核电厂期末复习要点.

第一讲

1.完成热力循环的热力系统:一回路,二回路(汽轮机组),三回路系统。

2.完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发电机输变电系统,通常简单地称为

堆,机,电三大核心部分。

3.核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。

4.常规岛(conventional island):汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系

统和厂房。

5.配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核岛、常规岛的其余部分。

6.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：（2）蒸汽发生器：（3）汽轮机：（4）发电机：

7.核电厂布置分区：a.核心区:b.三废区:c.供排水区:d.动力供应区：e.检修

及仓库区：f.厂前区:

8.反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：我国采用T型布

置。

9.抗震分为一、二类和非抗震类（NA）

10.五道相继深入而又相互增援的设计防御措施

第一道防御：考虑对事故的预防。核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故。设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作。

第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。

第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。

每个核电厂均应制订应急计划。称为第五道防御。

11.对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方案进行分类，称之为识别

类。分为四种：

A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类；

F类为裂变产物屏障丧失类；

H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类；

S为系统故障类。

12.我国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管

理制。

13.第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）

14.第二道屏障: 一回路压力边界(primary system envelope)。

15.第三道屏障: 安全壳(containmant)，即反应堆厂房。

16.有时见到四道屏障之说，它们依次是：

☻燃料芯块；

☻燃料元件包壳；

☻一回路压力边界；

☻气密性的承压反应堆厂房（安全壳）

17.核电厂各系统安全设计的基本原则有：单一故障准则；多样性原则；独立性

原则；故障安全原则；充分采用固有安全性的设计原则；运行人员操作优化的设计；主控制操纵员室设计

第三讲

18.反应堆冷却剂泵（简称主泵）的功能是使冷却剂升压，克服冷却剂流动阻力

损失，从而把反应堆中产生的热能输送至蒸汽发生器，以产生驱动汽轮机做功的蒸汽。反应堆冷却剂泵是压水堆核电厂的最关键设备之一。

19.反应堆冷却剂泵可分为两大类：全密封泵和轴封泵。

20.轴封泵的总体结构:水力部分;电机部分,轴封组件.

21.泵的水力机械部分基本功能是将泵轴的机械能传递给流体并变为流体的静

压能。

22.主泵泵轴向安全壳气空间的反应堆冷却剂泄漏量基本为零。

23.1号密封位于泵轴承上方，它是密封组件中最重要的部件，又称主密封。

24.离心泵或轴流式泵。它借助于叶轮带动流体旋转把能量传递给流体。流体获

取能量后，压力升高，从而实现冷却剂在一回路的强迫循环。

第四节

25.蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递

给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。

26.蒸汽发生器是分隔一、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行起十分

重要的作用。

27.压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居

首要地位。

28.据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆事故中约有四分之一是因蒸汽发生

器问题造成的。

29.蒸汽发生器可按工质流动方式、传热管形状、安放形式以及结构特点分类：

30.按照二回路工质在蒸汽发生器中流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直

流(强迫循环)蒸汽发生器；

31.按传热管形状可分为U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器；

32.按设备的安放方式可分为立式和卧式蒸汽发生器；

33.蒸汽发生器分离筒内装有一组固定的螺旋叶片，当汽水混合物流过时，由直

线运动变为螺旋线运动，由于离心力作用使汽水分离，

34.欧美各国规定，自然循环蒸汽发生器的蒸汽湿度为0.25%。

35.直流式蒸汽发生器优点是出口得到的通常是过热蒸汽，有较高的热效率。

36.直流式蒸汽发生器对给水品质及传热管材的抗腐蚀性能要求高。

37.稳压器的压力就代表了一回路的压力。

第五讲

38.化学和容积控制系统主要功能如下:

通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进行反应性控制；

维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装量；

对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化，减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量，降低反应堆冷却剂的放射性水平；

向反应堆冷却剂泵提供轴封水；

为反应堆冷却剂系统提供充水和水压试验手段；

对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水。

39.化学和容积控制系统对反应性调节速度较慢，仅适于控制较慢的反应性变

化，化容系统的下泄管线经历两次降温降压过程，为了防止闪蒸，应先降温后降压。

40.硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的70%左右。

41.在较高的硼浓度下,可能出现正的慢化剂温度系数。规定了反应堆工作温度

下冷却剂的硼浓度不应大于1400×10-6。

42.水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重要原因。

43.对于现行的压水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较好,以pH值为

9.5~10.5为宜。

44.电导率是水纯度的一个度量标准。水越纯净,电导率越低。

45.硼和水补给系统向化容系统的补给方式有5种，它们是：自动补给、稀释、

快稀释、硼化及手动补给。

第六讲

46.对于法国设计的大亚湾核电厂，余热排出系统的功能如下：

停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；

反应堆在冷停期间，换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；

电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；

换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。

47.重要厂用水系统系统的功能：冷却设备冷却水，将设备冷却水传输给的热量

排入环境水体，此系统又称为重要生水系统，是核岛的最终热阱。

48.最终热阱：接受核电厂所排出余热的大气或水体，或二者的组合。

49.废液按其放射性活度和水质分成三种：清洁疏水、工艺疏水和地面疏水。

第七讲

50.在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须坚持和确保安全第一的原则。

51.确保反应堆安全的四种安全性要素：自然的安全性；非能动的安全性；能动

的安全性；后备的安全性。

52.固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备

的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

53.专设安全设施本身是指：

安全注射系统（RIS）

安全壳

安全壳喷淋系统（EAS）

安全壳隔离系统（EIE）

安全壳消氢系统

辅助给水系统（ASG）

54.安全注入系统RIS主要功能：

55.一回路小破口失水事故或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而

引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；

在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；

在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。

在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却剂从蒸汽发生器一次侧泄漏到二