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1、精选优质文档-倾情为你奉上一、 词汇简写与翻译1、 聚变fusion 裂变fission2、 安全壳 Containment Structure3、 包壳Cladding4、 控制棒 Control Rods 5、 压力容器 Reactor Vessel6、 汽轮机 Turbine7、 冷凝器 Condenser8、 RCP反应堆冷却剂泵 Reactor Coolant Pumps9、 SG 蒸汽发生器 Steam Generator10、 SFR 钠冷快堆系统 Sodium Cooled Fast Reactor System11、 LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fa
2、st Reactor System12、 GFR气冷快堆系统 Gas Cooled Fast Reactor System13、 VHTR超高温堆系统 Supercritical Water Cooled Reactor System14、 MSR熔盐堆系统 Molten Salt Reactor System15、 RPV 反应堆压力容器 Reactor Pressure Vessel16、 IAEA 国际原子能组织 International Atomic Energy Agency17、 EPR 欧洲压水堆 European Pressurized Reactor18、 ABWR先进的沸
3、水反应堆 Advanced Boiling Water Reactor19、 PWR 压水堆 Pressure Water Reactor20、 BWR沸水堆 Boiling Water Reactor21、 CEFR 中国实验快堆 China Experiment Fast Reactor22、 DOE 美国能源部 Department of Energy23、 NRC 美国核管理委员会 Nuclear Regulatory Commission24、 CNNC 中国核工业集团总公司 The China National Nuclear Corporation25、 CGN26、 CSS安全
4、壳喷淋系统 Containment Spray System27、 RCS 反应堆冷却剂系统 Reactor Coolant System28、 OBE 运行基准地震 Operating Basis Earthquake29、 DBA 设计基准事故 Design Basic Accident30、 QA质量保证 Quality Assurance31、 ASME美国机械工程师协会 American Society of Mechanical Engineers32、 CVCS化学和容积控制系统 Chemical and Volume Control System33、 RBWM/REA 反应堆
5、硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up34、 RHR 余热排出系统 Residual Heat Removal 35、 CCWS/RRI 设备冷却系统 Component Cooling Water System36、 ESWS/SEC 重要厂用水系统 Essential Service Water System37、 PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment38、 WTS 废物处理系统 Waste Treatment System39
6、、 热管段：hot leg 冷管段：cool leg40、 PPM 百万分之一 Parts Per Million41、RX：安全壳厂房KX：燃料厂房及换料水池1. 核能在人类生产和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应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。3.通常把反应堆、反应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应堆和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、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。7.安全分级的主要目的是正确
7、选择用于设备、制造和检验的规范和标准。8.安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震类，抗震类和非抗震类（NA）。10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。11.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。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。13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用24条环路并联形成。14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数
8、的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280300。17.一回路系统的总阻力约为0.60.8MPa。18.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。19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。 21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。25.蒸汽发
9、生器是分隔一次测、二次侧介质的屏障。26.按传热管形状可分U形管、直管 、螺旋管蒸汽发生器。27.蒸汽发生器的传热计算分:传热设计计算、传热校核计算。28.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。29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4103的限值。30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。31.常用PH值控制剂有氢氧化锂和氢氧化铵。32.为防止闪蒸先降温，后降压。33.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。34.设备冷却水系统正常工况运行是利用系统的压力差完成的。35.对含氢废气处理的基本方法是储存衰变，待其放射性衰
10、变到可向环境排放水平。36.含氢废气处理系统在正压下运行，含氧废气处理系统在负压下运行。37.高压安注系统的工作分为直接注入阶段和再循环注入阶段。38.蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。39.安全壳的尺寸取决于堆功率。40.向喷淋水中加入NaOH除去安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。41.安全壳隔离一般分为两个阶段，即A阶段和B阶段。42.安全壳B阶段隔离是最高级别的隔离。43.压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转换为电能的动力转换系统。44.每根主管道上设有主蒸汽隔离阀，为快速隔离阀。45.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。46.主蒸汽管道的管径按最大
11、蒸汽流量工况下，流速不超过50m/s的原则确定。47.安全阀是防止一二回路超压的最后保护措施。48.减少端差的主要办法是增加传热面。49.近代大型核电厂二回路加热器连接方式采用多列大旁路的设计。50.疏水方式有采用逐级自流的连接系统，采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。51.给水泵按驱动机类型分：汽动给水泵、电动给水泵。52.给水除氧分为化学除氧和物理除氧两类。53.蒸汽排放系统在达到排放要求时，优先启用凝汽器和除氧器排放系统。54.蒸汽排放的控制模式有温度模式和压力模式。55.全挥发处理已成为二回路水质控制的主要方法，他的一种添加剂是联氨（N2H4），既起到除氧作用，又可控制PH值。56.
