核反应堆-核电-核技术-核工程-3.5 稳压器 (1)
CHAPTER 1-1-核反应堆和核电站概述
压水堆燃料组件
棒束长 : 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
冷却剂泵（主泵） 冷却剂泵
飞轮
电机
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口
第一座核电站
Obninsk（奥布宁斯克）RBMK (27 July 1954, Soviet)
堆 型：石墨水冷反应堆 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 电功率： 5MW 投入运行：1954年 退 役：2002年 地 址：苏联
标志：人类开始了和平利用原子能的历史
美国Nautilus(鹦鹉螺号) SSN-571,1954
舰艇名：鹦鹉螺号 SSN-571 堆 型：压水堆 下 水：1954年 国 家：美国 退 役：1983年 可在水下连续航行30天 1960年USS海神号未出 水面围绕着地球航行了一周
第一艘核潜艇
第一个商用核电厂
First Commercial NPP
电站名：希平港（
Shippinport ）核电站 堆 型：压水反应堆 地 址：美国宾西法尼 亚州匹兹堡希平港 建 造：1954年建造 并 网：1957年并网 热功率：230MW 电功率：60MW 退役：1982年
4 Circulating pump 5 Control rod drive 9 Low pressure turbine 10 Generator Generator 14 Preheater 15 Feedwater pump
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.5 稳压器 (1)
9
10
安全阀组
每个先导式安全阀组由串联的两台阀门组
成。每个阀设置了开启和关闭压力阈值。
一台提供卸压功能的上端阀门，称为保护
阀；另一台下端阀门，其隔离作用，称作隔 离阀。
在正常运行期间，保护阀关闭，隔离阀开
启。如果保护阀在开启之后再关闭失效时， 则隔离阀关闭，防止反应堆冷却剂系统进一 步卸压。
却卸压箱；
疏水管：接RPE系统，用来水位高时排水。
卸压箱的降温：一方面是依靠来自硼和补
给水系统的除盐水喷淋，另一方面依靠箱内 蛇形冷却管，它由设备冷却水系统不间断地 提供冷却水。
卸压箱内充有氮气，箱内压力(额定压力
0.12 MPa)稍高于大气压，可以阻止空气的进 入，氮气气压可以阻止一回路冷却剂所含有 的氢与空气中的氧形成易爆混合物。如果箱 内压力小于0.12 MPa，由氮气分配系统充氮； 如果箱内压力高于0.12 MPa，就释放蒸汽。
一个环路的热管段相连，波动管接在下 封头最低点，其正上方设有挡板式滤网， 使水流进、出稳压器，并防止杂物进入 反应堆冷却剂系统的其他地方。
5
稳压器喷淋系统
根据喷淋水的来源不同，可以分为主喷
淋系统和辅助喷淋系统。
1、主喷淋
主喷淋由连至两个环路的冷管段的管线组成 。喷淋管线上游接在RCP系统主泵的出口 管线上。喷淋的驱动力是反应堆冷却剂 泵出口与喷头出口间的压差。主管线上 安装了喷淋阀，最大流量72m3/h，喷淋压 降速率为1.3MPa/min
卸压能力：卸压箱按照能接收110%
的稳压器蒸汽空间的蒸汽设计。但 不能连续接受稳压器的蒸汽排放。 超量的蒸汽排放会导致泄压箱内压 力上升，压力达到一定值，顶部的 爆破膜破裂，蒸汽排放到安全壳内 。
核反应堆-核电-核技术-核工程-1.4 核电厂主要动力堆简介 (1)
5、快中子堆
快中子增殖堆有池式和回路式两种形式。 池式堆芯分为核燃区和增殖再生区两部分
燃料区：燃料棒按三角形排列，
六角形燃料盒，长54m，对边宽为 17cm ；燃料由富集度为17％的二 氧化钚和富集度为83％的二氧化 铀组成，核燃料区由364个燃料盒 组成；
再生区：四周为天然铀（或贫化）
的氧化物燃料制成，燃料棒直径 为15mm ；
池式系统把反应堆堆芯、一回路
钠泵及中间热交换器都浸泡在一 个大型钠容器中。
9
5、回路式快堆
回路式：用管道将反应堆、热交换器
和泵等各个独立设备连接成一回路冷却 水系统。
一座1000MW（电功率）快堆堆
芯的直径约2m，高约lm；
一个功率为1000MW的快堆有
1.4 核电厂主要动力堆简介
1、压水堆（一、二、三回路）
冷却剂和慢化剂：轻水 核燃料：富集程度在2%～
4.4%的烧结二氧化铀
压力：15.5MPa 进口水温堆核电厂的核心， 其作用是生产核蒸汽。
常规岛主要包括核汽轮发电机 组及其厂房和设置在厂房内 的二回路系统及设施，与常 规火电厂类似。
约为轻水的1/700，重水的中子吸收截面σa=0.92×10-31m2，而 轻水的σa=0.638×10-28 m2。 。
重水中氘原子的质量是氢原子质量的2倍，D2O慢化中子的能力
不如H20有效，快中子在重水中慢化成热能中子要比在轻水中 经历更多次数的碰撞和更长的行程。 。
重水具有与轻水相近的优良热物理性能，是很好的冷却剂。但
