核反应堆控制与保护考试大纲

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核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆工程基础-反应性与反应性的控制

核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆工程基础-反应性与反应性的控制

核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆工程基础-反应性与反应性的控制[单选题]1.K过剩称之为过剩增值系数,K过剩=()。

它代表堆内有效增殖系数超过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界(江南博哥)度)的一种量度。

A.K有效-1B.K效-1C.(K有效-1)/K有效D.(K效-1)K有效正确答案:A[单选题]2.()代表堆内有效增殖系数超过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。

A.有效增殖系数B.过剩增殖系数C.临界系数D.中子通量正确答案:B[单选题]3.过剩增殖系数代表堆内有效增殖系数超过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。

但在应用中往往用过剩增殖系数的相对值ρ来表示,简称之为反应性,ρ=()。

A.K过剩×K有效B.K过剩/K有效C.K过剩×(K有效-1)D.K过剩/(K有效-1)正确答案:B[单选题]5.在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中,对反应堆链式反应危害最大的是()。

A.135IB.135XeC.131ID.135Te正确答案:B[单选题]6.Xe135的热中子吸收截面非常大,在E=0.0253eV处为()靶。

A.2.7×105B.2.7×106C.2.7×107D.2.7×108正确答案:B[单选题]7.Xe135的热中子吸收截面非常大,在E=0.0253eV处为2.7×106靶,在()eV处有共振峰。

A.0.008B.0.08C.0.8D.8正确答案:B[单选题]8.Xe135的热中子吸收截面非常大,在热能区平均的吸收截面大约为()靶。

A.3×105B.3×106C.3×107D.3×108正确答案:B[单选题]9.“氙毒”指的是Xe元素的同位素()。

A.131XeB.132XeC.134XeD.135Xe正确答案:D[单选题]10.在()中,氙中毒的影响较小。

核反应堆控制与保护考试大纲

核反应堆控制与保护考试大纲

百度文库 - 让每个人平等地提升自我复习提纲本课程所要求的知识点分为四个层次:了解★★理解★★★掌握★★★★公式推导/看图分析★★★★★参考教材:[1]《核反应堆控制》(张建民,2009,原子能出版社)第1章、第4章、第6章[2]《大亚湾核电站运行教程》(上册,璞继龙,1999,原子能出版社)第七章[3]自动控制以及控制系统基本知识参考课件相关内容及其他参考资料。

第1章核反应堆控制概述1.2核反应堆控制的物理基础[1]核反应堆产生的热功率与中子注量率的关系(★★)中子代时间(★★)反应堆周期(★★★)2倍周期(★★)缓发中子对平均中子代时间和反应堆周期的贡献(★★★★)1.3反应性控制剩余反应性(★★)后备反应性(★★)反应性控制方式(★★★★)1.4核电厂稳态运行方案稳态运行方案的定义(★★★)各稳态运行方案的优缺点及对应的堆型(★★★)1.5核电厂运行控制模式各负荷运行模式的定义(★★)各负荷运行模式的优缺点(★★★)第2章自动控制基本知识2.1自动控制的基本术语(★★★★)[3]2.2系统的数学模型物理系统数学模型的表示方法(★★)建立系统微分方程的步骤(★★★)传递函数(★★★★)2.3被控对象的动态特性自平衡对象(★★★★)静态特性(★★)放大系数(★★)惯性(★★★)纯迟延(★★★)流入量、流出量与被控对象输入量、输出量的区别(★★★)第3章控制系统基本知识3.1 概述[3]自动控制系统的分类(★★★)开环控制和闭环控制(★★★★)3.2 控制器控制规律控制器的作用及控制规律(★★★)控制系统的性能指标(★★★)比例积分微分控制律的优缺点(★★★★★)PID的传递函数(★★★)3.3 串级控制系统串级控制系统的组成(★★★)串级控制系统的主要特点(★★)3.4 计算机控制系统计算机控制系统的组成(★★)计算机控制系统的分类(★★)集散控制系统的组成及特点(★★)[1]第4章核反应堆动力学模型4.2核反应堆动态方程点堆动态方程(★★★)点堆动态方程的线性化方程(★★★★)等效单组缓发中子点堆动态方程(★★★★)常源近似(★★★)瞬跳近似(★★★)反应性方程(★★★★)渐近周期(★★★)氙的效应和动态方程(★★)4.3核反应堆的瞬态响应分析等效单组缓发中子的瞬态响应分析(★★★★)4.4核反应堆的传递函数等效单组缓发中子核反应堆的传递函数(★★★★★)第6章压水堆核电厂控制6.1概述[1]核反应堆控制系统设计的一般要求(★★★)核反应堆的自稳自调特性(★★★★)6.2压水堆功率分布控制热点因子、轴向偏移和轴向偏差的定义(★★★)轴向功率分布的影响因素(★★★)限制功率分布的有关准则(★★★)常轴向偏移控制(★★★)轴向偏差与轴向偏移的关系式(★★★)热点因子与相对功率的关系式(★★★)模式A运行梯形图(★★★)某参考核电厂模式G运行梯形图的线、区的确定(★★★★★)6.3控制棒及其驱动机构R棒组的功能(★★★★)控制棒的微分价值和积分价值(★★★)功率补偿棒组叠步移动的优点(★★★★)叠步移动插棒的顺序(★★★)R棒组的调节区(★★★★)功率补偿棒组的有效标定曲线(★★★)6.4压水堆功率控制G模式核反应堆功率控制系统的组成(★★★)6.4.1功率控制系统最终功率设定值(★★★)压水堆功率(功率补偿棒组)控制系统的基本原理(★★★★)闭锁插棒(★★★)6.4.2冷却剂平均温度控制系统冷却剂平均温度控制系统的基本原理及组成(★★★★★)三通道非线性调节器(★★★★)滤波器的传递函数及其作用(★★★)超前滞后单元的传递函数及其作用(★★★)偏差微分单元的传递函数及其作用(★★★)可变增益单元的传递函数及其作用(★★★)综合温度偏差信号(★★★★)棒速程序控制单元(★★★★★)6.4.3硼浓度控制调硼的好处(★★★)需要进行硼的稀释操作的两种情况(★★★)需要进行硼化操作的三种情况(★★★)降负荷过程的硼浓度调节(★★★★)第七章反应堆保护[2]7.1概述反应堆保护系统的功能(★★)保护系统的设计准则(★★★★)RPR系统的工作原理(★★★★)停堆响应时间(★★)7.2包壳保护包壳保护的目标(★★)包壳损坏的原因(★★★)参与包壳保护的参数(★★★★)包壳保护的图形表示法(★★★)ΔT保护图(★★★)超功率ΔT保护线和超温ΔT保护线的确定(★★★★)。