12、核电厂停闭运行有正常停增长和事故停闭两种。57.AP600的应急冷却剂采用非能动和无人值岗的安全慨念。58.根据反应堆类型，核电厂主要分压水堆、沸水堆、轻水堆核电厂。59.对于特定的核燃料循环，主要有外在的屏障加以补充保护。60.第四代核电系统将作为今后20年世界核能当下的主要系统。B卷 1.压水堆蒸汽发生器传热管断裂事件在事故中居首位。 2.核电厂化容系统补偿是由温度变化引起的。 3.蒸汽发生器的水位是指蒸汽发生器二次侧水面的高度。 4.现代核电厂普遍采用具有中间再热的回热循环。 5.辅助给水系统满足单一故障准则，设计成两个系列。 6.1954年前苏联建成第一座核电厂。奥布林斯克核电站。 7
13、.发展核能是我国能源政策的基本方针。 8.核岛利用核能产生蒸汽。 9.对于特定的核燃料循环，要有外在屏障加以补充保护。 10.秦山核电厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s。 11.压水堆一回路的系统工作压力约为15MPa。 12.核电厂一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。 13.压水堆燃料元件是1717正方形排列。 14.次级中子源棒组件用于压水反应堆满功率运行两个月后的反应堆停堆后再启动。 15.自然循环是指在闭合回路内依靠流体的密度差所产生的驱动从而实现的循环。 16.反应堆冷却剂是一个以高温高压为工质的封闭回路。 17.正确确定压水堆稳压器的容积对于核电厂的安
14、全运行和指标都有重要意义。 18.压水堆核电厂对于一回路小的泄漏，由化容系统提供足够的补给水。 19.压水堆一回路的降温降压过程可分为两个阶段。 20.PCM是核电厂运行中常用的反应性单位。二、 知识点1、5MWe：电功率5MWe（兆瓦）2、6MW（Th）：热功率6MW3、 核电站发电时的能量转换：【反应堆】核能热能【汽轮机】热能机械能 （与火电站发电时最大的不同，火电站是在【锅炉】）【发电机】机械能电能即：核能【反应堆】热能【汽轮机】机械能【发电机】电能4、 核电站各个回路的主要器材：一回路：反应堆、稳压器、蒸汽发生器（一次侧）、主泵二回路：蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机三回路：冷凝器、主给水
15、泵5、 链式核裂变：中子撞击原子核引起原子核裂变。裂变的过程中释放出能量，产生23个新的中子。新产生的中子引起新的原子核裂变。裂变反应连续不断的进行下去，不断产生新能量，这个反应就是链式核裂变反应。6、 一年 100万千瓦级火电厂需煤 330万吨 100万千瓦级核电厂需核燃料 30吨7、 世界三大能源：煤、石油、天然气 三大能源再利用中产生的问题： 生态环境污染；能源的不可再生性；能源的利用率低。8、 温度的计量单位：T（k） t（） f（F） 其中f=32+（9/5）t9、 电厂容量因子（按年计）=运行发电时间/总时间（通常为365）10、 在反应堆物理分析中通常按中子的能量把它们分为：热中
16、子（1eV以下） 超热中子（1eV0.1MeV） 快中子（0.1MeV以上）11、 热阱：吸收热量的物体。（低温热源）12、 典型的百万千瓦级（1000MWe）核电厂的回路主要系统与设备数：三个回路、三台蒸汽发生器、三台主泵（反应堆冷却剂泵）、一个反应堆堆芯、一台稳压器特殊的AP1000 三个回路两套、两台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器13、 核岛主要系统 RCP：反应堆冷却剂系统 CVCS：化学和容积控制系统 REA：反应堆硼和水的补给系统 RHR/RRA：余热排出系统 PTR：反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 SIS：安全注入系统 EAS：安全壳喷淋系统14、 辐射安全要求：五年内平均不
17、超过 20mSv/年一年内平均不超过 50mSv/年（GB6249-2011）核电厂周围公众有效剂量限值：0.25mSv/a（GB4792-84）从事放射性工作的人员不超过：0.05Sv/a 核设施周围居民不超过：0.001Sv/a实际上，100wkw级核电站会对周围公众产生：0.05mSv/a15、 核电厂厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式：T型：汽轮机页片旋转平面与反应堆厂房不相交。L型：汽轮机页片旋转平面与反应堆厂房相交。16、 切伦科夫辐射的明显特点：有蓝色的光发出。17、 核电厂安全系统功能（3C控制）： 反应堆控制 REACTIVITY CONTROL 余热排出COOL 放射性包