快堆中不用慢化剂，快堆中一边消耗239Pu ，又一边使铀－238
转变成新的239Pu ，由于只要不断添加238U ，快堆中有多余的 239Pu能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料， 通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所 得到的239Pu ，还可以装备一座相同规模的快堆。
核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例
核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例[单选题]1.（）既属于核反应堆也属于核电厂一回路主设备。
A.压力容器B.蒸汽发生器C.稳压器D.主泵（江南博哥）[单选题]2.反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一，在核电厂安全分析中，（）。
A.不考虑其失效B.应考虑其失效C.重点考虑其失效D.重点考虑其发生破裂事故[单选题]3.反应堆压力容器长期工作在高温（）左右。
A.540B.430C.320D.210[单选题]4.反应堆压力容器长期工作在高压（）MPa左右。
A.21.0B.15.5C.7.0D.4.3[单选题]5.反应堆压力容器属于在核电厂整个寿期内不可（）的设备。
A.失效B.破裂C.更换D.维修[单选题]6.目前只有俄罗斯采用（）作为压水堆压力容器材料。
A.Cr-Ni-Mo钢B.Mn-Ni-Mo钢C.Ni-Mo-C钢D.奥氏体不锈钢[单选题]7.我国和美、法、德、日等国均采用（）作为压水堆压力容器材料。
A.Cr-Ni-Mo钢B.Mn-Ni-Mo钢C.Ni-Mo-C钢D.奥氏体不锈钢[单选题]8.反应堆压力容器顶盖和本体是通过主法兰、螺栓及上下法兰间的（）紧固密封。
A.两道钼制“c”形环B.四道镍制“c”形环C.两道镍制“o”形环D.四道钼制“o”形环[单选题]9.压水堆反应堆压力容器本体由（）个筒节和下封头环形拼焊而成。
A.2-3B.3-4C.4-5D.5-6[单选题]10.反应堆压力容器本体有（）个冷却剂进出入口接管。
A.2-4B.4-6C.4-8D.6-8[单选题]11.压水堆反应堆压力容器本体冷却剂进出入口接管一般是通过（）焊缝连接到相应的筒节。
A.圆形B.锥形C.椭圆形D.马鞍形[单选题]12.压水堆由于主管道的材料一般为不锈钢，因此压力容器接管与主管道的连接处还需要焊接接口（）。
A.过度端B.安全端C.管座端D.封头端[单选题]13.压水堆反应堆压力容器顶盖上有（）个控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座。
浅谈核岛稳压器
浅谈核岛稳压器文章对稳压器的主要功能、工作原理和结构特点做了简单的介绍，并着重分析了其制造过程中的关键点、难点。
标签：稳压器；结构；制造稳压器是核电站核岛一回路冷却剂系统核安全一级主设备，其制造质量对核反应堆的安全运行有着重大意义。
1 稳压器的主要功能和工作原理1.1 主要功能稳压器用于稳定和调节一回路主系统的工作压力，避免一回路主系统压力过高或过低，以防止一回路主系统及设备超压或压力过低出现沸腾现象，避免堆芯燃料元件棒过热烧毁事故。
1.2 工作原理稳压器与一回路通过波动接管连接，因此稳压器内的蒸汽压力与一回路水的压力是相等的。
因此，通过控制稳压器内的压力可以调节一回路中水的压力，其具体是通过喷雾器和电加热器实现的。
正常情况下，稳压器内的冷却剂处于汽液平衡状态，当需要降低系统压力时，冷却水从喷雾器喷出使其上部空间的蒸汽冷凝，使压力降低；当需要提高系统压力时，稳压器底部的电加热器启动，稳压器底部的部分水形成水蒸汽，从稳压器底部上升到上部的蒸汽空间，使压力升高[1]。
2 某项目稳压器的结构介绍某项目稳压器是一个立式圆柱结构的高温高压设备（见图1）。
该设备主体是由上、中、下三段筒体与上、下封头组焊而成。
设备主体材料为508-Ⅲ钢锻件，各接管安全端材料为F316不锈钢锻件，总容积35m3。
2.1 上封头组件上封头设有一个喷雾接管，三个安全阀接管和一个人孔。
喷雾接管下端装有喷雾器以伸入到稳压器的上部蒸汽空间内。
喷雾接管内部焊接有防热冲击套管，用于降低因冷水喷入温度变化所产生的热应力。
安全阀接管连接安全阀，用于提供超压保护。
上封头还装有三个压力水位计接管和一个温度计接管。
2.2 筒体组件及其附件筒体的下部设有上、下电加热元件支撑板，对电加热元件起支撑作用，并可以抑制其横向振动。
此外，该支撑板促进了波动水流与稳压器内水的混合，而不影响稳压器内水的自然循环。
上支撑板中间也开有提供人员检查通道的人孔。
上、下电加热元件支撑板分别与四个焊在壳体内表面的支撑座相连接，保证支撑板水平定位。
核反应堆的分类
