核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题.docx
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核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
一、填空题（共20分，每题2分）
1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
2.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。
3.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。
4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6.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。
7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。
8.专设安全设施包括：
安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12.核电厂主要厂房包括：
反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：
多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构
16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20cm
17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__Ag-In-Gr（银-铟-镉）___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式；
18.大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器；
19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；
20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；
21.蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右;
22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种:
立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器
23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
24.反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统有三大功能分别是：
冷却功能、净化功能、充排水功能。
25.列举三种放射性废水处理工艺：
离子交换、蒸发工艺、超细过滤工艺、膜分离工艺。
26.压水堆核电站废气处理系统处置的废气分为含氢废气和含氧废气两种。
27.为防止放射性物质任意扩散，核电站在建筑物设计上分为三个分区分别为：
非限制区（清洁区、3区）、限制区（较脏区、2区）、控制区（最脏区、1区）。
（不能只填1,2,3区必须写出名字）
28.安全注入系统又叫做应急堆芯冷却系统。
29.安全注入系统有三个子系统组成，即高压安全注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入系统。
30.应急响应导则包括最佳恢复导则（ORG）、关键安全功能状态树（CSFST）和功能恢复导则（FRG）三个部分。
1.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。
2.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）。
3.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。
4.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。
5.反应堆冷却剂泵分：
全密封泵和轴封泵。
6.按传热管形状可分U形管、直管、螺旋管蒸汽发生器。
7.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。
8.目前核电厂反应堆的类型有：
（至少写出3种）
9.反应堆冷却剂是一个以高温高压为工质的封闭回路。
10.现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站。
11.三废处理系统:
回收和处理放射性废物以保护和监视环境。
包括废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。
12.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
二、名词解释（共25分，每题5分）
（1）控制棒组件
答：