18、容CONTAIN18、 核电厂多道屏障： 燃料棒包壳 反应堆冷却系统及压力边界 安全壳19、 单位： 质量流量： kg/s t/s l/s 体积流量： m/s m/h20、Loop事故：失去厂外电事故21、 过冷度：指在一定压力下冷凝水/水的温度低于相应压力下饱和温度的差值。22、 稳压器运行中不能出现的情况： 排空现象 满溢现象23、 压水反应堆燃料元件排列方式：长方体燃料组件六棱柱燃料组件24、 自调性：负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡。自稳性：反应堆出现内外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。25、 稳压器压力控制原理：压力正被动时（）：启动喷淋系统。压力负波动时（）：启动闪蒸、
19、电加热器。26、 反应性的四种控制方法： 中子吸收体移动法 慢化剂液位控制法 燃料控制法 反射层控制法27、 反应堆停堆初期（T=0）衰变热的功率=7%满功率28、 燃耗：装入堆芯的单位质量核燃料所发出的能量。（J/ku） 工业上的单位为：MWD/TU 兆瓦日/吨铀 亦有pt/tu29、 反应堆的三种棒型及其作用： 安全棒/停堆棒：紧急停堆。 调节棒：调节功率。 补偿棒：补偿反应性。30、 用硼酸控制反应性的缺点：水温升高水密度减小单位体积中硼原子数减少正的慢化剂温度系数不稳定31、 余热排出系统的两个水源： 换料水箱 安全壳地坑32、 比放射性：单位体积or单位质量核素的放射性活度单位是：B
20、q/m Bq/L Bq/kg三、 课后作业：略1 中国发展核电的基本政策 坚持集中领导、统一规划、并与全国能源和电力发展相衔接；在核电的布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区；在发展核电的过程中，充分利用我国丰富的核能资源，包括天然铀及加工能力，核燃料设计制造能力和核电厂设计、制造、建造和运行经验；坚持“质量第一，安全第一”；坚持“以我为主，中外合作”，把多渠道筹措资金发展核电和引进技术、推动国产化相结合，逐步实现自主设计，自主制造，自主建设，自主营运。2大三步 热中子反应堆 快中子反应堆 可控聚变堆 小三步 第二代压水堆核电站 第三代核电站非能动压水堆核电站 第四代核电站FR
21、 SCWR MSR3第四代 技术要求 具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散4链式核裂变反应 中子撞击原子核引起原子核裂变 裂变的过程释放出能量 产生2-3个新的中子 新产生的中子引新的原子核裂变 裂变反应连续不断的进行下去。5 100万千瓦 设备数量？ 3个环路 1个反应堆芯 3台蒸汽发生器 3台主泵 1台稳压器6 开式供水 冷却水进水温度较低 有利于汽轮机组的经济运行 而且系统简单 投资较低 但冷却水一次通过不重复使用。闭式 受自然条件影响小 运行比较稳定 占地面积也比较小 适合远离水源不足的大型核电厂采用。7 发电机的配电系统的组成 发电机 励磁机 主变压器 启动变压
22、器 高压开关站 柴油发电机组等。8 厂址 它们包括接近电力负荷中心、有充足的冷却水源、交通运输方便、有良好的自然条件( 如地形、地质和地震等) 、减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。核电厂选址基本原则除了要满足常规电厂所必需的条件外, 还应尽量减少释放放射性对环境的影响, 以确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。归结起来, 核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三个方面。9 核心区厂房 反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房。蒸汽发生器、汽水分离再热器及二回路系统有关的辅助系统。1o 安全功能的系统
23、(1 ) 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段 (2 ) 为停堆后从堆芯导出余热提供手段 (3 ) 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段, 以确保事故工况之后的任何释放 不超过容许极限。11核电厂安全一级设备部件 安全一级包括反应堆冷却系统中的主要配压设备 反应堆压力器 主管通以延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道 反应堆冷却剂泵 稳压器 蒸汽发生器和控制棒驱动机构的壳体。 12 单一故障 导致系统或者系统组件在执行其预期安全功能时失效的故障，和任何随之引发的故障。在压水堆设计中，为了满足总体设计准则，防止那些对安全极为重要的系统或部件发生单项故障而失去其功能，制定了单一故障准则。单一故障准
