10级-核电站调试与运行思考题
浅谈核电调试问题的设计分析和处理_1
浅谈核电调试问题的设计分析和处理发布时间：2022-05-19T01:52:41.038Z 来源：《中国科技信息》2022年3期作者：李峻宇旋延德[导读] 核电调试是核电站建设的关键环节，它直接影响着机组的安全运行。
李峻宇旋延德中国核电工程有限公司华东分公司 314300摘要：核电调试是核电站建设的关键环节，它直接影响着机组的安全运行。
在核电设备的设计，制造，采购，安装以及运行的整体过程中，都需要调试人员的跟踪与验证，及时发现和纠正过程中出现的问题，以确保设备可以按预期实现正常运转。
关键词：核电调试；核电设计；分析与处理；Flowmaster仿真系统引言对于调试工程师来说，要及时发现和解决问题，通过完善的缺陷处理体系确保设备实现相关功能。
当前我国核电行业发展迅猛，如果调试过程出现任何一点疏忽，都可能留下安全隐患。
因此，要熟知调试的流程，掌握各个方面调试的技能对于核电厂安全稳定的运行至关重要。
1 调试目的核电调试的目的主要通过执行多类试验规程对系统功能进行检查和验证，确保系统各项参数满足设计规范书要求，确保系统设计功能可以实现。
试验过程中留存的数据，后续用作指导机组正常运行时的参考数据，调试期间要保留一切有效的资料，包括在调试期间发生的任何临时变更或设计变更，并进行必要的分析和记录，以保证调试期间资料和数据的完整性，以便核电厂正常运行后相关资料有据可循。
总而言之，核电的调试主要目的就是为了发现问题，并解决问题，确认系统和设备可以按照预期正常运行。
在核电调试中也需要对整个核电厂仪控系统进行调试，包括各类仪表、传感器、控制柜等设备进行测试，确保整体电厂的控制系统的完整性。
在执行调试整个过程中，任何现场的试验和相关变更都要形成记录便于归档，以便后续电厂发现可以追本溯源。
2 调试过程文件2.1设计文件设计文件是整个调试过程的总体指导文件，包括系统调试大纲导则、系统调试导则、调试规程导则、系统手册、定值手册、初步安全分析报告和最终安全分析报告等，这些文件用于指导调试工作。
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。
核反应堆控制与运行复习题
1、列出压水堆核电站主要控制系统。
2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。
3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。
4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。
5、画出大亚湾核电站运行梯形图。
6、画出核电站A模式运行梯形图7、简述燃耗对功率分布的影响。
8、简述限制功率分布的有关准则。
9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差10、简述控制棒驱动机构提升程序。
11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。
18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。
20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变，靠改变上充流量来实现水位调节。
23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和手动补给。
24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭）26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。
27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、除氧器水位控制。
30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。
核反应堆课后题
核反应堆课后题第一章思考题1.压水堆为什么要在高压下运行？2.水在压水堆中起什么作用？3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？第二章思考题1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。
2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ?3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。
4.述反射层对反应堆的影响。
5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。
6.解释“腆坑”形成的过程。
7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？9.简述缓发中子对反应堆的作用。
10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。
第三章思考题1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。
4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。
5.燃料元件的包壳有什么作用？6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？11.控制棒直径较细有什么好处？12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？13.定位格架有何功用？14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。
浅谈核电调试问题的设计分析和处理
浅谈核电调试问题的设计分析和处理摘要：核电调试是确保机电设备得以实现稳定运行的重要保障，本文将以核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述，以辅助给水系统（ASG）为例介绍主要调试内容，而后针对调试问题提出相应的处理措施，以期更好地确保核电厂运行得以稳定推进。
关键词：核电；调试；设计分析；优化处理引言随着我国核电技术的快速发展，越来越多的中小型核电厂建设开始启动。
然而我国对于核电技术的研究起步较晚，且对相关技术和管理标准的制定较为薄弱，再加上受资金及人力等方面的限制，致使我国核电站在设计、建造以及运营阶段均面临诸多问题与挑战，其中最为突出的问题就是核电厂调试工作与核电厂设计存在较大差别。
因此，为了保证机组安全稳定运行及后续工程的顺利推进，必须要加强调试工作。
