反应堆冷却剂系统(含答案)
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。
反应堆冷却剂系统(RCP)

反应堆冷却剂系统(RCP)一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统(RCP),又称一回路主系统(图1-1),有以下功能:1.它的主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器,从而冷却堆芯,防止燃料元件烧毁,而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽;2.在压水反应堆内,水作为冷却剂又兼作中子慢化剂,使裂变反应产生的快中子减速到热中子能量;3.反应堆冷却剂中溶有硼酸,可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化;4.系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力,以防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾现象;图 1-1 反应堆冷却剂5.在发生燃料元件包壳破损事故时,反应堆冷却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏的第二道屏障。
二、设计基础反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准:压力15.5MPa(abs),满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ;按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计;所有冷却剂系统(RCP)设备都按能适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计,温度变化率的运行限值为56℃/h。
整个反应堆冷却剂系统(RCP)的设计遵照有关文件的规定,在核电厂正常或事故工况下运行时,由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值,以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
三、系统描述1.传热环路RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。
每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。
在运行时,反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器在冷却剂环路中循环。
作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水,在通过堆芯时被加热,然后流入蒸汽发生器,在那里将热量传递给二回路系统,最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。
位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段,主泵和压力容器入口间称为环路冷段,蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
2.压力调节原理RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。
反应堆冷却剂泵的安装培训考试试题

反应堆冷却剂泵的安装培训考试试题1、主泵内部构件及电机支承安装的环境因素中,应建立相应控制区是()。
A、∏(正确答案)B、Ic、mD、没有要求2、主法兰吊装时,所使用的吊环螺栓的规格是()。
A、M24B、M36C、M48D、M203、在前密封环沉头孔中需要装入24件止动套,其上需分次紧固24个M24内六角螺栓,紧固力矩是()。
A、140N.m的答案)B、200N.mC、210N.mD、180N.m4、水力部件装入泵壳中,需测量其与泵壳中心的对齐情况,要求是圆周均布4点检查径向间隙,要求是()。
A、相对2点间隙偏差VS1mmB、相对2点间隙偏差S0.1mm QC、意2点间隙偏差V0.1mmD、任意2点间隙偏差SO.Imm5、.轨道小车安装后需要通过()进行调整对中。
A、NO.1&NO.2密封组件初始起吊工具B、No.1&N0.2密封组件中间起吊工具(:临?孑'。
