《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。

第三章反应堆冷却剂系统和设备
1.大亚湾核电厂堆芯内有多少个燃料组件？简述一个燃料组件的构成？
答：157个燃料组件，一个燃料组件呈17*17排列正方形排列，每个组件有289个位置，其中有264个位置由燃料元件占据，24个位置由控制棒导向管占据，1个位置由中子注量率导向管占据。

2．控制棒组件按材料和功能如何分类？
答：按材料分可以分为黑棒束组件和灰棒束组件，前者由24根带吸收剂的棒束组成，所用的吸收剂材料有银，铟，镉（Ag 80%;In 15%;Cd 5%）合金；后者是由8根吸收体为银，铟，镉合金与16根吸收体为不锈钢的棒束组成。

按照功能（吸收中子的能力）可分可分为安全棒与调节棒。

3.可燃毒物组件和中子源组件的功能是什么？
答：可燃毒物组件用于抵消新堆芯第一次装料大部分过剩后备反应性。

初级中子源组件为监督初始堆芯装料和反应堆启动提供所需的中子源；次级中子源组件用于反应堆功率运行两个月后的反应堆停堆后再启动。

4.控制棒驱动机构由哪些部分组成？
答：压水堆核电厂的控制棒驱动机构由磁轭，耐压壳，内部部件，驱动轴及位置指示器等5个部件组成。

5.第一循环内有哪些功能组件？
答：蒸汽发生器，稳压器，反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵及其辅助设施。

6．简述反应堆冷却剂系统（RCP）的构成与流程?
答：由冷却剂系统，压力调节系统，超压保护系统构成。

流程：冷却水通过主泵强迫循环流经冷管段，少部分冷却剂进入化容系统，大部分进入反应堆芯，经过热交换后进入热管段，流入蒸汽发生器，经过热交换进入过渡段冷却再次进入主泵，实现一次侧水循环。

7.简述蒸汽发生器二次侧水的流程；为什么给水环做成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗？
答：二次侧水通过环形给水进入传热管束，相继被预热，沸腾最后成为热蒸汽，经过汽水分离装置，将水阻挡在折返流分离与套筒构成疏水通道进入水空间，蒸汽进入汽轮机做功。

给水环做成倒“J”形是为了避免水排空，防止给水再次进入时，过冷水使蒸汽迅速凝，造成蒸汽发生器局部真空，从而形成水锤现象。

分配不均匀，热侧大于冷侧，保证含汽量大致相同，避免两侧发生虹吸现象。

8.主泵和热屏的作用是什么？
答：其作用是阻止泵壳内高温的反应堆冷却剂向泵上方的泵径向轴承和密封组件传热，使泵径向轴承免受高温。

9.简述轴封水的流程？
答：轴封水来自于化学容积的高压冷却水，压力高于反应堆冷却剂系统压力，流出的方式有两种，一种为向下流进冷却剂，抑制冷却剂往上流，另一种向下流进入轴封，保证轴封润滑。

10.简述稳压器喷淋系统的构成？
答：稳压器喷淋系统由两条接到两个环路的冷管段的喷淋管线组成。

每一个喷淋管上有一个自动控制的气动调节阀门，阀门装有一个保持小流量的挡板块，使阀门不能完全关闭。

11.简述稳压器压力控制原理。

答：一回路的压力通过稳压器的水-蒸汽平衡平衡状态来保持，由设
在稳压器水空间内的电加热器的加热与设在其顶部的喷雾器，安全阀级的冷却加以控制。

当压力升高至超过设定值时，压力控制系统调节喷淋阀，由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降压；若压力低于设定值时，压力控制系统启动电加热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。

12.稳压器安全阀组由哪两个阀串联，其正常状态（开/关）如何？如何调节稳压器水位？
答：保护阀和隔离阀。

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。

根据稳压器水位与稳压器水位整定值之偏差信号自动控制RCV的上充流量。

当偏差信号达到低水位预定值时，自动启动备用上充泵；而当达到高水位偏差预定值时，自动启动备用的通断式电加热器组加热欠热水，并加大下泄流或减少上充水。

13.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？
答：①增加飞轮的惯性流量。

在反应堆冷却剂泵电动机顶部装飞轮，延长主泵断电后的惰转时间，保证断电后短时间内有较高的流量通过堆芯。

②在一回路设备布局上，应使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器，以便建立和保持一个自然循环的驱动头。