核反应堆的分类核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似.沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.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动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等.重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类.重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖.石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。
核电I0设备清单
核电I0设备清单
核电I0设备有：
1、压水堆核电站，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。
它们在核电站中有各自的特殊功能。
2、主泵(RCP) 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。
它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
3、稳压器(PRZ) 又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。
在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。
稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
4、蒸汽发生器(SG) 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
5、安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。
万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。
安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。
《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)
稳压器和主阀相连； 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构（13）
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时，当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力，先导活塞的传动杆在上 面位置，先导盘R1开启，使 主阀活塞上部与稳压器连通 ，由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大，因此保护 阀关闭；
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ，当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号；
在稳压器波动管上装有温度探测器一个，当温度 低于300℃时，给出波动管低温报警信号；
在每条喷淋管上设温度探测器一个，温度过低表 示连续喷淋流量不足；
另外在安全阀组下游设一个温度探测器，当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号， 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制（调节）
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下，能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时，RCP系统压力变化超过范围时 ，提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述（2）
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时：提供部分热源，控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理（2）
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力，由此可能引起水大量 汽化，堆芯燃料放热恶化，燃料温度升高并导致包 壳破损，甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加，整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下，由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ，使管道设备破裂，产生LOCA事故，设计基准事 故，是核电站最大可信事故。