24、则就是系统中发生单一故障后不影响系统执行其功能。13 核电厂 安全设计原则 。多道屏障 纵深防御 单一故障准则 抗自然灾害的功能 辐照剂量标准。14 三道屏障 燃料棒包壳 一回路系统的承压边界 安全壳。15 主泵的杨程 杨程是泵所输送的单位重量流经泵所获取的能量 以液柱高表示。16 水锤现象 给水进入时 过冷水使蒸汽迅速凝结 造成局部真空 给水涌入这一空间 给水环和水管路产生很大的动载荷。17 汽蚀 由于流体动力作用 运动液体的局部压力降低到液体温度下的饱和压力时 液体就开始汽化而形成汽泡 汽泡就随液体到达静压超过饱和蒸汽压力的区域时 蒸汽突然凝结而使汽泡破裂 这种破裂在很短时间内发生周围液体
25、以极高的速度向汽泡原来所占的空间冲去 产生了强烈的高频水力冲击 从而使泵的构件受到严重损伤 蒸汽凝结-汽泡破裂的整个过程极其一系列现象。18 干度 湿蒸汽中所含干蒸汽的质量百分比称干度 也称质量含汽率19 反应堆冷却剂系统主要功能： （1）在正常运行时载出热量，通过蒸汽发生器传给二回路工质产生蒸汽，驱动汽轮机发电机组发电。 （2）停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内衰变热。 （3）系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 （4）反应堆冷却剂是可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射层作用。 （5）控制一回路压力，同时实行超压保护。20压水反应堆主要设备 堆芯（燃料组件、堆芯功能组
26、件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动机构。21 压水堆燃料排列方式 长方体燃烧组件 六棱柱燃料组件。22 黑棒 能将撞到控制棒上的中子全部吸收的控制棒 灰棒 部分吸收23 控制棒的驱动作用 控制棒组件在堆芯内上下抽插 以实现反应堆的启动 功率调节 停堆和事故情况下的安全控制24为反应堆冷却剂提供驱动压头, 保证足够的强迫循环流量通过堆芯, 把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器, 产生推动汽轮机做功的蒸汽。25 轴封泵由组成 水力机械部分 轴封组件 电机。26 电机防逆转装置作用 阻止在冷却剂倒流情况下泵发生反转27 压水堆核电厂 较广泛SG 立式U形管自然循环 卧式自然循环 立式直流28
27、 压力控制 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, 压力控制系统启动加热器, 使部分水蒸发, 升高蒸汽压力。29 蒸汽发生器作用 将反应堆产生的热量传递蒸汽发生器二次侧 产生蒸汽推动汽轮机做功 将一次侧放射性冷却剂 二次侧水蒸气分隔开。30.反应堆冷却剂泵的基本要求：能长期在无人维护情况下安全可靠地工作。冷却剂的泄漏尽可能少。转动部件应有足够大的转动惯量。过流部件耐高温和硼酸水的腐蚀。便于维修。31.压水堆核电厂的辅助系统的功能：排出核燃料剩余功率。对反应堆冷却剂进行化学和容积控制。进行设备的冷却。 废物的收集和处
28、理。核岛通风空调系统。32.什么是端差？影响有那些？减少端差的方法是什么？答：加热蒸汽压力对应的饱和温度和加热器出口水温之差称为端差。端差加大了蒸汽的做功能力损失，降低了电厂的热经济性。减小端差的主要办法是增加传热面。反应堆1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆堆芯，堆内构件，压力容器和顶盖，控制棒驱动机构2、堆芯内有多少束燃料组件？试述燃料组件的结构。 157束燃料组件。3、 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为分两类。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 按功能分类：控制棒组件可分为功率
29、调节棒、温度调节棒和停堆 棒。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4、 可燃毒物和中子源组件的功能是什么? 可燃毒物棒：新堆装料时，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，为了补偿堆内过剩反应性，装入66束具有 较强吸收中子能力的可燃毒物组件。 中子源组件：反应堆初次运行之前和长期停堆之后，堆芯内中子很少， 此时如果启动，堆芯外核仪表无法探测到堆内的中子注量率水平。为了安 全启堆，必须随时掌握反应堆次临界程度，以避免发生意外的超临界。RCP4、保持蒸汽发生器水位的必要性是什么？ 将水位保持在与负荷相匹配的水平，防止瞬态时水位过高或过低。 水位过高会淹没干燥器，增加出口蒸汽的湿度，损害汽轮机叶片；水位过低， 造成蒸汽发生器传热管部分暴露于蒸汽中，造成热应力损坏。5、 主泵由哪些主要部件组成？主要部件的作用是什么？ 组成：由电动机、轴封组件和水力部件三部分组成。专心-专注-专业