核电考试复习题纲[1]

AP1000核电基础知识
1.核电厂与火电厂都用蒸汽推动汽轮机、带动发电机发电，区别在于火电厂依靠燃烧化石燃料释放的热能来产生蒸汽，核电厂则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来产生蒸汽。

2.核电厂常用的核燃料是铀-235，一吨铀-235的原子核裂变可以释放出相当于
二百七十万吨标准煤燃烧所放出的能量。

3.核电厂除了核岛以外，核电厂与常规火电厂的结构基本相同。

但其由于采用半转速的饱和蒸汽轮机，其难度和尺寸都远大于常规火电汽轮机。

在安全运行方面，核电厂与常规火电厂的主要区别是其具有放射性和核安全问题，必须予以特别关注;必须遵守核安全法规的要求，接受国家核安全局的审评和监督;国家对核电厂实行许可证制度。

4.AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000MW级压水堆。

AP1000在传统压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统，使其安全性、经济性有了显著提高。

5.AP1000核电主要的安全系统为非能动的；在事故发生后的72小时内可不要求操纵员干预，同时保持反应堆堆芯和安全壳冷却，且不需要交流电源。

6.AP1000“减法”设计思路主要是采用了“非能动技术”的路线，即从根本上革新，利用自然界物质固有的规律来保障安全、物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理在事故应急时冷却反应堆厂房（安全壳）和带走堆芯余热。

按这种思路做的设计，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。

7.核电厂设计寿命为60年；基于非常保守的设计，在核电厂全寿期内无需更换反应堆压力容器；其它的主设备，包括蒸汽发生器均具有可更换性。

8.核电发电生产设施由 5 个主要的厂房结构组成: 核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房和放射性废物厂房。

这些厂房结构中的每一个均建筑在各自单独的筏基上。

其中的核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房以及辅助厂房组成。

9. 屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。

该厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为的撞击保护。

10.AP1000核电反应堆冷却剂系统（一回路系统）有1个反应堆本体、2台蒸汽发生器、4台反应堆冷却剂泵、1台稳压器、4根冷段管以及2根热段管组成。

11.反应堆冷却剂系统稳定运行状态下，热段管运行压力为15.5MPa 、温度为321℃。

12.AP1000主管道采用不锈钢整体锻造、加工（弯压）成形。

13.稳压器的主要功能有压力调控、调节水位、超压保护、参与反应堆启动和停堆调节以及附带除气功能。

14.反应堆堆芯主要有反应性控制棒束组件、燃料组件、灰棒控制组件、中子源组件以及可燃毒物组件组成。

15.一体化堆顶组件（IHP）包括的组件有：堆内仪表支撑组件、控制棒驱动机构组件、屏蔽组件、反应堆压力容器上封头、主螺栓起吊组件。

16.AP1000的RCS冷却剂循环泵选用Canned Motor Pump主要是为了简化主泵支持系统、简化冷却剂处理过程、简化主泵运行、提高安全性以及为设计目标60年免维护和在役检查。

17.AP1000屏蔽电机的冷却措施主要有屏蔽电机采用较高的绝缘等级（N级，200℃）、通过水冷的方式来降低电机各部分的温度。

18.AP1000 蒸汽发生器主要的技术特点有：
A：蒸汽发生器的U型管采用三角形排列，采用三叶状孔（梅花孔）支撑板，改进了防振条工艺
B：蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行
C：管板上的传热管采用全深度液压膨胀，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙
D：U型传热管采用镍-铬-铁合金690热处理管
E: 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养
F:蒸汽发生器下封头直接与两台反应堆冷却剂泵的壳体相连接
19.堆内构件的功能有：
A：盛装燃料组件与相关组件，并为它们提供定位和预紧力；
B：为控制棒组件提供可靠的导向，吸收落棒冲击能；
C：为堆芯提供冷却剂流道和合理的流量分配，并减少冷却剂无效泄漏；
D：屏蔽中子和γ射线，减少压力容器辐照损伤；
E: 为堆芯中子注量率测量和温度测量系统提供固定支承和导向，为压力容器辐
照样品监督管提供固定的位置；
F:为堆芯跌落提供二次支承；
20.美国西屋公司设计的AP1000堆型核电站其建造特点最显著的就是模块化施工。