核反应堆-核电-核技术-核工程-4.1 化学容积和控制系统
11
TO RCP 050VP TO PZR 227VP
RRA
310VP 082VP
001DI
367VP 366VP
002RF 013VP
001FI 017VP
003VP
一回路冷端
001EX 003DI
过剩 下泄
021RF
258VP 259VP RPE
3.上充回路
下泄流
去下泄孔板
往一回路
•
050VP 001EX
往稳压器 227VP
046VP
最小流量线 222VP 223VP
001PO
002BA
033VP 034VP
002PO
RIS 012VP
003PO
RIS 013VP
容积控制箱为上充泵提供水源，上充泵将下泄流的绝对压力提高到17.7MPa，一路经上充流量
（3）反应性慢变 化的控制措施 加硼 稀释 除硼
（2） 反应性控制 的手段 控制棒 可燃毒物棒 硼酸溶液的化学 补偿
8
（3）反应性控制的目的
• 补偿燃耗和毒物带来的负反应性 • 控制轴向功率偏差 • 控制R棒（温度调节棒）位在调节带内 • 保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控制措施
RIS
RIS012VP
化容系统流程简图
12
1.下泄回路
去 2 环冷段路 去稳压器
自 3 环路冷段
050VP 227VP 002VP 003VP
001EX 上 充 流
001DI 007VP 008VP 009VP
003DI
安 全 壳
010VP RRI
046VP
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题一、填空题（共20分，每题2分）得分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20 cm17.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－1－23. 现代压水堆采用硼酸控制反应性。
核反应堆-核电-核技术-核工程-核反应堆-核电-核技术-核工程-1.1 核反应堆的分类
中能中子堆——其中裂变反应主要由超热中子（能量约为
1Ev-10keV）引起
热中子堆——其中裂变反应主要由热中子（能量小于
0.1Ev）引起。
2
根据冷却剂(载热剂)材料分为：
气冷堆——采用空气、CO2、He、水蒸气等作为冷却剂 水冷堆——采用水，重水作为冷却剂 有机液冷堆——采用有机溶液作为冷却剂 液态金属冷堆——采用钠、铅、铅铋合金作为冷却剂。
4
堆型
中子谱 慢化剂 冷却 燃料形态 燃料富集
剂
度
压水堆 热中子 H2O
H2O
沸水堆 热中子 H2O
H2O
重水堆 热中子 D2O
D2O
UO2
3%左右
UO2
3%左右
UO2
天然铀或
稍浓缩铀
高温气 热中子 石墨 氦气 UC,ThO2 冷堆
7~20%
钠冷快 快中子 无 液态 UO2/PuO2 15~20%
脉冲堆和稳态堆5堆型中子谱慢化剂冷却剂剂燃料形态燃料富集度度压水堆热中子h2oh2ouo23左右沸水堆热中子h2oh2ouo23左右重水堆热中子d2od2ouo2天然铀或稍浓缩铀高温气冷堆热中子石墨氦气uctho2720钠冷快堆快中子无液态钠uo2puo215206多种多样的核反应堆?重水堆?沸水堆?压水堆?快堆核电站种类
1.1 反应堆的分类
核反应堆：装载了核燃料以实现大规模可控链式裂变反应的装置。
根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型
①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、 材料实验堆等。
②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如
《核电厂蒸汽供应系统》第1章【反应堆及主冷却剂系统】第02节-反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器结构图
14
蒸汽发生器（2）
一次侧工艺流程 在一次侧，反应堆冷却剂通过热段入口管嘴进入一次侧水室。一次侧水 室的下部是椭圆的，一块竖直的水室隔板将封头分为进口和出口水室。 反应堆冷却剂进入倒置的U型传热管，在传热管中流动的过程中将热量传 递给二次侧，然后返回到一次侧出口水室。冷却剂经过两个冷段管嘴离 开蒸汽发生器，而主泵直接与这两个管嘴相连接。
稳压器压力 RCS宽量程压力 I环路热段流量和II环路热段流量 冷段宽量程温度 热段宽量程温度 冷段窄量程温度 热段窄量程温度 稳压器水位（热态、冷态） 热段水位
31
主泵监测
主泵定子温度 连续振动测量 主泵速度测量 轴承冷却水温度
32
4 反应堆冷却剂系统运行
33
主冷却剂系统运行—运行模式
主泵启动时采用变频调速控制装置，降低冷态工况时的电机功率，从而 最大限度地缩小电机尺寸。
25
主泵控制
