常或事故工况，在这种工况下的安全保证是通过来实现的。
A、事故程序B、正常运行规程C、操作单参考答案：A11.g射线束强度减弱为入射强度一半时，吸收材料厚度称为半吸收厚度，或半值层，关于g射线的减弱系数，以下描述正确的是?A、水的减弱系数最大；B、石蜡是g射线理想的屏蔽材料；C、铅对g射线的减弱系数大于水和石蜡参考答案：C12.核反应堆的反应性ρ=0，则表示该反应堆？A、临界B、超临界C、次临界D、无法判断参考答案：A13.安全阀是一种自动阀门，它不需要借助外力而是利用介质本身的压力来排除额定数量的流体，它能够防止锅炉、压力容器或压力管道等承压装置和设备因_____而破坏。
《核电厂仪表与控制系统》第2部分-中子注量率监测仪表
3.1.1 固体探测器
常用的中子探测器主要有两大类：固体探测器和气体探测器，用于中子注 量率信号测量的固体探测器主要有自给能探测器；气体探测器主要有计数管， 裂变室和电离室等。
我国在AP1000和重水堆核电厂的堆内中子注量率的测量就是采用自给能探 测器。自给能探测器的测量方式有两种，一种是测量充电电极之间的电势差， 这种测量方式多用于剂量仪表；另一种是测量流过的电流，这种情况多用于中 子注量率监测仪表。
自给能中子探测器的外径一般为1~3毫米左右，其灵敏长度则可以根据需要 从几厘米变化到几米，柔性探头还可以绕制成螺旋形状，以提高灵敏度。
自给能探测器分为两大类：内转换自给能探测器和β流自给能探测器。
(1）内转换自给能探测器
内转换中子探测器又称快响应自给能中子探测器,铂自给能中子探测器是内 转换自给能中子探测器一种。其发射体由铂或钴、钪、镉等材料制成，绝缘体 是氧化镁制成，收集体是由外径1.5毫米不锈钢制成，电缆是外径1.0毫米的同 轴电缆。
电离室工作于饱和区，它主要性能是：
测量范围：约为102n/(cm2·s)~1010n/(cm2·s)； 中子灵敏度：约为10-13A/(n.cm-2·s-1)； 最高线性电流：约为10-3A； 工作电压：200V~1000V； 坪斜＜1%/100V； 绝缘电阻：信号线与管壳之间的电阻≥1012Ω； 分布电容≤200pf； 所带电缆长度：＞15m。
裂变电离室（续）
裂变室在反应堆的中子注量率测量中一般用于由源量程向功率量程过渡 范围时中子注量率的测量。其技术参数为：
中子灵敏度：脉冲式约≥0.8c/n/(cm2·s)； 电流式约≥2×10-13A/n/(cm2·s)； 最高线性计数率：约5×105计数/S； 工作电压：200-800V；坪长：约250V；坪斜:≤3%/100V； 绝缘电阻：信号线与管壳之间≥5×109Ω； 分布电容：≤300pf；所带电缆长度：≥15m。 在一些核电厂堆芯中子注量率测量系统中使用的就是一种微型裂变室， 它的中子灵敏度约为10-17A/n.cm-2·s-1，裂变室的灵敏体长度约为 27mm，裂变室的外径约为4.7mm。
核电站数字化仪控系统简介
ECP 命令、ESFAS 命令、多样化系统（如果有）命令、来自 后备盘或安全VDU的1E 级单个手动（如果有）命令高于NC 级命令。
优先功能取决于I&C 的安全功能分级，并依照相应的可靠性进 行设计和实施。
2009-8-3
19
可试验性
保护系统：
（1）反应堆紧急停堆 RTS （2）专设安全设施 ESFAS 安全监测系统: （1）事故后监测系统 PAMS
2009-8-3
22
紧急停堆
系统结构及功能
紧急停堆所需自动监测的变量： 中子注量率
反应堆冷却剂温度 反应堆冷却剂系统压力（稳压器压力） 稳压器水位 反应堆冷却剂流量和反应堆冷却剂泵断路器断开 反应堆冷却剂泵转速 蒸汽发生器给水流量 蒸汽发生器水位 汽轮发电机运行状态（保护流体低压信号和低压缸截止
设计准则
系统自检：自检应包括但不限于RAM 和ROM 故障检查、运算处理单 元故障检查、数据链接存储器检查、CPU 看门狗定时器复位检查、通 讯状态检查、IO 模块和接线检查、外围模件检查等。
定期试验：试验范围应覆盖DCS 系统的如下部分：保护和安全监测系统、 ATWT 系统及其他有特殊要求的NC 系统，并且应进行全通道试验，从探 测器至驱动器。遵守IEC 60671。
在反应堆装置运行时以及停堆后一定时间内，由于辐 射的原因，对大部分设备来说人员是不能接近的；
系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系 统性能相关；
控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必 要性；
大量核物理、热工、水力及其它一些直接测量无法得 到的参数计算多，且精确性和实时性要求高。