)C、NO.1&N0.2密封组件起吊顶起工具6、前密封环吊装过程中要通过调节吊索长度来调整前密封环的水平度,其水平度要求是()。
A、<0.1mm∕mB、<0.1mm/m ■'‹)C、≥0.1mm∕mD、>0.1mm/m7、用环吊和主泵主螺栓安装专用工具安装的21颗主螺栓,调整主螺栓顶面到泵壳上表面的距离为()。
A、750±1.5mm908±1mmC、949±1.5mmD、940+1.5mm8、NO.1&No.2密封组件安装到位后,No.1&NO.2密封组件上平面和No.1密封室上平面之间的距离为()。
A^60±0.5mmι—)B、60÷1mmCs60±1.5mmD、65±0.5mm9、中间轴和泵联轴器的连接螺栓M45六角螺栓的紧固力矩为()。
A、2000N.mB、2500N.m(m专案)C、1500N.mD、3000N.m10、主泵主螺栓的液压拉伸紧固必须在050℃的温度条件下进行,。
反应堆冷却剂系统

主冷却剂系统运行
AP1000 运行模式 模式 1 2 3 4 5 6 运行工况 功率运行 启动 热备用 安全停堆 冷停堆 换料 反应性状况 Keff ≥ 0.99 ≥0.99 <0.99 <0.99 <0.99 / 额定功率% >5 ≤5 / / / / 平均温度° C 300.9>Tavg>291.7 ~291.7 >215.6 215.6>Tavg>93.3 ≤93.3 ≤71.1
63000
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蒸汽发生器参数(2)
数量 形式 U形管数量 总的换热面积 (m2) 传热管外径(mm) 传热管壁厚(mm) 传热管中心距(mm) 总高(m ) 上部壳体内径(mm) 下部壳体内径(mm) 管板厚度(m ) 2 立式U形管式 10025 11477 17.48 1.02 24.89 约22.5 5334 4191 约0.8
18
图3.2.4 稳压器 19
稳压器主要功能
压力控制 超压保护 容积补偿 排除不凝性气体
20
稳压器控制原理(1)
在100%功率的稳态运行期间,约50%的稳压 器容积是水,另50%容积是汽。在容器底部的 浸没式电加热器使水处于饱和温度。加热器 也用于维持恒定的运行压力。
2024年核技术及科普知识考试题库(附含答案)

2024年核技术及科普知识考试题库(附含答案)一、单选题1.核裂变反应中释放的能量主要用于什么?A、加热反应堆容器B、转换为电能C、产生新的原子核D、发射中子标准答案:B2.核反应堆是通过受控制的()反应,将核能缓慢地释放出来的装置,原子弹则是通过不受控的这种反应,使强大的核能瞬间释放出来。
A:原子核B:核裂变C:链式裂变标准答案:C3.核辐射防护中,哪种物质常用于吸收中子?B、硼C、镉D、铝标准答案:C4.以下哪项不是核辐射防护的三大原则?A、时间防护B、距离防护C、能量防护D、屏蔽防护标准答案:C5.在核反应堆中,哪个系统负责将热量从反应堆中带走?A、控制系统B、冷却系统C、燃料系统D、屏蔽系统标准答案:B6.在核辐射防护中,哪种物质常用「屏蔽丫射线和X射线?B、铝C、塑料D、玻璃标准答案:A7.从反应堆堆芯卸出的乏燃料首先会存储在()。
A:后处理厂B:乏燃料水池C:高放废物处理场标准答案:B8.()属于第四代核能系统。
A:压水堆B:沸水堆C:超临界水堆标准答案:C9.放射性核素的原子核数目衰变到原来O时所需的时间,称之为半衰期。
A:二分之一B:三分之一C:四分之一标准答案:A10.核反应堆的种类繁多,分类方法也很多,一般是根据用途分为O三种。
A:研究堆、生产堆、动力堆B:发电堆、供热堆、船用堆C:快中子堆、中能中子堆、热中子堆标准答案:A11.核能除了用于发电、供热外还可以用于()。
A:制氢B:海水淡化C:AB都可以标准答案:C12.世界上拥有运行核电机组最多的国家是()A:美国B:法国C:日本D:中国标准答案:A13.一座百万千瓦级的压水堆核电站每年产生的乏燃料约为()。
A:25吨B:250吨C:2500吨标准答案:A14.百万千瓦压水堆核电站安全壳的钢筋混凝土外壁厚度约为()。
A:1米B:10厘米C:10米标准答案:A15.大气中逐年增加的二氧化碳等温室气体更多地吸收了地球的长波热辐射而使地球表面升温。
核反应堆物理基础-第二批复习、练习题答题卷和答案

第二批复习、练习题及参考答案1 中子(1)缓发中子是这样一些中子:A.与周围的介质达到了热平衡;B.像热中子那样产生出来;C.在产生出来时,与大多数其它裂变中子相比,具有较低的动能;D.多数铀-235核裂变是由它们而引起的。
[答案]:[ ]。
(2)把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较,缓发中子更有可能:A.在反应堆燃料中引起快裂变;B.被慢化剂核所俘获;C.在反应堆燃料中引起热裂变;D.被堆外核仪表探测到。