③此外核电厂至少接有与两个不同方向的独立电源，以避免一些自然灾害造成断电事故。

14.为什么一回路系统的压力选得那样高？
答：由水热物理可知，想要提高反应堆冷却剂出口温度，而不发生冷
却剂沸腾，必须提高一回路压力，但这方面十分有限，同时提高入口温度也可以提高热效率。

第四章核岛主要辅助系统
1.试述一回路水容积变化的原因。

RCV是如何实现容积控制的?怎样才能维持稳压器的水位在程控液位上？
答：温度的变化和不可避免的泄漏都可以使一回路的水容积发生变化。

通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。

上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补给REA系统执行）；下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容积控箱或TEP（硼回收）系统。

2．为什么要进行一回路水化学控制？主要包括哪些方面？又是如何控制的？
答：（1）清除水中的悬浮杂质，限制腐蚀，控制在最低限度。

［物理腐蚀（结垢）会影响热传输，形成热点，导致燃料包壳破损；化学腐蚀（侵蚀），高温、高氧含量、低pH值会加快化学反应速率，进而使腐蚀进程加速。

］
（2）将一回路水的化学和放射性指标维持在规定的范围内。

［水作为冷却剂在一回路的高温高压和强辐射场中循环,它除了载热和慢化中子外,还发生一系列的反应，裂变产物从破损的燃料元件中逃逸都导致水质恶化、回路中放射性增高及结构材料损坏等不良后果。

］
主要方面包括：氧、氢、氟的质量分数，pH值，悬浮体含量以及电导率。

］
常用氢氧化锂和氢氧化铵控制pH值，pH值为9.5到10.5为宜。

控制
氧含量（机组启动时注入联氨；正常运行时向容控箱充入氢气，氢达到一定浓度以抑制水辐照分解生成氧）；通过过滤和除盐净化一回路水。

3.利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？
特点（优点）：①硼酸溶于水中，不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用，可省去大量控制棒，简化了堆芯布置和反应堆压力容器顶部结构。

②可溶性硼酸均匀弥散在慢化剂中,消除了采用控制棒时造成的了采用控制棒时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象。

③反应堆运行时,控制棒几乎可以全部抽出堆芯,使堆芯功率分布均匀,对提高燃耗深度有利。

局限：这种办法对反应性调节速度较慢，因而仅适于控制较慢的反应性变化；在较高的硼浓度下，可能出现正的慢化剂温度系数，这是运行安全所不希望的。

4．化学容积系统有哪些辅助系统？
答：硼和水补给系统与硼回收系统。

5.核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱?
答：重要厂用水系统（重要生水系统）。

通过设备冷却水与重要厂用水热交换器将废热排到热阱中。

6.用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？
答：余热排出系统，设备冷却水系统，重要厂用水自组织系统及反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统（RRA,RRI,SEC,PTR）
7.反应堆停闭3个小时了,这时剩余发热由什么系统排出?
答：余热排出系统（RRA）。

第五章专设安全设施
1.安全注射系统包括哪几个子系统？
答：高压安注系统；中压安注系统（蓄压箱注入系统）；低压安注系统。

2. 各子系统分别在何种情况下启动？
答：当冷却剂系统压力降至一定值（如11.9MPa），或
蒸汽管道大破裂事故时，高压安全注射泵自动启动；
一回路管道发生破裂，压力急剧下降的情况下，蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化
在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时中压安注系统启动，以淹没堆芯和保证堆内水的流动，以便导出余热。

3.安全注入箱中充 N2的目的？
答：当一回路系统压力低于蓄压箱的注入压力时，氮气的压力可以使上回阀打开，让蓄压箱中的含硼水迅速注入堆芯。

4.最初的喷淋水中加入一定量NaOH的目的？
答：去除安全壳大气中悬浮的碘与碘蒸气。

5.安全壳喷淋系统如何使失水事故时安全壳的压
力和温度保持在所允许的数值之内？
答：在发生失水事故或导致安全壳内温度，压力升高的主蒸汽管道破裂事故时，从安全壳顶部通过直接喷淋与再循环喷淋方式喷洒冷却水，为安全壳气压间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，以保证
安全壳的完整性。