主泵启动 主泵的启动信号与RCS压力信号连锁，防止在启动时主泵气蚀。RCS宽 量程压力信号用来生成主泵启动的允许信号。
主泵跳闸 以下信号可以产生停主泵信号： —安全驱动信号； —CMT投入信号； —第一级自动卸压系统启动信号； —主泵轴承冷却水温度高； —稳压器液位低于L-2； —热段温度高且蒸发器液位低。
6
系统主要功能
保证压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
7
2 反应堆冷却剂系统描述
8
系统描述（1）
反应堆冷却剂系统由两个热交换环路组成。每个环路上包含一台蒸汽发 生器、两台主泵、一根热段管道和两根冷段管道。
另外，该系统还包括稳压器、连接管线、阀门及用于控制和保护的仪表 。所有反应堆冷却剂系统的设备均位于安全壳内。
国内核电设备配套产品目录
高、低压加热器、凝汽器和除氧器
高、低压加热器的功能是为提高循环热效率，凝汽器的主要功能是将汽轮机出来乏汽冷凝成凝结水，除氧器的主要作用是用物理的方法对水进行除氧，提供合格的含氧量小于3ug/kg的给水。
高、低压加热器、凝汽器和除氧器国内相关企业均可生产。设备的制造厂家都应具有相关的制造应用实践经验，并有核安全级设备制造资质。
15
冷冻水系统
该系统是一个封闭的冷却水系统，它通过其核心设备—制冷机提供的冷冻水将核岛通风系统的热量带出，最终热量被传入设备冷却水系统。
系统有三台制冷机，以氟利昂12为制冷剂。三台循环泵、离心式压缩机、驱动电机、凝冷器、冷却器、蒸发器，该系统有许多阀门、管道、仪表、泵等组成，仪表有三大类：温度、压力、液位指示仪。
核电厂的仪控设备主要是控制、保护、数据采集及处理等，采用以计算机为核心的数字化分散式控制系统。要求具有核电仪控设备的制造应用实践经验，并有核安全级设备制造资质。国内市场较大。
技术难度：较难。
19
汽轮发电机组
汽轮发电机组是将蒸汽中的热能转化为动能，动能转化为电能。
核电站的汽轮发电机组均采用国内采购，但为保证设备质量，汽轮发电机的设计及主要零部件的制造由国外支持方为主。汽轮发电机组的制造厂家应具有相关容量的汽轮发电机组的制造应用实践。
技术难度：较难。
6
堆内构件
堆内构件主要用于支承和定位燃料组件，分配和引导流经堆芯冷却剂，对控制棒运动进行导向，减弱中子和γ射线对压力容器辐照损伤，为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。
堆内构件由两大部分组成，堆内下部支承构件和堆内上部支承构件。堆内构件的主体材料一般为 304 不锈钢。堆内构件制造涉及卷板、锻造、焊接、探伤、热处理、精密加工机装配等。由于该设备是堆内的精密设备，故对其制造工艺要求高，同时制造厂需要具有核安全级设备的制造资质。
2024年核工业基本知识考试题库(附答案)
2024年核工业基本知识考试题库（附答案）一、单选题1.在下列金属材料中最容易产生晶间应力腐蚀裂纹的是：A、低碳钢B、低合金钢C、不锈钢D、与材料无关参考答案：C2.无损检测工艺规程为：A、管理性文件B、标准化文件C、技术性文件D、以上都不是参考答案：C3.压水堆核电站中设备的核安全级别有：A、I级部件B、II级部件C、III级部件D、以上都是参考答案：D4.我国核电站建设质量保证依据法规是A、ISO9000B、HAF003C、CNNC[1998]6号文D、IAEA50-C-QA参考答案：B5.核安全文化要求每位工作人员都要有：A、探索的工作态度B、严谨的工作方法C、相互交流的工作习惯D、以上都对参考答案：D6.核总电发【1998】6号文规定需要资格鉴定考核取证的证件有：A、7种B、5种C、4种D、10种参考答案：A7.对全国核电厂环境保护实施监督管理的部门是：A、国家环境保护总局B、中国国家原子能机构C、核工业集团公司D、国际原子能机构参考答案：A8.电离辐射时按其照射方式可分为A、外照射和内照射B、外照射和表面照射C、环境辐射和直接照射D、以上都不对参考答案：A9.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是A、有章可循B、有人负责C、有据可查D、以上都是参考答案：D10.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可A、核安全部门B、卫生部门C、中核集团公司D、技监局参考答案：A11.质量保证大纲实施的评价大致可分为：A、自我评价和独立评价B、独立评价和内外部监查C、监督监查和同行评估D、技术审查和同行评估参考答案：A12.放射性活度是放射性核素在单位时间内的A、核反应次数B、核衰变次数C、核减少的数目D、核发射粒子的数目参考答案：B13.辐射防护实践的正当性是指A、具有正当的理由，利益大于代价B、保护环境，保护公众C、不得损害人的健康D、以上都不对参考答案：A14.放射性工作人员个人剂量检测计佩带位置为A、左胸侧B、腰间C、可能照射最大处D、无专门规定参考答案：A15.核电站反应堆压力容器和蒸发器所用的锻钢件是：A、碳钢B、低合金钢C、不锈钢D、高合金钢参考答案：B16.