[答案]:[ ]。
(3)缓发中子是这样一些中子:A.与周围的介质达到了热平衡;B.在裂变时,在10 14秒内产生;C.它们是某些裂变碎片放射性衰变的产物;D.多数铀-235裂变由它们而引起。
[答案]:[ ]。
(4)以下哪一项是瞬发中子的特点?A.在诞生时平均动能小于0.1MeV;B.是由处于受激状态的裂变产物的核发射出来的;C.在数量上占裂变中子的99%以上;D.在裂变后平均13秒才释放出来。
[答案]:[ ]。
(5)把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较,缓发中子更有可能:A.泄漏出堆芯;B.在慢化剂中被吸收;C.引起铀-238核的裂变;D.引起铀-235核的裂变。
[答案]:[ ]。
(6)在裂变后10 6秒产生的中子是一个。
A.热中子;B.缓发中子;C.瞬发中子;D.俘获中子。
[答案]:[ ]。
(7)把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较,缓发中子更有可能:A.被慢化剂俘获;B.成为一个热中子;C.泄漏出堆芯;D.在反应堆核燃料中引起快裂变。
[答案]:[ ]。
(8)以下哪一类中子的平均代时间为12.5秒?A.瞬发中子;B.缓发中子;C.快中子;D.热中子。
[答案]:[ ]。
(9)把在同一次裂变中产生的缓发中子与瞬发中子进行比较,瞬发中子更有可能:A.要成为热中子,需要更多的碰撞次数;B.被铀-238核在1到1000eV之间的一个共振能峰所俘获;C.在产生时具有较低的动能;D.引起一个铀-235核的热裂变。
核电科普知识竞赛题库及分析

核科技未来1、核聚变是两个较轻的原子核聚合为一个较重的原子核,并释放出能量的过程。
自然界中最容易实现的聚变反应是氘与氚的聚变,这种反应在太阳上已经持续了50亿年。
未来可控核聚变能够一劳永逸的解约人类的能源问题,请问用于核聚变的氘和氚是哪个元素的同位素?A、氦B、锂C、氢答案:C解析:氚和氘的质量数分别为3和2,均为氢的同位素。
2、利用核能的最终目标是要实现受控核聚变,现有的反应堆依靠重原子核裂变而释出能量,如铀、钚等,而聚变反应则由较轻的原子核聚合而释出能量,如氢的同位素氘和氚聚合形成氦元素,反应产物是无放射性污染的氦,因此你认为聚变能具有如下哪个优点?A、清洁,不产生长半衰期的重放射性元素,如锶-90、铯-137B、经济,发电成本比传统核电厂低C、工程上更容易建造和运行聚变反应堆答案:A解析:聚变反应堆使用轻核聚变产生能量,不会产生重放射性元素,因此更为清洁。
B选项经济性没有提及,C选项表述也未提及。
3、聚变反应堆利用的氘是氢的一种同位素,天然氢中含氘%, 氘在水中存在。
1L 水中含氘相当于300L 汽油的能量,海洋3m厚的水层含氘可供世界5000万年能源需要,取之不尽用之不竭。
因此你认为聚变反应堆具有如下哪个优点?A、聚变堆的燃料储量丰富B、聚变反应堆更容易建造C、聚变反应堆体积更小答案:A解析:建造可控的聚变反应堆是利用核能的最终目标,聚变反应则由较轻的原子核聚合而释出能量,如氢的同位素氘和氚聚合形成氦元素,而海水中蕴含着大量的氘和氚元素,氘可从海水中提取,储量极为丰富,因此选A。
B和C题目未提及。
4、加速器驱动的次临界系统——ADS嬗变系统,可以使长寿命高放核废料嬗变为短寿命低放核废料,因此ADS可以用于:A、实现稳定的氢核聚变反应B、处理乏燃料,降低核废料放射性C、产生淡化海水答案:B解析:乏燃料中含有长寿命的放射性核素,难以处理,ADS系统可以是的这些核素转变成为短寿命的放射性核素,可用于处理乏燃料,降低放射性,选择B。
《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。
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科目号:3101A1
科目:反应堆冷却剂系统..........
学员姓名:考核成绩:
教员:梁振旸监考:签名时间
项目号/项目名称:3101A1/反应堆冷却剂系统
考核日期:2007-3-9
考核方式:闭卷开卷口试操作
问答题(每题10分)
1.简述主冷却剂系统的主要功能?
1)反应堆正常功率运行时,主冷却剂系统的冷却剂将反应堆堆芯产生的
热量导出,通过蒸汽发生器加热二回路系统的给水,产生饱和蒸汽,用来驱动汽轮发电机;
2)在中间停堆A阶段。
通过蒸汽发生器二次侧的蒸汽排放来冷却堆芯;
3)主冷却剂系统作为承压边界包容冷却剂,防止放射性物质外逸的一道
屏障;
4)系统中冷却剂是含硼除盐水,它兼作活性区的中子慢化剂,反射层,
还可以补偿反应性的慢变化.
