核电厂系统与设备-复习题教案资料.pdf

一、词汇简写与翻译1、聚变 fusion 裂变 fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳 Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP 反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR 铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR 气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR 超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR 熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR 先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR 沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS 安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA 质量保证Quality Assurance 31、ASME 美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS 化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、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 Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段： hot leg 冷管段： cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、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28030017.一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1.4 103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 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.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.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/s11.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17 17 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 6MW 3、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） t 9、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。