2009-8-3
核电站仪表及控制广核培训课
核电站仪表与控制
反馈 —— 系统的输出量全部或部分会送到输入端，它与输入量共同影响 系统的输出。若反馈信号与输入信号相减，使产生的偏差越来越小，称 为负反馈；反之，则称为正反馈。 反馈控制 —— 在有扰动时，力图减小系统输出量与给定值之间的偏差。 手动控制（人工控制） —— 被控制量在运行中总要受到许多因素的影响 而偏离所要求的值，因此运行人员就要根据观察随时加以控制。 自动控制 —— 采用机械或电气等装置来代替人工控制。没有人直接参与。 远距操作 （远动）—— 利用辅助能源对远离主控室的设备进行操作的过 程。 就地操作 （现场操作）—— 由人直接操作控制设备的操作形式。 开关量控制 —— 指被控设备只有两个状态，即开或关。 模拟量控制 —— 指对相应的执行机构的运动过程加以控制，使被控量接 近所要求的值。采用连续变化的信号。
动力工程学院核能系
核电站仪表与控制
叶丁丁 dingdingye@
核电站仪表与控制
课时安排及课程目标
章节 第1章 控制系统基础知识 第2章 集散控制系统 第3章 核电站仪表和控制系统（I&C）概述 第4章 温度测量仪表 第5章 压力测量仪表 第6章 流量测量仪表 第7章 液位测量仪表 第8章 机械量测量仪表 第9章 核测量仪表
描述系统动态特性的方法有： 微分方程； 传递函数； 输入响应法； 频率响应法； 状态变量表示法。
动力工程学院核能系
核电站仪表与控制
x(t) 控制系统 y(t)
输入
输出
系统的方框图表示
核电站仪表与控制
1. 微分方程：描述系统动态特性最基本的方法。
系统的动态特性若能用一个线性微分方程来表示，称为线性系统， 否则称为非线性系统。 微分方程的系数为常数，即不随时间变化，则系统称为定常系统， 否则为时变系统。
核电站仪表岗前培训 机械量测量
式中B——磁场气隙中的磁感应强度，T； L——线圈导线的总长度，m； dz／dt——线圈与磁钢之间的相对直线运动的速度，m／s。 由于传感器输出的电势与振动速度成正比，用此信号就可监测运 动的速度，这种传感器又称为速度传感器。如需要测量振动幅值 （Xm或Zm）的大小，就应加一个积分器，对输出电势 E进行积分。 如积分结果以Eˊ表示，则
第三节 转速的测量
测量转速的方法有很多种，常用的有离心式、测速 发电机式、磁阻式、磁敏式和电涡流式等。 一、磁阻式测速方法 磁阻式测速传感器由测速齿轮和磁阻传感器组成，如图所 示。在被测轴上安装一个由导磁材料制成的齿轮，正对齿 顶方向或在齿侧安装一个磁阻传感器。该传感器由永久磁 钢和感应线圈构成。
磁电式振动传感器结构示意图
1-引线； 2-壳体； 3-线圈； 4-磁钢； 5-芯轴； 6-弹簧片；7-弹簧片
传感器的力学模型
1-集中质量；2-弹簧；3-阻 尼器；4-传感器外壳
被测物体的振动最终通过线圈进行检测。当壳体随被测物体一 起振动时，线圈对磁钢作相对运动，其相对运动的速度与被测物体的 振动速度相等。线圈将以此相对速度切割磁力线，产生与此速度成正 比的感应电动势，并以此作为输出信号。此电动势为
它一般做成扁平空心线圈形式。当线圈中通 以高频交流电，并接近被测金属导体表面时，线 圈产生的交流磁场将在金属导体中感应而产生交 流电势，形成电流。此电流的流线在金属中构成 闭合回路，通常称为电涡流。该涡流也会产生交 变磁场、交变磁通。由于该磁通与线圈的激磁磁 通的方向相反，它的存在使线圈的磁场强弱产生 变化，线圈的电感随之改变。进一步分析可知， 线圈电感的改变程度与线圈的几何形状、尺寸、 激磁电流强度i和频率f、金属导体材料的电阻率ρ 和磁导率μ以及线圈与金属之间的距离d等多个因 素有关。对于具体的传感器，线圈的形状与尺寸， i和f均是确定的，对确定的被测金属，ρ和μ也是定 值，因此线圈的电感L将只随线圈与金属导体间的 距离d改变，两者间具有单值对应关系。
核电厂操纵员培训内容
热工水力学
80
1.热力学单位和特性、温度、显热、比热等热力学基础
2.理想气体的性质、理想气体比热力学能与比焓等热力学过程
3.卡诺循环、朗肯循环、热力循环效率等热力循环及核电厂主要热力过程
4.导热、对流、换热等传热学基础
5.流体性质、伯努利方程等流体力学
6.核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性
7.反应堆内的释热：核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布、燃料棒和堆芯释热计算等
16.系统相关的工业安全注意事项
17.潜在设备失效模式以及设备失效行业经验反馈
18.机组启动与停运
