核电厂系统与设备 复习题
核电厂电气设备复习题(有答案)
选择题：1.感应电动机的额定功率（B）从电源吸收的总功率。
A.大于；B.小于；C.等于2. 电动机铭牌上的“温升”是指（A）允许温升。
A.定子绕组；B.定子铁芯；C.转子个3.电动机从电源吸收无功功率，产生（C）。
A.机械能；B.热能；C.磁场4. 电动机定子旋转磁场的转速和转子转速的差数，叫做（A）。
A.转差；B.转差率；C.滑差5.当外加电压降低时，电动机的电磁力矩降低，转差（B）。
A.降低；B.增大；C.无变化6.交流电流表指示的电流值，表示的示交流电流的（A）。
A.有效值；B.最大值；C.平均值7.我们使用的测量仪表，它的准确等级若是0.5级，则该仪表的基本误差是（C）。
A.+0.5％；B.-0.5％；C.±0.5％8.断路器切断电流时，是指（C）。
A.动静触头分开；B. 电路电流表指示为零；C.触头间电弧完全熄灭9.蓄电池电动势的大小与（A）无关。
A.极板的大小；B.蓄电池内阻的大小；C.蓄电池比重高低。
10.蓄电池所能输出的能量与它的极板表面积（C）。
A. 没有关系；B.成反比；C. 成正比。
11.电流互感器二次回路阻抗增加时，其电流误差和角误差（A）。
A. 均增加；B.均减小；C.电流误差增加，角误差减小。
12.零序电流只有在（B）才会出现。
A. 相间故障；B. 接地故障或非全相运行；C. 振荡时。
13.涡流损耗的大小，与铁芯材料的性质（B）。
A. 没有关系；B.有关系；C. 关系不大。
14.磁滞损耗的大小与周波（C）。
A. 无关；B.成反比；C. 成正比。
15.不同的绝缘材料，其耐热能力不同，如果长时间在高于绝缘材料的耐热能力下运行，绝缘材料容易（B）。
A. 开裂；B.老化；C. 破碎。
16.铅酸蓄电池在放电过程中，其电解液的硫酸浓度（B）。
A. 增大；B.减小；C. 无变化。
17.SF6气体断路器其SF6气体的灭弧能力是空气的（C）倍。
A. 50；B.80；C. 100。
核电厂系统与设备一回路复习题
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。
核电复习题
核电厂电气原理与设备第一、二章复习题1．核电厂一次设备的作用及构成？2．核电厂二次设备的作用及构成？3．核电厂的电气设备在安全上是如何分级的？4．电弧是如何形成的？5．简述交流电弧的熄灭条件。
6．熔断器的作用是什么？7．简述熔断器的主要参数。
8．什么是熔断器的安秒特性曲线？9．简述高压断路器在电力系统中的作用及分类。
10．真空断路器有什么特点？11．SF6断路器有什么特点？12．断路器的操动机构的作用是什么？13．简述隔离开关的用途及特点。
14．在高压断路器和隔离开关之间为什么要设联锁装置？15．简述电气贯穿件的用途。
16．电气贯穿件密封体现在哪几个方面？17．简述避雷器的分类。
18．氧化锌避雷器的优点有哪些？第三章复习题1．低压开关柜分几类？主要特点是什么？2．简述固定式低压开关柜与抽屉式开关柜的结构特点。
3．简述中压接触器—熔断器组合电器特点及适用场合。
4．简述GIS封闭组合电器的优缺点。
5．为什么GIS封闭电器中隔离单元气体是互相不通的？6．发电机断路器使用有哪些优越性？7. 发电机断路器是如何分类的？8．简述发电机断路器的基本参数。
第四章复习题1．简述直流系统在核电厂中的作用。
2．直流系统一般分为几种电压等级？确定用电设备额定电压的一般原则是什么？3．直流系统一般由哪几部分组成？4．简述整流器的基本运行方式。
5．蓄电池充电一般采用恒压限流的充电方式，请简述恒压限流充电方式的特点。
6．直流系统接地有什么危害？7．为什么核电厂的重要设备采用UPS系统供电？第五章复习题1．简述变压器的基本原理。
2．变压器由哪些部件构成？这些部件的作用是什么？3．什么是变压器的励磁涌流？有哪些危害？4．变压器按用途分类有哪些？5．简述什么是变压器空载运行和负载运行。
6．为何电压互感器副边不允许短路？为何电流互感器副边不允许开路？7．变压器的冷却方式有哪些？8．变压器的调压方式有哪两种？9．什么是变压器空载电流？什么是变压器阻抗电压？10．简述变压器在不同负载状态下的运行方式。
《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？
核电厂蒸汽动力转换系统复习题
18．多级汽轮机的轴向推力是如何形成的，如何平衡？
气流流经动叶时，动量交换产生的轴向力，叶轮前后压差产生的轴向力， 转子阶梯形轴间面积有压差产生的。
平衡：气缸对称分流，反向流动布置，冲动式汽轮机除了调节级和最后几 级反动度较高的，其他的可以开平衡孔。反动级在轴上可以装平衡活塞或平衡 活塞气封。设置推力轴承平衡剩余的轴向力。
