核电厂系统与设备-复习题
一、词汇简写与翻译1、聚变裂变2、安全壳3、包壳4、控制棒5、压力容器6、汽轮机7、冷凝器8、反应堆冷却剂泵9、蒸汽发生器10、钠冷快堆系统11、铅冷快堆系统12、气冷快堆系统13、超高温堆系统14、熔盐堆系统15、反应堆压力容器16、国际原子能组织17、欧洲压水堆18、先进的沸水反应堆19、压水堆20、沸水堆21、中国实验快堆22、美国能源部23、美国核管理委员会24、中国核工业集团总公司25、26、安全壳喷淋系统27、反应堆冷却剂系统28、运行基准地震29、设计基准事故30、质量保证31、美国机械工程师协会32、化学和容积控制系统33、反应堆硼和水的补给系统34、余热排出系统35、设备冷却系统36、重要厂用水系统37、反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统38、废物处理系统39、热管段：冷管段：40、百万分之一41、：安全壳厂房：燃料厂房与换料水池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与辅助系统组成。
3.通常把反应堆、反应堆冷却剂系统与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与辐射安全等三方面。
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Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（）。
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2~4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15。
16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。
17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8。
18.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器与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1.4×10‐3的限值。
30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。
31.常用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﹣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，又可控制值。
56.核电厂停闭运行有正常停增长和事故停闭两种。
57600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。
11.压水堆一回路的系统工作压力约为15。
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是核电厂运行中常用的反应性单位。
二、知识点1、5：电功率5（兆瓦）2、6（）：热功率63、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2~3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：热中子（1以下）超热中子（10.1）快中子（0.1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（1000）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——1000三个回路→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①：反应堆冷却剂系统②：化学和容积控制系统③：反应堆硼和水的补给系统④：余热排出系统⑤：反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统⑥：安全注入系统⑦：安全壳喷淋系统14、辐射安全要求：五年内平均不超过20年一年内平均不超过50年（6249-2011）核电厂周围公众有效剂量限值：0.25（4792-84）从事放射性工作的人员不超过：0.05核设施周围居民不超过：0.001实际上，100级核电站会对周围公众产生：0.0515、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）：①反应堆控制②余热排出③放射性包容18、核电厂多道屏障：①燃料棒包壳②反应堆冷却系统与压力边界③安全壳19、单位：质量流量：体积流量：m³m³20、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：①排空现象②满溢现象23、压水反应堆燃料元件排列方式：①长方体燃料组件②六棱柱燃料组件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、电加热器。