核安全专业实务考试大纲

核安全专业实务考试大纲

《核安全专业实务》考试大纲考试目的通过本科目考试,检验参加考试人员了解、熟悉或掌握从事核安全工作必须的业务技能,以提高参加考试人员解决实际问题的能力。

本科目是从事核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和其他与核安全密切相关工作人员必须的业务技能和工作能力。

考试内容一、反应堆工程1.了解核动力厂和其他反应堆的类型及基本工作原理。

2.熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统功能。

3.熟悉反应堆堆本体结构材料的基本安全问题。

4.了解核燃料、燃料组件及其结构材料。

5.熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素。

6.熟悉反应堆堆内释热,堆内传热和冷却剂的沸腾。

7.熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念。

8.了解反应堆保护系统的工作原理。

9.掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求:多层屏障与纵深防御在核动力厂的具体体现、安全功能和部分分级、单一故障准则、共模/因故障、故障安全、冗余性、多样性、独立性,安全功能、事故防止与动力厂安全特性(对假想初因事件的响应)、内部和外部事件、实物保护、设计验证等。

10.熟悉核动力厂事故分析,严重事故的预防和缓解。

11.了解核动力厂防火设计。

12.了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用。

13.熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求。

14.掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求:运行限值和条件;运行规程;安全重要物项的维修/试验/检查;堆芯和燃料管理;辐射防护和放射性废物管理;运行经验反馈;核动力厂的改造等。

15.掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理。

核动力厂首次半截燃料的必要条件;对核动力厂营运单位的组织机构,运行管理者和运行人员的基本要求;对运行规程的管理要求;核事件分级及事件报告制度;对流出物和固体放射性废物管理的监督;核电厂换料;修改和事故停堆管理;定期安全审查;退役等。

考试资料

考试资料

1 / 1纵深防御,多重屏障 纵深防御:第一级安全性考虑:要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措施,把发生事故的几率降到最小程度。

要求:反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特性;系统对于损伤必须有最大的耐受性;设备必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。

冗余度:平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件或系统,一旦一个失败也不会影响正常运行。

内容:反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料,才允许作燃料、冷却剂及与安全有关的结构物仪表控制系统必须满足要求,有充分的冗余度建造与设备安装,按工程实践的最高标准,必须有质保部件的设计、安装能够连续或定期检测,允许对它们进行定期试验 第二级安全考虑:要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。

一旦发生事故,该系统能对人身与设备进行安全保护,防止或减少事故的危害。

内容:反应堆有两套独立的停堆系统 必须备有两套独立的电源。

包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有一定冗余数量的柴油发电机组。

此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源第三级安全性考虑:要求在发生某些假想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动作。