5．回热抽汽压力与给水温度和回热动力因素间是何关系？影响回热效果的因素 有哪三个？
z
∑αi ( h0 − hi )
( ) 关系： Arg
=
i =1
αc
h0 − hc
影响因素：回热分配，给水温度，回热级数。
6．火电机组的再热循环与压水堆核电机组的再热循环有何不同？画出其汽轮机 热力过程的 h-s 图。写出再热机组的热耗率表达式。
反动级： x1,opt,r=e
u= c1
cosα1
带一定反动度的冲动级：
x1,opt
=
cosα1
2(1− Ωm
)
作工能力大小比较：带一定反动度的冲动级﹥反动级﹥冲动级
12．什么是部分进汽度，为何要采用部分进汽？压水堆核电汽轮机是否采用部 分进汽？
部分进气度：工作喷嘴所占的弧段长度与整个圆周长的比值。 采用部分进气原因：进气容积流量小，全周进气的叶高小，效率低。（但 这种方式有部分进气损失） 压水堆核电汽轮机是否采用部分进汽：否
15．多级汽轮机的热功转换过程中除了产生级内损失外，还有哪些热损失？多 级汽轮机的高、中、低压段有那些不同的性能特点？
损失：1）进气机构的节流损失；2）高低压缸之间汽水分离在热器及管道 压力损失；3）排气缸的阻力损失；4）前，后端轴封漏气损失；5）汽轮机内效 率；6）机械损失
核电厂系统及设备知识
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? 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水池 中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子，这是 通过除盐、过滤和表面去浮来实现的。
? 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所需 的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池是不 允许排空的。灌注和排放燃料运输通道、装 料池以及排放换料水池的部份水。
都能提供100％的应急冷却能力。
22
公共环路
? 公共环路的设备冷却水用户是那些事故情 况下不需投入的冷却器，借助于阀门的切 换，这些设备可由系列A供水，也可由系列 B供水，也可由两个系列共同供水，只有事 故情况下才停止向公共环路的用户供水。
23
共用部分
? 共用部分指那些两台机组共用的系统中的 设备冷却水用户，如硼回收系统、废液处 理系统、辅助蒸汽分配系统等，这部分可 以由1号机组或2号机组的设备冷却水系统 供应冷却水。
39
? 重要厂用水系统作为专设安全设施系统的 支持系统，又是开式循环回路，大亚湾核 电厂在设计时考虑到以下几点：
? 泵入口处海水水位变化：最低水位为 －3.00米，最高水位为＋6.22米，在此范围 内保证泵的净正汲入压头。
40
? 为防止海生物（水草、水母、贝类）的污染 和阻塞管道，采用经循环水过滤系统过滤、 加氯处理的海水，在热交换器上游设置水生 物捕集器，并将海水在管道中流速设计在 2m/s以上。
? 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
26
表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需要 导出的热负荷和供水量
27
2.3 设备冷却水系统的运行
（1）正常功率运行
? 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却水 系统带走的热负荷不大，每一机组只需一台 泵和一台热交换器运行，因而只需系列 A或 B的任一系列投运即可。若运行着的泵出口 低压或故障不可用，泵出口的压力检测开关 得到的低压信号自动启动该系列上的第二台 泵。
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
核电厂系统及设备思考题
核电厂系统及设备思考题1.一回路系统的作用如何？为什么一回路要设计成若干并联支路？2.现代压水堆核电厂一回路的主要参数如何（压力、冷却剂的出口温度，堆芯冷却剂温升，堆芯出口冷却剂过冷度，一回路压力）？3.大亚湾核电厂蒸汽发生器二次侧工质在蒸发器内循环的驱动力是什么？4.什么是循环倍率？循环倍率大小对传热、传热管腐蚀、汽水分离效果有何影响？5.核电厂主要厂房及其包容的重要设备。
6.简述电加热式稳压器的工作原理。
7.稳压器的程序水位确定时要考虑哪些因素？8.在稳压器满水时如何调节一回路系统压力？9.什么是比转数？比转数数值与泵特性的关系。