26、反应性的四种控制方法：①中子吸收体移动法②慢化剂液位控制法③燃料控制法④反射层控制法27、反应堆停堆初期（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。
（·u）工业上的单位为：·兆瓦·日/吨铀亦有p··u29、反应堆的三种棒型与其作用：①安全棒/停堆棒：紧急停堆。
②调节棒：调节功率。
③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：①换料水箱②安全壳地坑32、比放射性：单位体积单位质量核素的放射性活度单位是：³三、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，包括天然铀与加工能力，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。
核电厂电气设备复习题(有答案)
选择题：1.感应电动机的额定功率（B）从电源吸收的总功率。
A.大于；B.小于；C.等于2. 电动机铭牌上的“温升”是指（A）允许温升。
A.定子绕组；B.定子铁芯；C.转子个3.电动机从电源吸收无功功率，产生（C）。
A.机械能；B.热能；C.磁场4. 电动机定子旋转磁场的转速和转子转速的差数，叫做（A）。
A.转差；B.转差率；C.滑差5.当外加电压降低时，电动机的电磁力矩降低，转差（B）。
A.降低；B.增大；C.无变化6.交流电流表指示的电流值，表示的示交流电流的（A）。
A.有效值；B.最大值；C.平均值7.我们使用的测量仪表，它的准确等级若是0.5级，则该仪表的基本误差是（C）。
A.+0.5％；B.-0.5％；C.±0.5％8.断路器切断电流时，是指（C）。
A.动静触头分开；B. 电路电流表指示为零；C.触头间电弧完全熄灭9.蓄电池电动势的大小与（A）无关。
A.极板的大小；B.蓄电池内阻的大小；C.蓄电池比重高低。
10.蓄电池所能输出的能量与它的极板表面积（C）。
A. 没有关系；B.成反比；C. 成正比。
11.电流互感器二次回路阻抗增加时，其电流误差和角误差（A）。
A. 均增加；B.均减小；C.电流误差增加，角误差减小。
12.零序电流只有在（B）才会出现。
A. 相间故障；B. 接地故障或非全相运行；C. 振荡时。
13.涡流损耗的大小，与铁芯材料的性质（B）。
A. 没有关系；B.有关系；C. 关系不大。
14.磁滞损耗的大小与周波（C）。
A. 无关；B.成反比；C. 成正比。
15.不同的绝缘材料，其耐热能力不同，如果长时间在高于绝缘材料的耐热能力下运行，绝缘材料容易（B）。
A. 开裂；B.老化；C. 破碎。
16.铅酸蓄电池在放电过程中，其电解液的硫酸浓度（B）。
A. 增大；B.减小；C. 无变化。
17.SF6气体断路器其SF6气体的灭弧能力是空气的（C）倍。
A. 50；B.80；C. 100。
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)
2024年核电基础知识考试题库及答案（最新版）一、单选题1.强度是指材料在外力的作用下（）的能力。
A、抵抗变形和破坏B、产生塑性变形而不被破坏C、抵抗其它更硬物体压入其表面参考答案：A2.无论哪种照射，都应遵守辐射防护三原则，包括：?原则、防护最优化原则、个人剂量限值的应用原则。
A、正当性；B、ALARA；C、确定性参考答案：A3.在核电厂的所有工况下，包括全厂失电的情况下，要求不间断地连续供电的是______。
A、第一类用户B、第二类用户C、第三类用户参考答案：A4.反应性控制的类型不包括：A、液位控制B、功率控制C、补偿控制D、紧急停堆控制参考答案：A5.反应堆功率正比于反应堆的？A、热中子最大通量B、热中子平均通量C、热中子最小通量D、快中子平均通量密度参考答案：B6.拉伸实验时，试样拉断前所能承受的最大应力称为材料的()。
A、屈服强度B、抗拉强度C、弹性极限参考答案：B7.压水堆核电厂，链式裂变反应是由维持的。
A、热中子B、快中子C、γ射线参考答案：A8._____是压力容器用以储存物料或完成化学反应所需要的主要空间，是压力容器的最主要的受压元件之一。
A、封头B、筒体C、密封装置参考答案：B9.当主保护或断路器拒动时，用来切除故障的保护为。
A、后备保护B、辅助保护C、异常运行保护参考答案：A10.技术规格书不适用于异常或事故工况，在这种工况下的安全保证是通过来实现的。