多重屏障第一重屏障:燃料芯块,大约能留住98%以上的放射性裂变产物第二重屏障,燃料元件包壳管,用锆合金制成的燃料元件包壳管,可以防止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。

对于高温气冷堆,燃料呈颗粒状,每颗粒子都有热介碳涂层包壳。

第三重屏障:压力容器与一回路管道组成的压力边界,在绝大多数反应堆中,大部分放射性物质可以通过冷却剂净化系统除去。

第四重屏障:安全壳,所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内,后者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。

裂变产物中毒, 氙中毒(平衡氙中毒, 氙瞬态)热堆运行后堆内产生的某些裂变产物的中子吸收截面很大,对K 有影响,长寿命的称为“结渣”,短寿命的称为“毒物”,结渣与毒物对反应性的影响称中毒效应。

核反应堆控制目录打印纸

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内容提要《普通高等教育十一五国家级规划教材?核反应堆控制》共分为9章。

第1章阐述核反应堆控制的基本概念和物理基础;第2章介绍离散时间控制系统的信号转换、采样定理、差分方程及其求解、z变换和脉冲传递函数等基本概念;第3章介绍线性定常控制系统的状态空间模型的建立及其求解,以及线性定常系统的分析方法;第4章介绍核反应堆系统各种形式的动力学模型的建立和瞬态响应分析;第5章描述采用各种不同分析方法对核反应堆及其控制系统的稳定性进行分析,包括线性连续系统和离散系统;第6章着重介绍压水堆核电厂的功率分布控制和主要控制系统;第7章简要介绍几种不同类型动力堆控制系统,包括先进沸水堆核电厂的控制系统等;第8章介绍核电厂的数字控制基础,主要包括集中型和集散型数字控制;第9章简要介绍了先进非能动压水堆核电厂ap1000和改进型欧洲压水堆核电厂epr仪表与控制系统的基本组成、功能和性能。

