核电设备用SA508—3钢的研究

根据ASME Code的要求，绘制了SA508-3钢的断裂韧性和疲劳特性曲线，表明国产钢的安全裕度较大，生产蒸发器时对母材、焊缝及热影响区都可按此方法测定。

0 引言

核电设备的蒸发器的主体材料SA508—3钢和其它锅炉及压力容器材料一样，完全没有裂纹和缺陷是不可能的。在制造和运行检验中，没发现裂纹和缺陷，仅表示现代无损检验技术尚不能发现此种缺陷。研究材料的失效方式，尤其是最危

险的一种方式—断裂(包括用K

IC 表示的有裂纹的脆性断裂、用RT

NDT

和FATT表示

的无裂纹的脆性断裂和疲劳断裂)，就具有重要的意义。

断裂韧性分析曲线是核电压力容器选材和设计的基础，这在ASME B and PV Sec.Ⅲ APP.G和Sec.Ⅺ.APP.A断裂韧性分析曲线及Sec.Ⅲ APP 图1-9.1的设计疲劳曲线中都有规定。

做出SA508—3的断裂韧性分析曲线与疲劳曲线，用于材料生产前的质量控制，材料生产中的过程控制，材料生产后的检验以及运行中材料的在役监测，作为评价蒸发器安全性的重要数据，确保蒸发器安全运行40年，具有十分重要意义。

设计疲劳曲线表示应力(或应变)——循环疲劳次数的数据，这一曲线绘出了交变应力分量的许用幅度Sa(交变应力范围的一半)对循环次数的关系，按

GB6399的方法，采用轴向加载的均匀截面试样(b)，用一组试样，选取若干个应

力值，分别测定出到达失效的循环数，然后画出Δζ/2-2N

曲线，试验设备为

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验，介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准，通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述，并对试验结果进行了具体的分析和研究标签：安全壳；隔离阀；密封性试验 1 概论某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器。安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的，贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷，贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上，该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门，以保证安全壳的密闭性。安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下，验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验，B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验，C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验，即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说，C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行，仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法，流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时，气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压，由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在保持压力不变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下：

GB713-2008《锅炉和压力容器用钢板》课件

GB713－2008《锅炉和压力容器用钢板》讲解内容 GB713－2008《锅炉和压力容器用钢板》是对GB713－1997《锅炉用钢板》和GB6654—1996《压力容器用钢板》两个标准进行修订合并而成的。这项工作从2005开始，到2007年完成。2008年3月发布新标准，同年9月1日起实施。锅炉及压力容器用钢板是重要产品，关系到生命财产安全，技术要求高，生产难度大。标准的制修订工作难度也比较大，特别由原来已经执行多年的标准合并为一个标准难度更大。为了做好两个标准的修订和合并工作，征求了一些有关单位的意见，调查标准的执行情况，查阅标准档案资料，收集了ISO、EN、JIS和ASTM等国际国外主要标准。国外这方面的标准比较多，尤其是美国，ASTM有30多个压力容器用钢板标准，体系比较乱。日本标准受美国的影响比较明显，JIS的锅炉及压容器用钢板标准也比较多，有11个。EN和ISO压力容器用钢板标准的系列完整、分类清楚、数量不多。EN10028压力容器用钢板包含7部分，即7个标准。ISO9328压力容器用钢板包含5部分，比EN少2个标准，但内容与EN10028的内容是一样的，ISO 正火和调质钢板合订一个标准，TMCP控轧控冷钢也没有单独标准。与国外比，国内压力容器用钢板标准少，不配套、有空缺。GB713和GB 6654对应的国外标准主要有ISO9328－2、EN10028－2、 JIS G 3115、JIS G 4109、ASTM A 299、ASTMA387。对这些标准进行了分析对比，基本了解国内外标准情况和标准水平后，在原标准的基础上，结合国情和使用部门的要求，并参考国际国外标准，对原来两个标准进行修订和合并。这次修订和合并标准的原则，是结合国情和用户的要求，EN10028－2：2002作为重要参照和采用的对象。在新标准中引进国际国外标准中通用的、典型的国内已经生产使用的牌号，淘汰原标准中性能差的、用户不满意的牌号；反映国内冶炼和轧钢技术进步，降低硫、磷等杂质含量，提高钢的纯净度和性能

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明

国家标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》编制说明（征求意见稿）标准编制组 2019年12月

