10级-核电站调试与运行思考题
浅谈核电调试问题的设计分析和处理_1
浅谈核电调试问题的设计分析和处理发布时间：2022-05-19T01:52:41.038Z 来源：《中国科技信息》2022年3期作者：李峻宇旋延德[导读] 核电调试是核电站建设的关键环节，它直接影响着机组的安全运行。
李峻宇旋延德中国核电工程有限公司华东分公司 314300摘要：核电调试是核电站建设的关键环节，它直接影响着机组的安全运行。
在核电设备的设计，制造，采购，安装以及运行的整体过程中，都需要调试人员的跟踪与验证，及时发现和纠正过程中出现的问题，以确保设备可以按预期实现正常运转。
关键词：核电调试；核电设计；分析与处理；Flowmaster仿真系统引言对于调试工程师来说，要及时发现和解决问题，通过完善的缺陷处理体系确保设备实现相关功能。
当前我国核电行业发展迅猛，如果调试过程出现任何一点疏忽，都可能留下安全隐患。
因此，要熟知调试的流程，掌握各个方面调试的技能对于核电厂安全稳定的运行至关重要。
1 调试目的核电调试的目的主要通过执行多类试验规程对系统功能进行检查和验证，确保系统各项参数满足设计规范书要求，确保系统设计功能可以实现。
试验过程中留存的数据，后续用作指导机组正常运行时的参考数据，调试期间要保留一切有效的资料，包括在调试期间发生的任何临时变更或设计变更，并进行必要的分析和记录，以保证调试期间资料和数据的完整性，以便核电厂正常运行后相关资料有据可循。
总而言之，核电的调试主要目的就是为了发现问题，并解决问题，确认系统和设备可以按照预期正常运行。
在核电调试中也需要对整个核电厂仪控系统进行调试，包括各类仪表、传感器、控制柜等设备进行测试，确保整体电厂的控制系统的完整性。
在执行调试整个过程中，任何现场的试验和相关变更都要形成记录便于归档，以便后续电厂发现可以追本溯源。
2 调试过程文件2.1设计文件设计文件是整个调试过程的总体指导文件，包括系统调试大纲导则、系统调试导则、调试规程导则、系统手册、定值手册、初步安全分析报告和最终安全分析报告等，这些文件用于指导调试工作。
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。
核反应堆控制与运行复习题
1、列出压水堆核电站主要控制系统。
2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。
3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。
4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。
5、画出大亚湾核电站运行梯形图。
6、画出核电站A模式运行梯形图7、简述燃耗对功率分布的影响。
8、简述限制功率分布的有关准则。
9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差10、简述控制棒驱动机构提升程序。
11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。
18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。
20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。
23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。
24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。
27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。
30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
浅谈核电调试问题的设计分析和处理
浅谈核电调试问题的设计分析和处理摘要：核电调试是确保机电设备得以实现稳定运行的重要保障，本文将以核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述，以辅助给水系统（ASG）为例介绍主要调试内容，而后针对调试问题提出相应的处理措施，以期更好地确保核电厂运行得以稳定推进。
关键词：核电；调试；设计分析；优化处理引言随着我国核电技术的快速发展，越来越多的中小型核电厂建设开始启动。
然而我国对于核电技术的研究起步较晚，且对相关技术和管理标准的制定较为薄弱，再加上受资金及人力等方面的限制，致使我国核电站在设计、建造以及运营阶段均面临诸多问题与挑战，其中最为突出的问题就是核电厂调试工作与核电厂设计存在较大差别。
因此，为了保证机组安全稳定运行及后续工程的顺利推进，必须要加强调试工作。
1核电调试目的通过调试工作可以有效的发现设计中存在的问题，从而及时采取措施加以改进，保证核电站运行过程中满足设计要求和相关标准，保证反应堆设备功能、性能和质量的可靠性，以确保核电站的正常运行。
另外，在核电厂建造过程中，相关人员需要根据核电厂运行阶段对各类设备进行选型及布置，以便实现机组自动化控制水平的提升。
核电厂建造完成后需进行调试工作，这是核电站投入商业运行前必须经历的一项重要工作。
调试阶段主要涉及机械、电气、仪表、自动控制等方面的优化技术，以确保机组在规定周期内实现稳定运行和安全运行。
此外，还需通过对各项参数进行调试和试验确认后才能投入正式生产。
调试工作的目的是为了确保核电厂能够在规定周期内实现稳定运行，同时还需确保电厂在设计过程中考虑了一些缺陷和风险。