目录第1章核反应堆控制概述1.1引言1.2核反应堆控制的物理基础1.3反应性控制1.3.1中子吸收体移动控制1.3.2慢化剂液位控制1.3.3燃料控制1.3.4反射层控制1.4核电厂稳态运行方案1.4.1二回路蒸汽压力ps恒定方案1.4.2冷却剂平均温度恒定方案1.4.3冷却剂出口温度恒定方案1.4.4冷却剂平均温度程序方案1.5核电厂运行控制模式1.5.1基本负荷运行模式1.5.2负荷跟踪运行模式习题第2章线性离散控制系统的分析方法2.1概述.2.2离散控制系统的信号转换2.2.1采样-保持器2.2.2数-模转换器2.2.3模-数转换器2.3连续信号的采样及其重构2.3.1连续信号的采样2.3.2采样信号的重构2.4离散系统的差分方程及其求解2.4.1用差分方程描述离散系统2.4.2差分方程的解法2.5z变换2.5.1z变换定义2.5.2z反变换2.5.3z变换性质和定理2.5.4z变换计算方法2.6线性离散系统的脉冲传递函数习题第3章线性控制系统的状态空间分析方法3.1状态空间表达式的基本概念3.1.1基本概念3.1.2列写系统状态空间表达式的一般步骤3.2状态空间表达式的建立3.2.1由微分方程建立状态空间表达式3.2.2根据传递函数建立状态空间表达式3.2.3传递函数与状态空间表达式之间的关系3.2.4离散控制系统的状态空间表达式3.3线性定常系统的线性变换3.4线性定常系统的状态方程求解3.4.1齐次状态方程求解3.4.2非齐次状态方程求解3.5线性定常系统的能控性和能观测性3.5.1线性定常系统的能控性3.5.2线性定常系统的能观测性习题第4章核反应堆动力学模型4.1系统数学模型概述4.2核反应堆动态方程4.2.1点堆动态方程4.2.2核反应堆近似模型4.2.3反应性方程4.2.4氙的效应和动态方程4.3核反应堆的瞬态响应分析4.3.1考虑六组缓发中子的瞬态响应分析4.3.2等效单组缓发中子的瞬态响应分析4.3.3常源近似的瞬态响应分析4.3.4瞬跳近似的瞬态响应分析4.3.5时域响应的数值解法4.4核反应堆的传递函数4.4.1概述4.4.2零功率核反应堆的传递函数4.4.3具有温度反馈核反应堆系统的传递函数4.5核反应堆的频率特性4.5.1概述4.5.2零功率核反应堆的频率特性4.5.3具有温度反馈核反应堆系统的频率特性4.6氙产生的传递函数和频率特性4.7 核反应堆的离散化模型4.7.1核反应堆的差分方程4.7.2核反应堆的脉冲传递函数4.8核反应堆的状态空间表达式习题第5章核反应堆控制系统的稳定性分析5.1控制系统的性能与分析5.1.1控制系统的基本性能5.1.2线性系统的稳定性分析5.2核反应堆系统的稳定性分析5.2.1核反应堆系统的根轨迹与稳定性分析5.2.2两路并联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.3两路串联温度反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.4具有氙毒反馈核反应堆系统的稳定性分析5.2.5石墨动力堆系统的稳定性分析5.3实验研究型核反应堆控制系统的稳定性分析5.3.1实验重水堆功率控制系统的稳定性分析5.3.2研究堆功率控制系统的稳定性分析5.4动力堆控制系统的稳定性分析5.4.1不带位置反馈控制系统的稳定性分析5.4.2具有位置反馈控制系统的稳定性分析5.5核反应堆数字控制系统的稳定性分析5.5.1s平面与z平面的映射关系5.5.2稳定性判据5.5.3核反应堆功率数字控制系统的稳定性分析5.6核反应堆稳定性的状态空间分析5.6.1李亚普诺夫第二法基本概念5.6.2线性定常系统的李亚普诺夫稳定性分析5.6.3核反应堆系统的李亚普诺夫稳定性分析习题第6章压水堆核电厂控制6.1概述6.1.1压水堆核电厂6.1.2压水堆核电厂的控制系统6.1.3核反应堆自稳自调特性6.2压水堆功率分布控制6.2.1轴向功率分布的描述6.2.2限制功率分布的有关准则6.2.3保护梯形与运行梯形6.2.4模式a运行梯形6.2.5模式g运行梯形6.2.6运行梯形实例6.3控制棒及其驱动机构6.3.1控制棒棒束组件6.3.2控制棒的性能6.3.3控制棒驱动机构与移动程序6.3.4控制棒位置6.4压水堆功率控制6.4.1功率控制系统6.4.2冷却剂平均温度控制系统6.4.3硼浓度控制6.4.4硼浓度调节的应用6.5控制棒位置监测6.5.1控制棒位置探测器6.5.2控制棒位置监测系统6.6 稳压器压力和液位控制6.6.1稳压器压力控制系统6.6.2稳压器液位控制系统6.6.3稳压器控制的瞬态过程6.7蒸汽发生器液位控制6.7.1蒸汽发生器液位调节系统6.7.2主给水泵转速控制系统6.8蒸汽排放控制6.8.1向凝汽器和除氧器的蒸汽排放控制6.8.2向大气的蒸汽排放控制6.9 汽轮机控制6.9.1汽轮发电机组的负荷特性6.9.2汽轮机控制系统的工作原理6.9.3调节阀驱动机构习题第7章其他堆型核电厂控制7.1重水堆核电厂控制7.1.1坎杜堆功率调节系统7.1.2蒸汽发生器压力控制系统7.2沸水堆核电厂控制7.2.1沸水堆核电厂的控制系统7.2.2先进沸水堆核电厂的控制系统7.2.3经济简化型沸水堆核电厂的控制系统7.3气冷核反应堆控制7.3.1改进型气冷核反应堆控制系统7.3.2高温气冷核反应堆控制系统7.4钠冷快中子增殖核反应堆控制习题第8章核电厂的数字控制8.1概述8.1.1数字控制系统的组成与特点8.1.2计算机控制的分类8.1.3数字pid控制器8.1.4核电厂数字仪表与控制系统的功能与设计准则8.2核电厂的集中型计算机控制8.2.1坎杜堆核电厂计算机控制系统的组成8.2.2坎杜堆核电厂计算机控制软件8.3核电厂的集散型计算机控制8.3.1核电厂集散型计算机控制系统组成8.3.2正常运行仪表与控制系统8.3.3安全仪表与控制系统8.3.4软件系统8.3.5核电厂集散控制总线系统习题第9章先进压水堆核电厂控制简介9.1非能动先进压水堆核电厂控制9.1.1非能动先进压水堆核电厂概述9.1.2非能动先进压水堆功率控制9.1.3非能动先进压水堆核电厂数字化仪表与控制系统9.2改进型欧洲压水堆核电厂控制9.2.1改进型欧洲压水堆核电厂概述9.2.2改进型欧洲压水堆核电厂数字化控制原理9.2.3改进型欧洲压水堆核电厂数字化仪表与控制系统习题参考文献附录1缓发中子份额和先驱核衰变常数附录2常用拉普拉斯变换与z变换表附录3核反应堆的传递函数附录4核反应堆的对数频率特性曲线图作者介绍文摘。

