核电厂系统与设备一回路复习题
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。
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)
2024年核电基础知识考试题库及答案（最新版）一、单选题1.强度是指材料在外力的作用下（）的能力。
A、抵抗变形和破坏B、产生塑性变形而不被破坏C、抵抗其它更硬物体压入其表面参考答案：A2.无论哪种照射，都应遵守辐射防护三原则，包括：?原则、防护最优化原则、个人剂量限值的应用原则。
A、正当性；B、ALARA；C、确定性参考答案：A3.在核电厂的所有工况下，包括全厂失电的情况下，要求不间断地连续供电的是______。
A、第一类用户B、第二类用户C、第三类用户参考答案：A4.反应性控制的类型不包括：A、液位控制B、功率控制C、补偿控制D、紧急停堆控制参考答案：A5.反应堆功率正比于反应堆的？A、热中子最大通量B、热中子平均通量C、热中子最小通量D、快中子平均通量密度参考答案：B6.拉伸实验时，试样拉断前所能承受的最大应力称为材料的()。
A、屈服强度B、抗拉强度C、弹性极限参考答案：B7.压水堆核电厂，链式裂变反应是由维持的。
A、热中子B、快中子C、γ射线参考答案：A8._____是压力容器用以储存物料或完成化学反应所需要的主要空间，是压力容器的最主要的受压元件之一。
A、封头B、筒体C、密封装置参考答案：B9.当主保护或断路器拒动时，用来切除故障的保护为。
A、后备保护B、辅助保护C、异常运行保护参考答案：A10.技术规格书不适用于异常或事故工况，在这种工况下的安全保证是通过来实现的。
A、事故程序B、正常运行规程C、操作单参考答案：A11.g射线束强度减弱为入射强度一半时，吸收材料厚度称为半吸收厚度，或半值层，关于g射线的减弱系数，以下描述正确的是?A、水的减弱系数最大；B、石蜡是g射线理想的屏蔽材料；C、铅对g射线的减弱系数大于水和石蜡参考答案：C12.核反应堆的反应性ρ=0，则表示该反应堆？A、临界B、超临界C、次临界D、无法判断参考答案：A13.安全阀是一种自动阀门，它不需要借助外力而是利用介质本身的压力来排除额定数量的流体，它能够防止锅炉、压力容器或压力管道等承压装置和设备因_____而破坏。
核电厂的调试与运行复习题
一台高压安注泵作为上充泵在运行 一台硼酸循环泵
4、 安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注 水，如何冷却？
直接注入阶段：换料水箱 高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水 再循环注入阶段：地坑 安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。因此，安 全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。
10、
安全壳内主蒸汽管道破裂对一回路有哪些危害？如何处理？简述处理过程。
当安全壳内主蒸汽管道破裂时，蒸汽发生器内蒸汽流量增大，造成一回路冷却剂过冷，降温速率过大 将对压力容器产生冷冲击；此外，一回路在低温时因反应堆重返临界而又增加压力会产生脆性破裂的 潜在危险。 为了避免这些严重后果，当有迹象表明蒸汽管道出现破裂时，立即发出主蒸汽隔离信号，关闭三条主 蒸汽管道上的隔离阀及其旁路阀，启用辅助给水系统排出余热，安注系统向一回路注入高浓度含硼水， 重新建立稳压器水位并控制降温速率，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。
核电厂调试与运行
1、 专设安全设施的设计原则是什么？
A、 设备高度可靠 B、 系统具有多重性 C、 系统相互独立 D、 系统能定期检验 E、 系统具备可靠动力源 F、 系统具有足够的水源 G、 系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求
2、 安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？
高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值 （ 284℃ 、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却 剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。 蓄压安注系统：非能动系统。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压 力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的 熔化。 水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系 统的水压试验泵向主泵供应轴封水。 低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到 0.7MPa 时，低压安注系统向堆内注入 含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。
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-复习题
一、词汇简写及翻译1、聚变裂变2、平安壳3、包壳4、控制棒5、压力容器6、汽轮机7、冷凝器8、反响堆冷却剂泵9、蒸汽发生器10、钠冷快堆系统11、铅冷快堆系统12、气冷快堆系统13、超高温堆系统14、熔盐堆系统15、反响堆压力容器16、国际原子能组织17、欧洲压水堆18、先进的沸水反响堆19、压水堆20、沸水堆21、中国实验快堆22、美国能源部23、美国核管理委员会24、中国核工业集团总公司25、平安壳喷淋系统26、反响堆冷却剂系统27、运行基准地震28、设计基准事故29、质量保证30、美国机械工程师协会31、化学与容积控制系统32、反响堆硼与水的补给系统33、余热排出系统34、设备冷却系统35、重要厂用水系统36、反响堆换料水池与乏燃料池冷却与处理系统37、废物处理系统38、热管段：冷管段：39、百万分之一41、：平安壳厂房：燃料厂房及换料水池1.核能在人类生产与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响堆、反响堆冷却剂系统、蒸汽与动力转换系统、循环水系统、发电机与输配电系统及辅助系统组成。