10.反应堆冷却剂泵设计上是如何解决冷却剂沿泵轴的泄漏问题的？11.核电厂的主泵的比转数范围大约是多少？其特性曲线有何特点？对于一回路水力设计有何影响？12.什么是泵的工作点？选择工作点时应注意什么？13.为什么循环水设计系统中采用虹吸原理可以降低费用？14.什么是泵的特性曲线？解释不同类型叶轮泵的特性曲线变化规律与泵启动时相关操作的关系。
15.核电厂正常停堆后堆芯余热排到环境的排热途径（顺次列出经由的系统）。
16.一回路设备布臵上堆芯与蒸发器的相对位臵有那些考虑？17.什么叫脆性转变温度？辐照对压力容器材料的脆性转变温度有何影响？为了保证反应堆压力容器的安全运行，在设计和运行规程上都采取了哪些措施？18.化容系统的作用是什么？19.画出化容系统正常下泄和上充系统图，注明主要设备名称，说明它们的作用。
20.容积控制箱的作用是什么？为什么容控箱的气空间要保持一定的氢分压？21.上充泵的作用如何？它有哪些运行方式？各运行方式下从何处汲水，升压后排往何处？22.化容系统在净化段有哪些除离子床？这些除离子床作用如何？其运行方式如何？23.降低一回路硼浓度有哪些措施？各在什么情况下使用？24.一回路冷却剂中为什么要添加硼酸，氢氧化锂？25.在一回路加热升温过程中为什么加联氨？什么温度范围适宜？26.为什么要设臵余热排出系统？单靠蒸汽发生器能否将反应堆冷却至冷停堆（压力<3MPa，冷却剂平均温度≤93oC）？27.余热排出系统的运行参数范围（对大亚湾核电厂）如何？冷却速率限值一般为多少？西屋公司核电厂与大亚湾核电厂在余热去除系统设计上有何不同？功率运行时它分布处于什么状态？28.设备冷却水系统的作用如何？它由哪些设备组成？波动水箱的作用如何？设冷水系统的压力为什么低于它冷却的系统的压力？其用户有哪些（要求能指出5个需要设备冷却水的设备，其中至少一个来自专设安全设施系统）？29.重要厂用水系统的作用如何？重要厂用水泵从何处汲水，水吸热后经何设施排往何处？为什么要向水中加氯气？30.反应堆换料水池和乏燃料水池处理和冷却系统的作用是什么？其净化及冷却由哪些回路或系统实现？31.压水堆核电厂一回路与二回路哪一个流量大？为什么？32.为什么蒸汽动力装臵的热力循环不能采用卡诺循环？理想的朗肯循环由哪些过程组成？在压水堆核电厂，上述各过程在何设备实现？33.为什么采用回热可以提高热效率？它还有何好处？回热过程动力系数实质是什么？34.核汽轮机采用再热的主要目的是什么？经汽水分离再热器进入低压缸的蒸汽是饱和汽还是过热汽？35.汽轮机的基本工作单元是什么？其组成如何？36.核汽轮机组主要特点有哪些？37.试述热力除氧器的工作原理。
核电厂系统与设备(第四讲)
图3.30 支撑板四叶梅花形孔
32
e 管束套筒
• 管束套筒包围传热管束，降二次侧水分成 下降通道与上升通道。其下端由支撑块支 撑，留有间隙，使下降通道的水通过，进 入管束区。
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F 流量分配板
• 在管束下部略高于管板处，有一块流量分 配板。板上钻的管孔比传热管的直径大， 在中心处钻一大孔用于分配流量。流量分 配板与U形管束中间设置的挡块相结合，保 证在平面上给水分布大致均匀并以足够大 的流速冲刷管板表面。
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• 因此，各核电国家都把改进和研究蒸汽发 生器技术作为完善压水堆核电厂技术的重 要环节，制定了庞大的改进研究计划，其 中包括蒸汽发生器热工水力、腐蚀与传热 管材料的研制、蒸汽发生器结构设计的改 进、无损探伤技术、传热管振动、磨损疲 劳研究和二回路水质控制等。这些课题涉 及多种学科。
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蒸汽发生器的分类：
• 在顶封头上装有喷淋管线和安全阀接管。 喷淋水通过位于稳压器内顶部喷淋管末端 的喷头喷入汽空间。
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3.1 稳压器喷淋系统
• 稳压器喷淋系统由两条接到两个环路的冷 管段的喷淋管线组成。每个喷淋管线上有 一个自动控制的气动调节阀门，每个阀的 最大喷淋流量为72m3/h，喷淋降压速率 1.3MPa/min。阀门装有一个保持小流量的 下档块，使阀门不能完全关闭，形成 230L/h连续喷淋流量。
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严重缺点：① 二回路水容量小，一旦给水