核电站运行-复习大纲

核电站运行-复习大纲

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〕反响堆临界〔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、设备简单〔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整慢化冷却剂中的硼浓度,可以把握长期缓慢的反响性变化。

好处:对反响性的影响比较均匀,不引起功率分布畸变;大大削减了把握棒的数目,简化了堆的构造。

代价:为保证慢化剂温度系数为负,对温度有限制;增加了化容系统简单性,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,假设该信号仍存在,则再次快速降负荷5%满功率,直至信号消逝。

目的:利用功率把握系统的机制,通过自动降负荷,降低反响堆功率,缓解一、二回路间的冲突,削减停堆次数,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;中等频度大事;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;行政性把握规程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;修理冷停堆;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,换料其次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标准中在指定条件下所需实行的行动停堆深度:假定最大价值的单束把握棒全部卡在堆外,而其他棒组〔包括把握棒组和停堆棒组〕全部插入堆内,由此使反响堆处于次临界或从现时状态到达次临界瞬时的反响性总量轴向通量偏差:两局部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。

核反应堆物理复习纲要

核反应堆物理复习纲要

微观截面:一个中子和一个靶核发生反应的几率。

宏观截面:一个中子和单位体积靶核发生反应的几率。

停堆周期:全部无控制毒物都投入反应堆内时所具有的反应性。

堆芯寿期:一个新装料堆芯从开始运行到有效增殖因数降到1时,反应堆满功率运行的时间。

反应堆周期:反应堆内平均中子密度变化e倍所需的时间。

剩余反应性:堆芯没有任何控制毒物时的反应性。

瞬发临界:反应堆仅依靠瞬发中子就能达到临界的状态。

瞬发超临界:反应堆仅依靠瞬发中子就能达到超临界的状态。

多普勒效应(展宽):共振吸收截面随温度展宽的现象。

菲克定律:中子流密度J与通量密度成正比。

控制棒微分价值:控制棒移动一步或单位距离所引起的反应性变化。

控制棒积分价值:控制棒从一参考位置移动到某一高度时,所引入的反应性。

控制棒的(反应性)价值:堆芯在有控制棒和没有控制棒时的反应性之差。

1、在热中子反应堆中为什么要使用慢化剂?慢化剂的工作原理是什么?并举出几种常用的慢化剂。

①反应堆内产生的中子能量相当高,其平均值约为2MeV;而微观裂变截面在热能区较大,热中子反应堆内的裂变反应基本上都是发生在这一能区,所以在热中子反应堆中使用慢化剂。

②在热中子反应堆中,慢化过程中弹性散射起主要作用,因为裂变中子经过与慢化剂和其他材料核的几次碰撞,中子能量便很快降低到非弹性散射的阈能一下,这是中子的慢化主要靠中子与慢化剂核的弹性散射进行。

③水、重水、石墨等。

2、缓发中子是如何产生的?在反应堆动力学分析计算中,份额不足1%的缓发中子与份额超过99%的瞬发中子相比是否可以忽略不计?为什么?①缓发中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的,占裂变中子的不到1%②缓发中子不可以忽略不计③缓发中子份额虽然很少,但它的发射时间较长,缓发效应大大增加了两代中子之间的平均时间间隔,从而滞缓了中子密度的变化率。

反应堆的控制实际上正是利用了缓发中子的作用才得以实现的。

3、解释碘坑现象和强迫停堆时间。

船用反应堆要求不能出现强迫停堆现象,请问在设计上应如何考虑。

核反应堆检测考核试卷

核反应堆检测考核试卷
3.核反应堆的核心部分是______,它包含了所有的核燃料。()
4.核反应堆的控制棒通常由______等材料制成。()
5.核反应堆的安全壳主要作用是防止______。()
6.核反应堆的废料处理方法中,______是指将废料转化为可用的形式。()
7.核反应堆的热效率受到______、______和______等因素的影响。()
15. ABCD
16. ABCD
17. ABCD
18. ABCD
19. ABCD
20. ABCD
三、填空题
1.核裂变
2.反应堆、蒸汽发生器
3.燃料组件
4.中子吸收材料(如硼)
5.核泄漏
6.再处理
7.燃料类型、冷却剂类型、反应堆设计
8.设备安全性、运行安全性、环境安全性
9.控制棒、紧急冷却系统、安全壳
3.安全壳是防止放射性物质泄漏到环境中的最后一道屏障。通过设计多层次的防护结构和材料,以及定期检查和维护,确保其有效性。
4.核废料处理原则包括减量化、无害化和稳定化。主要方法有储存、再处理和深层处置。核废料处理是核能发展的关键问题,需要科学规划和管理,确保环境和人类健康安全。
3.阐述核反应堆安全壳的功能,以及在设计和建设核反应堆时,如何确保安全壳的有效性。(5分)
4.根据我国相关法律法规,简述核反应堆废料处理的基本原则和主要方法,并谈谈你对核废料处理问题的看法。(5分)
标准答案
一、单项选择题
1. B
2. A
3. A
4. B
5. B
6. D
7. A
8. C
9. B
10. D
A.几分钟
B.几小时
C.几天
D.几十年