19.反应堆运行物理
20.日常/大修化学控制要求、运行操作及异常处理等
2
运行技术
规格书
8
1.运行技术规格书的定义、作用及适用范围
2.运行技术规格书的结构、相关要求
3.运行技术规格书的正常运行限值和条件、安全系统整定值、监督要求、设计特征、行政管理等
4.核电厂过程参数监测仪表
5.核电厂反应堆控制系统
6.反应堆冷却剂系统过程参数的控制
7.蒸汽转换系统过程参数的控制
8.汽轮机的控制和保护
9.反应堆保护系统
10.集中和分散控制系统
11.核电厂主控室和信息系统等
合计
360
二、
系统与运行培训（培训学时：不少于180学时）
序号
培训项目/课程
学时
主要培训内容
5
核电厂水化学
24
1.水化学基础理论
2.腐蚀及其防护
3.化学补偿控制
4.冷却剂辐射化学
5.系统的水化学准则
6.水处理工艺和系统
7.水化学分析和监测等
6
核电厂通用
核电站仪表岗前的培训第九章中子注量率监测仪表
常用的中子探测器是基于10B(n,α)7Li反应。
01n150B37Li24He2.793MeV 37Li24He2.316MeV
37Li24He 0.48MeV
2.气体探测器的输出与外加电压的关系
坪：不随V而改变的一段曲线称为探测器的“坪”。
坪长：坪的长度，坪长=VD-VG。
坪斜：
坪斜 （ND2NNDG） （ %NVG DVG） 100
（1）可移动式堆芯测量仪表 用于刻度堆外核仪表、监测燃料孔
道的热点因子变化，轴向和径向的功率 分布，以提高燃料利用率。
（2）堆外核仪表 对反应堆总的核功率及功率的轴向
分布进行测量，用作功率监视、控制、 报警以及反应堆保护等。
一、堆外中子注量率监测仪表的功能
监督反应堆内中子通量的变化情况，并为反应
2. γ补偿电离室
在反应堆中， γ射线是很强的，对测量产 生影响。采用γ补偿的方法消除其影响。
主要特性 -中子灵敏度:脉冲式约≥ 0.8c/n/.cm2.s)
电流式约≥ 2×10-13 A/n/.cm2.s)
-最高线性计数率:约为5×105计数/S ; -工作电压:200V~800V -坪长：约250V -坪斜<3%/100V -绝缘电阻：信号线与管壳之间的电阻≥5×109Ω -分布电容:≤300pf -所带电缆长度: ≥ 15m
3、微型裂变室 由焊接端塞、同芯包壳及测量体三部分组成。
同心包壳 氩气 高纯氩气
内电极 外电极
90%铀 氧 化 物
因为裂变碎片产生的能量比核反 应产生次级粒子的能量大得多， 所以裂变电离室的灵敏度比硼电 离室更高，γ射线影响更小，更适 合与更高γ辐射场内的中子探测。
4、计数管
正比计数管的脉冲信号与入射粒子在管内所产生的 初级电离的离子对的数目成正比。如果粒子射程不长而 可停止在管内气体中，则该粒子的种类、数目和个数可 被探测到。在甄别电路的配合下，可把β、γ射线所产 生的较小的脉冲甄别掉，而只记录α粒子。
核电站仪表岗前培训-练习
练习题一、判断题1. 一次冷却剂平均温度随负荷的增加而升高的运行方式是一种热和机械制约之间的折衷方案。
（ ）2. 在电感式压力变送器测量电路中，输出电压的极性及电源电压的相位无关。
（ ）3. 非安全重要仪表及其供电设备对核安全没有明显影响。
（ ）4. 电感式压力变送器动态特性好，适合测量高频脉动压力。
（ ）5. 测量值及真值相比只能接近，不能相同。
（ ）6. 我国大亚湾核电厂把IE 级仪表分为321,,K K K 三类。
（ ）7. 弹性压力表是利用压力及弹性元件弹性变形之间的关系为作用原理的变形压力表。
（ ）8. 弯管流量计有压力损失。
（ ）9. 摄氏及华氏温度值的关系为F=C+273.15。
（ ）10. 一次冷却剂平均温度恒定的运行方法是一种热和机械制约之间的折衷方式。
（ ）11. 喷咀是由收缩段、圆筒形喉部及圆锥形扩散管三部分组成。
（ ）12. 在流量测量时，喷咀只采用角接取压的方式。
（ ）13. 在核电站中大多数密封容器的液位检测装置都用“干脚”。
（ ）14. 差压式液位计的输出是统一的4~20mA 电流信号。
（ ）15. 振动测量中电测法主要应用于低频测量。
（ ）16. 模拟法测转速对温度干扰不敏感。
（ ）17. 核电厂反应堆中温度检测的独特性来源于辐射可以直接影响温度的敏感元件。
（ ）18. 位移测量包括线位移和角位移测量。
（ ）19. 仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为两类：安全级设备和非安全重要设备。
（ ）20. 绝对零度是-273.15摄氏度。
（ ）21. 核电厂负荷运行方式主要有两种：基本负荷运行方式和负荷跟踪运行方式，“堆跟机”为基本负荷运行方式。