中断，二回路容易烧干，不能把一回路热量 传出去，而引起事故，因此对给水自动控制 的要求很高。 ② 它不能象自然循环式蒸汽 发生器那样排污，给水带入的盐分将大部分 沉积在传热管上。
因此，直流式蒸汽发生器对给水品质及传
热管材的抗腐蚀性能要求高。 54
2023年核电厂安全考试重点知识归纳
2023年核电厂安全考试重点知识归纳综合测试题(共58个，分值共：)1、安注系统的运行①高压注射系统由于高压安全注射泵的运转而投入运行②蓄压注射系统的投入运行取决于一回路和蓄压箱之间的压力差③在一回路降压很快的情况下，低压安全注射系统投入运行，以确保高压安全注射系统和蓄压安全注射系统功能的连续性。
低压安全注射系统先以反应堆换料水箱作水源，换料水箱硼水降至低—低水位后，由安全壳集水坑的水作接替水源，淹没堆芯2、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置）3、事故停堆之后重新临界的条件有哪些？（重点）①只有停堆的原因充分查明后，才能允许重新临界②如果停堆的原因未能充分查明而需要重新临界，必须获得电站经理的授权，且事后必须通报国家核安全局③重新临界前必须执行动态控制点程序，以检查重新临界的条件④对未超过安全限值的事故停堆，值班STA将停堆原因等相关信息口头告知核与辐射安全监督站。
随后的机组重新临界前，值班STA口头将机组重新临界的相关信息告知核与辐射安全监督站。
如国家核安全或核与辐射安全监督站提出异议，应立即停止重新临界活动。
⑤对超过安全限值的事故停堆以及国家核安全局认为重要的事故停堆后的重新临界，必须遵守以下程序：针对事故停堆的根本原因及其后果需制定相应的措施及处理计划，并提交国家核安全局；在机组重新临界前必须完成事故处理计划中确定的实验项目，以验证安全重要物项满足原设计要求和有关准则，并消除事故对其功能造成的潜在影响；在完成事故处理计划并确认机组能够安全运行时，向国家核安全局提交重新临界申请；国家核安全局批准重新临界后，方可执行重新临界操作。
4、安全文化构成内容有哪些？决策层的承诺、管理层的承诺、个人的响应（图2-1）5、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-46、什么是核电厂运行整定值？触发保护系统自动投入运行的参数值7、国际原子能机构将核电站事故分为哪几个等级？0级偏差、1异常情况、2一般事件、3重大事件、4无明显场外风险的事故、5有场外风险的事故、6重大事故、7特大事故8、安注系统主要周期试验有哪些？①逆止阀的密封性试验②所有泵的启动试验③所有泵的入口阀特性试验④与安全注射系统相关的入口阀的特性试验⑤所有隔离阀性能试验⑥当安注信号发生时，在7000μg/g上隔离阀响应及其流量测定试验9、压水堆核电站有什么优点？①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少10、核电厂安全评审和监督包括哪些内容？安全评审方面，应对核电厂安全分析报告的内容和格式作出规定，并按确定的标准审核评价大纲，对安全分析报告进行全面深入的技术审查，实施核安全许可证发放制度；安全监督检查可分为日常的、例行的和非例行的检查，内容包括核电厂建造、调试阶段的焊接质量检查、安全壳混凝土质量检查、设备制造质量检查、质保有效期检查、核电厂运行安全检查11、决定核安全因素有哪些方面？设计、建造、运行、监管、退役12、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性？应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则，设置可靠的辅助设施，避免共因故障，考虑设备停役的影响13、核电厂在哪些阶段应该申请颁发安全许可？选址、建造、调试、运行、退役14、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-1315、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众16、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17、什么事单一故障准则？指某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仍能执行其正常功能18、第四代先进反应堆系统有什么特点？①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10^-6/（堆*年）②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分，能够和其他电力生产方式竞争19、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20、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21、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。