高等反应堆工程复习提纲

高等反应堆工程复习提纲

“高等反应堆工程”课程复习提纲
一.基本概念
1.原子核物理部分
2.静态反应堆物理部分
3.动态反应堆物理部分
4.核燃料管理部分
5.反应堆热工水力部分
二.基础理论
1.原子核物理基础
2.核裂变过程
3.中子慢化
4.反应堆临界与中子通量密度分布
5.核燃料燃耗
6.裂变产物中毒
7.温度效应
8.反应性控制
9.点堆动力学
10.多循环燃料管理
11.单循环燃料管理
12.反应堆热工水力学
三.商用堆的演化与革新
1.商用堆的类型及其分类
2.URD中对第三代反应堆的主要性能及安
全要求
基本概念
基础理论。

中科大反应堆考研大纲

中科大反应堆考研大纲

中科大反应堆考研大纲
中科大反应堆考研大纲主要包括以下几个部分:
1. 核反应堆核物理基础知识
2. 中子慢化和化学能谱
3. 中子扩散
4. 均匀反应堆临界理论
5. 群扩散理论
6. 网格非均匀效应和均匀计算基团常数
7. 反应性与时间的关系
8. 温度影响和反应性控制
9. 基于点堆方程的动力学等
这些内容基本涵盖了核物理基础、中子慢化、扩散理论、临界理论、分群扩散、栅格、反应性、各种反馈以及基于点堆方程的动力学等。

考试形式为闭卷笔试,对基本原理理解和方程推导及求解方法有侧重。

核电厂核安全大纲及复习题

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)。

_核反应堆控制_实验教学大纲

_核反应堆控制_实验教学大纲

“核反应堆控制核反应堆控制””实验教学大纲课程中文名称:核反应堆控制课程英文名称:Nuclear Reactor Control课程编码:NUCL0007课程学分:2.5实验学时:4适用专业:核工程与核技术专业先修课程:积分变换、复变函数、核反应堆工程基础、电工与电子技术开课学院:能源与动力工程学院开课学期:第6学期教材及实验指导书:[1]张建民主编,《核反应堆控制》,西安交通大学出版社,2002年[2]周学智主编,《核反应堆控制实验指导书》,西安交通大学讲义,2002年一、实验课程简介该实验课程是结合《核反应堆控制》教学课程开设,对实验所用基本的反应堆控制工作原理、实现方法进行讲解和实际操作,完成反应堆功率调节实验和反应堆反应性扰动实验让同学扎实掌握实验技能和操作水平,较好地把核反应堆与核电厂控制的理论和实践相结合。

二、实验课性质、目的和任务性质:《核反应堆控制》教学实验,是核工程与技术专业学生为了更好的掌握“核反应堆控制”及有关计算机知识而设置的一门综合性专业实验课,属课程内实验。

目的:学生通过核电厂仿真系统对反应堆功率的调节、控制等实际操作,能增强学生对反应堆控制课程理论与实践的联系,加强感性认识,训练学生的动手能力,加深计算机在核电厂应用的重要性认识。

任务:学生掌握核电厂仿真系统的操作以及核反应堆的功率和反应性调节的方法,记录实验数据和曲线,完成数据和曲线的处理,写出实验报告。

三、实验课教学基本要求1.掌握反应堆功率计算机控制系统原理。

2.实验前做好预习准备,掌握各部件工作原理和功能,学习操作步骤和数据处理方法。

3.严格遵守操作规程,实验中如有意外,应立即停止实验,报告实验老师及时处理。

4.详细撰写各实验报告,按时交实验报告、不允许虚写实验数据和照抄实验数据,一经发现不计实验成绩。

5.鼓励同学们人人动手,动脑,实验中多看,多思考多提问,相互讨论,加深理论和实验的联系,不断提高实验教学的质量。

华北电力大学861核反应堆物理分析2021年考研专业课初试大纲

华北电力大学861核反应堆物理分析2021年考研专业课初试大纲

华北电力大学2021年硕士生入学考试初试科目考试大纲考试科目编号:861考试科目名称:核反应堆物理分析一、考试的总体要求了解中子与原子核相互作用的机理、中子截面和核反应率的定义;非增殖介质内中子扩散方程的解;中子的弹性散射过程、扩散-年龄近似;双群扩散理论、多群扩散理论;栅格的非均匀效应;核燃料中重同位素成分随时间的变化;核燃料的转换与循环;可燃毒物控制、化学补偿控制。