通过调试工作可以有效的发现在运行过程中存在的问题，并采取措施加以改进，以保障核电站正常运行。
2调试文件及修改2.1 系统设计手册系统设计手册是核电厂调试文件的基础，其主要内容包括机组系统设计、调试程序编制原则，调试大纲以及详细的试验大纲。
在对设计文件进行审核时，必须保证其符合《国际原子能机构导则》和《中国民用核安全法规》要求。
核电厂的运行总复习
容积控制 化学控制 反应性控制（中子毒物控制）
3.1.2 系统的流程
下泄回路 净化回路 上充回路 轴热排出系统
系统功能
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以下， 压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一回 路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中 产生的热量。
3.5.2 系统的流程
反应堆水池充/排水回路 反应堆水池冷却回路 反应堆水池净化回路 反应堆水池撇沫回路
乏燃料水池充/排水回路 乏燃料水池冷却回路 乏燃料水池净化回路 乏燃料水池撇沫回路
1 充水、排水回路
2 冷却回路
正常情况下，由RRA来冷却； 换料时，RCP打开，RRA不可用， 由PTR偶数系列应急冷却。
安全注入系统
高压安注系统 （HHSI）
中压安注系统 （MHSI）
低压安注系统 （LHSI）
能动系统
非能动系统
能动系统
※ 非能动系统 —— 系统投入不依赖外部能源而是依 靠自身蕴含的能量
6.3 安全壳喷淋系统（EAS）
系统功能
在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内 压力和温度升高，安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋 冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接 受水平，确保安全壳的完整性。
专设安全设施的范围
安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
※其他一些系统协助专设安全设施完成安全功能，或者 为专设安全设施的良好运行提供必要的条件。
(1)通风；(2)供给冷却水；(3)排出余热；(4)提供能源
3.3 设备冷却水系统
系统功能
冷却功能
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。
核电站运行中的操作规程遵守与优化考核试卷
答：安全
2.核电站优化考核的主要目的是提高______和降低______。
答：运行效率、运行成本
3.在核电站中，______是操作规程遵守的第一责任人。
答：站长/厂长
4.核电站操作人员应定期接受______，以确保操作技能的熟练度。
答：培训
5.安全管理在核电站运行中占据______地位。
4.请谈谈你对核电站安全文化的理解，以及如何通过操作规程遵守与优化考核来培育和强化安全文化。
标准答案
一、单
4. D
5. C
6. A
7. D
8. A
9. A
10. D
11. C
12. D
13. B
14. D
15. A
16. C
17. A
18. D
19. A
20. C
二、多选题
核电站运行中的操作规程遵守与优化考核试卷
考生姓名：__________答题日期：__________得分：__________判卷人：__________
一、单项选择题（本题共20小题，每小题1分，共20分，在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）
1.核电站运行过程中，以下哪项不属于操作规程遵守的主要内容？（）
2.优化考核的目的在于提升运行效率和安全管理水平。有效方法包括：综合绩效考核、同行评审、操作模拟考核等。
3.员工可能遇到的问题包括理解不足、操作习惯难改等。解决措施：加强针对性培训、建立激励机制、实施定期审查等。
4.安全文化是核电站的核心价值观。通过强化规程遵守、开展安全活动、公开表彰安全标兵等方式培育和强化安全文化。
A.熟悉操作规程
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。
核电厂仪表及控制思考题
一、核电厂仪表与控制系统概述1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统？测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反响堆堆芯温度测量系统、反响堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等控制系统：反响堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么？系统的功能：监视功能、控制功能、保护功能3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些？〔1〕传感器工作环境恶劣：工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震；〔2〕设置有平安系统：为保护反响堆平安设置有一系列专设平安系统〔例：反响堆保护系统、平安注射系统、平安壳隔离系统、平安壳喷淋系统〕必要时启动专设平安设施，保护堆芯平安；〔3〕核测量仪表的特殊性：a.核探测器输出信号幅值低，现场干扰大，常需采用一些特殊措施以提高信噪比；b.多数探测器都有很高的内阻，可以把他看成一个电流源。