1核电调试目的通过调试工作可以有效的发现设计中存在的问题，从而及时采取措施加以改进，保证核电站运行过程中满足设计要求和相关标准，保证反应堆设备功能、性能和质量的可靠性，以确保核电站的正常运行。
另外，在核电厂建造过程中，相关人员需要根据核电厂运行阶段对各类设备进行选型及布置，以便实现机组自动化控制水平的提升。
核电厂建造完成后需进行调试工作，这是核电站投入商业运行前必须经历的一项重要工作。
调试阶段主要涉及机械、电气、仪表、自动控制等方面的优化技术，以确保机组在规定周期内实现稳定运行和安全运行。
此外，还需通过对各项参数进行调试和试验确认后才能投入正式生产。
调试工作的目的是为了确保核电厂能够在规定周期内实现稳定运行，同时还需确保电厂在设计过程中考虑了一些缺陷和风险。
通过调试工作可以有效的发现在运行过程中存在的问题，并采取措施加以改进，以保障核电站正常运行。
2调试文件及修改2.1 系统设计手册系统设计手册是核电厂调试文件的基础，其主要内容包括机组系统设计、调试程序编制原则，调试大纲以及详细的试验大纲。
在对设计文件进行审核时，必须保证其符合《国际原子能机构导则》和《中国民用核安全法规》要求。
核电厂的运行总复习
容积控制 化学控制 反应性控制（中子毒物控制）
3.1.2 系统的流程
下泄回路 净化回路 上充回路 轴热排出系统
系统功能
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以下， 压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一回 路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中 产生的热量。
3.5.2 系统的流程
反应堆水池充/排水回路 反应堆水池冷却回路 反应堆水池净化回路 反应堆水池撇沫回路
乏燃料水池充/排水回路 乏燃料水池冷却回路 乏燃料水池净化回路 乏燃料水池撇沫回路
1 充水、排水回路
2 冷却回路
正常情况下，由RRA来冷却； 换料时，RCP打开，RRA不可用， 由PTR偶数系列应急冷却。
安全注入系统
高压安注系统 （HHSI）
中压安注系统 （MHSI）
低压安注系统 （LHSI）
能动系统
非能动系统
能动系统
※ 非能动系统 —— 系统投入不依赖外部能源而是依 靠自身蕴含的能量
6.3 安全壳喷淋系统（EAS）
系统功能
在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内 压力和温度升高，安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋 冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接 受水平，确保安全壳的完整性。
专设安全设施的范围
安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
※其他一些系统协助专设安全设施完成安全功能，或者 为专设安全设施的良好运行提供必要的条件。
(1)通风；(2)供给冷却水；(3)排出余热；(4)提供能源
3.3 设备冷却水系统
系统功能
冷却功能
核电站运行-复习大纲
第一章绪论1.压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
〔1〕反响堆临界〔2〕产生大量放射性物质〔3〕相当可观的堆芯剩余释热〔4〕核电厂系统、设备简单〔5〕使用饱和蒸汽2.核电厂载硼运行的特点〔好处和代价〕。
压水堆核电厂通过调整慢化冷却剂中的硼浓度，可以把握长期缓慢的反响性变化。
好处：对反响性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大削减了把握棒的数目，简化了堆的构造。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统简单性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback 信号时，汽轮机将以 200%满功率/min 的负荷变化率降负荷，持续降负荷 1.5s (降负荷 5%满功率)，等待28.5s 后，假设该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消逝。
目的：利用功率把握系统的机制，通过自动降负荷，降低反响堆功率，缓解一、二回路间的冲突，削减停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4.核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度大事；稀有事故；极限事故5.核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6.核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性把握规程7.9 种运行标准工况〔P-T 大刀图〕和 6 种运行模式〔MODE)。
9 种运行标准工况：换料冷停堆；修理冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6 种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料其次章核电厂技术规格书1.术语及定义：动作：是技术规格书的每条标准中在指定条件下所需实行的行动停堆深度：假定最大价值的单束把握棒全部卡在堆外，而其他棒组〔包括把握棒组和停堆棒组〕全部插入堆内，由此使反响堆处于次临界或从现时状态到达次临界瞬时的反响性总量轴向通量偏差：两局部堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
核电站运行中的操作规程遵守与优化考核试卷
答：安全
2.核电站优化考核的主要目的是提高______和降低______。
答：运行效率、运行成本
3.在核电站中，______是操作规程遵守的第一责任人。
答：站长/厂长
4.核电站操作人员应定期接受______，以确保操作技能的熟练度。
答：培训
5.安全管理在核电站运行中占据______地位。
4.请谈谈你对核电站安全文化的理解，以及如何通过操作规程遵守与优化考核来培育和强化安全文化。
标准答案
一、单
4. D
5. C
6. A
7. D
8. A
9. A
10. D
11. C
12. D
13. B
14. D
15. A
16. C
17. A
18. D
19. A
20. C
二、多选题
核电站运行中的操作规程遵守与优化考核试卷
考生姓名：__________答题日期：__________得分：__________判卷人：__________
一、单项选择题（本题共20小题，每小题1分，共20分，在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）
1.核电站运行过程中，以下哪项不属于操作规程遵守的主要内容？（）