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范一、任务来源及计划要求本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。二、标准编制组组成本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。表1：标准编制组成员名单三、编制过程 3.1 总体过程本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月）主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。

根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月）编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写（2020年1月-2020年3月）待广泛征求行业内的专家意见后，标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论，并对征求意见稿进行修改，按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写（2020年4月-2020年6月）届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况，标准编写组将根据审查意见修改送审稿，完成了报批稿编写。四、标准现状分析我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06-1990），从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求，即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。因此，本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景我国是从AP1000技术引进时，开始接触钢制安全壳这种设备，在之前的核电机组中，我国没有采用过钢制安全壳这种形式，国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目（AP1000）、后续项目和示范项目（国和一号），都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障，其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工

核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。在核电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。坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变； 3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。大亚湾核电厂共有348个系统核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.

布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。我国采用T型布置。安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。安全分为四级1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。抗震分为一、二类和非抗震类（）：抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史

锅炉钢材使用温度范围及部位

钢材使用温度范围

注： 1、A3F钢板的使用限制如下：⑴不得用于介质为极度危害、高度危害或易爆的

受压元件；⑵使用温度0-250℃；设计压力≤0.6MPa；⑷容器容积≤10m3；用于主要受压元件（壳体或成型弯头），板厚≤12mm；⑸用于法兰、法兰盖等，板厚≤16mm。 2、A3钢板的使用限制如下：⑴不得用于介质为极度危害、高度危害或液化石油气容器的受压元件；⑵容器容积≤10m3；⑶用于主要受压元件（壳体或成型弯头）：使用温度0-350℃；设计压力≤1.0MPa；板厚≤16mm；⑷用于法兰、法兰盖、管板及类似受压元件时：使用温度≥-20-350℃；设计压力≤ 4.0MPa；P×Di≤2000(D为公称直径，mm；P为设计压力，MPa)。当使用温度＜0℃（但≥-20℃）且板厚≥30mm时，应校验钢板的常温冲击功（纵向，V型夏比试样，一组三个试样的平均值）不低于27J。 3、16Mn钢板的使用限制如下：⑴未附加校验或保证钢板常温冲击韧性要求的钢板不得用于压力容器主要受压元件；⑵用于法兰、法兰盖、管板及类似受压元件时使用限制同于A3钢；⑶经校验或复验，保证其常温冲击功（纵向，V型夏比试样，平均值）不低于27J时，可用作压力容器主要受压元件，其使用限制如下：a、设计温度0-350；b、设计压力≤2.5MPa；c、板厚≤30 mm。 4、16Mo、INCOLOY800尚无钢板、钢管标准，12CrMo、15CrMo、12Cr2Mo1、 1Cr5Mo尚无钢板标准，设计选用可参照国外相应钢材标准。 5、16Mo长期使用温度超过475℃时应考虑石墨化倾向的影响，因此累计时间超过4年的受压元件应检验是否产生石墨化。 6、超低碳奥氏体不锈钢长期使用温度超过425℃,将导致碳化鉻在晶界析出，而丧失抗晶界腐蚀能力。 7、公称含鉻量≥13%的铁素体不锈钢板（复合板除外）不得用于设计压力≥0.25 MPa，且壁厚＞6mm的压力容器主要受压元件。

锅炉金属材料(非常实用)