（ ）22. 电阻式液位计适用于单点液位测量。
（ ）23. 目前以有效性作为仪表可靠性指标，即平均无故障时间除以平均无故障工作时间及平均修复时间之和。
（ ）24. 在燃料循环末期，用模式A 不可能进行快速的负荷跟踪运行。
核电站仪表岗前培训_第一章至第三章
燃料温度的上升导致燃料有效吸收 截面增大，中子吸收增大。
238U的燃料温度系数总是负的。
2）慢化剂温度系数 慢化剂水的温度升高，水膨胀，密度减小，
慢化能力减弱，反应性变小；而硼毒作用将随 硼密度减小而下降，使反应性增大。
压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系 数是负的。
当一次冷却剂流量保持不变时，二回路 的输出功率P2
P2 K (Tavg Ts )
这种运行方式的优点 适应反应堆的自调特性，稳定性好。另外，
由于Tavg恒定，冷却剂容积变化小，稳压器的 尺寸相对可以小。 缺点
要保持Tavg恒定不变，随着P2增加，Ts就 要下降，因此Ps（蒸汽发生器压力）也要下降。 蒸汽发生器出口温度Ts下降会使汽输机效率降 低， Ps不能低于设计要求的最低值。
1.5 压水堆核电厂稳态运行方案
所谓核电厂稳态运行方案是指反应 堆及动力装置在稳态运行条件下，以负 荷功率或反应堆功率为核心，各运行参 数，如，温度、压力和流量等应遵循的 一种相互关系的特性。
核电厂的输出功率PH与蒸汽发生器 一次侧和二次侧的温度差有如下联系：
PH (UA) s (Tavg Ts )
1.3.3 反应性控制的功能要求及措施
1. 反应性控制的目的 反应性控制，就是采取各种有效的控制方
式，在确保安全的前提下，控制反应堆的剩 余反应性。 (1) 满足反应堆长期运行的需要 ; (2) 使反应堆在整个堆芯寿期内，保持平坦的功 率分布，使功率峰因子尽可能的小 ; (3) 适应外界负荷的变化; (4) 反应堆出现事故 ,能通过保护系统迅速落棒停 堆，并保持一定的停堆浓度 。
1）监测反应堆的中子通量水平及其变化率； 2）监测堆内中子通量分布及温度场分布； 3）监测核电厂的区域辐射剂量和工艺过程辐射剂量； 4）监测核电厂的工艺过程参数； 5）检测设备的状态、位置、运动速度； 6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8 ) 监测反应堆及设备事故的状态； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警； 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）系统间的信息传输； 14）计算机的信息处理及存储； 15）环境监测。
核电站仪表岗前培训-位移和振动检测仪表
dt
Md {Ǘ1
Ǘ 0 =
设
则
故
=
Ǘ1 = 1 − dt
Ǘ1
= −1 −
dt
Ǘ 0 = −Ǘ1
Ǘ 0 = −
Ǘ
1 + 1
3
等效电路
4
I1 e1 / R1 ，j L1
初级线圈的电流为：
在次级线圈中感应出电压
第五章 位置检测仪表
位置检测实际上就是位移的检测,是线位移和角
位移检测的统称。
常用的位移检测仪表：
电位器式位移检测仪表；
电容式位移检测仪表；
电感式位移检测仪表；
变磁阻式位移检测仪表；
差动变压器式位移检测仪表；应变式位移检测仪表；
光导式位移检测仪表；
振弦式位移检测仪表；
数字式位移检测仪表；
电位器式角位移检测仪
序加硼；
插入特低限（Z-ZL 0）报警，立即加硼。
16
17
5. 棒位监测装置的技术指标
1. 测量范围为232步（实际为228步)，每步
15.875mm;
2. 不管温度高低，棒速快慢，测量精度均为满
刻度的5%(12机械步距);正常温度下，棒低速
移动，测量精度为6机械步距;正常温度下，棒
快速移动，测量精度为8机械步距；
表
1
第一节 差动变压器式位移检测仪表
一、结构和工作原理
变压器式传感器是将非电量转换为线圈间互感M的
一种磁电机构，很象变压器的工作原理，因此常称变压器
式传感器。这种传感器多采用差动形式。
变气隙型
螺管型
2
设在磁心上绕有两个线圈Ｎ１、Ｎ２，一次
侧线圈通入激励电流，它将产生磁通，在二次侧线
中子周围计量当量仪安全操作及保养规程
中子周围计量当量仪安全操作及保养规程1. 引言中子周围计量当量仪是一种用于测量中子辐射强度的仪器，广泛应用于核能、辐射防护和放射性材料的处理等领域。
为了保证仪器的正常运行和操作人员的安全，制定了本安全操作及保养规程。