质量保证大纲是指A、质保手册、工作程序、指令等一整套文件B、为保证实现质量而制定和实施的全部活动C、检查和试验计划、进度控制D、执行检验的方法参考答案：B17.质量保证大纲文件体系包括：A、质保大纲和程序B、管理性和技术性文件C、检验规程和标准D、以上都不对参考答案：B18.反应堆冷却剂系统（RCP）的主要功能为：A、压力控制功能B、裂变产物放射性屏障C、温度控制功能D、把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽发生器参考答案：D19.质量保证活动是一种有效的管理，它是：A、全过程的管理B、针对某一过程的管理C、柔性的管理D、以上说法都不正确参考答案：A20.核电站的潜在危险是A、战争B、核燃料短缺C、放射性核素外溢D、裂变反应参考答案：C21.放射性工作人员年有效剂量限值中应包括A、天然本底照射，宇宙照射B、内照射和外照射C、医疗照射D、以上都是参考答案：B22.在质量计划上设置了需要事先通知的控制点是：A、H和R点B、H和W点C、W和R点D、H、W和R点参考答案：B23.核工业无损检测管理办法规定I级人员执行无损检测的主要职责是：A、根据检测规程等文件要求进行检测操作，记录检测结果。
核工程与核技术作业指导书
核工程与核技术作业指导书第1章核工程基础理论 (3)1.1 核反应堆物理 (3)1.1.1 核反应堆的基本工作原理 (3)1.1.2 中子与物质的相互作用 (3)1.1.3 核反应堆临界理论 (4)1.1.4 核反应堆物理设计 (4)1.2 核反应堆热工水力学 (4)1.2.1 热能传递基本原理 (4)1.2.2 流体力学基本原理 (4)1.2.3 核反应堆热力循环 (4)1.2.4 核反应堆热工设计 (4)1.3 核材料科学 (4)1.3.1 核燃料材料 (4)1.3.2 结构材料 (4)1.3.3 控制材料 (5)1.3.4 辐照效应 (5)第2章核电站设计与安全 (5)2.1 核电站设计原理 (5)2.1.1 核反应堆 (5)2.1.2 能量转换 (5)2.1.3 辅助系统 (5)2.1.4 防护与屏蔽 (5)2.2 核电站安全分析 (5)2.2.1 设计基准分析 (5)2.2.2 系统可靠性分析 (6)2.2.3 安全裕度分析 (6)2.2.4 应急计划 (6)2.3 核电站严重预防与缓解 (6)2.3.1 设计安全性 (6)2.3.2 设备可靠性 (6)2.3.3 安全监控系统 (6)2.3.4 严重缓解措施 (6)第3章核反应堆类型及关键技术 (6)3.1 压水堆核电站 (6)3.1.1 基本原理 (6)3.1.2 关键技术 (7)3.2 沸水堆核电站 (7)3.2.1 基本原理 (7)3.2.2 关键技术 (7)3.3 高温气冷堆核电站 (7)3.3.1 基本原理 (7)第4章核燃料循环 (8)4.1 核燃料的提取与制备 (8)4.1.1 提取方法 (8)4.1.2 制备过程 (8)4.2 核燃料的利用与后处理 (8)4.2.1 核燃料利用 (8)4.2.2 核燃料后处理 (8)4.3 核废物处理与处置 (8)4.3.1 核废物处理 (8)4.3.2 核废物处置 (8)第5章核电站运行与维护 (9)5.1 核电站运行原理 (9)5.2 核电站运行监控 (9)5.3 核电站设备维护 (9)第6章核电站辐射防护 (10)6.1 辐射防护基础 (10)6.1.1 辐射类型及危害 (10)6.1.2 辐射防护原则 (10)6.1.3 辐射防护标准 (10)6.2 辐射防护措施 (10)6.2.1 设计阶段的辐射防护 (10)6.2.2 运行阶段的辐射防护 (10)6.2.3 维修与退役阶段的辐射防护 (11)6.3 辐射防护监测与评价 (11)6.3.1 辐射监测 (11)6.3.2 辐射评价 (11)6.3.3 辐射防护管理体系 (11)第7章核电站质量保证与安全管理 (11)7.1 核电站质量保证体系 (11)7.1.1 质量保证体系概述 (11)7.1.2 质量保证体系构建 (11)7.1.3 质量保证体系实施 (12)7.2 核电站安全管理 (12)7.2.1 安全管理概述 (12)7.2.2 安全管理体系构建 (12)7.2.3 安全管理体系实施 (12)7.3 核电站应急预案与应急响应 (12)7.3.1 应急预案概述 (13)7.3.2 应急预案编制 (13)7.3.3 应急响应实施 (13)第8章核电站经济性分析 (13)8.1 核电站投资与成本分析 (13)8.1.1 投资构成 (13)8.2 核电站电价与市场分析 (13)8.2.1 电价制定原则 (13)8.2.2 市场分析 (14)8.3 核电站经济性评价 (14)8.3.1 评价指标 (14)8.3.2 评价方法 (14)8.3.3 影响因素 (14)第9章核能发展现状与前景 (14)9.1 我国核能发展现状 (14)9.2 国际核能发展动态 (15)9.3 核能发展前景与挑战 (15)第10章核工程技术创新与发展 (15)10.1 核工程新技术 (15)10.1.1 先进反应堆技术 (15)10.1.2 核燃料循环技术 (16)10.1.3 核安全与防护技术 (16)10.2 核工程技术创新趋势 (16)10.2.1 数字化与智能化 (16)10.2.2 资源整合与协同创新 (16)10.2.3 绿色环保与可持续发展 (16)10.3 核工程可持续发展策略与实践 (16)10.3.1 政策法规与标准体系 (16)10.3.2 科技创新与人才培养 (16)10.3.3 社会责任与公众参与 (16)10.3.4 国际合作与交流 (17)第1章核工程基础理论1.1 核反应堆物理核反应堆物理是研究核反应堆中中子与物质的相互作用及其控制的基础科学。
