核电站系统与设备复习资料
核电厂系统与设备复习题
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入）核岛1.核能有何特点是什么？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.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？压水堆核电站分为三大部分： 核岛（NI） 常规岛（CI）�电站配套设施（BOP）3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？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。
(As Low As Reasonably Achievable-ALARA)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4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。
6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？热屏蔽设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。
生物屏蔽一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？1可控的产生链式裂变反应2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁3产生蒸汽4第二道实体屏障，包容放射性物质组成：反应堆压力容器控制棒驱动机构的压力外壳主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段）蒸汽发生器一回路侧主冷却剂泵稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管）与辅助系统相连的管道和阀门8.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。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
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。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识反应堆是核电厂的核心设备，用于进行核裂变反应，产生大量热能。
反应堆一般由燃料组件、反应堆压力容器、反应控制系统等组成。
燃料组件是含有放射性核燃料的结构部件，可以产生裂变反应；反应堆压力容器是储存反应堆冷却剂的金属容器，保证核反应的正常进行；反应控制系统用于控制核反应的速率和安全性。
蒸汽发生器是连接反应堆和蒸汽涡轮发电机组的重要设备。
它通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发成为高温高压的蒸汽，用于驱动蒸汽涡轮发电机组发电。
蒸汽涡轮发电机组是核电厂的主要发电设备，它将高温高压的蒸汽能量转化为电能。
核电厂的冷却系统用于冷却反应堆和蒸汽发生器，防止核反应过热和爆炸。
冷却系统通常包括主冷却循环、辅助冷却循环和应急冷却系统等。
核电厂的控制系统是对核反应堆进行监控和控制的设备，保证核反应的安全、稳定和高效进行。
此外，核电厂还有辅助设备包括供应水系统、通风系统、废物处理系统等，用于保障核电厂的运行和安全。
总的来说，核电厂的系统和设备是一个密不可分的系统，各部分设备协同工作，确保核反应的安全、高效进行，并将热能转化为电能。
核电厂是人类利用核能进行能源开发的重要手段之一。
尽管核能的利用被一些人质疑其安全性，但是通过严格的安全管理和监控，以及先进的技术和设备，核电厂在为人类提供清洁、高效的能源的同时，也保证了可靠性和安全性。
接下来我们将更加深入地了解核电厂的系统和设备知识。
反应堆是核电厂的核心部件，是核能转变为热能的场所，其内部包含着燃料组件，用以控制和维持反应中子的自持和增殖。
燃料组件一般是由铀或钚等元素的化合物构成，包装在金属或陶瓷的包壳中。
反应堆压力容器则是容纳反应堆冷却剂的主要设备，其壁厚、材料及焊缝质量等都受到严格的监控。
反应堆控制系统则是用于监控和控制核反应的速率和安全性的设备，包括各种传感器、控制棒和自动系统，确保核反应能够达到预期的状态。
蒸汽发生器连接在反应堆之后，通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
核电站操纵员取照考试习题集——系统及设备
接管区上壳段特点是：
1) 有 4 个整体冲压成型的接管Φ850，是反应堆冷却剂四个环路上的出口接管（热管
段）；
2) 有 2 个接管Leabharlann 250，是 2 个中压安注箱接管；
3) 有 1 个接管Φ250，是仪表接管； 4) 在上壳段外表面上焊有 2 个套管，用于测量运行时容器外表面的温度。
5) 在上壳段内表面上焊有隔流环，用于将反应堆压力容器和堆芯吊篮间的环形流道分
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
系统和设备
第二章 核电厂系统和设备
目录
2.1 一回路系统和设备 2.2 主要工艺及辅助系统 2.3 安全系统 2.4 废物处理系统 2.5 二回路系统及设备
2.6 电气系统
2－2 2－25 2－44 2－52 2－57 2－72
2—1
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
1) 由于反应堆冷却剂平均温度变化比较大，就要求一回路具有很大的体积变化补偿能 力（稳压器），使一回路压力补偿问题变得严重了；
2) 对于具有负温度系数的压水堆，在功率提升中要求有较大的控制棒位移，以进行反应 性补偿。
画出一回路运行的各标准状态图。
画出一回路系统的流程简图，并标出主要设备的名称。
2—2
一回路降温速率不超过 30℃／h，这就提供了足够的安全系数。