第七章核汽轮发电机组
1．什么是汽轮机的“级”？它由哪两部分组成？
答：完成能量转换的基本单元称为“级”。

级主要由一列喷嘴叶栅（静叶栅）和一列动叶栅组成。

2.简述汽轮机的冲动作用原理和反动作用原理。

答：冲动作用原理：高速汽流流经动叶片时，由于汽流方向改变，产生了对叶片的冲动力，推动叶轮2旋转作功，将蒸汽的动能变成轴旋转的机械能。

这种利用冲动力作功的原理，称为冲动作用原理。

反动作用原理：在反动式汽轮机中在动叶栅中膨胀，压力下降，速度由动叶进口相对速度w1增至动叶出口相对速度w2,汽流会对动叶产生一个由于加速而引起的反动力，使转子在蒸汽冲动力和反动力的共同作用下旋转作功。

这种利用反动作用力作功的原理，称为反动原理。

3.汽轮机本体由哪些部分组成？
答：汽轮机由转动部分和静止部分所组成。

转动部分有主轴、叶轮(或转鼓)、动叶栅、联轴器及装在轴上的其他零件；静止部分包括基础、台板(机座)、汽缸、喷嘴、隔板、汽封、轴承等部件，但主要是汽缸和隔板。

4.核汽轮机组有哪些特点？
答：新蒸汽的参数低，在一定范围内变化；蒸汽参数低，多采用饱和
蒸汽；体积流量大；核汽轮机组多数工作在湿汽区；采用汽水分离再热器；甩负荷，易超速。

5.为什么核汽轮机容易超速？如何预防超速？
答：原因：核汽轮机组多数级工作在湿蒸汽区，通流部分及管道表面覆盖一层水膜，导致机组甩负荷时，压力下降，水膜闪蒸为汽，引起汽流速骤增。

措施：1）完善汽轮机的去湿和疏水机构、减少部件和通道中凝结水；2）在汽水分离再热器后蒸汽进入低压缸前的管道上装备快速关闭的截止阀。

6.核电厂为什么要采用汽水分离器？卧式汽水分离器的加热蒸汽源分别来自哪里？
答：蒸汽在高压缸作完功后，其排汽湿度已达到14.3％。

如果不采取措施，继续送往低压缸作功，低压缸末级蒸汽湿度可能达到30％左右，远超出12—15％的允许值，将危及汽轮机的安全运行。

为进一步提高经济性，现代核汽轮机组一般采用二级再热，第一级再热来的加热的蒸汽来自高压缸抽汽，第二级再热的加热蒸汽用新蒸汽。

7.简述凝汽器的功能。

答：凝汽器是二回路热力循环的冷源。

其基本功能是接收汽轮机的排汽并将其凝结成水，构成封闭的热力循环。

其具体功能有：
（1）在循环水系统、汽轮机轴封系统及真空系统的支持下，建立并维持汽轮机所要求的背压，保证汽轮机安全、可靠、经济地运行。

（2）接受汽轮机排汽及蒸汽排放系统的蒸汽，并将
（3）接受来自各疏水箱的疏水，经过滤除氧，保持凝结水水质，为二回路贮存供应凝结水。

第八章核电厂回路热力系统
1、简述大压湾核电厂二回路热力系统的流程。

答：凝结水从蒸汽发生器内吸收一回路冷却剂的热量变成蒸汽，送往高压缸做功，经过汽水分离器降压蒸汽的湿度后送往低压缸做功，蒸汽推动汽轮机做功，将蒸汽热能转换成汽轮机动能，继而汽轮机带动发电机发电。

2、核电厂二回路热力系统与火电厂有哪些差别？
答：核电厂的回路理论热效率低于火电厂。

现代典型的压水堆核电厂二回路蒸汽初压约为6.5Mpa，相应的饱和温度约为650摄氏度蒸汽干度为99.75%；而火力发电使用的新蒸汽初压已经达到34.5Mpa，温度为650摄氏度甚至更高。