控制棒组件是一种快速控制反应性的工具，在正常运行时用于调节反应堆功率，在事故工况下快速引人负反应性，使反应堆紧急停堆，保证核安全。
其可以分为黑棒束组件和灰棒束组件两种。
（2）2.蒸汽发生器
答：
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。
蒸汽发生器又是分隔一、二次侧介质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
（3）3.超压保护系统
答：
稳压器汽空间连有两种卸压管线：
一种是3条安全阀卸压管线。
当稳压器压力达到各安全阀开启定值时，进行事故排放；
另一种卸压管线上装有动力操作的卸压阀和电动隔离阀。
卸压阀的开启压力低于安全阀的开启压力，当压力升至卸压阀开启压力时，卸压阀开启，压力下降至一定值时，卸压阀回座，停止排放；当发生卸压阀不能回座故障时，操纵员可以在主控制室根据卸压阀开关状态指示人为关闭与之相串联的电动隔离阀，以防止出现卸压阀不能回座造成的泄漏事故
（4）4.可燃毒物
答：
大型压水堆控制反应性都是同时使用控制棒组件和改变冷却剂中的硼浓度两种方法。
但新堆第一次装料的后备反应性很大，而为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能太高，所以装有66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件以平衡反应性。
之所以称为可燃毒物，是因为其中的10B吸收中子后衰变为7Li，不断被消耗掉。
可燃毒物组件在燃料第一循环后全部取出，换上阻力塞组件。
可燃毒物棒由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管组成，用于抵消新堆芯第一次装料大部分过剩后备反应性。
（5）5.防逆转装置
答：
如果一台反应堆冷却剂泵停运，而其他环路上的泵还在运行着，停运的环路上冷却剂将发生逆向流动。
这部分逆向流量旁路了堆芯，于堆芯冷却无益。
逆流还会使停运的泵反转，这时若启动该泵，就会产生过大启动电流，可能导致电机过热或引起其他损坏。
防逆转装置可以防止冷却剂倒流情况下泵发生反转。
主泵停转时，棘爪与棘齿板上的齿啮合，防止反转；启动时，棘爪与棘齿完全叩开之前，棘爪在棘齿板上拖过；当电机转速达到额定转速的1/3时，其离心力使棘爪保持在升高的位置上,与棘齿完全脱开。
（6）6.停堆深度（shutdownmargin）：
反应堆处于次临界状态偏离临界的程度。
通常用负反应性量来表示。
（7）7.设备冷却水系统：
是一个封闭的冷却水回路，也是一个把热量从具有放射性介质的系统传输到外界环境的中间冷却系统。
（8）8.裂变发热：
停堆后，剩余中子继续引起裂变，从而导致反应堆继续发热。
剩余中子包括瞬发中子和缓发中子。
（9）9．稀有事件：
该类事件在－核电厂寿期内可能是非常稀有的，但一旦发生此类事件将有可能造成部分燃料损坏，使得核电厂在相当长的期限内不能恢复运行。
但是，事件所产生的放射性的释放不会导致停止或者限制使用隔离半径以外的公用地区，也不会失去冷却剂系统或安全壳屏蔽的功能。
（10）10.最佳恢复导则：
是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的、与
事件相关的恢复对策，将核电厂引人最佳（放射性释放景和设备部件
损坏量限制在最小）的终止状态。
（11）11.中子辐射俘获反应（n，γ）：
当中子能量为0.176电子伏时，镉吸收中子的能力远远大于能量小于这个数值时的能力，即出现共振吸收
（12）质量亏损：
原子核的质量，小于组成它中子和质子质量之和核子在结合形成原子核前后的质量差值，称为质量亏损
（13）自发裂变:
无需外界作用，就有自发分裂的趋势。
自然界中某些质量数很大的原子核，如铀-236，有自发裂变的现象。
（14）诱发裂变：
在中子轰击下发生的裂变
（15）链式裂变反应：
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质的原子核通常分裂为两个中等质量数的核（称为裂变碎片）。
与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释放出蕴藏在原子核内部的核能。
在适当的条件下，这些裂变中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程称为链式裂变反应
（16）核岛：
利用原子核裂变生产蒸汽的部分（包括反应堆装置和一回路系统）
（17）常规岛：
利用蒸汽发电的部分（包括汽轮发电机系统）。
（18）核燃料：
在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称为核燃料
（19）易裂变核素：
任何能量的中子都能引起核裂变的核素称为易裂变核素，如铀-235、铀-233，钚-239三种核素。
（20）可转换核素：
由于能量大于1MeV以上的中子能够引起铀-238，钍-232转化，所以称这两种核素为可裂变核素。
铀-238，钍-232可分别转化为钚-239及铀-233所以又将它们称为可转化核素。
（21）一次核燃料和二次再生核燃料：
在三种易裂变核素中，由于铀-235是存在于天然矿物中的，所以叫一次核燃料。
而铀-233和钚-239是用人工方法制造得到的，所以又称为二次再生核燃料。
（22）慢化剂，又称中子减速剂。
