核电厂系统与设备-复习题教学提纲
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。
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程一、课程概述核电厂系统及设备培训课程是针对核电行业从业人员设计的一门专业培训课程。
本课程旨在帮助学员全面了解核电厂系统及设备的基本概念、工作原理和操作流程，提升其在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
二、课程目标本课程的主要目标是培养学员掌握核电厂系统及设备的基本知识和操作技能，以及核电厂的安全管理要求，让学员能够胜任核电厂的相关工作岗位并保证工作安全。
三、课程大纲1. 核电厂系统及设备概述•核电厂定义和分类•核电厂系统组成和功能•核电厂设备分类和作用2. 核能原理与反应堆类型•核能原理概述•常见核反应堆类型及特点•核反应堆的工作原理3. 核电厂关键系统概述•反应堆系统•输电系统•供水系统•紧急停堆系统4. 核电厂设备操作与维护•设备操作规程与流程•设备监测与维护要点•常见故障处理方法5. 核电厂安全管理•核能安全基本原理•核电厂事故案例分析•核电厂安全设施和措施四、课程评估方式本课程的评估方式主要包括课堂笔记、课程作业和期末考试。
学员需要根据老师的要求完成课堂笔记和作业，并参加期末考试。
根据学员在学习过程中的表现和考试成绩，评估其对核电厂系统及设备的掌握程度。
五、课程资料本课程将提供以下资料：•课程讲义：包括课程内容的详细介绍和教学演示•参考书籍：提供与核电厂系统及设备相关的专业参考书籍•实践案例：通过实际案例分析，帮助学员更好地理解核电厂的运行和管理六、适用人群本课程适用于核电行业从业人员、核能研究人员、核电厂管理人员以及对核能技术感兴趣的学生等。
学员需要具备基本的科学知识和相关专业背景，以更好地理解本课程的内容。
七、总结核电厂系统及设备培训课程旨在提升学员在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
通过系统地学习核电厂的基本概念、工作原理和操作流程，学员能够更好地理解核电厂的运行和管理，并胜任相关工作岗位。
本课程将为学员提供丰富的课程资料和实践案例，帮助其更好地掌握核电厂系统及设备的知识和技能。
核反应堆系统与设备前5章复习题
核反应堆系统与设备前5章复习题第一、二章1、以下符号各代表什么意思？1R某309；9DC210；1RCP001PO；2ABP001PO；GRE003VV；REA065VB；RCP005MP；007LT；1RCVA001注：R-反应堆厂房；D-柴油机厂房；AB(H)P-低压给水加热器系统；RCP-反应堆冷却剂系统；GRE---汽机调节系统；REA-反应堆硼和水补给系统；M-经传送器；L-就地；A-中压电缆P41-462、压水堆本体由哪几部分组成，各部分功能是什么（了解即可）？反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖、控制棒驱动机构3、堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。
157个燃料组件；每个燃料组件共有264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和一根中子注量率导管，按17某17排列成正方形栅格，共289个棒位。
沿高度方向有8个定位格架和3个中间搅混架4、第一循环时堆芯有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件49可燃毒物组件66初级中子源组件2次级中子源组件2阻力塞组件385、分述第一燃料循环时堆芯各功能组件的作用。
控制棒组件作为中子吸收剂，起到调节堆内功率水平、温度和停堆的作用；可燃毒物组件是平衡第一次装料后的后背反应性；初级中子源组件在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子；次级中子源组件在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源，在满功率运行2个月后，其放射性强度可允许停堆12个月后再启动时使用；阻力塞组件用来堵住燃料组件的导向管，以防止堆芯冷却剂旁路6、第八循环堆芯内有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件61次级中子源组件2阻力塞组件947、燃料包壳材料是什么？为什么不采用不锈钢做包壳材料？M5锆合金材料；因为不锈钢中子吸收率高，不适合做包壳材料8、什么是黑棒和灰棒？黑棒组件和灰棒组件的区别是什么？银铟铬棒是黑棒，不锈钢棒是灰棒；黑棒组件完全由24根黑帮组成，灰棒组件由8根黑帮和16根灰棒组成，它们吸收中子的能力不同9、吊篮与压力容器如何连接？吊篮外壁与压力容器内壁之间的环腔有什么作用？吊篮上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上；(形成冷却剂通道)10、二次支撑组件的作用是什么？当堆芯吊篮法兰断裂时，限制堆内构件向下位移，防止控制棒束组件与对应燃料组件中的导向管不正对，妨碍紧急停堆11、压水堆是如何在设计上减少堆芯中子对压力容器辐照的？堆内围板、辐板、吊篮和水都起到了减少堆芯中子对压力容器辐照的作用12、写出控制棒驱动机构的7步提升顺序。