2.简述稳压器的主要功能?
1)启动过程中对主系统升压;
2)正常稳定运行时,维持主系统压力;
3)电厂瞬态过程中,限制主系统压力在允许范围内;
4)事故时,避免主系统超压;
5)电厂瞬态过程中和VCT一起补偿主系统的水容积变化。
(讲义
中这点漏掉了)
3.稳压器建立汽腔应具备哪些条件?
a)冷却剂除氧已结束;
b)稳压器温度已达235℃以上(相应的饱和压力为30kgf/cm2左右),
回路温度在170-180℃左右;
c)过剩下泄系统维持在热状态,以便在升温、升压后期投入使用,在
稳压器建立汽腔过程中,可以借助过剩下泄系统加速稳压器汽腔的建立。
4.稳压器和冷却剂回路允许的最大升温速率和降温速率?
主系统运行规程中对升降温速率规定如下:
a)稳压器允许的最大升温速率为55℃/h
b)稳压器允许的最大降温速率为55℃/h
c)冷却剂回路允许的最大升温速率为30℃/h
d)冷却剂回路允许的最大降温速率为30℃/h
5.稳压器与喷雾流之间的温差超过多少时,禁止喷雾?为什么?
当稳压器与正常喷雾流之间的温差超过144℃时,禁止使用比例喷雾阀喷雾;与辅助喷雾流之间的温差超过180℃时,禁止使用辅助喷雾。
目的是避免由于引入过冷喷雾水对稳压器所造成的热应力。
6.卸压箱卸压管隔离阀自动锁关的压力值?该联锁的目的是什么?
卸压箱箱体上装有什么型式的防止超压的设施?压力定值为多少?
稳压器卸压箱卸压管隔离阀自动锁关压力为3.5kgf/cm2,目的为防止废气系统超压。
卸压管线隔离后,卸压箱箱体上的爆玻盘为唯一的超压保护设施,其破裂压力定值为7kgf/cm2。
7.允许主泵启动的条件是什么?
a)滑油温度:>20℃
b)顶油泵流量:>0.9m3/h
c)轴封注入水流量:>1.2m3/h
d)控制泄漏流:>0.2m3/h
e)主泵推力轴承油槽油位:575mm<L<685mm
f)主泵电机上轴承油槽油位:正常值±15mm
g)主泵电机下轴承油槽油位:正常值±15mm
h)V04-01A(B):已打开
i)V04-02B(B):已打开
j)V04-03A(B):已打开
k)V04-04A(B):已打开
8.主泵有哪些自动停泵信号?
a)控制泄漏流高温(≥95℃)
b)控制泄漏流低流量(Q<1.07P+78.6kg/h,P—主系统压力,单位:
kg/cm2);
d)主推力轴承油槽油位(≤570mm);
e)飞轮位置异常;
f)卡转子
9.为什么要设置主冷却剂系统的低温超压保护?水实体状态下防止
主系统超压有哪些措施?
在稳压器水实体状态下,主冷却剂系统Tavg<180℃时,为了防止介质和热量输入的瞬态变化,引起系统超压。
作为介质的最严重的质量输入瞬态分析是假定两台上充泵误启动,同时下泄又被隔断而引起的主冷却剂系统的增压。
作为最严重的热量输入瞬态分析,假定事故前在蒸汽发生器的两侧存在着30℃的逆温差,此时主泵被误启动。
水实体状态下主系统的防止超压的措施共三条:稳压器卸压阀的低温超压保护;下泄孔板后安全阀V02-004;停冷系统进口管道安全阀V08-29。
10.RCS系统的最大升降温速率是多少?正常升降温速率是多少?
为什么?
技术规格书规定主系统最大升降温速率≤55。
6℃/h,稳压器最大升降温速率≤55。
6℃/h;这是限制升降温过程中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。
运行规程规定主系统正常升降温速率不超过30℃/h,稳压器正常升降温速率不超过55℃/h这就提供了安全系数。