3.通常把反响堆、反响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响堆与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、厂址自然条件与技术要求以及辐射平安等三方面。
6.划分平安等级的目的是提供分级设计标准。
7.平安分级的主要目的是正确选择用于设备、制造与检验的标准与标准。
8.平安一级主要包括组成反响堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
平安一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
9.我国的核平安法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类与非抗震类〔〕。
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，第三道是平安壳。
11.反响堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统与超压保护系统。
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。
2023年核电厂安全考试必须掌握的典型题
2023年核电厂安全考试必须掌握的典型题综合测试题(共58个，分值共：)1、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2、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3、决定核安全因素有哪些方面？设计、建造、运行、监管、退役4、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5、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6、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7、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）8、什么是核电厂正常运行限值？指正常运行时参量的变化范围9、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）10、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-411、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12、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13、广义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些？指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，其主要包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电厂安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题14、发生反应性事故的现象，原因，处理有哪些？（重点）现象与危险：发生反应性事故时，反应性上升引起热流密度增加，接着引起燃料元件温度和冷却剂温度升高，可能会出现瞬发临界，有导致偏离泡核沸腾的危险；若进一步导致超功率，有可能引起燃料元件融化，反应堆有失控的危险；堆芯内反应性的变化，在局部热点处有可能出现偏离泡核沸腾和超功率，将引起反应堆中热流密度和温度空间分布的改变。
2012年核电厂安全复习题--略精简版
核反应堆安全复习大纲第一章 核安全基本概念1．核电厂的安全问题，轻水反应堆核电站安全性主要与那些因素有关？1，强的放射性 2，有可能发生比设计功率高的多的超功率事故，裂变能量有可能瞬时大量释放。
(核裂变，书上如是简单的说) 3，高温高压水 4，衰变热 5，核电厂在运行过程中，会产生气态，液体及固态放射性废物，有处理和贮存问题。
2. 停堆时衰变热大小以及随时间的变化。
衰变热能够魏格纳•韦(Wigner-Way)公式估算：0.20.2d 00P t =0.0622P [()]t t t ---+（）式中Pd 为β和γ射线衰变产生的功率， P0为停堆前的反应堆功率， t0为停堆前反应堆运行的时间（单位为秒），s ，t 为停堆后的时间（单位为秒）。
衰变热随停堆后时间的变化可利用最新的经验公式或由精确程序计算，并可以绘成曲线供使用。
计算中，假定停堆前反应堆已运行了很长时间。
即使在停堆后几小时，衰变热产生率仍有额定功率的1%。
如不提供适当的冷却，衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损，导致裂变产物的释放。
停堆后衰变热的变化:3．核安全的三要素或说三项基本功能是什么？在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行三个基本安全功能：控制反应性；排出堆芯热量；包容放射性物质，控制排放，限制事故释放。
在HAF102中，针对水堆和压力管式反应堆对三个基本安全功能作出了进一步的划分。
（1）反应性控制，它决定了反应堆的功率。
核电厂设计必须保障在任何情况下，反应性是可控制的。
（2）余热载出，堆运行后产生的大量裂变产物在停堆后继续衰变，发出衰变热，堆在长时间内向外输出热量，必须要有冷却手段，否则堆会烧干失水融化，造成放射性释放。
（3） 放射性包容，为此设计了多道屏障：a 燃料包壳，b 一回路压力边界，c 安全壳完整性。
4. 基本安全目标是什么?核电厂安全性的含义?我国HAF102法规对核安全目标的陈述，安全的总目标，以及辐射防护目标和技术安全目标的含义。
核电厂系统与设备复习题
核电厂系统与设备复习题-CAL-FENGHAI-(2020YEAR-YICAI)_JINGBIAN《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。
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
61
可燃毒物组件 66
0
初级中子源组件 2
0
次级中子源组件 2
2
阻力塞组件
38
94
合计
157
157
阻力塞组件