在一般情况下，可裂变核发射出的中子的飞行速度比被其它可裂变核的捕获的中子速度要快，因此为了产生链式反应，就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使用中子减速剂
（23）硼化
a）将除盐除气水隔离，将7000μg/g硼浓度的硼酸溶液注入到上充泵入口侧，以提高冷却剂硼浓度，这就是硼化。
三、简答题（共35分，每题7分）
1.简述核电厂设计原则。
答：
在正常工况和事故工况下，能严格控制放射性物质，使其对人的照射减少到可接受的水平，确保工作人员和公众安全。
一般遵循的安全设计原则有：
多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照计量标准。
2.以压水堆核电站为例，简述核电站的工作原理。
答：
用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转，从而及进行发电。
5.简述控制棒组件的几种用途。
答：
功率调节棒：
位于机组功率对应棒位高度，调节反应堆功率；
温度调节棒：
堆芯上部移动，控制冷却剂温度波动；
停堆调节棒：
事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。
所有控制棒在停堆信号后能在很短时间内依靠自身重量落入堆芯，使链式裂变反应终止。
4.简述蒸汽发生器的功能。
答：
功能：
（1）作为热交换设备，将一回路冷却剂中的热量传给二回路的给水，使之产生蒸汽；
（2）作为连接设备，在一、二回路之间起隔离作用，使二回路不受一回路的放射性污染；
（3）蒸汽发生器的管板和传热管作为反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于压水堆的第二道安全屏障。
2.压水堆核电厂辅助系统功能
答：
①.排出核燃料剩余功率
②.对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；
③.进行设备冷却；
④.废物的收集和处理
⑤.核岛通风空调系统
3.简述堆芯支撑结构作用。
答：
堆芯支撑结构用来为堆芯组件提供支撑、定位和导向，组织冷却剂流通，以及为堆内仪表提供导向和支撑。
4.简述稳压器的功能。
答：
①.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。
②.稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持在恒定压力下；
③.在一回路系统非稳定状态时，将压力变化限制在允许值以内；
④.在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性。
⑤.作为一回路系统的缓冲容器，吸收一回路系统水容积的迅速变化。
5.简述反应堆冷却剂系统功能。
答：
①.在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。
②.在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。
③.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。
④.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射层作用。
⑤.系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一回路系统实行超压保护。
6.简述反应堆硼和水补给系统的功能
答：
▪为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制；
▪为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备；
▪为改变反应堆冷却剂硼浓度，向化容系统提供硼酸和除气除盐水；
▪为换料水贮存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。
7.简述化学和容积控制系统的功能
答：
▪通过控制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。
8.简述现代压水堆采用硼酸控制反应性的优缺点
优点：
硼酸溶于水中，不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用，从而可以省去大量控制棒，简化了堆芯布置和反应堆压力容器顶部结构。
可溶性硼酸均匀弥散在慢化剂中，消除了采用控制棒时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象。
缺点：
调节速度慢，仅适于控制较慢的反应性变化
9.简述一回路冷却剂中放射性的来源
①水及其中杂质的活化（影响小）；
②裂变产物的释放（占绝大部分）；
③腐蚀产物的活化（小部分）；
④化学添加物的活化（影响小）
10.简述余热排出系统的主要功能
1）在停堆后第二阶段，排出堆芯和一回路热量；
2）反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；
3）在电厂加热升温初期，控制一回路平均温度；
4）在换料操作后，将换料水从换料水池输送至换料水箱。
11.简述设备冷却水系统的功能
1）为核岛内需要冷却的带放射性介质设备提供冷却；
2）作为中间冷却回路，通过重要厂用水系统将热量传送给海水。
在核岛各冷却对象与海水之间，形成一道阻止放射性物质进入海水的屏障；