从热力循环的角度讲，核电厂的循环热效率高于火力发电厂。

3、主蒸汽系统的功能是什么？蒸汽送往哪些设备和系统？
答：把蒸汽发生器产生的蒸汽送到汽轮机组和各用汽单元；压力和流量信号用于调节向大气排放阀，调节蒸汽发生器的水位等，用作形成反应堆保护系统，安全注入系统和蒸汽管道隔离等保护信号；与主给水和辅助给水系统配合，排出反应堆产生的热量。

4、简述给水除氧的分类及物理除氧的原理。

答：物理除氧和化学除氧。

化学除氧原理是利用化学药剂（如联氨或
来硫酸钠）使水中游离氧形成化合物，能够达到彻底除氧的功能；物理除氧原理是根据亨利定律和道尔屯定律，降低水中溶解气体的质量分数的关键是减小它们在空气间的分压。

将水加热到饱和温度，使水蒸汽的分压趋于零，从而达到除氧目的。

5、蒸汽排放系统由哪些系统构成？功能是什么？
答：由大气蒸汽排放系统，凝汽器蒸汽排放系统，除氧器给水箱排放系统构成。

在汽轮机突然降负荷或汽轮机停机情况下, 排走蒸汽发生器内产生的过量蒸汽, 避免蒸汽发生器安全阀动作；在核电厂热停闭和最初冷却阶段, 排出堆内剩余发热和一回路显热直至余热去除系统投入使用；在安全方面, 蒸汽排放系统导出负荷突然减少所多余的蒸汽, 使反应堆冷却剂系统得到有效的冷却, 从而防止一、二回路超压。

第二部分备考复习提纲
名词解释总结：
1.自然循环：指在闭合系统中仅仅依靠冷热流体间的密度差形成的
浮升力驱动循环流动的一种能量传输方式。

2.剩余发热：反应堆停堆后，虽然以裂变为机制的核功率在很短的
时间内降到了零，但以裂变产物以衰变的发热功率还将继续存在，即剩余发热。

3.储存衰变：对放射性废气先储存一段时间待其中的放射性物质衰
变到一定的水平后再进行处理的一种方式。

4.第三代核电系统：指满足《美国用户要求文件（URD）》或《欧洲
用户要求文件（EUR）》，具有更高安全性的新一代先进核电系统。

5.第四代核能系统：指安全性和经济性更加优越，废物产生量极少，
无须厂外应急，并且具有防核扩散能力的核能系统。

6.链式裂变反应：每次俘获一个中子而放出2-3中子，放出的中子又
去与其它的原子核发生核反应，这样只要一个中子能够碰上裂变核就会引起裂变反应并且能够继续进行下去。

7.水锤现象：当水位降低到给水环以下时，给水环中充满蒸汽。

给
水再次进入时，过冷水使蒸汽迅速凝结，造成局部真空，给水涌入这一空间，给水环和给水管路产生很大的动载荷，这就是水锤现象。

8.循环倍率：在两相流中，循环倍率是指两相介质的总质量与气相
介质质量之比。

9.热污染：指由于大量余热集中地排入水源的某一段，以影响附近
水域中水生物的正常繁殖与生长，从而造成的对自然界生态平衡的破坏。

10.端差：加热蒸汽对应的饱和温度与加热器出口水温之差称为端差。

端差加大了做功能力的损失，降低了电厂的热经济性。

减少端差的主要办法是增加传热面。

11.多道屏障，纵深防御，单一事故准则
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。

12.受控泄漏密封：通过一号密封的泄漏量是预先确定的并受到控制，
这种密封称为“受控泄漏”密封
13.各主要系统的英语缩写
电气部分主要系统
发电机励磁和电压调节系统:GEX 输电系统:GEV
主开关站—超高压配电装置:GEW
高压给水加热器系统:AHP 给水流量控制系统:ARE
辅助给水系统:ASG 循环水系统:CRF
填空题攻略
1.几大系统的总结（结合书上第六页的图记忆）
反应堆冷却剂系统（一回路）：蒸汽发生器，反应堆冷却剂泵，反应堆本体，反应堆压力容器，稳压器及其相应管道蒸汽和动力转换系统（二回路）：
主蒸汽系统:VVP 汽轮机系统:GCT
汽水分离再热器系统:GSS 凝结水抽取系统:CEX
循环水系统:CRF 低压给水加热器系统:ABP
给水除气器系统:ADG
汽动/电动给水泵系统:APP/APA
核辅助系统：反应堆冷却剂系统: RCP 化学容积控制系统: RCV 反应堆硼和水的补给系统: REA 余热排出系统:RRA
反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统:PTR
安全注入系统:RIS 安全壳喷淋系统:EAS
三废处理系统：废液处理系统，废气处理系统，固体处理系统
核供汽系统：反应堆，反应堆冷却剂系统及其辅助系统。