要求电路具有高的输入阻抗；c.要测量的中子注量率X围宽，用一种探测器和测量电路难于满足要求，需采用多种探测器；d.信号电缆长，工作环境恶劣，要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性；4、压水堆核电厂仪控系统的设备在平安重要性上分哪些级？哪些属于平安级设备？平安级设备；是完成反响堆平安停堆、平安壳隔离、堆芯冷却以及从平安壳核反响堆排出热量所必须的，或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的平安有关的设备；在实现或保持核电厂平安方面起补充、支持或间接地作用非平安重要设备。
在实现或保持核电厂平安方面无明显作用二、自动控制与调节根本知识1、什么是开环控制系统？其优缺点是什么？开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反响。
核电机组调试及运行流程
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核电站调试与运行思考题
核电站调试与运行思考题《核电站调试与运行》试题第一部分:教材《900兆瓦压水堆核电站系统与设备(第一部分)》(核岛)1。
什么是稳定运行的反应堆控制面板系统？如何选择冷却液的平均温度？2.如何测量蒸汽发生器的水位？3。
蒸汽发生器水位设置如何随负载变化？4.调节蒸汽发生器水位的原理是什么？※什么？5。
如何测量蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力和给水-蒸汽总管压差？6.试着描述稳压器的压力控制原理7。
稳压器水位高或低有什么危害？8.如何确定调节器水位设定值？9.试描述稳压器的水位控制原理。
※10。
讨论时变容量系统在正常运行条件、冷停堆和热停堆条件、机组启动、机组停堆和事故条件下的运行11。
尝试描述反应堆硼和水供应系统的正常供应操作模式。
※12.余热排出系统的工作范围是什么？13。
余热排出系统进入一回路的主要条件是什么？14.余热排出系统在一次冷却和加热过程中是如何运行的？15.关闭余热排出系统的外部先决条件是什么？第二部分:教科书“900兆瓦压水堆核电厂系统和设备(第二部分)”(常规岛) 16。
正常运行时，主蒸汽压力、流量和负荷之间的关系是什么？17.正常运行期间旁路排放系统的状态如何？※什么？18.当发生甩负荷时，旁路排放系统如何运行？19。
什么是反应堆启动和停堆(余热排出系统未投入运行)、热备用和热停堆状态下的旁路排放系统？XXXX前苏联切尔诺贝利核电站事故的分类是什么？※什么？1979年美国三里岛核电站事故的分类是什么？日本XXXX福岛核电站的事故等级是多少？36。
核电厂运行安全性能指标体系的三种主要类型是什么？第2章核电厂技术规范37。
核电厂的技术规范通常包括哪六个方面？38。
操作模式是什么？根据热力学和反应堆物理特性，核电厂可以将机组的正常运行状态分为哪六种运行模式？39。
在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释每条极限曲线的物理意义。
※40.核电站的运行限制和条件有什么影响？※什么？41。
10级-核电站调试与运行思考题
10级-核电站调试与运行思考题《压水堆核电厂调试与运行》第1章绪论1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故第2章核电厂技术规格书4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆物理的特性划分为哪六个运行模式？反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。
反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD）6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。
7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求第3章压水堆核电厂的调试启动9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？10.核电厂调试的目的是什么？11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文含义是什么？12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部门承担的？13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有接口的情况，这时就必须实行什么？15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动所涉及的两个文件是什么？安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告16.什么是安装结束报告？17.EESR应达到的目标是什么？18.EESR包括哪两部分文件？19.TOB的先决条件是什么？20.TOB签署后，生产部、调试队、现场供货合同商各有哪些责任？21.EESR和TOB签署时间上有何关系？大体重叠22.什么是TOTO？23.对核电厂一个系统（或若干系统）交接试运行，应由哪个部门提出申请，哪个部门签署？调试队提出申请生产处签署24.交接试运行过程主要步骤有哪些？25.调试运行可划分为哪些阶段？26.基本系统实验包括哪两部分？27.单个系统独立试验包括哪些内容？28.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的目的是什么？29.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）前主回路需要做哪些准备？主泵的联轴和主泵一号轴封水注入30.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的过程主要包括哪些？31.冷态功能试验内容是什么？32.冷态功能试验必须具备哪些条件？在核主、辅系统冲洗试验后进行的，此时核岛但系统调试已具备了联合调试的条件，并且各项水质指标均满足条件，此外还需要两条独立的外电源供电；仪用压缩空气生产和分配系统可用；去离子水生产及分配系统可用；通信系统可用。