国内核电设备配套产品目录(可编辑修改word版)
每一环路由热管段和冷管段组成，主管道的材料一般为
316不锈钢。主要技术关键是锻管和弯管。主管道按核安
道）
堆冷却剂泵，以构成一个反应堆冷却剂系统的封闭循环路。
全一级设备技术要求进行制造，制造厂必须要有核安全级设备的制造资质。
技术难度：较难。
堆内构件由两大部分组成，堆内下部支承构件和堆内上
堆内构件主要用于支承和定位燃
部支承构件。堆内构件的主体材料一般为 304 不锈钢。
料组件，分配和引导流经堆芯冷却
堆内构件制造涉及卷板、锻造、焊接、探伤、热处理、
剂，对控制棒运动进行导向，减弱
6
堆内构件
精密加工机装配等。由于该设备是堆内的精密设备，故
中子和γ射线对压力容器辐照损
对其制造工艺要求高，同时制造厂需要具有核安全级设
常规岛系统要求执行截断、调节等功能。一座百万千瓦级核电机组的核电站需各类阀门3万台。
常规岛阀门主要有回阀、隔离阀、球阀、碟阀、闸阀、节流阀、调节阀和控制阀等。
环吊主要是在反应堆厂房建造期
吊环采用无级调速，要求长时间低速运转，并能点动， 使其能平稳运行，操作灵活方便。主要技术是环吊专用环形轨道的制造成型，吊钩的锻造。要求具有核安全级设备制造资质的环吊制造厂家进行制造。
要功能是保证反应堆冷却剂系统
蔽泵目前只有美国在核潜艇上使用，首次用于第三代核
电，技术要求高。主泵结构复杂，技术难度大，可靠性
中冷却剂的循环。
要求高，按核安全一级难度大，可靠性要求高，按核安
全一级设备技术要求进行制造。制造厂必须要有核安全
级设备的制造资质。
技术难度：较难。
5
反应堆冷却剂主管道（ 简称主管
核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1
•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道 屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物 质外外逸。
3
3.1.2 系统描述 系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可 一回路冷却剂的温度升高或降低， 当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。 造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造 难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率 的反应堆，入口温度与流量为单 值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度 越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小， 所需质量流量大，增加泵的唧送 功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm
c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变
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稳压器的上部是蒸汽空间，喷淋管线接
管、安全阀接管、仪表管嘴、供维修人员 进入的人孔；搬运用的吊耳。
稳压器下部是水空间，电加热器浸没在
水中，用来升温升压； 分布在以下封头中 心线为中心的同心圆上，为防止电加热器 横向振动，在容器内设置两块水平隔板支 撑电加热器
稳压器通过波动管与一回路系统某
2、辅助喷淋
它接在化容系统的上充管线上，其作用是 在主泵停运导致正常喷淋无法进行时提供 辅助喷淋，降低稳压器压力。喷淋流量为 9.5m3/h.
6
主喷淋
喷淋流量的设计原则：当汽轮机功率以10%FP（满功率
full power）下降时，稳压器不能达到第一个安全阀开启的 稳定值的整定值，即绝对压力16.6MPa。
11
保护阀描述
保护阀是自启动先导式阀门（SIBIN）
，由主阀部分和先导部分两个主要部分 组成。 主阀是一个液压驱动阀，提供卸压
能力，包括： 一个插入喷嘴的下阀体，主阀
盘落在喷嘴上； 一个包含活塞的上阀体，活塞使
阀盘压在喷嘴上，活塞的表面积比 阀盘的大，所以主阀是关闭的。 先导阀起压力敏感和控制元件的作 用。