A、事故程序B、正常运行规程C、操作单参考答案：A11.g射线束强度减弱为入射强度一半时，吸收材料厚度称为半吸收厚度，或半值层，关于g射线的减弱系数，以下描述正确的是?A、水的减弱系数最大；B、石蜡是g射线理想的屏蔽材料；C、铅对g射线的减弱系数大于水和石蜡参考答案：C12.核反应堆的反应性ρ=0，则表示该反应堆？A、临界B、超临界C、次临界D、无法判断参考答案：A13.安全阀是一种自动阀门，它不需要借助外力而是利用介质本身的压力来排除额定数量的流体，它能够防止锅炉、压力容器或压力管道等承压装置和设备因_____而破坏。
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1、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站。
主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）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。
2、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，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，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。
3、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，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）I-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。
2023年核电厂安全考试经典知识题库
2023年核电厂安全考试经典知识题库综合测试题(共58个，分值共：)1、第四代先进反应堆系统有什么特点？①必须具有非常低的堆芯破损概率，堆芯熔化概率小于10^-6/（堆*年）②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性③在事故条件下无厂外放射性物质的释放，不需场外应急，即无论核电厂发生什么事故，都不会对厂外公众造成损害④初始投资低于1000美元/kW⑤建设周期小于3年⑥电力生产成本每度电低于3美分，能够和其他电力生产方式竞争2、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提示7种）压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、3、设计上如何防止共模故障？采用实体隔离和设备多样性4、狭义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些，实施措施有哪些？在核电厂的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害所采取的技术和组织上的措施的综合。
这些措施包括确保核设施的正常运行、预防事故的发生和限制可能的事故后果。
5、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性？应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则，设置可靠的辅助设施，避免共因故障，考虑设备停役的影响6、发生反应性事故的现象，原因，处理有哪些？（重点）现象与危险：发生反应性事故时，反应性上升引起热流密度增加，接着引起燃料元件温度和冷却剂温度升高，可能会出现瞬发临界，有导致偏离泡核沸腾的危险；若进一步导致超功率，有可能引起燃料元件融化，反应堆有失控的危险；堆芯内反应性的变化，在局部热点处有可能出现偏离泡核沸腾和超功率，将引起反应堆中热流密度和温度空间分布的改变。
如果在功率运行工况下发生反应性事故，堆内将出现严重过热，可能造成一回路系统压力边界的破坏。
原因分析：一是机械故障，如控制棒驱动机构失灵，或控制棒驱动机构罩壳破裂；二是电气故障，如控制棒调节系统的故障；三是人因引起故障。
核电复习题
核电厂电气原理与设备第一、二章复习题1．核电厂一次设备的作用及构成？2．核电厂二次设备的作用及构成？3．核电厂的电气设备在安全上是如何分级的？4．电弧是如何形成的？5．简述交流电弧的熄灭条件。
6．熔断器的作用是什么？7．简述熔断器的主要参数。
8．什么是熔断器的安秒特性曲线？9．简述高压断路器在电力系统中的作用及分类。
10．真空断路器有什么特点？11．SF6断路器有什么特点？12．断路器的操动机构的作用是什么？13．简述隔离开关的用途及特点。
14．在高压断路器和隔离开关之间为什么要设联锁装置？15．简述电气贯穿件的用途。
16．电气贯穿件密封体现在哪几个方面？17．简述避雷器的分类。
18．氧化锌避雷器的优点有哪些？第三章复习题1．低压开关柜分几类？主要特点是什么？2．简述固定式低压开关柜与抽屉式开关柜的结构特点。