稳压器建立汽腔前稳压器的升温速率为≤20℃／h，建立汽腔后为≤30℃／h，这是限制升、 降温过程中对反应堆压力容器产生的热应力和冷却剂压力所产生的应力之和不超过设计 允许值。
当发生蒸汽发生器传热管破裂时，降温速度为≤60℃／h。
反应堆压力容器接管区上壳段和接管区下壳段的特点是什么？
为什么在压水堆核电厂必须保证一回路水有足够的过冷度？
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：
-4-
《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
核电厂系统与设备复习题
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入）核岛1.核能有何特点是什么特点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.压水堆核电厂的基本组成是什么与火电厂的对应关系是什么压水堆核电站分为三大部分： 核岛（NI） 常规岛（CI）�电站配套设施（BOP）3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么辐射防护目标；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。
(As Low As Reasonably Achievable-ALARA)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4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。
6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类热屏蔽设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。
生物屏蔽一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽7.反应堆冷却剂系统的功能是什么为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么1可控的产生链式裂变反应2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁3产生蒸汽4第二道实体屏障，包容放射性物质组成：反应堆压力容器控制棒驱动机构的压力外壳主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段）蒸汽发生器一回路侧主冷却剂泵稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管）与辅助系统相连的管道和阀门8.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。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识概述核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了一系列的系统和设备，每个系统和设备都发挥着重要的作用。
本文将介绍核电厂的主要系统和设备，并解释它们的功能和工作原理。
主要系统1.反应堆系统2.蒸汽发生器系统3.蒸汽涡轮机系统4.发电机系统5.控制和保护系统6.辅助系统下面将对每个系统进行详细介绍。
1. 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心组成部分。
它包括核反应堆、燃料组件、冷却剂循环系统和反应堆容器等。
核反应堆是核能发电的关键元素，它通过控制核反应过程来产生热能。
燃料组件是反应堆内用于核反应的燃料，通常使用铀或钚等放射性物质。
冷却剂循环系统用于将冷却剂（如轻水或重水）循环传递到反应堆中，从而控制反应堆的温度。
2. 蒸汽发生器系统蒸汽发生器系统使用反应堆中产生的热能将水转化为蒸汽。
蒸汽发生器是其中的关键设备，它通过将热能传递给水来产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器中的水一般以自然循环或强制循环方式进行传热。
3. 蒸汽涡轮机系统蒸汽涡轮机系统利用蒸汽的能量驱动涡轮机的转动，从而产生机械能。
涡轮机通常由高压涡轮、中压涡轮和低压涡轮组成，每个涡轮对应一个级别的蒸汽。
这些涡轮通过轴传递机械能给发电机。
4. 发电机系统发电机系统将涡轮机传递过来的机械能转化为电能。
发电机是核电厂中非常重要的设备，它通过利用电磁感应原理将机械能转化为电能。
5. 控制和保护系统控制和保护系统对核电厂的运行和安全起着重要作用。
它包括控制设备、保护设备和监测设备等。
控制设备用于控制核反应堆和其他系统的运行，保护设备用于检测和响应发生异常情况，监测设备用于监测核电厂的运行状态和参数。
6. 辅助系统辅助系统是核电厂的辅助设备，它们为主要系统提供支持和保障。
常见的辅助系统包括给水系统、消防系统、氢气系统、冷却水系统等。
设备知识除了核电厂的主要系统，还有一些关键设备需要了解。
1.控制棒2.轻水堆3.反应堆压力容器4.冷却塔5.辐射防护设备控制棒是用于控制和调节核反应堆的关键设备，它可以通过插入或提取来控制核反应堆中的核反应过程。
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。
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
－1－1•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20cm17. 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一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
861核电厂系统与设备考研资料