2. 安全操作规程2.1 佩戴个人防护装备在操作中子周围计量当量仪之前，请确保佩戴以下个人防护装备：•导电手套•防辐射工作服•防辐射护目镜•遮光帽•抗放射性鞋套这些个人防护装备可以有效地降低辐射对操作人员的伤害风险。
2.2 操作步骤按照以下操作步骤正确操作中子周围计量当量仪：1.打开仪器电源，并等待系统自检完成。
2.将仪器放置在平稳的工作台上。
3.选择合适的测量模式，并设置参数。
4.将待测物放置在仪器测量区域。
5.启动测量程序，并等待测量结果的显示。
6.测量结果显示后，关闭仪器电源，并进行后续处理。
2.3 注意事项在操作中子周围计量当量仪时，请注意以下事项：•严禁将手指或其他物体插入仪器内部，以免发生触电或其他意外情况。
•避免将仪器暴露在强烈光线或高温环境下，以免对仪器造成损坏或影响测量结果的准确性。
•在测量过程中，禁止随意调整仪器参数或拆卸仪器零件。
•不得将待测物超出仪器测量范围，以免对仪器造成损坏。
•使用完毕后，请将仪器整理妥当并妥善存放，以防止损坏和遗失。
3. 保养规程3.1 清洁与维护为了保证仪器的正常使用寿命和准确性，需要进行定期的清洁与维护工作。
具体步骤如下：1.使用柔软的干布轻轻擦拭仪器表面，注意不要用力过猛或使用有机溶剂。
2.定期检查仪器连接线路和接口，确保其完好无损。
3.清除仪器表面的灰尘和污渍，保持仪器的整洁和美观。
4.定期对仪器进行校准和检查，确保测量结果的准确性。
5.如发现仪器有故障或异常情况，应立即停止使用并进行维修或更换。
3.2 存放与运输正确的存放与运输可以保障仪器的完好和安全。
以下是存放与运输的要求：•存放时，应选择干燥、通风、温度适宜的环境，避免阳光直射和潮湿。
培训管理套表核工业仪表培训资料
培训管理套表核工业仪表培训资料水质分析仪培训资料水质化学仪表监督的目的和重要意义及时反应和监督机组的汽水品质，预防热力系统发生腐蚀，结垢和积盐；控制给水，炉水加药；监督除氧器运行；监督凝汽器泄漏；监督废液废水的达标排放；监督锅炉补给水制水过程等。
水中杂质的危害水中杂质的危害，含有杂质的天然水如果不进行处理或处理效果不达标，直接进入锅炉则会造成以下现象和危害：1结垢结垢带来的危害分为①多消耗燃料②锅炉受热不均匀③降低锅炉的功率④凝汽器结垢，同时导致汽轮机的热效率下降2腐蚀①溶解氧和二氧化碳腐蚀：使给水管道，省煤器甚至汽包等部件遭受严重腐蚀，致使锅炉设备无法安全运行。
②沉淀物下腐蚀：锅炉金属表面附着的水垢或水渣会使金属腐蚀，这种腐蚀会使承压金属管壁产生裂纹或较深的腐蚀坑，使设备受到损害。
3汽水共沸：当炉水中含有较多的盐分时，在锅炉水沸腾蒸发的过程中，就会产生含盐量很高的蒸汽①含盐量很高的蒸汽在汽轮机内做功过程中便会发生盐的沉积，引起功率下降，机组振动，影响经济效益和安全。
②过热器管和蒸汽流通管道产生积盐，严重的积盐会发生爆炸。
③使过热蒸汽过热温度下降。
水处理介绍1补给水处理：包括去除悬浮物与胶体杂质的澄清，过滤预处理，去除水中钙镁离子的软化处理，去除水中全部溶解盐分的除盐处理。
2给水处理①除氧处理：热力除氧和化学除氧相结合的方式能把水中的溶解氧降至很低。
②pH值调节处理：由于pH值是控制炉水腐蚀性的重要指标，一般采用向给水加入氨的办法来调节给水pH值。
3炉水处理：①为了消除残余钙镁离子，进行磷酸盐处理。
②适当的排污4凝结水处理：去除由于某些污染带入凝结水中的盐分与铁的氧化物。
5冷却水处理：为了防止凝汽器结垢，有机物附着物的产生等，一般采用加酸或加缓蚀阻垢剂以及余氯等。
化学仪表的基本原理及其基本结构化学仪表的基本原理：电导式：电导率仪，酸碱浓度计。
电位式：pH计，钠离子分析仪。
光电式：硅酸根分析仪，磷酸根分析仪，联氨分析仪，铜离子分析仪，铁离子分析仪，总硬度分析仪。
核电站仪表岗前培训反应堆仪表
15
二、核反冲法
中子与物质原子核发生弹性碰撞，原子核被反冲，且带一定正电荷，选用反冲核
弹性碰撞截面大的材料作为探测器灵敏物质，就可以简接测量中子的注量率。通常是 利用含氢物质作为灵敏体。
反冲核的反冲能表示为：
EA
4A (1 A)2
En
cos2
设：在1000小时实验下a类元件损坏零件的百分数为λ a ，
仪表中有 K 种类别的元件，a种类型的元件数目为 n a ，
1000小时工作中仪表损坏的百分数为:
k
1 na
K
a na
a
八、稳定性
稳定性表明仪表测量某固定量时，示值随时间及使用条件变化的性能。
如, 环境温度变化1度,示值X 的变化值来确定的。
0.0006
0.4
0.0015─Leabharlann 0.850.00085
≤0.0005
0.55
0.00055
0.019
1.5
0.0015
半衰期 (天)
1.41×1010 3.38×1010 2.45×105 2.34×107 4.47×109 2.4×106 17