2.核电厂选址三方面：核电厂本身特性，厂址的自然条件和技术
要求，辐射安全
3.核系统三道屏障：燃料棒包壳，一回路承压边界，安全壳
4.反应堆冷却剂系统三组成：冷却系统，压力调节系统，超压保
护系统
5.核电厂设计五大原则：多道屏障，纵深防御，故障准则，抗自
然灾害能力，辐照剂量标准
6.循环水系统分为：开式供水和闭式供水
7.我国的核安法规分为三类：抗震I类，抗震Ⅱ类，非抗震类；
核电站安全分级采用确定论和概率论两种分级方法
8.反应堆本体四组成：堆芯，堆芯支撑结构，反应堆压力容器，
控制棒传动机构。

9.在热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少出入
口的温差。

10.作为第四代新型核电厂候选堆芯有：钠冷，气冷，铅冷快堆；
极高温气冷堆，熔盐堆，超临界水堆。

11.一回路的工作压力，冷却剂的进出口温度，流量，压力容器的
水位是等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性(一般选择：
15.5MPa;291.4-310℃；20%-64%)
12.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂的作用
13.控制棒按照材料来分可以分为：黑棒束组件和灰棒束组件；吸
收能力强的的黑棒组件用作安全棒，灰棒作为调节棒
14.反应堆中子的三个去向：泄漏到外界；被非裂变材料吸收；被
裂变材料吸收并进一步参与裂变反应。

15.反应堆冷却剂泵分为：屏蔽电机泵，轴封泵（区别：给水泵按
驱动类型分为：汽动给水泵和电动给水泵）
16.蒸汽发生器形状可分为：U形管，直管，螺旋管蒸汽发生器
17.蒸汽发生器的传热的传热计算分为：传热设计计算，传热校核
计算
18.水循环稳定的条件是驱动压头等于总流动压降。

19.稳压器按照原理和结构形式的不同可分为：气罐式稳压器，电
加热式稳压器
20.稳压器压力波动的原因：瞬变过程中反应堆冷却剂体积的变化，
一回路冷却剂泄漏
21.防止腐蚀是冷却剂化学中心任务
22.常用PH控制剂有氢氧化锂，氢氧化铵
23.为了防止闪蒸先降温，后降压
24.除硼离子床是OH－型阴离子树脂床，其作用是用来除去冷却剂
中的硼酸。

25.对含氢废气处理系统是在正压力下运行的，含氧废气处理系统
在负压下运行。

26.高压安注系统工作分为直接注入阶段，再循环阶段
27.重要厂用水系统又称为重要生水系统，是核岛的最终热阱，其
功能为冷却功能与隔离功能
28.反应堆换料水池和乏燃料冷却和处理系统三大功能：冷却净
化充排水
29.核安全三要素：控制反应性，包容放射性物质，反应堆的冷却
30.专设安全设施的原则：设备的可靠性多重性独立性
31.安注系统又称应急堆冷却系统，分为高压安注系统、蓄压箱注
入系统和低压安注系统，其中蓄压箱注入系统为非能动系统，不需要安注信号启动可启动电气设备
32.向喷淋水中加入氢氧化钠除去安全壳大气中的悬浮的碘和碘蒸
汽
33.安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的
唯一系统，分为直接喷淋与再循环喷淋两种方式
34.安全壳隔离分为A阶段与B阶段，后者为隔离的最高级别
35.核电厂的理论热效率低于火电厂，而循环热效率高于火电厂
36.核汽轮组完成能量转换的基本单元称为“级”，级主要由一列喷。