861核电厂系统与设备考研资料核电厂系统与设备是指核电厂内所使用的各种系统和设备，用于实现核能的采集、转换和利用。
核电厂系统与设备一般包括核反应堆系统、安全保障系统、电力转换系统、辅助系统以及监控与控制系统等。
核反应堆系统是核电厂最核心的系统之一，主要包括核燃料装置、反应堆压力容器、热交换器、冷却剂循环系统、控制棒和反应堆燃料负载结构等。
核燃料装置用于贮存和放置核燃料，反应堆压力容器是核反应堆的关键部件，承受核反应堆内的高压和高温。
热交换器负责将核反应堆中的热能转换为工作流体中的热能。
冷却剂循环系统用于循环和冷却反应堆内的冷却剂，以保持核反应堆的稳定运行。
控制棒是调节和控制核反应堆中核裂变反应速率的装置，反应堆燃料负载结构则用于支撑和固定核燃料。
安全保障系统是核电厂保证安全运行的重要设备之一。
其中包括放射性防护系统、核辐射监测系统、事故防范与处理系统等。
放射性防护系统主要用于对核电厂人员和环境进行辐射防护，减少辐射危害。
核辐射监测系统用于实时监测核电厂内外的辐射水平，及时报警和采取措施。
事故防范与处理系统则是核电厂在发生事故时保障应急处置和事故控制的关键系统，包括事故控制室、安全阀、紧急注入系统等。
电力转换系统是核电厂将核能转化为电能的关键设备。
核能通过核反应堆中的核裂变反应产生热能，然后通过热交换器转移到工作流体中。
工作流体驱动涡轮机旋转，进而带动发电机发电，最终将核能转化为电能。
辅助系统包括循环水系统、给水系统、冷却水系统等。
循环水系统用于将冷却剂冷却后再次循环到核反应堆中，起到冷却和热交换的作用。
给水系统用于为核反应堆提供所需的给水，保证核反应堆的正常运行。
冷却水系统用于为辅助系统提供冷却水，以确保系统设备的正常运行温度。
监控与控制系统是核电厂中的中枢系统，用于监测、控制和调度核电厂的运行状态。
该系统由计算机控制和监测设备组成，通过传感器采集各项运行参数和状态信息，并进行实时监控、数据分析和判断，从而确保核电厂的安全、稳定和经济运行。
核电厂系统与设备-复习题教案资料
一、词汇简写与翻译1、聚变fusion 裂变fission2、安全壳Containment Structure3、包壳Cladding4、控制棒Control Rods5、压力容器Reactor Vessel6、汽轮机Turbine7、冷凝器Condenser8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps9、SG 蒸汽发生器Steam Generator10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor22、DOE 美国能源部Department of Energy23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation25、CGN26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident30、QA质量保证Quality Assurance31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg40、PPM 百万分之一Parts Per Million41、RX：安全壳厂房KX：燃料厂房及换料水池1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。
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。
(完整word版)核电厂系统与设备知识点,推荐文档
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。
- 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)。
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。
使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。
4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。
1）化学和容积控制系统（RCV）主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。
流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。
组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。
2）反应堆硼和水补给系统（REA）主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。
(1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学控制功能；(3) 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。
组成：一、补水回路两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用四台除盐除氧水泵，每个机组两台两个化学物添加箱，每个机组一个二、硼酸补充回路一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个，第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线投入条件：3）余热排出系统（RRA）主要功能：1、反应堆停堆过程中，当一回路温度降到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显热以及主泵在一回路中产生的热量。
2、除了失水事故引起安全注入系统投入运行的情况以外，由其它事故引起的停堆事故，余热排出系统也被用来排出上述三部分热量。