四、活化法
稳定的原子核吸收中子后，转变为放射性原子核，它们通常在衰变时会放出带电 粒子，由此可以简接测出中子的通量密度。例如：
六、动态特性 仪表指示值x 跟随被测量值x0 变化的反应能力。
1、上升时间：示值从稳定态值的 5％ 变化至 95％ 所需的时间； 2、响应时间：示值从开始变化到稳态值 ＋、－R m 范围，所需的时间。 3、过冲量：示值变化的最大振幅减去稳态值，对稳态值的百分数。
10
核电站仪表与控制：第1章 核电厂仪表和控制系统概述
转速和振动的测量系统等。
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能
（1）安全级设备
安全级（简称1E级）的仪表及其供电设备，是完成反 应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反 应堆排出热量所必需的，或者是防止放射物质向环境过量 排放所必需的。
（2）安全有关的设备
安全有关（简称SR)的设备，在实现或保持核电厂安全 方面起补充、支持或间接地作用，因此有可能避免触发安 全级系统和设备，也可能避免或缓解假定始发事件的后果， 或者改善安全级设备功能的效果。
核电站仪表与控制
第1章 核电厂仪表和控制系统概述
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能 1.2 核电厂仪表和控制系统的工作特点 1.3 核电厂仪表与控制系统的安全分级
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能 1.1.1 系统的组成
1.1 核电厂仪表与控制系统的组成和功能
1.1.1 系统的组成
（3）非安全重要设备
非安全重要（简称NS）仪表及其供电设备，在实现或 保持电厂安全方面无明显作用。
噪比。 2）多数核探测器都有很高的内阻,可以把它看成一
个电流源。要求测量电路具有高的输入阻抗。 3）要测量的中子注量率范围宽,用一种探测器和测
量电路难于满足要求,须采用多种探测器。 4）信号电缆长,工作环境恶劣,要求具有耐高温、抗
辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘等特性。
1.3 核电厂仪表与控制系统的安全分级
核电站仪表与控制
核电站仪表与控制1、反应性控制燃料消耗、裂变物积累——反应性↘足够的剩余反应性需补偿一、压水堆反应性效应二、压水堆自稳自调特性三、反应性控制的功能要求及措施一、压水堆反应性效应1、燃料温度系数反应堆温度变化而引起反应性变化的效应铀238的共振吸收随温度变化引起的燃料温度的上升导致燃料有效吸收截面增大，中子吸收增大铀238的燃料温度系数总是负的，并且相应时间很短，仅零点几秒-2——-3pcm/℃2、慢化剂稳定系数温度↗，水膨胀，密度↘，慢化能力↘，使反应性↘温度系数是负的。
由于压水堆是载硼运行，温度升高时，硼毒作用将随硼密度小而下降，使反应性增大，故硼酸的反应性温度系数是正的。
因此，如果硼酸的浓度足够大，慢化剂温度系数将变为正的。
而压水堆在功率运行时，要求慢化剂温度系数是负的，该温度效应相应时间较长（约几秒），在反应堆温度效应反馈中起决定作用。
寿期初：满功率，有氙-20pcm/℃,限制在±100 pcm/℃寿期末：满功率，有氙-50pcm/℃,限制在±250 pcm/℃3、慢化剂压力系数在寿期开始时，慢化剂压力系数在慢化剂温度部分范围内是负的，但在功率运行下常是正的。
由于压水堆允许压力波动范围小，且压力变化所引起的变化不大，故可忽略。
4、慢化剂汽泡系数慢化剂汽泡系数反应了慢化剂汽泡量变化引起的反应性变化。
但是由于压水堆不允许沸腾，因此这个系数实际上不起作用。
二、压水堆自稳自调特性影响反应堆动态特性的主要因素：燃料温度系数和慢化剂温度系数压水堆温度系数总是设计成负的这个内部负反馈作用使反应堆具有自稳自调特性（固有）利于反应堆控制系统设计自稳性反应堆出现内、外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。
eg：当反应堆引入一个正的反应性扰动时，中子通量将突然增加，燃料温度增加，慢化剂平均温度增加，由于温度效应产生一个负反应性效果，抵消了正反应性扰动，最后中子通量能基本上恢复到初始值。
自调性负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡eg：汽轮机负荷↗——转速↘——汽轮机阀门↗——蒸汽流量↗——蒸汽温度和压力↘——一回路冷却剂温度↘——（负温度系数产生一个正反应性）中子通量密度↗ ——燃料温度↗则会产生一个负反应性，最后反应性达到新的平衡状态。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