核设施选址相关问题思考题
核设施选址相关问题思考题1、核设施选址的目的与任务是什么？核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放（正常运行和事故状态，包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放）所引起的过量辐射影响。
核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。
其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面：（1）从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性；（2）根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征，确定工程设计基准的适宜性。
对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果，对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。
2、选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么？核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括：（1）、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准，使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响，保证设施安全。
（2）、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放，从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。
（3）、与实施应急措施相关的厂址与环境因素其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下，所选厂址的环境，特别是人口因素，要能保障实施应急措施的可能性，并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。
3、核电厂选址的阶段划分，以及各阶段的评价任务是什么？核电厂选址过程划分为三个阶段：厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。
（1）厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址，并对这些厂址进行系统的筛选和比较。
核电厂系统与设备电子书思考题
第二章压水堆核电厂从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？核电厂主要有哪些厂房？什么叫T形布置？什么是L形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。
第三章反应堆冷却剂系统与设备为什么一回路系统的压力选得那样高？试述稳压器的工作原理。
轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特占。
八、、•蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗？循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？解释名词：无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。
第四章一回路主要辅助系统为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统?现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么?为净化一回路水，化学和容积控制系统采取了那些措施？设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么？利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？化容系统是如何实现容积控制的？反应堆停闭3个小时了，这时剩余发热由什么系统带走？核岛的最终热阱是什么？废热如何排到热阱？用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些？第五章专设安全设施系统专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？发生大破□失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷.热端同时再循环注入？什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或矢闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。