NU310核电厂系统与设备pdf
Pressurized water reactors are the main type of nuclear power plants constructed in China, which have complex systems of construction, huge equipments, various types and much higher security and reliability. This course will give an overall introduction on the primary coolant system and its key equipments to help the students to understand its thermal hydraulic *课程简介（Description） characteristics; introduce the nuclear auxiliary system, the component and equipment of engineered safety features, and basic knowledge of operation in advanced and large-size pressurized water reactors. Then the students can get a basic understanding of the components and operations of nuclear power plant.
（中文）核电厂系统与设备 （英文）Nuclear Power Equipment and System 专业必修课 本科生三年级 中文 机械与动力工程学院 无 曹学武，匡波 课程网址 (Course Webpage)
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
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
4. 核电厂设备安全功能及分级
• 核电厂系统、设备和设施作用不同，要求 不同，对设备的安全功能及按照其对安全 的重要性，进行分级，从而既保证安全性， 又避免对设备要求过于严而影响经济性。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 我国核电事业尚处在初始发展阶段，虽然 制定了一套核安全法规，有完整的设备分
级、抗震分类和质保分组要求，但没有完
整的核设备设计和制造规范。实际工作中
根据情况参考美国规范或法国规范。表2.1
列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件
和构筑物的分级，其中规范等级一栏中为
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
2.2 布置分区
a.核心区:
• 核岛与常规岛组成。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,汽轮机厂房。
b.三废区:
• 废液储存处理厂房,固化厂房,弱放废物库, 固放废物储存库,特种洗衣房。
c.供排水区:
• 循环水泵房,输水隧洞,排水渠,淡水净化处
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。
路漫漫其悠远
• 传统上用第一种方法较多，随着概率论方 法的日益广乏被接受，它也被用来确定物 项的安全等级。
核电厂系统与设备知识点doc资料
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;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.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.d.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。
核电厂电气原理与设备课后习题讲解学习
第一章概述1-1.核电厂一次设备的作用与组成作用：直接生产和输送电能。
组成：①发、变、送、用电设备②汇集和分配电能的设备③开关设备④限制短路电流和防雷设备⑤将一次电路和二次电路相联系的设备1-2.核电厂二次设备的作用与组成作用：对一次设备的工作进行监察、测量、控制和保护的辅助设备。
组成：①仪表和信号装置②继电保护和自动装置③远动装置和控制装置1-3.核电厂的电气设备在安全上是如何分级的：安全及设备、安全相关设备、非安全重要设备第二章核电厂电气开关与导体2-1.电弧是如何形成的：当开关断开电路时,只要电流达到几百毫安，电源电压有几十伏，在开关的触头间就会出现电弧。