2.优化考核的目的在于提升运行效率和安全管理水平。有效方法包括：综合绩效考核、同行评审、操作模拟考核等。
3.员工可能遇到的问题包括理解不足、操作习惯难改等。解决措施：加强针对性培训、建立激励机制、实施定期审查等。
4.安全文化是核电站的核心价值观。通过强化规程遵守、开展安全活动、公开表彰安全标兵等方式培育和强化安全文化。
A.熟悉操作规程
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《压水堆核电厂调试与运行》
第1章绪论
1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？
2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？
3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故
第2章核电厂技术规格书
4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？
5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆
物理的特性划分为哪六个运行模式？
反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。
反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD）
6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。
7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？
8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？
安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求
第3章压水堆核电厂的调试启动
9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？
10.核电厂调试的目的是什么？
11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文
含义是什么？
12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕
的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部
门承担的？
13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？
14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有
接口的情况，这时就必须实行什么？
15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动
所涉及的两个文件是什么？
安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告
16.什么是安装结束报告？
17.EESR应达到的目标是什么？
18.EESR包括哪两部分文件？
19.TOB的先决条件是什么？
20.TOB签署后，生产部、调试队、现场供货合同商各有哪些责任？
21.EESR和TOB签署时间上有何关系？
大体重叠
22.什么是TOTO？
23.对核电厂一个系统（或若干系统）交接试运行，应由哪个部门提出申请，
哪个部门签署？
调试队提出申请生产处签署
24.交接试运行过程主要步骤有哪些？
25.调试运行可划分为哪些阶段？
26.基本系统实验包括哪两部分？
27.单个系统独立试验包括哪些内容？
28.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的目的是什么？
29.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）前主回路需要做哪些准备？主泵的联
轴和主泵一号轴封水注入
30.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的过程主要包括哪些？
31.冷态功能试验内容是什么？
32.冷态功能试验必须具备哪些条件？在核主、辅系统冲洗试验后进行的，此时
核岛但系统调试已具备了联合调试的条件，并且各项水质指标均满足条件，此外
还需要两条独立的外电源供电；仪用压缩空气生产和分配系统可用；去离子水生
产及分配系统可用；通信系统可用。
33.冷态功能试验过程包括哪几个重要的阶段？
34.热态功能试验的具体试验项目有哪些？
35.热态功能试验时，一回路系统升温升压所需热量来自哪里？利用反应堆冷
却剂泵所产生的热量可以把冷却剂系统加热到正常运行温度
36.冷却剂系统热态性能试验包括哪些试验项目？
37.化学和容积控制系统热态性能试验包括哪些试验项目？
38.安全壳性能实验的目的是什么？
39.安全壳性能试验包括哪两部分试验？
安全壳强度试验，安全壳密封性试验
40.安全壳强度试验主要进行哪些测量？
41.安全壳密封性试验包括哪两部分试验？
42.在装料的全过程中要把握好哪两个方面的控制？
装料过程的控制反应性的控制
43.在装料过程中，对堆芯状态的监督通过什么来进行？
44.平板装料法的特点是什么？
45.临界前需做哪些试验？
46.初次临界试验具体步骤有哪些？
1）提升控制棒组件2）减硼向临界接近3）次临界下首次刻棒4）提棒向超临界过渡
47.低功率物理试验主要内容有哪些？
48.什么是控制棒的微分价值、积分价值？
49.叙述控制棒价值和硼价值测定的主要过程。
50.什么是弹棒事故、模拟弹棒事故试验？
弹棒事故：由于控制棒驱动机构的外壳损坏时，在压差作用下，使得控制棒组件迅速射出的事故
模拟弹棒事故实验：在热态零功率工况下，将插入堆内的调节棒组建中反应性价值最大的一根控制棒组件逐步抽出，同时通过向一回路系统冷却剂加硼来补偿提棒引起的堆内反应性的变化。
51.什么是最小停堆深度验证，在什么工况下进行？
在反应性价值最大的一根控制棒组件全部抽出，其他控制棒组件全部插入的情况下，测定反应堆尚能提供停堆深度为1%Δk/k所需硼浓度的试验。
在热态零功率工况下进行
52.功率提升过程中，需要进行哪些试验？
53.二回路热功率测量的原理是什么？
54.什么是功率刻度试验？在什么情况下开始？测量哪些参数？
55.什么是功率系数？如何测定？
堆功率每变化1MW时所引起的反应性改变
通过手动提升控制帮组D使功率增加，达到某一功率水平后，维持堆的稳定工况。
记下电离室电流表上的功率增长值ΔP，同时，根据调节棒组D在功率改变前后的棒位变化Δh，从它的微分价值曲线查的相应的反应性变化Δｐ即可得出功率系数
56.带功率工况下慢化剂温度系数如何测定?