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14 第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
2.2.1.4 堆芯功能组件—— 中子核电源厂组系统件与设备
（1）中子源组件的棒束由源棒、可燃毒物棒和阻力塞棒组成，源棒包壳 材料为不锈钢；
压力容器进口接管→沿压力 容器和堆芯吊篮间环腔向下→压 力容器下封头处的下腔室→堆芯 支承板，流量分配孔板和堆芯下 栅格板→堆芯上栅Байду номын сангаас板→压力容 器出口接管。
此方面应该注意三个问题：
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28
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
2.2.6 运行中的问题—冷却剂的核电循厂环系统与设备
（1）冷却剂旁流问题 不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约1.25%，从压力容 器堆芯和吊篮的环形空间直接流出出口接管，约0.5%通过堆
411
632
2.2.4 压力容器 （RPV）-材料核要电厂求系统与设备
尽可能降低有害杂质元素Cu，S、P、 As、Sn、Sb、Co、V、B、H、O、N、Ni 的含量，提高材料的纯洁度和完成性； 采用整体锻件。
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
20
2.2.5 控制棒驱动机构—概述 核电厂系统与设备
2015/11/3
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
31
2.2.6 运行中的问题—压力容器核电结厂构系统材与设料备选 择
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有： 有较高的机械强度； 足够的韧性，使用时不易脆化； 高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。
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。
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。
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核电厂系统与设备一回路复习题绪论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1、站。
主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）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。
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2、于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机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） 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。
2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 1）黑棒组：由 24 根吸收剂棒组成，吸收能力强； （2） 灰棒组：由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成，吸收能力弱。
采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。
按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类，每类又分为若干组。
正常运行时， 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度， 用于调节反应堆功率； 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动， 用于控制冷却剂温 度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。
3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。
他们在第一次换料时全部取走。
中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 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。
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，测量仪表可以监测达临界过程。
第二章1、反应堆冷却剂系统的功能是什么？1、热量传输——使冷却剂循环流动，带出堆芯热量传至蒸汽发生器再传至二回路给水，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁和毁坏。
2、中子慢化——冷却剂兼作慢化剂使中子慢化到热中子状态。
3、反应性控制——改变控制棒插入深度和调整硼酸浓度控制反应性的变化。
4、压力控制——用稳压器及卸压箱控制系统压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾。
5、阻止放射性物质扩散——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用2、详述反应堆冷却剂系统的构成和流程。
构成：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。
流程：冷却剂通过反应堆压力容器进入反应堆，沿堆环形空间进入堆芯底部，再向上流入堆芯，带走燃料元件的核裂变热，从反应堆出口接管进入蒸发器，把热量传给二回路的给水后，再经主泵升压返回反应堆。
3、简述蒸汽发生器的功能及其工作原理。
功能：（1）作为热交换设备，将一回路冷却剂中的热量传给二回路的给水，使之产生蒸汽；（2）作为连接设备，在一、二回路之间起隔离作用，使二回路不受一回路的放射性污染；（3）蒸汽发生器的管板和传热管作为反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于压水堆的第二道安全屏障。
