核电站水化学控制工况复习参考

核电站水化学控制工况复习参考

一、名词解释及填空

1、放射性强度：是度量放射性强弱的物理量，常用的单位有居里（Ci）、贝克（Bq）和克镭当量。

2、剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物学效应，其单位为雷姆（rem）或希沃特（Sv）。1 Sv=100 rem。

3、压水堆：是以加压轻水（普通）水做冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。

4、重水堆：是以重水做慢化剂的反应堆。

5、沸水堆：是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。

6、快中子反应堆：是以快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆。

7、核电站一回路系统：反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，它是核电站的最重要的系统，也是核电站区别于其他类型电站的本质特征。

8、核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。

9、压水堆核电站核岛中四大部分是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。

10、蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。

蒸汽发生器按工质流动方式分为：自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器。

压水堆广泛使用的三种蒸汽发生器：U形管自然循环蒸汽发生器，卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。

11、稳压器：让反应堆压力容器内的水受热后不变成蒸汽，并维持水的压力在一定范围内的设备。

稳压器工作原理是：当稳压器中压力过大时，把产生的蒸汽释放到除盐水箱中泄压。

稳压器分为两类：气罐式稳压器和电加热式稳压器。

12、环路：一个反应堆压力容器通过一个蒸汽发生器不足以冷却其反应堆，故通过设置多个环路来冷却，设置环路是为了提高热能利用率。每一条环路是由一台蒸汽发生器、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段管道上，通过波动管与一台稳压器相连，一回路系统的压力由稳压器调节，且保持稳定。

13、反应堆内为混合直接换热，蒸汽发生器中为一回路水和二回路水的间接换热。

14、快中子堆以钚-239为裂变燃料，以铀-238为增殖原料（不会裂变）。冷却剂是液态钠，以减少中子的吸收损失。

钚-239裂变反应使用的是快中子，而不是热中子。裂变产生的中子即为快中子，因此快中子堆不需要慢化剂。用快中子轰击钚-239原子核产生裂变；一个钚-239原子核裂变放出的中子比一个铀-235核裂变产生的中子数多，因此钚-239裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外，多余的中子被铀-238俘获后可产生新的钚-239，而新生的钚-239比堆芯内消耗的钚-239还多，这样就实现了核燃料的增殖。

15、反应堆回路及其辅助系统的厂房构成核岛。汽轮机回路及其辅助系统和厂房总称常规岛。电厂的其他部分统称为配套设施。

16、核电厂常见的金属材料有：奥氏体不锈钢（如304、316和A286），镍基合金（如600合金、690合金、X-750和718合金）；Zr-4合金。

PWR二回路系统的蒸汽发生器管束一般采用600 合金（因科镍-600），该材料相比不锈

钢，可以减少发生应力腐蚀破裂的可能性，但是碱性腐蚀损坏几率却有所增加，所以，为保证二回路的安全运行，水化学工况必须考虑蒸汽发生器的结构和结构材料的特点。

蒸汽发生器可以通过排污来调节水质，排污水率控制在2%左右，排污水经过相应的净化处理之后，返回二回路系统。

17、压水反应堆的本体结构：堆芯，堆芯支撑结构，反应堆压力容器及控制棒驱动机构。

18、可裂变核在中子的轰击下变成两个或三个碎片，这些碎片称为裂变产物。由于135Xe 有很强的吸收中子的能力，故称135Xe“毒”149Sm“渣”。

二、问答题

1、放射性的危害及特点：

答：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性”。

放射性元素发出α、β、γ三种射线。α射线是氦核流，β射线是电子流，统称为粒子辐射。γ射线是波长很短的电磁波，统称为电磁辐射。

这些射线的共同特点是：有一定的穿透物质的能力；人的五官不能感知，但能使照片底片感光；照射到某些物质上能发出可见的荧光；通过物质是网友电离作用。放射性对人体的损伤组要是体内照射。只要是由α射线引起的。此外还有体外照射，主要由γ射线引起。

2、沸水堆与压水堆核电站的不同：

答：（1）直接循环：反应堆内产生蒸汽直接引入汽轮机，推动汽轮机组发电。这是沸水堆与压水堆核电站的最大区别。沸水堆核电站没有蒸汽发生器、稳压器。系统压力也由15MPa 下降到7MPa。使得系统大大简化，能降低投资。但是

（2）堆芯出现空泡：沸水堆核电站的反应堆具有负的空泡反应性系数，通过调节冷却剂流量来调节堆芯的反应性。利用可燃毒物调整寿期初过剩的反应性，不采用可溶毒物硼，省略了化学与容积控制系统。

（3）控制棒机构：由于堆芯上部有汽水分离系统，故控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。

（4）抑制式安全壳：沸水堆核电站内在安全壳内存有大量的水，在事故条件下可用水抑制压力的上升。直接循环带来的汽轮机厂房内的辐射防护和放射性废物处理问题一直是其主要弱点。

3、快中子增殖堆的特点与优势：

答：能实现燃料的增殖且增殖的速度大于燃料消耗的速度；快堆能消耗PWR产生的裂变产物；压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆等对铀资源的利用率只有1%-2%，但快堆能把铀资源的利用率提高到60%-70%。

4、核电站的安全措施：

答：（1）四重屏障：燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以及能承受内压的安全壳。

（2）多重保护：在出现可能危害设备及人身情况是能进行正常停堆；因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；发生自然灾害时能安全停闭；如有任何原因使控制棒未插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。

5、压水堆的堆芯构成和特点：堆芯主要由燃料组件和堆芯功能组件构成。

答：（1）燃料组件由燃料元件、定位格架和组件骨架等组件构成。燃料元件呈17×17正方形排列。每个组件有289个位置，其中264个位置由燃料元件占据。

（2）堆芯功能组件包括控制棒组件，可燃毒物组件，阻力塞组件，初级中子源棒组件和次级中子棒组件等。a、控制棒组件分为两类，一类由24根带吸收剂的棒束组成，所用吸