掌握核裂变过程;单速中子扩散方程;无限均匀介质内中子的慢化能谱、均匀介质中的共振吸收;裂变产物中毒、反应性随时间的变化与燃耗深度;反应性温度系数;反应性控制的任务和方式。

熟练掌握多普勒效应;扩散长度;均匀裸堆的单群扩散方程及其解、热中子反应堆的临界条件、各种几何形状的裸堆的几何曲率和中子通量密度分布、反应堆曲率和临界计算、有反射层反应堆的单群扩散理论及计算;单根中心控制棒价值的计算;点堆动态方程、反应堆周期。

二、考试的内容1. 核反应堆的核物理基础:中子与原子核的相互作用,中子截面和核反应率,共振吸收(共振截面—单能级布勒特-魏格纳公式、多普勒效应),核裂变过程(裂变能量的释放、反应堆功率和中子通量密度的关系、裂变产物与裂变中子的发射),链式裂变反应。

2. 中子慢化和慢化能谱:中子的弹性散射过程(弹性散射时能量的变化、弹性散射中子能量的分布、对数能降和平均对数能降增量、平均散射角余弦、慢化剂的选择、弹性慢化时间),无限均匀介质内中子的慢化能谱(无限均匀介质内中子的慢化方程、在含氢介质内的慢化、在A>1的无限介质内的慢化),均匀介质中的共振吸收(共振峰间距很大时的逃脱共振吸收几率、有效共振积分的近似计算、温度对共振吸收的影响),热中子能谱和热中子平均截面。

3. 中子扩散理论:单能中子扩散方程(斐克定律、单能扩散方程的建立、扩散方程的边界条件、斐克定律和扩散理论的适用范围),非增殖介质内中子扩散方程的解,扩散长度、化慢长度、动长度。

核电站运行管理人员考试大纲2024版

核电站运行管理人员考试大纲2024版

核电站运行管理人员考试大纲2024版一、考试简介核电站运行管理人员考试是针对核电站运行管理岗位的专业知识和技能进行评估的考试。

本大纲旨在明确考试范围、内容及考试要求,为考生备考提供指导。

二、考试科目及分值1. 核电站工艺与装备知识(50分)2. 核电站运行管理方法与技能(30分)3. 核电站安全与应急知识(20分)三、核电站工艺与装备知识1. 核反应堆原理- 核燃料循环过程- 热工水力参数计算2. 核电站主要设备- 压水堆主要组成部分及作用- 重要辅助设备功能与特点3. 核电站工艺流程- 运行调度与控制策略- 运行过程中的操作要点4. 核电站运行参数与监测- 温度、流量、压力等参数的测量与控制 - 监测设备的使用与维护四、核电站运行管理方法与技能1. 核电站运行指导与管理- 运行规程与操作指导- 运行记录与报表的编写与审核2. 运行事故处理与故障诊断- 运行事故应急处理流程- 故障诊断与排除技巧3. 运行操作技能培训与评估- 新进人员培训计划与培训方法- 运行人员技能评估和持证管理制度五、核电站安全与应急知识1. 核电站安全知识与原则- 核事故防范与应对策略- 辐射防护知识与操作规程2. 核电站应急准备与演练- 应急资源储备与调配- 应急预案的制定与实施3. 核电站事故案例分析- 核电站事故案例回顾与评估- 事故教训的总结与应用六、考试要求1. 考试采取闭卷形式,不得携带任何电子设备或参考资料。

2. 考试时间为120分钟,按科目分开进行,不得中途离场。

3. 考试通过分数为60分,总分满分为100分。

4. 考试成绩有效期为2年,未通过考试者可以重新报考。

七、考试报名与安排1. 考试报名时间、地点和流程将由相关部门进行公示和通知。

2. 考试安排将按照考生报名情况进行调整,并及时通知考生。

八、考试后的评估与证书1. 考试结束后,将由评估专家组进行试卷评阅和成绩统计。

2. 考试合格者将获得核电站运行管理人员资格证书。

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复习提纲
本课程所要求的知识点分为四个层次:
了解★★
理解★★★
掌握★★★★
公式推导/看图分析★★★★★
参考教材:
[1]《核反应堆控制》(张建民,2009,原子能出版社)第1章、第4章、第6章
[2]《大亚湾核电站运行教程》(上册,璞继龙,1999,原子能出版社)第七章
[3]自动控制以及控制系统基本知识参考课件相关内容及其他参考资料。