核电厂系统与设备-复习题
核电厂系统与设备-复习题一、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。
【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时
燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
26
热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，
λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T
mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。
因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
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。
2023年核电厂安全考试必考考点训练
2023年核电厂安全考试必考考点训练综合测试题(共58个，分值共：)1、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。
2、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3、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4、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5、第四代先进反应堆系统有什么特点？①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10^-6/（堆*年）②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分，能够和其他电力生产方式竞争6、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。
但是由于冷却剂不断地从一回路系统向外流失，它所含有的的裂变产物将释放到安全壳中，污染厂房。
(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。
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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。
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。
25.蒸汽发生器是分隔一次测、二次侧介质的屏障。
26.按传热管形状可分U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器。
27.蒸汽发生器的传热计算分:传热设计计算、传热校核计算。
28.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。
29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4×10‐3的限值。
30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。
31.常用PH值控制剂有氢氧化锂和氢氧化铵。
32.为防止闪蒸先降温，后降压。
33.除硼离子床是OH﹣型阴离子树脂床，其作用是用来除去冷却剂中的硼酸。
34.设备冷却水系统正常工况运行是利用系统的压力差完成的。
35.对含氢废气处理的基本方法是储存衰变，待其放射性衰变到可向环境排放水平。
36.含氢废气处理系统在正压下运行，含氧废气处理系统在负压下运行。
37.高压安注系统的工作分为直接注入阶段和再循环注入阶段。
38.蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。