浅谈核电调试问题的设计分析和处理
浅谈核电调试问题的设计分析和处理摘要：对核电调试问题的有效设计和高效解决，不仅能够实现对核电调试工作效率的有效提升，清除核电厂运行阻碍，提升能源生产速度。
还能够实现对核电厂运行安全性的进一步增强，让核电厂可以更好的面对多种发展问题，保持与时代的同等进步速度，创造出更多的良性影响力。
基于此，本文将对核电调试问题的设计分析和处理展开研究。
关键词：核电厂；核电调试问题；设计分析；处理前言：在新时期核电厂工程建设为我国能源供给方面提供了极为可靠的支持力量，实现了对社会需求的有效满足，得到了多数人的认可，为核电工程建设在新时期的持续扩展打下了坚实的基础。
不过与此同时核电厂工程建设中核电调试存在的问题也随之被凸显出来，如何开展设计分析工作，高效的解决这些问题成为了亟待解决的任务。
由此可见，对核电调试问题的设计分析和处理进行探究是十分必要的，具体策略综述如下。
一、核电调试的目的与要求（一）核电厂调试的目的核电厂调试能够为核电厂未来的发展提供可靠的支持力量，经过分析与整合以下将从主要的各方向入手对核电厂调试的目的展开研究：第一，检查核电设备和核电系统之间的契合度，对比核电系统运行需求和相关设备的基本功能分析设计存在的问题，在确定无误后，相关工作人员还应当对系统以及设备的初始特性做出进一步的确认，为后续设备运行与维护工作留下可靠的参考依据，实现核电厂调试的核心目的。
第二，在核电设备出厂前都会进行一定的检验，出示相应的合格检验报告，其中安全分析报告是核电调试中需要着重关注的对象，通过反复检验确认的方式保障核电设备能够满足报告中所描述的所有内容，实现核电厂调试的目的。
第三，核电能源能够有效的替代传统能源使用方式，实现对能源供给成本的有效降低，并且实现对自然生态环境的高效保护，诸多优势特点引起了国家部门的关注，在核电厂建设上做出了更多的细致化分析，设置了相应的规范要求。
对此，在进行核电调试时应当以此作为目的之一，严格按照国家的规范标准开展相应的工作，以保障核电厂未来运行的高效性以及安全性。
浅析核电调试问题的设计分析与处理
浅析核电调试问题的设计分析与处理作者：郭泽宙闵璇宇来源：《科技视界》2017年第02期【摘要】核电厂调试阶段是整个施工中的核心，核电调试关系到设备的运行安全。
需要技术人员和管理人员共同努力，完成核电设备的验证、设计制造和安装等过程。
建立安全小组，随时发展设计和安装过程中存在的问题，确保核电厂的稳定运行。
【关键词】核电调试；核电设计；分析与处理；Flowmaster仿真系统核电厂调试过程复杂，对技术有极高的要求，涉及到整体运行安全。
对于调试技术人员而言，应第一时间发现并解决问题。
建立必要的核电处理机制，并结合仿真软件进行调试问题的查找。
我国核电事业发展迅速，但安全隐患依然存在，应结合目前核电发展现状，从核电厂调试基本要求出发，了解调试标准和调试处理方案。
1 核电调试目的我国对于核电安全做出了明确的规定，核电厂在发展过程中要严格遵守相关规定。
核电调试是国家安全局下发，用于支撑我国核电调试的主要文件，根据其要求可知，核电调试的目的主要有：对核电安装中的设备进行性能判定和检验，维持核电设备的初始性特征，记录原始数据，为核电设备故障维修提供基础；使核电设备的基本性能和相关数据满足安全报告分析内容，并且证明核电设备的性能满足国家核安全局的相关规定；对核电设备设计基准的相关规定进行验证，确定其满足安全分析报告数据和条件；最后调试还应确保设备设计与安全之间的性能有足够的裕度。
核安全涉及民众安全，因此我国早在核工程提出之前就做好了相关规定，并且在日后的发展中不断的革新。
国家核安全局通过调试法规的形式对调试做出如下要求：核电设备在设计和运行过程中，如出现较大的修改，则需要对相关零件以及设备进行重新调试，确保核电系统的安全性；热态性能试验阶段，操作人员应利用调试来验证相关程序，调试后的功率要满足运行需求；对于技术人员，企业应进行及时的培训，设计者和操作者都应在经验丰富的工程师监督下完成，调试阶段要保留所有有效数据，包括调试维修过程中产生的变化，调试完毕后对数据性能进行必要的研究和记录，保存记录才能确保核反应堆的完整性，验证一致方可投入使用，检查内容包括设备的运行效率影响因素，仪表的操作过程以及其完整性的特征。
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《压水堆核电厂调试与运行》
第1章绪论
1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？
2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？
3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故
第2章核电厂技术规格书
4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？
5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆
物理的特性划分为哪六个运行模式？