第1章核反应堆控制概述
1.2核反应堆控制的物理基础
[1]
核反应堆产生的热功率与中子注量率的关系(★★)
中子代时间(★★)
反应堆周期(★★★)
2倍周期(★★)
缓发中子对平均中子代时间和反应堆周期的贡献(★★★★)
1.3反应性控制
剩余反应性(★★)
后备反应性(★★)
反应性控制方式(★★★★)
1.4核电厂稳态运行方案
稳态运行方案的定义(★★★)
各稳态运行方案的优缺点及对应的堆型(★★★)
1.5核电厂运行控制模式
各负荷运行模式的定义(★★)
各负荷运行模式的优缺点(★★★)
第2章自动控制基本知识
2.1自动控制的基本术语(★★★★)
[3]
2.2系统的数学模型
物理系统数学模型的表示方法(★★)
建立系统微分方程的步骤(★★★)
传递函数(★★★★)
2.3被控对象的动态特性
自平衡对象(★★★★)
静态特性(★★)
放大系数(★★)
惯性(★★★)
纯迟延(★★★)
流入量、流出量与被控对象输入量、输出量的区别(★★★)
第3章控制系统基本知识
3.1 概述
[3]
自动控制系统的分类(★★★)
开环控制和闭环控制(★★★★)
3.2 控制器控制规律
控制器的作用及控制规律(★★★)
控制系统的性能指标(★★★)
比例积分微分控制律的优缺点(★★★★★)
PID的传递函数(★★★)
3.3 串级控制系统
串级控制系统的组成(★★★)
串级控制系统的主要特点(★★)
3.4 计算机控制系统
计算机控制系统的组成(★★)
计算机控制系统的分类(★★)
集散控制系统的组成及特点(★★)
[1]
第4章核反应堆动力学模型
4.2核反应堆动态方程
点堆动态方程(★★★)
点堆动态方程的线性化方程(★★★★)
等效单组缓发中子点堆动态方程(★★★★)
常源近似(★★★)
瞬跳近似(★★★)
反应性方程(★★★★)
渐近周期(★★★)
氙的效应和动态方程(★★)
4.3核反应堆的瞬态响应分析
等效单组缓发中子的瞬态响应分析(★★★★)
4.4核反应堆的传递函数
等效单组缓发中子核反应堆的传递函数(★★★★★)
第6章压水堆核电厂控制
6.1概述
[1]
核反应堆控制系统设计的一般要求(★★★)
核反应堆的自稳自调特性(★★★★)
6.2压水堆功率分布控制
热点因子、轴向偏移和轴向偏差的定义(★★★)轴向功率分布的影响因素(★★★)
限制功率分布的有关准则(★★★)
常轴向偏移控制(★★★)
轴向偏差与轴向偏移的关系式(★★★)
热点因子与相对功率的关系式(★★★)
模式A运行梯形图(★★★)
某参考核电厂模式G运行梯形图的线、区的确定(★★★★★)6.3控制棒及其驱动机构
R棒组的功能(★★★★)
控制棒的微分价值和积分价值(★★★)
功率补偿棒组叠步移动的优点(★★★★)
叠步移动插棒的顺序(★★★)
R棒组的调节区(★★★★)
功率补偿棒组的有效标定曲线(★★★)
6.4压水堆功率控制
G模式核反应堆功率控制系统的组成(★★★)
6.4.1功率控制系统
最终功率设定值(★★★)
压水堆功率(功率补偿棒组)控制系统的基本原理(★★★★)闭锁插棒(★★★)
6.4.2冷却剂平均温度控制系统
冷却剂平均温度控制系统的基本原理及组成(★★★★★)
三通道非线性调节器(★★★★)
滤波器的传递函数及其作用(★★★)
超前滞后单元的传递函数及其作用(★★★)
偏差微分单元的传递函数及其作用(★★★)
可变增益单元的传递函数及其作用(★★★)
综合温度偏差信号(★★★★)
棒速程序控制单元(★★★★★)
6.4.3硼浓度控制
调硼的好处(★★★)
需要进行硼的稀释操作的两种情况(★★★)
需要进行硼化操作的三种情况(★★★)
降负荷过程的硼浓度调节(★★★★)
第七章反应堆保护[2]
7.1概述
反应堆保护系统的功能(★★)
保护系统的设计准则(★★★★)
RPR系统的工作原理(★★★★)
停堆响应时间(★★)
7.2包壳保护
包壳保护的目标(★★)
包壳损坏的原因(★★★)
参与包壳保护的参数(★★★★)
包壳保护的图形表示法(★★★)
ΔT保护图(★★★)
超功率ΔT保护线和超温ΔT保护线的确定(★★★★)。

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