工作原理：一次侧（管侧）冷却剂在管束内流动，把热量传给管外的二回路水，再从蒸汽发生器的下部流出。
二次侧（壳侧）给水从给水环管上的倒J 形管喷出，沿着管束套筒外向下流至管板，然后转向进入管束套筒，沿着倒U 形管束的管外侧向上流动，被传热管内流动的一回路冷却剂加热，一部分水蒸发成蒸汽，形成汽水混合物。
管束套筒将蒸汽发生器下筒体内的水分隔为两个区域：冷（水）柱：管束套筒与筒体之间的水，其中包括给水和从汽水分离器分离出来的再循环水；热（水）柱：管束套筒内的水和蒸汽混合物。
冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差，为工质循环提供驱动压头。
称为自然循环。
4、简述电热式稳压器的主要功能及其基本结构主要功能：（1）压力控制；（2）压力保护；（3）补充水容积变化；（4）升压和降压；（5）除气。
基本结构：（1）喷淋系统；（2）电加热器；（3）安全阀。
5、简述大亚湾的运行方案、和的水位整定值。
反应堆进口水温基本不变方案在保 料及包壳正常性能所需要的对一回路水温要求的范 尽可能照顾到 二回路循环的热效率。
这就是大亚湾 站所采用的方法——一回路反应堆进口水温基本不变，此时平均温度 随负荷的增加而上升，上升到可接受的程度，蒸汽温度 仍然随负荷的增加而降低，但与平均温度不变的方案相 比有较大的改善。
由于不同负荷下（蒸汽产生量不同）二次侧水的密度不同， 产生的压差不同，所以蒸汽发生器水位整定值随负荷而变。
零负荷时，水位整定值为 34％，此后随着负荷增加，二次 侧水的密度减小，体积膨胀，因此水位整定值亦线形增加， 直到负荷为 20％时，水位为 50％，即在量程的中部。
为了防止水位太高淹没汽 水分离器，负荷大于 20％时，水位整定值不再增加，维持在 50％。
根据这个整定值调节水位可保持反应堆冷却剂系统内水的质量基本不变，以便在 功率变化时最大限度地减小硼回收系统和废液处理系统的负担。
水位整定值曲线虽然考虑了反应堆功率或汽轮机负荷改变（因而使冷却剂温度改变）对水位的影响，但是在快速负荷变化时，仍然会造成水位偏离整定值，此时水位调节系统根据稳压器水位偏离整定值的大小来改变上充流量，以恢复水位。
6、简述稳压器卸压箱的基本结构及其功能。
基本结构：为卧式低压容器，上部为氮气空间，有一组喷淋器；下部为水空间 , 容器底部沿轴线方向有一根鼓泡管，与稳压器卸压管线相连。
功能：当一回路系统超压时，它接收、凝结有稳压器安全阀所排出的蒸汽，使稳 证燃 围内， 核电压器的蒸汽免于向安全壳内排放，避免了带有放射性的一回路流体可能对安全壳的污染。
卸压箱也接收来自其他一些系统的安全阀和阀门引漏的蒸汽。
第三章1、化学和容积控制系统的主要功能是什么? 保证一回路必需的容积控制、化学控制和反应性控制。
2、化学和容积系统是如何实现其主要功能的，通过哪些管线(详解见课本43-46 )?容积控制：通过的上充、下泄来吸收一回路水体积的波动, 将稳压器的水位维持在程控液位。
化学控制：1)注入氢氧化锂7，控制冷却剂为偏碱性；2)反应堆冷启动时添加联氨除氧；3)正常运行时通过容控箱充入氢气，以抑制水辐照分解生成氧；4) 采用过滤、离子交换的方法对冷却剂进行净化。
反应性控制：加硼、稀释和除硼。
通过管线：1、下泄回路2、净化回路3、上充回路4、轴封水及过剩下泄回路5、低压下泄管线6、除硼管线3、硼和水补给系统的主要功能及其操作管线是什么?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，以保证系统的容积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证系统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证系统的反应性控制功能。
操作管线：（1）正常补给管线（2）补水旁路管线（3）化学加药管线（4）直接硼化管线（5）紧急硼化管线（6）与换料水箱的连接管线。
4、简述设置余热排出系统的必要性。
反应堆停堆后，由于裂变产生的裂变碎片及其衰变物通过放射性衰变过程释放热量，产生衰变热即剩余功率（余热），另外堆内结构还有显热，需要通过冷却剂的循环带出，以确保堆芯的安全。
5、投入余热排出系统的条件？当主冷却剂系统温度降低到180℃以下、压力降到3 以下时，余热排出系统投入。
第四章1、简述反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的功能。
对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。
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，在系统事故情况下，且一回路已经打开，作为系统的应急备用，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。
为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。
2、试述系统的特性及组成。
特性：考虑到输水操作的特点，系统所有的泵（001—005）均为就地操作；为了防止输水过程中可能的操作失误，出现“跑水”，系统所有阀门均为手动控制。
组成：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。
3、设备冷却水系统的功能和组成是什么？功能：（1）冷却功能：系统向核岛内各热交换器提供冷却水，并将其热负荷通过传到海水中；（2）隔离功能:该系统是核岛设备与海水之间的一道屏障。
组成：对于每一个机组，都设有两条独立管线（系列 A 和系列B）和一条公共管线。
在两个机组之间，还设有一条共用管线。
独立管线为反应堆安全设施和冷停堆必不可少的冷却器提供冷源；公共管线的用户是在事故情况下不需投入的那些冷却器；两机组共用管线的用户可由两个机组中的任意一个提供冷却水。
4、重要厂用水系统的功能？冷却，并将其热负荷输送到海水中。
第五章1、简述大亚湾核电站排出物的分类及各类排出物的来源。
（1）废液按其不同来源和化学性质分为两种：A、可复用废液：指从一回路排出的未被空气污染的，含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。
B、不可复用废液又分为四种：工艺排水：一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液。