反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。
反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD）
6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。
7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？
8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？
安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求
第3章压水堆核电厂的调试启动
9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？
10.核电厂调试的目的是什么？
11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文
含义是什么？
12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕
的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部
门承担的？
13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？
14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有
接口的情况，这时就必须实行什么？
15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动
所涉及的两个文件是什么？
安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告
16.什么是安装结束报告？
17.EESR应达到的目标是什么？
18.EESR包括哪两部分文件？
19.TOB的先决条件是什么？
20.TOB签署后，生产部、调试队、现场供货合同商各有哪些责任？
21.EESR和TOB签署时间上有何关系？
大体重叠
22.什么是TOTO？
23.对核电厂一个系统（或若干系统）交接试运行，应由哪个部门提出申请，
哪个部门签署？
调试队提出申请生产处签署
24.交接试运行过程主要步骤有哪些？
25.调试运行可划分为哪些阶段？
26.基本系统实验包括哪两部分？
27.单个系统独立试验包括哪些内容？
28.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的目的是什么？
29.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）前主回路需要做哪些准备？主泵的联
轴和主泵一号轴封水注入
30.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的过程主要包括哪些？
31.冷态功能试验内容是什么？
32.冷态功能试验必须具备哪些条件？在核主、辅系统冲洗试验后进行的，此时
核岛但系统调试已具备了联合调试的条件，并且各项水质指标均满足条件，此外
还需要两条独立的外电源供电；仪用压缩空气生产和分配系统可用；去离子水生
产及分配系统可用；通信系统可用。
33.冷态功能试验过程包括哪几个重要的阶段？
34.热态功能试验的具体试验项目有哪些？
35.热态功能试验时，一回路系统升温升压所需热量来自哪里？利用反应堆冷
却剂泵所产生的热量可以把冷却剂系统加热到正常运行温度
36.冷却剂系统热态性能试验包括哪些试验项目？
37.化学和容积控制系统热态性能试验包括哪些试验项目？
38.安全壳性能实验的目的是什么？
39.安全壳性能试验包括哪两部分试验？
安全壳强度试验，安全壳密封性试验
40.安全壳强度试验主要进行哪些测量？
41.安全壳密封性试验包括哪两部分试验？
42.在装料的全过程中要把握好哪两个方面的控制？
装料过程的控制反应性的控制
43.在装料过程中，对堆芯状态的监督通过什么来进行？
44.平板装料法的特点是什么？
45.临界前需做哪些试验？
46.初次临界试验具体步骤有哪些？
1）提升控制棒组件2）减硼向临界接近3）次临界下首次刻棒4）提棒向超临界过渡
47.低功率物理试验主要内容有哪些？
48.什么是控制棒的微分价值、积分价值？
49.叙述控制棒价值和硼价值测定的主要过程。
50.什么是弹棒事故、模拟弹棒事故试验？
弹棒事故：由于控制棒驱动机构的外壳损坏时，在压差作用下，使得控制棒组件迅速射出的事故
模拟弹棒事故实验：在热态零功率工况下，将插入堆内的调节棒组建中反应性价值最大的一根控制棒组件逐步抽出，同时通过向一回路系统冷却剂加硼来补偿提棒引起的堆内反应性的变化。
51.什么是最小停堆深度验证，在什么工况下进行？
在反应性价值最大的一根控制棒组件全部抽出，其他控制棒组件全部插入的情况下，测定反应堆尚能提供停堆深度为1%Δk/k所需硼浓度的试验。
在热态零功率工况下进行
52.功率提升过程中，需要进行哪些试验？
53.二回路热功率测量的原理是什么？
54.什么是功率刻度试验？在什么情况下开始？测量哪些参数？
55.什么是功率系数？如何测定？
堆功率每变化1MW时所引起的反应性改变
通过手动提升控制帮组D使功率增加，达到某一功率水平后，维持堆的稳定工况。
记下电离室电流表上的功率增长值ΔP，同时，根据调节棒组D在功率改变前后的棒位变化Δh，从它的微分价值曲线查的相应的反应性变化Δｐ即可得出功率系数
56.带功率工况下慢化剂温度系数如何测定?