锅炉金属材料 1材料分类常用的有金属材料和非金属材料。金属材料有碳钢、合金钢、有色金属、铸铁及其合金。其中应用最为广泛的是碳钢和合金钢。如将钢按用途来划分，有结构钢（建筑及工程用钢或结构用钢，如锅炉中的钢结构等）、工具钢（各种量具、刃具、模具钢等）和特殊性能钢（耐热钢、不锈耐酸钢及电工用钢）；按质量来划分则有普通钢、优质钢和高级优质钢三类；按冶炼方法、钢液脱氧程度和铸锭工艺的不同来划分则有沸腾钢、镇静钢（脱氧完全的钢，化学成分和力学性能均匀、焊接性能和抗腐蚀性好，一般用来做较重要的部件；受压元件用钢即是）和半镇静钢三类；此外还有其余种类的如按金相组织分类方法（下面介绍耐热钢时还要介绍）等。 2锅炉金属材料性能 1）常规性能锅炉常用金属材料的常规力学性能主要有以下几种：弹性极限：金属在力的作用下，形状发生变化，当力去除后，仍能恢复原状的能力称为弹性；而随外力而消失的变形称为弹性变形。。在拉伸试验中，试样未发生永久变形时单位面积所承受的最大力就为弹性极限σe；强度：强度是指金属材料抵抗变形和破坏的能力，即金属材料在外力作用下抵抗变形和断裂的性能，可分为抗拉强度、抗压强度、抗剪强度和抗扭强度等。工程上金属材料的主要强度性能指标是屈服极限σs和抗拉强度σb。金属材料在超过σs的应力下工作，会使零件产生塑性变形；在超过σb的应力下工作时，会引起零件的断裂破坏。σb是试件被拉断前的最大负荷Pb与原横截面积F0之比，σb = Pb / F0，单位为MPa；屈服强度或屈服点σS是指金属材料在拉伸试验中，外力已经超过弹性极限σe，虽然应力不再增加，但试件仍在伸长，试件产生比较明显的塑性变形，此时的应力称之；塑性：金属受外力作用产生变形，当外力去掉后变形不恢复的性能称为塑性；外

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计 1 引言为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段；二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段；二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

超临界锅炉用钢

超临界、超超临界锅炉用钢杨富1，李为民2，任永宁2 （1. 中国电力企业联合会，北京100761；2. 北京电力建设公司北京 100024）摘要：提高火力发电厂效率的主要途径是提高蒸汽的参数即提高蒸汽的压力和温度，而提高蒸汽参数的关键有赖于金属材料的发展。从发展超临界、超超临界机组与发展新钢种的关系以及超临界、超超临界锅炉对钢材的要求，概述了火电锅炉用钢的发展历程以及部分新钢种的性能。关键词：临界、超超临界；锅炉；材料 2020年全国装机容量将达到9.5亿kW，其中火电装机仍然占70%，即今后17年将投产4.0亿kW左右的火电机组。火电建设将主要是发展高效率高参数的超临界（SC）和超超临界（USC）火电机组。从目前世界火力发电技术水平看，提高火力发电厂效率的主要途径是提高蒸汽的参数，即提高蒸汽的压力和温度。发展超临界和超超临界火电机组，提高蒸汽的参数对于提高火力发电厂效率的作用是十分明显的。表1给出了蒸汽参数与火电厂效率、供电煤耗关系［1］。表1 蒸汽参数与火电厂效率、供电煤耗关系机组类型蒸汽压力/Mpa 蒸汽温度/℃电厂效率/％供电煤耗*/kW·h 中压机组 3.5 435 27 460 高压机组9.0 510 33 390 超高压机组13.0 535/535 35 360 亚临界机组17.0 540/540 38 324 超临界机组25.5 567/567 41 300 高温超临界机组25.0 600/600 44 278 超超临界机组30.0 600/600/600 48 256 高温超超临界机组30.0 700 57 215 超700℃机组超700 60 205

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题绪论简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。工作原理：（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、

于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机

表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。（L —字母， N —数字）第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、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。采用一部分灰棒束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。按在运行中的用途分类：控制棒组件可分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，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，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？可燃毒物功能：新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件。他们在第一次换料时全部取走。中子源组件功能：用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外3、组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。设备的识别符号如何定义？设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，

压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

安全壳隔离系统（EIE）一、作用安全壳隔离系统（EIE）用在事故发生时，放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下，确保安全壳的密闭。隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性，保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。二、系统的描述安全壳隔离系统（EIE）使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况（见图1.3.3-1）：（1）安全壳内侧一只手动闭锁阀，外侧一只手动闭锁阀。（2）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只手动闭锁阀。（3）安全壳内侧一只手动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。（4）安全壳内侧一只自动隔离阀，外侧一只自动隔离阀。（5）安全壳内侧一只止回阀，外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于进入管线）（6）安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀（仅用于安全壳内闭合管线）在各隔离阀之间的管段中，当阀门关闭时，由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压，一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。三、系统的运行安全注射时，安全壳第I阶段隔离，对以下系统发生作用：（1）安全注射系统（RIS）：试验管线；（2）化学和容积控制系统（RCV）：下泄管线，轴封水回程管线和上充管线；（3）反应堆硼和水的补给系统（REA）：补充水分配管线；（4）核岛排气及疏排水系统（RPE）：反应堆冷却剂排放管线，工艺排水管线，地面排水管线，含氢排放管线；（5）设备冷却水系统（RRI）：稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线；（6）蒸汽发生器排污系统（APG）；（7）安全壳内大气监测系统（ETY）；（8）核岛氮气分配系统（RAZ）；（9）核取样系统（REN）：除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。安全壳喷淋系统启动时，实施第II阶段隔离，对以下系统发生作用： 152