就是将功能相同的土建结构单元，或相对密集布置的设备、管道、电气、仪表以及钢结构等组装成一体，在车间或现场预制，在维修、操作方便的前提下，最大限度地集成。

21. AP1000堆型的施工模块可大致分为结构模块与设备模块两大类。

其中设备模块是按系统和功能的划分，把功能相同的设备以及管道等集中在一起形成组合块。

22. CA01模块全称为蒸汽发生器和换料通道M模块,其安装位置位于核岛反应堆厂房内。

23.AP1000核电机组钢制安全壳（CV）根据西屋的图纸共分为5个组件，分别为底封头、筒体第一道环、筒体第二道环、筒体第三道环、顶封头。

24.安全壳厂房是安全壳容器以及该容器内所含的所有结构；位于安全壳厂房内的主要系统是反应堆冷却剂系统、安全相关系统。

25.辅助厂房的基本功能是为位于安全壳厂房外的安全相关抗震Ⅰ类机械和电气设备提供保护和隔离。

26.在附属厂房内不含有安全相关设备，包括了用于控制人员出入辐射控制区的保健物理设施；非1E 级交流和直流电源系统、辅助柴油发电机及其燃油供应、其它电气设备、技术支持中心和各种暖通空调系统以及用于维护辐射控制区设备的热机械车间。

27.放射性废物厂房内不含安全相关设施。

包括了各类废料在处理前的隔离储存设施、移动式废物系统的处理设施和将经处理的废物贮存装入输送和处置容器的设施。

核安全文化知识
28.1986年前苏联切尔诺贝利核电厂发生事故后，《关于切尔诺贝利事故后审议会议总结报告》中首次引入了“安全文化”这个管理术语。

29.核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电站的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视
30.建立核安全文化的目的就是要规范所有参与核电站活动相关的组织和个人自身的行为以及相互的行为。

31.安全文化建设不是做秀，不是公关手段，也不是一场运动。

安全文化是我们每个人每天必须作的功课。

保证核设施的安全，这是我们的承诺，也是我们的责任。

为此，我们一定要做好三个层面（决策层、管理层、个人）的，三个层次（表面、中间、深层次）的核安全文化工作。

32.核电质保基本原则：凡事有章可循、凡事有人负责、凡事有人验证、凡事有据可查；注重分级管理、注重员工资格、注重质保作用、注重人人有责。

33.凡事有章可循
核电质保要求程序先行，不允许工作已开展了，却无章可循。

所有与质量相关的工作都应编制程序并且内容完整，以便“凡事有章可循”。

34.凡事有人负责
核电建设项目中，必须根据所承担的任务，因事设人地组建相应机构和配备人员，明确规定各部门的职责、权限和内外部接口，使每项活动都有人负责，不漏项，不重叠。

若一项活动涉及几个部门，还应明确责任的主次和部门间的衔接关系，避免谁都负责、谁都不负责的现象，以便“凡事有人负责”。

35.凡事有人验证
在核电厂的建造活动中，对质量有影响的各项工作，特别是一些特殊工艺过程，如焊接、热处理、砼搅拌等，必须加强其工艺过程控制，事先进行必要的工艺试验，事中与事后则在实施者自检后，派专人进行专门的验证，也就是“凡事有人验证”。

36.凡事有据可查
记录是各项活动实现质量的客观证据，也是评定质保体系运转有效性的依据。

保存好记录，就使分析质量、评价质量和改进质量工作，做到“凡事有据可查”。

37.注重分级管理
区别主次，对物项和服务的质量保证进行分级管理，从而确定不同的质保要求，这就是“注重分级管理”。

38.注重员工资格
从事生产的各类员工的素质对实现质量和提高质量起着决定性的作用。

因此核电质保的一个基本原理是：凡从事对质量有影响的活动的人员必须有相应的资格，即“注重员工资格”。

39.注重质保作用
重视质保部门的作用和地位，不断改进和完善质保体系。

核电厂是以高质量来保证核安全和可利用率的。

从设计、土建安装施工、设备制造、调试到运行均力求高质量。

为了求得高质量，必须采用先进的质量理论，即建立一个置信度高的质保体系，并使之处于良好的运转状态。

而建立质保体系并维护体系的运转是核电厂质保部门的基本任务，因而，相对于其它企业来说，核电厂更加“注重质保作用”。

40.注重人人有责
核电质保，就其本质来说，是对核电工程质量的全面管理，即全过程的管理，全员参与的管理，全组织的管理。

质保工作不仅是质保部门和人员的事；质检工作也不仅是质控部门和人员的事；质保工作的大部分工作是由实施部门和人员进行的，正是他们才是质量创造的主体，“安全在我心中，质量在我手中”。