缺点：（1）靠气体体积的变化来控制压力, 系 统容积大, （2）控制品质低, （3）空气溶于水 中, 造成系统设备腐蚀的缺点。
在现代大功率的核电厂中，已由电加热式稳压器代替。
3
2、电加热式稳压器结构
立式圆柱形高压容器，筒 体材料选用和压力容器相同高 13.64m，直径2.5m，上下端为 半球型封头，总容积约39.6m3。 上部汽相空间约23.8m3 ，净重 约80吨。
3、容积补偿：作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿 RCP系统水容积的变化。特别是在机组升、降功率过 程中，冷却剂由于温度变化而引起的体积变化，基本 上可由稳压器水位的改变给予抵消，减小了废水的处 理。
2
1、稳压器分类
稳压器有气罐式和电加热式两种类型。
气罐式稳压器：在水容积上部用压缩空气或高
压惰性气体作为压力调节来源,实际上是一个容积 补偿箱。由空气压缩机、气罐、空气联箱和相关的阀 门管道组成。
三个安全阀组的三条排出管线汇集到一根
环形管，再连到卸压箱。三个安全阀组上游 的管道弯成U形，形成水封，管道内冷凝水 在水封内积聚，从而淹没阀座，防止氢气通 过安全阀泄露。
1-泵 2-余热排出循环3-热交换器 4-反应堆冷却剂系统 5-反应堆压 力容器 6-稳压器 7-水封 8-安全阀 9-卸放管线 10- 隔离阀（开） 11-卸压阀（关）12-卸压箱13-余热排出安全阀 14- SEBIM安全卸压阀
8
超压保护装置
稳压器的汽相空间连有两种卸压管线。
1 一种是3条安全阀卸压管线，每条管线上
有一只弹簧压力式安全阀，当稳压器压力达 到各安全阀开启整定值时，进行事故排放。
安全阀
2 另一种是卸压管线上装有动力操作的卸
压阀和电动隔离阀。
当压力升至卸压阀开启压力时，卸压阀开 启，压力下降至一定值进，卸压阀回座，停 止排放；
一个环路的热管段相连，波动管接在下 封头最低点，其正上方设有挡板式滤网， 使水流进、出稳压器，并防止杂物进入 反应堆冷却剂系统的其他地方。
5
稳压器喷淋系统
根据喷淋水的来源不同，可以分为主喷
淋系统和辅助喷淋系统。
1、主喷淋
主喷淋由连至两个环路的冷管段的管线组成 。喷淋管线上游接在RCP系统主泵的出口 管线上。喷淋的驱动力是反应堆冷却剂 泵出口与喷头出口间的压差。主管线上 安装了喷淋阀，最大流量72m3/h，喷淋压 降速率为1.3MPa/min
3.5 稳 压 器
1
功能
1、压力控制： 建立并维持一回路压力，避免冷却 剂在反应堆内发生容积沸腾。在稳态运行时，维持一 回路压力在稳定值，防止气汽化；在正常功率变化及 中、小事故工况下，将压力变化控制在允许值范围内， 以保证反应堆安全，避免紧急停堆。
2、超压保护： 当压力超过稳压器安全阀阈值， 安全阀自动开启，蒸汽排放到卸压箱降压。
当发生卸压阀不能回座故障时，操纵员可 以在主控制室根据卸压阀开关状态指示人为 关闭与之相串联的电动隔离阀，以防止出现 卸压阀不能回座事故造成冷却剂泄漏事故。
卸压阀
稳压器
卸压箱
三里岛核电厂事故中，一回种升压导致卸压阀开 启，卸压阀回座失效，卸压阀缺乏位置指示和操 作员未能及时发现卸压阀开启状态指示灯造成持 续的泄漏事故，相当于小破口失水事故，这些充 分暴露了超压保护装置的设计缺陷。
9
10
安全阀组
每个先导式安全阀组由串联的两台阀门组
成。每个阀设置了开启和关闭压力阈值。
一台提供卸压功能的上端阀门，称为保护
阀；另一台下端阀门，其隔离作用，称作隔 离阀。
在正常运行期间，保护阀关闭，隔离阀开
启。如果保护阀在开启之后再关闭失效时， 则隔离阀关闭，防止反应堆冷却剂系统进一 步卸压。
先导阀与主阀分开设置，它通过 脉冲管线与与稳压器和主阀连接。
稳压器和先导阀之间装有一个冷 凝器，以保护先导阀不受高温蒸汽 的影响。
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保护阀描述
先导活塞，在阀的上端，活塞缸通过脉冲管线与蒸汽空间
相通，活塞上受到的压力与活塞杆上受到的弹簧力相反。 通过调整弹簧可以调整先导阀的整定值。
活塞杆上装有一个凸轮，可开启两个先导阀盘R1和R2。 电磁线圈，它通电后可以使活塞杆移动。如果要在低于
主喷淋阀设有下挡块，使阀门不能完全关闭，作为连续喷
淋的流道，流量为230L/h。 连续喷淋的作用： —限制主喷淋开启时对管道和阀门的热冲击；
—保证稳压器内水温和水化学均匀一致； —为调节组(比例组)电加热器提供一个调节基值功率。
7
稳压器电加热器
电加热器采用直管护套式电加热器。加热 器的电阻丝用镍铬合金制造，周围用压紧 的氧化镁与套管绝缘。 1、功率 加热元件共60根，分为6组，总功率为1400 。其中3-4组为比例式电加热元件，每组功 率为了216KW，以可调方式运行；用于补 偿稳压器散热损失和连续喷淋所引起的热 量损失；其余4组为固定组，以通断方式运 行。1-2组功率为了216KW，5-6组功率为 288KW。 2、寿命 加热器的最小设计寿命为有效工作20000小 时，因此预计寿命为20年，每个加热元件 可以单独更换。