第二节 压水堆核电厂堆外中子注量率监测系统 （堆外核仪表系统）
压水堆核电厂中子注量率测量分为 堆外中子注量率监测和堆内中子注量率监测两 部分。 要求中子注量率监测系统对反应堆的核功率进 行连续不断的测量和监视，核功率的动态变化 达10个数量级以上。堆外中子注量率监测系统 通常采用三种不同量程的通道：源量程通道， 中间量程通道和功率量程通道。
第三节 压水堆核电厂堆芯中子注量率测量系统
堆芯的的环境
一、堆内中子通量测量系统
1 .完成的任务 （1）证实计算的堆芯性能； （2）证实堆芯的运行安全裕量； （3）为燃料管理提供输入数据； （4）探测氙引起的功率不对称性或振荡的出现； （5）校准堆外核检测仪表。
2. 测点位置
大亚湾核电站
3. 系统组成
视听计数 线路
数值记录 （局部）
指示
记录
报警 保护 （R P R）计 数 率 的 音 响 指 示
甄别放大原理
γ射线也产生幅值较小的电 流脉冲，故用甑别放大电路 滤除它和反应堆内其他γ射 线产生的小幅度电流脉冲， 放大粒子产生的电流脉冲， 从而得到只与中子注量率成 正比的计数脉冲。
源量程测量通道给主控室提供的信息
（2）两个独立的重复通道组成
由2个独立的相同线路组成 在停堆期间和启动初始阶段的中子注量率冗余测量
源量程测量通道（CNS）
源量程探测通道
绝缘
阳极
1 0B
Ar+ C O2
阴极
硼层
试验模块
放大器
甑别器
脉冲 脉冲
甑别阈
计数率转换 为直流电流 I1
I2 l o g I1
对数放大器
周期计
模拟量输出
计数率
逻辑量输出
2. γ补偿电离室
在反应堆中， γ射线是很强的，对测量产 生影响。采用γ补偿的方法消除其影响。
主要特性 -中子灵敏度:脉冲式约≥ 0.8c/n/.cm2.s)
电流式约≥ 2×10-13 A/n/.cm2.s)
-最高线性计数率:约为5×105计数/S ; -工作电压:200V~800V -坪长：约250V -坪斜<3%/100V -绝缘电阻：信号线与管壳之间的电阻≥5×109Ω -分布电容:≤300pf -所带电缆长度: ≥ 15m
测量中子注量率的核仪表中使用的敏感元件为中子探 测器。
堆内所采用的核检测仪表是微型裂变室或 自给能探测器，堆外所采用的核检测仪表是涂 硼正比计数管、γ补偿电离室及长电离室等
第一节 中子探测器
作用：把正比于核功率的中子注量率信号 转变为电信号。
原理：探测器的结构、测量方法各不相同， 但归纳起来都是利用中子与核发生的各 种反应（例如核反应、核裂变等），直 接或间接地测量中子通量密度。
功率量程测量通道 (CNP)
功率量程测量通道
堆芯上部 堆芯下部
电源 试验
增益可调 放大器
校核 增益可调 放大器
R I C校核
平均 放大器
Pr(Pn%) 棒控系统(RGL) 限于C N P 4
指示仪表 自动记录 反应性测量仪(CNP4) 对比线路
功率分布监测线路
反应堆保护系统
• • • 计算反应性 • 监视堆芯的径向功率分布的不平衡度 • 监视堆芯的功率分布 •
根据上式可以写成：Fra bibliotekTdln 2 d (ln P )
dt
说明倍增时间Td与功率对数的导数成反比。
结论：对数放大器的输出通过周期计的微分即可以得到表 示倍增时间的信号，显示和记录；对数放大器的输出作 为计数率显示和记录的信号；作为保护信号。
2. 中间量程测量通道(CNI)
由2个独立的相同线路组成
• 测量范围：2×102~5×1010n/(cm2·s)或106%FP~100%FP
3、微型裂变室 由焊接端塞、同芯包壳及测量体三部分组成。
同心包壳 氩气 高纯氩气
内电极 外电极
90%铀 氧 化 物
因为裂变碎片产生的能量比核反 应产生次级粒子的能量大得多， 所以裂变电离室的灵敏度比硼电 离室更高，γ射线影响更小，更适 合与更高γ辐射场内的中子探测。
4、计数管
正比计数管的脉冲信号与入射粒子在管内所产生的 初级电离的离子对的数目成正比。如果粒子射程不长而 可停止在管内气体中，则该粒子的种类、数目和个数可 被探测到。在甄别电路的配合下，可把β、γ射线所产 生的较小的脉冲甄别掉，而只记录α粒子。
3、压水堆核电厂堆外核仪表系统一般结构 以广东大亚湾核电站为例
探测器径向布置
反应堆堆坑
至仪表柜 RPN001AR 防护墙
至仪表柜 RPN004AR
至仪表柜 RPN003AR
至仪表柜 RPN002AR
探 测 堆芯上部1/4 线 器 轴 向 堆芯中平面 布 置