39.安全壳的尺寸取决于堆功率。
40.向喷淋水中加入NaOH除去安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。
41.安全壳隔离一般分为两个阶段，即A阶段和B阶段。
42.安全壳B阶段隔离是最高级别的隔离。
43.压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转换为电能的动力转换系统。
44.每根主管道上设有主蒸汽隔离阀，为快速隔离阀。
45.核电厂的理论热效率低于火电厂，而循环热效率高于火电厂。
46.主蒸汽管道的管径按最大蒸汽流量工况下，流速不超过50m/s的原则确定。
47.安全阀是防止一二回路超压的最后保护措施。
48.减少端差的主要办法是增加传热面。
49.近代大型核电厂二回路加热器连接方式采用多列大旁路的设计。
50.疏水方式有采用逐级自流的连接系统，采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。
51.给水泵按驱动机类型分：汽动给水泵、电动给水泵。
52.给水除氧分为化学除氧和物理除氧两类。
53.蒸汽排放系统在达到排放要求时，优先启用凝汽器和除氧器排放系统。
54.蒸汽排放的控制模式有温度模式和压力模式。
55.全挥发处理已成为二回路水质控制的主要方法，他的一种添加剂是联氨（N2H4），既起到除氧作用，又可控制PH 值。
56.核电厂停闭运行有正常停增长和事故停闭两种。
57.AP600的应急冷却剂采用非能动和无人值岗的安全慨念。
58.根据反应堆类型，核电厂主要分压水堆、沸水堆、轻水堆核电厂。
59.对于特定的核燃料循环，主要有外在的屏障加以补充保护。
60.第四代核电系统将作为今后20年世界核能当下的主要系统。
B卷1.压水堆蒸汽发生器传热管断裂事件在事故中居首位。
2.核电厂化容系统补偿是由温度变化引起的。
3.蒸汽发生器的水位是指蒸汽发生器二次侧水面的高度。
4.现代核电厂普遍采用具有中间再热的回热循环。
5.辅助给水系统满足单一故障准则，设计成两个系列。
6.1954年前苏联建成第一座核电厂。
奥布林斯克核电站。
7.发展核能是我国能源政策的基本方针。
8.核岛利用核能产生蒸汽。
9.对于特定的核燃料循环，要有外在屏障加以补充保护。
10.秦山核电厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s。
11.压水堆一回路的系统工作压力约为15MPa。
12.核电厂一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。
13.压水堆燃料元件是17×17正方形排列。
14.次级中子源棒组件用于压水反应堆满功率运行两个月后的反应堆停堆后再启动。
15.自然循环是指在闭合回路内依靠流体的密度差所产生的驱动从而实现的循环。
16.反应堆冷却剂是一个以高温高压为工质的封闭回路。
17.正确确定压水堆稳压器的容积对于核电厂的安全运行和指标都有重要意义。
18.压水堆核电厂对于一回路小的泄漏，由化容系统提供足够的补给水。
19.压水堆一回路的降温降压过程可分为两个阶段。
20.PCM是核电厂运行中常用的反应性单位。
二、知识点1、5MWe：电功率5MWe（兆瓦）2、6MW（Th）：热功率6MW3、核电站发电时的能量转换：【反应堆】核能→热能【汽轮机】热能→机械能（与火电站发电时最大的不同，火电站是在【锅炉】）【发电机】机械能→电能即：核能→【反应堆】→热能→【汽轮机】→机械能→【发电机】→电能4、核电站各个回路的主要器材：一回路：反应堆、稳压器、蒸汽发生器（一次侧）、主泵二回路：蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机三回路：冷凝器、主给水泵5、链式核裂变：中子撞击原子核引起原子核裂变。
裂变的过程中释放出能量，产生2~3个新的中子。
新产生的中子引起新的原子核裂变。
裂变反应连续不断的进行下去，不断产生新能量，这个反应就是链式核裂变反应。
6、一年100万千瓦级火电厂需煤330万吨100万千瓦级核电厂需核燃料30吨7、世界三大能源：煤、石油、天然气三大能源再利用中产生的问题：生态环境污染；能源的不可再生性；能源的利用率低。
8、温度的计量单位：T（k）t（℃）f（F）其中f=32+（9/5）·t9、电厂容量因子（按年计）=运行发电时间/总时间（通常为365）10、在反应堆物理分析中通常按中子的能量把它们分为：热中子（1eV以下）超热中子（1eV~0.1MeV）快中子（0.1MeV以上）11、热阱：吸收热量的物体。