组成：（1）余热排出泵-RRA001、002PO、（2）余热排出热交换器-RRA001、002RF、（3）调节阀-RRA013、024、025VP（4）卸压阀-RRA018、115、120、121VP （5）相关管道流程：从一回路2环路的热段吸水，送入一段母管。
母管上设有卸压阀，用以避免一回路和余热排出系统的超压。
母管的水流向两个热交换器及一个旁路管线后汇合。
在出口总管线上引出一条泵的最小流量循环管线到泵的入口、一条到化容系统降压孔板下游的低压下泄管线和一条与PTR系统的连接管线，然后通过中压安注的注入管线分别回到一回路1、3环路的冷段。
投入条件：（1）反应堆停堆过程中，当一回路温度降到180℃以下，压力降到3MPa 以下时。
（2）除了失水事故引起安全注入系统投入运行的情况以外，由其它事故引起的停堆事故（3）主泵停运或不可用时，5、掌握PTR系统的功能、组成，换料水箱的作用，总结出那些系统（设备）采用RRI冷却。
功能：一、冷却功能：冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余热量；换料或停堆检修时，在RRA系统事故情况下，且一回路已经打开，作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯。
二、净化功能：除去乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制放射性水平；除去反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，保持水有良好的能见度。
三、充排水功能向反应堆水池和乏燃料水池充入浓度为2400μg／g的硼水,提供良好的生物防护；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。
为安全注入系统RIS和安全壳喷淋系统EAS贮存必要的硼水。
PTR系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成换料水箱的作用：□反应堆换料时，可提供、实现反应堆水池的充水和排水。
□失水事故时，可提供两台高压安注泵、两台低压安注泵和两台安全壳喷淋泵同时运行20分钟的水容量。
水箱有效水容积不小于1600 m3，硼水的硼浓度为（2 400±100）μg／g。
□换料水箱由反应堆硼和水补给系统REA提供初始充水和补水。
采用RRI冷却的设备：※安全壳喷淋系统EAS——热交换器、泵和电动机※电气厂房主通风系统DVL——凝汽器※上充泵房应急通风系统DVH——冷却器※安全注入系统RIS——电动机和泵※设备冷却水系统RRI——设备冷却水泵和电机※余热排出系统RRA——余热排出冷却器、余热排出泵6、掌握RIS的组成、功能、特点等，中压安注的投入方式、条件等。
组成：RIS分为三个子系统：1、高压安全注入系统（HHSI）2、低压安全注入系统（LHSI）以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入动力。
3、中压安全注入系统（MHSI）为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气压力实现安注一、主要功能1、一回路小破口（当量直径9.5～25mm）或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新建立稳压器水位。
2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时，向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度上升。
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起的正反应性。
（必要时应停堆）二、辅助功能1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水池充水；2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验；3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电源）为惰转的主泵提供轴封水；二回路部分：第一部分核电站二回路的基本蒸汽动力循环1、核电厂的各设备中发生的典型的不可逆损失。
2、核电厂的一、二回路的参数之间的制约关系。
提高蒸汽参数受到蒸汽发生器一回路冷却剂运行温度的限制，受到反应堆安全准则的限制。
一回路参数直接主导影响二回路参数的变化和稳定，二回路参数对一回路参数起反馈作用使一回路参数随二回路参数而产生相应的变化。
3、蒸汽回热循环：回热的目的、回热参数对热经济性的影响（回热级数、回热焓升分配、给水温度）回热目的：提高循环热效率。
回热参数对经济性的影响：给水温度一定时，Z越多,ηi越高；回热焓升分配决定汽轮机的抽汽点的选择，抽汽点对效率的影响也显著；提高给水温度有利于提高给水平均吸热温，使效率提高4、蒸汽再热循环：再热的目的、再热压力对汽轮机高、低压缸的排汽干度的影响再热的目的是提高低压缸出口蒸汽的干度①再热压力降低→高压缸排汽干度X1降低②再热压力降低，定压再热至相同温度→低压缸排汽干度X2升高第二部分核电站二回路的热力系统1、表面式加热器：表面式加热器与混合式加热器的不同特点，表面式加热器的端差及其增加的原因，现代核电厂的高压和低压加热器的结构、表面式加热器的疏水方式及其热经济性混合式加热器及其特点：水、汽直接接触，可以将水加热到饱和温度，热经济性较高；无受热面，结构简单，造价低，便于汇集汽水；可以兼作除氧器，系统复杂表面式加热器及其特点：水、汽通过金属换热面接触，存在端差，热经济性较差；有受热面，内部结构复杂；不能除氧，系统简单可靠，随机组的初压提高，加热器的管系承受压力增加表面式加热器的端差：加热器内压力下的饱和温度与出口水温之差范围：3～6℃结构影响因素：换热面积，管系布置，材料导热系数运行影响因素：清洁程度，不凝结气体，水位，堵管数量……高压加热器的结构：表面式加热器的疏水方式及其热经济性：逐级自流：经济性较差，但系统简单； 采用疏水泵：经济性较好，但需要设置一个疏水泵；采用疏水冷却器目的：减少排挤低压抽汽，提高经济性低压加热器的结构：。