3．简述中压接触器—熔断器组合电器特点及适用场合。
4．简述GIS封闭组合电器的优缺点。
5．为什么GIS封闭电器中隔离单元气体是互相不通的？6．发电机断路器使用有哪些优越性？7. 发电机断路器是如何分类的？8．简述发电机断路器的基本参数。
第四章复习题1．简述直流系统在核电厂中的作用。
2．直流系统一般分为几种电压等级？确定用电设备额定电压的一般原则是什么？3．直流系统一般由哪几部分组成？4．简述整流器的基本运行方式。
5．蓄电池充电一般采用恒压限流的充电方式，请简述恒压限流充电方式的特点。
6．直流系统接地有什么危害？7．为什么核电厂的重要设备采用UPS系统供电？第五章复习题1．简述变压器的基本原理。
2．变压器由哪些部件构成？这些部件的作用是什么？3．什么是变压器的励磁涌流？有哪些危害？4．变压器按用途分类有哪些？5．简述什么是变压器空载运行和负载运行。
6．为何电压互感器副边不允许短路？为何电流互感器副边不允许开路？7．变压器的冷却方式有哪些？8．变压器的调压方式有哪两种？9．什么是变压器空载电流？什么是变压器阻抗电压？10．简述变压器在不同负载状态下的运行方式。
《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。
核电站操纵员取照考试习题集——系统及设备
接管区上壳段特点是：
1) 有 4 个整体冲压成型的接管Φ850，是反应堆冷却剂四个环路上的出口接管（热管
段）；
2) 有 2 个接管Leabharlann 250，是 2 个中压安注箱接管；
3) 有 1 个接管Φ250，是仪表接管； 4) 在上壳段外表面上焊有 2 个套管，用于测量运行时容器外表面的温度。
5) 在上壳段内表面上焊有隔流环，用于将反应堆压力容器和堆芯吊篮间的环形流道分
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
系统和设备
第二章 核电厂系统和设备
目录
2.1 一回路系统和设备 2.2 主要工艺及辅助系统 2.3 安全系统 2.4 废物处理系统 2.5 二回路系统及设备
2.6 电气系统
2－2 2－25 2－44 2－52 2－57 2－72
2—1
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
1) 由于反应堆冷却剂平均温度变化比较大，就要求一回路具有很大的体积变化补偿能 力（稳压器），使一回路压力补偿问题变得严重了；
2) 对于具有负温度系数的压水堆，在功率提升中要求有较大的控制棒位移，以进行反应 性补偿。
画出一回路运行的各标准状态图。
画出一回路系统的流程简图，并标出主要设备的名称。
2—2
一回路降温速率不超过 30℃／h，这就提供了足够的安全系数。
稳压器建立汽腔前稳压器的升温速率为≤20℃／h，建立汽腔后为≤30℃／h，这是限制升、 降温过程中对反应堆压力容器产生的热应力和冷却剂压力所产生的应力之和不超过设计 允许值。
当发生蒸汽发生器传热管破裂时，降温速度为≤60℃／h。
反应堆压力容器接管区上壳段和接管区下壳段的特点是什么？
为什么在压水堆核电厂必须保证一回路水有足够的过冷度？
核电厂蒸汽动力转换系统复习题
18．多级汽轮机的轴向推力是如何形成的，如何平衡？
气流流经动叶时，动量交换产生的轴向力，叶轮前后压差产生的轴向力， 转子阶梯形轴间面积有压差产生的。
平衡：气缸对称分流，反向流动布置，冲动式汽轮机除了调节级和最后几 级反动度较高的，其他的可以开平衡孔。反动级在轴上可以装平衡活塞或平衡 活塞气封。设置推力轴承平衡剩余的轴向力。
5．回热抽汽压力与给水温度和回热动力因素间是何关系？影响回热效果的因素 有哪三个？
z
∑αi ( h0 − hi )
( ) 关系： Arg
=
i =1
αc
h0 − hc
影响因素：回热分配，给水温度，回热级数。
6．火电机组的再热循环与压水堆核电机组的再热循环有何不同？画出其汽轮机 热力过程的 h-s 图。写出再热机组的热耗率表达式。
反动级： x1,opt,r=e
u= c1
cosα1
带一定反动度的冲动级：
x1,opt
=
cosα1
2(1− Ωm
)
作工能力大小比较：带一定反动度的冲动级﹥反动级﹥冲动级
12．什么是部分进汽度，为何要采用部分进汽？压水堆核电汽轮机是否采用部 分进汽？
部分进气度：工作喷嘴所占的弧段长度与整个圆周长的比值。 采用部分进气原因：进气容积流量小，全周进气的叶高小，效率低。（但 这种方式有部分进气损失） 压水堆核电汽轮机是否采用部分进汽：否
15．多级汽轮机的热功转换过程中除了产生级内损失外，还有哪些热损失？多 级汽轮机的高、中、低压段有那些不同的性能特点？
损失：1）进气机构的节流损失；2）高低压缸之间汽水分离在热器及管道 压力损失；3）排气缸的阻力损失；4）前，后端轴封漏气损失；5）汽轮机内效 率；6）机械损失
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核