57.反应堆冷却剂的流量测定可以采用哪些方法？
58.如何测定蒸汽发生器出口的湿汽含量？
59.目前在压水堆核电厂采用示踪剂法测量主蒸汽湿度时，普遍采用的示踪
剂有哪些？
化学碳酸铯（Cs4CO3）和放射性Na
60.中毒曲线的测量是从什么工况下开始的？简述测量过程。
61.碘坑曲线的测量是从什么工况下开始的？简述测量过程。
62.负荷摆动试验应分别在哪几个不同功率水平下进行？测量哪些热工参
数？
63.甩负荷试验通过的判断标准是什么？
64.什么是停机不停堆试验？
检验核电机组在汽轮机停机后机组的主要运行参数维持或重新达到正常运行范围而不引起反应堆停堆。
65.电厂满功率停闭试验的验收标准是什么？
66.什么是净电功率？
67.什么是电厂净效率？
第4章核电厂正常运行
68.什么是压水堆核电厂的冷态启动和热态启动？
69.从冷停堆状态过渡到热备用状态，经历哪几个主要阶段？
70.冷却剂系统压力及升温(冷却)速率有哪些限制？
71.为了防止出现危险周期的启动事故，应在操作上采取哪些措施？
72.如何正确估计反应堆的次临界度？
73.什么是调节棒组的调节带？
74.稳态功率运行特性主要有哪几种？各有何特点？
1）反应堆冷却剂平均温度恒定的运行方式；2）二回路压力保持恒定的运行方式；3）反应
堆入口温度恒定的运行方式；4）冷却剂平均温度Tw程序运行方式
75.二回路投入运行经历哪几个重要阶段？
76.限制功率分布的有关准则有哪些？
77.什么是A控制模式和G控制模式？各有何优缺点？
A控制模式：在核电厂发展初期，作为带基本负荷电厂运行的，采用强吸收中子的调节棒束，它能以较大的功率变化速度进行调节，但引起的通量密度畸变很大。
优点：运行简便；控制
棒组件的插入量少。
缺点：不能瞬间实现大幅度的负荷变化
G控制模式：采用中子吸收较弱的灰调节棒束，进行精细的调峰运行。
优点：任何时刻都允
许有各种瞬态，控制棒组队功率分布的干扰不会产生轴向震荡；缺点：在反应堆循环末期紧
急停堆后的再启动中，可操纵性大大降低
78.功率运行时冷却剂压力、体积、硼浓度、蒸汽排放系统、蒸汽发生器给
水等如何控制？
稳压器控制压力；稳压器和化容系统控制体积；化容系统上充泵控制硼浓度；安全阀调节蒸
汽排放系统；主汽动给水泵，电动或汽动辅助给水泵，辅助给水阀控制蒸发器给水
79.什么是核电厂的停闭？停闭运行有哪两种方式？
80.正常停闭分为哪两类？
81.热停闭时，维持一回路和二回路温度的能量来自哪里？
82.冷停闭时，有哪些主要操作？
83.压水堆在停闭后，如何排出衰变热？
84.在积毒阶段启动、最大碘坑中启动、消毒阶段启动，需要注意哪些问题? 积毒阶段启动：当碘坑最大值之前的积毒阶段，直接按顺序提升调节棒组达临界；在提升调
节棒组时，应估计到随时都有可能达到临界；接近临界时，必须避免任何可能使冷却剂平均
温度突变5℃或冷却剂硼浓度稀释10mg/kg的操作；并应注意堆内中子的倍增率不超过每分
钟十倍
最大碘坑启动：若堆停闭时间较长，只有稀释硼才能启堆；堆启动后需要及时向冷却剂加硼，以抑制反应性的增加
消毒阶段启动：不需要稀释硼，但启动操作必须十分小心，特别要防止因反应性引入速率过
大而出现短周期事故
85.换料的主要操作过程有哪些?
首先把所有的燃料组件从压力容器中取出，安置在与反应堆相邻的燃料厂房，然后根据下一
轮循环中新燃料组件和继续使用的旧燃料组件在堆芯中的位置相应调换配置于其中的功能
组件，再把这些带有各种功能的燃料组件逐个送回反应堆厂房，装入压力容器。
86.换料操作可分成哪几个主要阶段？。