核电站系统与设备复习资料

一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）工作原理：一回路冷却剂循环：反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷却剂的流动方向等。基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数等，自然循环的原理。系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用系统组成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。

运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV）主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA）主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证 RCV系统的反应性控制功能。组成：一、补水回路两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用四台除盐除氧水泵，每个机组两台两个化学物添加箱，每个机组一个二、硼酸补充回路一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个，第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线投入条件： 3）余热排出系统（RRA）

锅炉用材料

第15章锅炉及压力容器常用钢材 15.1. 锅炉及压力容器对钢材性能的要求按工作条件分为两大类：一、用以制造室温及中温承压元件的钢板与钢管具有特点： 1有较高的室温强度通常以屈服极限 σs和强度极限σb为设计依据，要求有较大的σs和σb良好的韧性性能材料需具有足够的韧性防止脆性断裂，在考虑强度的同时也不能忽略韧性，表示。 (1)材料的韧性通常用冲击韧性值 αk 压力容器用钢的冲击韧性要求 2）冲击韧性值 αk（N·m/cm 20℃-40℃ >=60>=35 (2)还需要考虑时效韧性时效就是钢材经冷加工变形后，在室温或较高温度下，冲击韧性随时间变化。通常在200-300℃，冲击韧性值显著降低。一般要求下降率不超过50%。由于容器断裂过程包括在缺陷处形成裂纹和裂纹扩散两个阶段，相应两种防止断裂方法（1）选用具有足够韧性的钢材以防止裂纹产生，要求如上表所示（2）选用韧性更高的材料，以求在裂纹产生后能够阻止裂纹扩展。（要求温度比无塑性转变温度一半时，要高17℃NPT高一定数值，例如元件的设计应力为屈服极限σ s 3较低的缺口敏感性制造过程中，开孔和焊接会产生局部应力集中，要求材料有较低的缺口敏感性，以防止产生裂纹 4良好的加工工艺性能和焊接性能由于焊接热循环作用，会（1）降低热影响区材料的韧性、塑性（2）在焊缝内产生各种缺陷其中（1）、（2）均会产生裂纹在选材料时需考虑（1）材料中碳的当量值（保证材料具有较好的可焊性）（2）适当的焊接材料和焊接工艺（3）材料具有良好的塑性（碳钢和碳锰钢 δs不低于16%，合金钢δs不低于14%）（4）良好的低倍组织（5）钢材的分层、非金属夹杂物、气孔、疏松等缺陷尽可能减少（防止裂纹的产生）二、用以制造高温承压元件的钢管 1具有足够的蠕变强度、持久强度和持久塑性通常以持久强度为设计依据，保证在蠕变的条件下安全运行

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本使用指引：此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes

锅炉及压力容器对钢材性能的要求

1. 锅炉及压力容器对钢材性能的要求按工作条件分为两大类：一、用以制造室温及中温承压元件的钢板与钢管具有特点： 1 有较高的室温强度通常以屈服极限σs和强度极限σb为设计依据，要求有较大的σs和σb良好的韧性性能材料需具有足够的韧性防止脆性断裂，在考虑强度的同时也不能忽略韧性， (1) 材料的韧性通常用冲击韧性值αk表示。压力容器用钢的冲击韧性要求冲击韧性值αk(N·m/cm2) 20℃-40℃>=60 >=35 (2)还需要考虑时效韧性时效就是钢材经冷加工变形后，在室温或较高温度下，冲击韧性随时间变化。通常在200-300℃，冲击韧性值显著降低。一般要求下降率不超过50%。由于容器断裂过程包括在缺陷处形成裂纹和裂纹扩散两个阶段，相应两种防止断裂方法 (1)选用具有足够韧性的钢材以防止裂纹产生，要求如上表所示 (2)选用韧性更高的材料，以求在裂纹产生后能够阻止裂纹扩展。(要求温度比无塑性转变温度NPT高一定数值，例如元件的设计应力为屈服极限σs一半时，要高17℃ 3 较低的缺口敏感性制造过程中，开孔和焊接会产生局部应力集中，要求材料有较低的缺口敏感性，以防止产生裂纹 4 良好的加工工艺性能和焊接性能由于焊接热循环作用，会 (1)降低热影响区材料的韧性、塑性 (2)在焊缝内产生各种缺陷其中(1)、(2) 均会产生裂纹在选材料时需考虑 (1)材料中碳的当量值(保证材料具有较好的可焊性) (2)适当的焊接材料和焊接工艺 (3)材料具有良好的塑性(碳钢和碳锰钢δs不低于16%，合金钢δs不低于14%) (4)良好的低倍组织 (5)钢材的分层、非金属夹杂物、气孔、疏松等缺陷尽可能减少(防止裂纹的产生) 二、用以制造高温承压元件的钢管 1 具有足够的蠕变强度、持久强度和持久塑性通常以持久强度为设计依据，保证在蠕变的条件下安全运行 2 具有良好的高温组织稳定性长期高温下不发生组织变化 3 具有良好的的高温抗氧化性要求材料在高温条件下的氧化腐蚀速度小于0.1mm/a 4 具有良好的加工工艺性要求冷加工性(冷态弯曲)和焊接性 2. 锅炉与压力容器用钢的分类一、工作温度低于500℃的钢材碳素钢和低合金结构钢 1 铁素体-珠光体结构钢屈服强度σs为300-450MPa

核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题

一、填空题（共20分，每题2分）得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.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。 3.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。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.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。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式； 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器； 19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ； 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵； 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环

核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

锅炉及压力容器常用钢材

锅炉及压力容器常用钢材 1. 锅炉及压力容器对钢材性能的要求按工作条件分为两大类：一、用以制造室温及中温承压元件的钢板与钢管具有特点： 1 有较高的室温强度通常以屈服极限σs和强度极限σb为设计依据，要求有较大的σs和σb良好的韧性性能材料需具有足够的韧性防止脆性断裂，在考虑强度的同时也不能忽略韧性， (1) 材料的韧性通常用冲击韧性值αk表示。压力容器用钢的冲击韧性要求冲击韧性值αk(N?m/cm2) 20℃ -40℃ >=60 >=35 (2)还需要考虑时效韧性时效就是钢材经冷加工变形后，在室温或较高温度下，冲击韧性随时间变化。通常在200-300℃，冲击韧性值显著降低。一般要求下降率不超过50%。由于容器断裂过程包括在缺陷处形成裂纹和裂纹扩散两个阶段，相应两种防止断裂方法 (1)选用具有足够韧性的钢材以防止裂纹产生，要求如上表所示 (2)选用韧性更高的材料，以求在裂纹产生后能够阻止裂纹扩展。(要求温度比无塑性转变温度NPT高一定数值，例如元件的设计应力为屈服极限σs一半时，要高17℃ 3 较低的缺口敏感性制造过程中，开孔和焊接会产生局部应力集中，要求材料有较低的缺口敏感性，以防止产生裂纹 4 良好的加工工艺性能和焊接性能由于焊接热循环作用，会 (1)降低热影响区材料的韧性、塑性 (2)在焊缝内产生各种缺陷其中(1)、(2) 均会产生裂纹在选材料时需考虑 (1)材料中碳的当量值(保证材料具有较好的可焊性) (2)适当的焊接材料和焊接工艺 (3)材料具有良好的塑性(碳钢和碳锰钢δs不低于16%，合金钢δs不低于14%) (4)良好的低倍组织 (5)钢材的分层、非金属夹杂物、气孔、疏松等缺陷尽可能减少(防止裂纹的产生) 二、用以制造高温承压元件的钢管 1 具有足够的蠕变强度、持久强度和持久塑性通常以持久强度为设计依据，保证在蠕变的条件下安全运行 2 具有良好的高温组织稳定性长期高温下不发生组织变化 3 具有良好的的高温抗氧化性要求材料在高温条件下的氧化腐蚀速度小于0.1mm/a 4 具有良好的加工工艺性要求冷加工性(冷态弯曲)和焊接性

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？其特性曲线有何特点？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？发生大破口失水事故后，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，为保证管线打开或关闭成功，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。安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。第六章核电厂热力学最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核电厂各过程什么设备中进行？在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？