57.反应堆冷却剂的流量测定可以采用哪些方法？
58.如何测定蒸汽发生器出口的湿汽含量？
59.目前在压水堆核电厂采用示踪剂法测量主蒸汽湿度时，普遍采用的示踪
剂有哪些？
化学碳酸铯（Cs4CO3）和放射性Na
60.中毒曲线的测量是从什么工况下开始的？简述测量过程。
61.碘坑曲线的测量是从什么工况下开始的？简述测量过程。
62.负荷摆动试验应分别在哪几个不同功率水平下进行？测量哪些热工参
数？
63.甩负荷试验通过的判断标准是什么？
64.什么是停机不停堆试验？
检验核电机组在汽轮机停机后机组的主要运行参数维持或重新达到正常运行范围而不引起反应堆停堆。
65.电厂满功率停闭试验的验收标准是什么？
66.什么是净电功率？
67.什么是电厂净效率？
第4章核电厂正常运行
68.什么是压水堆核电厂的冷态启动和热态启动？
69.从冷停堆状态过渡到热备用状态，经历哪几个主要阶段？
70.冷却剂系统压力及升温(冷却)速率有哪些限制？
71.为了防止出现危险周期的启动事故，应在操作上采取哪些措施？
72.如何正确估计反应堆的次临界度？
73.什么是调节棒组的调节带？
74.稳态功率运行特性主要有哪几种？各有何特点？
1）反应堆冷却剂平均温度恒定的运行方式；2）二回路压力保持恒定的运行方式；3）反应
堆入口温度恒定的运行方式；4）冷却剂平均温度Tw程序运行方式
75.二回路投入运行经历哪几个重要阶段？
76.限制功率分布的有关准则有哪些？
77.什么是A控制模式和G控制模式？各有何优缺点？
A控制模式：在核电厂发展初期，作为带基本负荷电厂运行的，采用强吸收中子的调节棒束，它能以较大的功率变化速度进行调节，但引起的通量密度畸变很大。
优点：运行简便；控制
棒组件的插入量少。
缺点：不能瞬间实现大幅度的负荷变化
G控制模式：采用中子吸收较弱的灰调节棒束，进行精细的调峰运行。
优点：任何时刻都允
许有各种瞬态，控制棒组队功率分布的干扰不会产生轴向震荡；缺点：在反应堆循环末期紧
急停堆后的再启动中，可操纵性大大降低
78.功率运行时冷却剂压力、体积、硼浓度、蒸汽排放系统、蒸汽发生器给
水等如何控制？
稳压器控制压力；稳压器和化容系统控制体积；化容系统上充泵控制硼浓度；安全阀调节蒸
汽排放系统；主汽动给水泵，电动或汽动辅助给水泵，辅助给水阀控制蒸发器给水
79.什么是核电厂的停闭？停闭运行有哪两种方式？
80.正常停闭分为哪两类？
81.热停闭时，维持一回路和二回路温度的能量来自哪里？
82.冷停闭时，有哪些主要操作？
83.压水堆在停闭后，如何排出衰变热？
84.在积毒阶段启动、最大碘坑中启动、消毒阶段启动，需要注意哪些问题? 积毒阶段启动：当碘坑最大值之前的积毒阶段，直接按顺序提升调节棒组达临界；在提升调
节棒组时，应估计到随时都有可能达到临界；接近临界时，必须避免任何可能使冷却剂平均
温度突变5℃或冷却剂硼浓度稀释10mg/kg的操作；并应注意堆内中子的倍增率不超过每分
钟十倍
最大碘坑启动：若堆停闭时间较长，只有稀释硼才能启堆；堆启动后需要及时向冷却剂加硼，以抑制反应性的增加
消毒阶段启动：不需要稀释硼，但启动操作必须十分小心，特别要防止因反应性引入速率过
大而出现短周期事故
85.换料的主要操作过程有哪些?
首先把所有的燃料组件从压力容器中取出，安置在与反应堆相邻的燃料厂房，然后根据下一
轮循环中新燃料组件和继续使用的旧燃料组件在堆芯中的位置相应调换配置于其中的功能
组件，再把这些带有各种功能的燃料组件逐个送回反应堆厂房，装入压力容器。
86.换料操作可分成哪几个主要阶段？。