堆芯下部1/4 线
功率量程探测井 功率量程用 源量程和中间 长电离室 量程探测井 中间量程用的 补偿电离室
（1）可移动式堆芯测量仪表 用于刻度堆外核仪表、监测燃料孔
道的热点因子变化，轴向和径向的功率 分布，以提高燃料利用率。
（2）堆外核仪表 对反应堆总的核功率及功率的轴向
分布进行测量，用作功率监视、控制、 报警以及反应堆保护等。
一、堆外中子注量率监测仪表的功能
监督反应堆内中子通量的变化情况，并为反应
(4)监测径向功率倾斜和轴向功率偏差，停堆和启动期间中 子视听计数。
2. 保护功能
向反应堆保护系统RPR提供多个紧急 停堆信号和允许信号。
防止反应堆发生超功率，提供中子注量 率高和注量率变化高信号；
二、核仪表系统的设计原则
1. 量程范围及量程内通 道配置
2个源量程通道
（正比计数管CP ）
2个中间量程通道 （补偿电离室 CIC ）
• 功率量程通道（非补偿电离室CIMC ）测量范 围：
中子注量率： 5×102～5×1010n/cm2·ｓ 对应功率：10-1 ％FP～100％ FP
2.核测量系统运行中操纵员干预的水平
3. 可靠性要求：要考虑 －单一故障准则； －冗余； －通道的独立性； －在役检验； －检测系统和保护系统相互影响； －旁路控制． 4. 核测量仪表的特殊性 5.核检测仪表设计中遵循的准则和标准
堆运行及其安全提供信息。
1. 信息和控制功能 (1)提供信号：记录和显示信号，向操纵员提供反应堆装料、 停堆、启动和功率运行各工况下的反应堆状态信息。（多 种量程的堆外核仪表，监测反应堆功率、功率变化及功率 分布）。 (2)控制信号:功率量程的信号用于棒控程序 ;
(3)中子噪音测量线路的输出用来评估反应堆内部构 件的松动和振动；
中子探测器分类
电离室 气体探测器{ 裂变室
计数管 常用的中子探测器{
中子闪烁探测器 固体探测器{
自给能探测器
一、固体探测器
1.自给能探测器的原理 物质与辐射场相互作用，因发射和吸收荷电粒 子而带电。置于辐射场中的两种相互绝缘的导 体（或半导体），由于带电情况和程度不同， 它们之间就产生了电势差。
• 类型：γ补偿电离室 • 组成：两个同轴的圆柱形电离室，一个涂硼，一个不涂
硼，电离室内充氩气。涂硼电离室外电极接正电压，内 电极接负电压，不涂硼电离室外电极接负电压，内电极 接正电压。
中间量程测量通道 (CNI)
中间量程测量通道
涂硼层
In+Iγ
I γ
氩
In
氩
试验 模块
I
对数放大器
logIn
周期计
01n150B37Li24He2.793MeV 37Li24He2.316MeV
37Li24He 0.48MeV
主要特性 -测量范围：约为102n/(cm2.s)~ 1010n/(cm2.s) -中子灵敏度:约为10-13A/(n.cm-2.s-1) -最高线性电流:约为10-3A; -工作电压:200V~1000V -坪斜<1%/100V -绝缘电阻：信号线与管壳之间的电阻≥1012Ω -分布电容:≤200pf -所带电缆长度:>15m
3. 反应堆中子注量率测量中常用的几种气体探测 器
（1）电离室
用于收集和测量由入射辐射以及来自电离室结构 的次级辐射与电离室内确定的已知体积的气体相互作 用而产生的离子和电子电荷。
有圆筒形和平板形两种结构。
按产生的信号的不同可分为两类：
♪ 脉冲电离室 ♫ 累计或电流型电离室
1 . 长电离室
长电离室与反应堆堆芯一样长，它由两个结 构完全相同的短电离室构成，分为上下两段。 它是一种硼电离室。入射中子与硼发生核反应：
（3）周期测量 反应堆功率的变化可以表示成
t
P P0eT
其中 P0为t=0时的功率，T是反应堆功率增长的周期，
T
1
(1/P)(dP/dt)
它表示反应堆的功率水平变化e（=2.716）倍所需要 的时间。
Td : 倍增时间（也称倍增周期），它表示反应堆的功率水 平变化1倍所需要的时间。
TdTln21/Pl(d n2P /d)t
核电站仪表岗前培训第九章中子注量率监测仪表 适用于教师试讲、学校演讲、教学课件、说课大赛
第九章 中子注量率（中子通量） 监测仪表
堆功率与每秒发生的裂变数成正比。设中
子通量密度平均值为 ，可裂变核数为N，裂
变截面为
f。
f，则每秒发生的核裂变数等于N
已知每次裂变释放能量E、堆芯体积V，可得
到堆芯总功率的近似值为
2. 自给能探测器的结构
3. 自给能探测器的种类
（1）内转换自给能探测器：又称快响应自 给能探测器。基本结构：发射体、绝缘 体、收集体及电缆组成。
发射体：铂或钴、钪、镉等材料制成。 绝缘体：氧化镁制成。 收集体：外径1.5mm的不锈钢制成。 电缆：外径1.0mm的同轴电缆。