2-2.电弧是带电介质形成的良导体，通常分为三个区域：阴极区、弧柱区、阳极区。
其中电弧的燃烧和熄灭过程是开关电器最重要的内容。
2-3.电弧的熄灭：去游离过程大于游离过程2-4.交流电弧的特性：①电流瞬时值随时间发生变化，因而电弧的温度、直径、电弧电压也随时间变化，电弧的这种特性称为动特性②电弧具有热惯性③交流电弧每隔半个周期要经过零值一次，称为“自然过零”2-5.弧隙的介质强度：能够承受外加电压作用而不致使弧隙击穿的电压2-6.近阴极效应：当电流过零电极极性改变时，弧隙中剩余带电介质的运动方向随之改变，质量较轻的自由电子因带负电荷迅速转向新的阳极，而此时正离子由于惯性大，来不及改变方向还停留在原处。
这就使得新阴极附近被正电荷充满，缺少导电的自由电子，于是在阴极附近出现150~250V介质强度，这种现象被称为近阴极效应。
2-7.影响介质强度恢复速度的物理因素：①弧隙温度②弧隙介质的特性③灭弧介质的压力（越高越不易击穿）④断路器跳闸时，触头的分断速度2-8.灭弧方法（热击穿和电击穿）：①提高触头的分断速度②采用多断口③吹弧（纵吹、横吹、纵横吹：大电流横吹，小电流纵吹）④灭弧原理灭弧⑤利用固体的狭缝狭沟灭弧⑥采用耐高温金属材料制作触头、优质灭弧介质2-9.熔断器构成：金属熔件、支持熔件的触头和外壳（熔管），灭弧介质2-10.断路器分类：按压力分（低压熔断器、高压熔断器），按熔断后电流分（限流和不限流）2-11.熔断器工作原理：在铜或银熔件的表面焊上小锡球或小铅球，当熔件发热到锡或铅的熔点时，锡或铅的小球率先融化，而掺入铜或银熔件的内部，形成合金，电阻增大，发热加剧，同时熔点降低，首先在焊有小锡球或小铅球处融化，熔断点形成电弧使熔件沿全厂融化。
核电厂系统及设备课程设计
核电厂系统及设备课程设计题目：某核电厂初步设计资料：核电厂反应堆功率及一回路参数：资料：目前国内运行的核电厂参数：设计任务内容：一、概论目前为止，国际国内正在运行的装机容量、堆型，在建装机容量、堆型。
我国的能源形势，能源政策，拟选堆型，二、核电厂选址三、堆型确定循环冷却水系统设计循环冷却水系统的作用循环冷却水系统型式：开式、闭式循环冷却水量、温升（23℃-- 33℃）、沿程压损管径确定，水泵扬程、功率核电厂系统及设备课程设计教学大纲课程编号：课程名称：核电厂系统及设备课程设计英文名称：Nuclear power plant systems and equipment设计周数：学分：2开设学期：第6学期适用专业：热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)先修课程：工程热力学、传热学、流体力学、原子核物理、核反应堆理论、核电站汽轮机原理、核电厂系统及设备一、目的和意义本设计是在学完《核电厂系统及设备》课程之后，通过课程设计的训练，使学生进一步掌握核电厂系统及设备课程的主要教学内容。
提高学生分析问题和解决问题的能力，通过绘图，查阅资料和手册等，能了解并应用有关理论、规范和设计手册。
二、选题要求选题要符合本课程的教学要求，内容应该能够锻炼学生拟定和选择相关系统及设备的能力。
注意选题内容的先进性、综合性、实践性，应适合实践教学的要求，达到启发创新的目的。
选题内容不应太简单，难度要适中；最好结合核电厂的实际情况进行选题，并且具有一定的实用价值。
三、任务及要求1、任务（1）根据课程设计任务书的内容和要求收集相关资料；（2）根据给定的条件拟定核电厂一、二次回路原则性热力系统图；（2）学会查阅技术资料和手册，合理选用相关设备；（3）初步掌握有关的设计计算、绘图等基本技能；（4）提高综合运用所学的理论知识独立分析和解决问题的能力；（5）撰写规范的设计总结报告，培养严谨的作风和科学的态度。
2、要求（1）选定设计课题，布置设计任务选题可由指导教师选定，或由指导教师提供几个选题供学生选择；也可由学生自己选题，但学生选题需通过指导教师批准。
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精品文档 精品文档 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 精品文档 精品文档 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Ⅰ类，抗震Ⅱ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15MPa。 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0.6~0.8MPa。 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1.4×10‐3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。 精品文档 精品文档 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/s。 11.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：