3）设备冷却水系统不仅在电厂正常运行的各种工况用来从核岛系统除热，而且在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。
12.简述专设安全设施的目的。
答：
事故工况下确保反应堆停闭，排出堆芯余热和保持安全壳的完整性，避免在任何情况下放射性物质的失控排放，减少设备损失，保护公众和核电厂工作人员的安全
13.安全注入系统的主要功能有：
答：
当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。
当发生主蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安全注入系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。
14.安全壳的主要功能有：
答：
在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放，作为放射性物质与环境之间的第三道屏障。
对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。
作为非能动安全设施，能够在全寿期内保持其功能，承受外部事件（如飞机撞击、龙卷风）和内部飞射物及管道甩击的影响。
15.介绍关键安全功能状态树的4种安全级别，及其对应的操作员的操作。
①紧急状态，红色标志。
它表明该安全功能遭极严重破坏，面临紧急
状态，要求操纵员按对应的功能恢复规程立即进行干预。
②严重状态，橙色标志。
它表明该安全功能遭极严重威胁，要求操纵
员按对应的功能恢复规程尽快进行干预。
③偏离状态，黄色标志。
它表明该安全功能已经偏离正常，操纵员可
以按电厂当时情况自行决定按对应功能恢复规程进行干预的时间。
④正常状态，绿色标志。
它表明该安全功能完全正常，操纵员不需要
进行干预。
16.高温气冷堆（HTR）为什么可以耐高温和产生高温？
（5分）
答：
这是由高温气冷堆所采用的材料特点决定的：
核燃料:
采用全陶瓷型热解碳涂敷颗粒作为燃料微元，可以在1000度以上的高温工作，仍具有很好的完整性。
冷却剂采用氦气，化学性质不活波，有良好的核性能，有较好的传热核载热特性，高温下性能稳定。
慢化剂材料和堆芯材料采用石墨，石墨在高温下有较好的机械性能和稳定性，抗热震性能好。
17核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工矿所受到的射线辐射。
18分析核反应与化学反应的区别
▪核反应吸收或释放出来的能量要比化学反应吸收或释放出来的能量大得多，例如，一个铀原子放射出α射线的能量比一个碳原于燃烧释放出来的能量几乎大100万倍
▪核反应只涉及原子核，而与电子无关
19简述用于热中子反应堆慢化剂的的优缺点。
▪轻水（H2O）
Ø轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐照分解。
▪重水（氘，D2O）
Ø重水的吸收截面小，并可发生（γ，n）反应而为链式反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏损失、污染和与氢化物发生同位素交换。
▪石墨
Ø石墨吸收截面稍大于重水，但价格便宜，又是耐高温材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。
▪铍、碳氢化合物等。
Ø铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺寸，但铍有剧毒、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使用受到限制。
四、综述题（共20分，每题10分）
1.以下图为例，叙述一回路系统的工作流程？
（重点描述冷却剂流向、主泵作用及稳压器工作流程）
答：
①描述出冷却剂由反应堆压力容易出口流出到热管段，经过蒸汽发生器带走热量，然后流经过渡段，再经过主泵流向冷管段回到堆芯；
②描述出主泵提供冷却剂流动动力；
③描述出稳压器起到压力调节作用、超压保护作用。
2.下图是磁力提升式控制棒驱动机构，如果想要控制棒组件向上提升一步，请分步骤说明控制棒驱动机构如何工作。
答：
①夹持线圈通电，夹持钩爪与驱动杆上的槽啮合，保持控制棒在一个固定位置;
②传递线圈通电，传递钩爪与驱动杆上的槽啮合;
③夹持线圈断电，夹持钩爪与驱动杆的槽脱开;
④提升线圈通电，传动钩爪受电磁铁吸引，带动驱动杆提升一步;
⑤夹持线圈通电，夹持钩爪与驱动杆的槽啮合，使控制棒的重量由夹持钩爪和传递钩爪共同负担;
⑥传递线圈断电，传递钩爪与驱动杆的槽脱开;
7提升线圈断电，受弹簧力的作用，传递钩爪下降一步。
3.对比二代核电厂与三代核电厂的特点，说明我国目前大力发展AP1000三代核电厂有哪些技术优势？
1）标准化设计有助于许可证的申请，可降低成本，缩短建造时间；（1分）
2）更加简单牢固的设计使反应堆更易操作，降低了操作失误发生的可能性；（2分）
3）更高的电厂可用性和运行寿期（60年）；（2分）
4）进一步减少堆芯融化事故的可能性；（2分）
5）更长的事故应对时间，通常在电厂停堆厚72小时内不需要干预；（2分）
6）可防止因飞机撞击反应堆造成的反应堆严重损坏从而导致的放射性泄露；（2分）
7）更高的燃耗可以充分有效地利用燃料，减少废物量；（2分）
8）更多地利用可燃吸收剂（毒物）来延长燃料寿命。
（2分）
1.以大亚湾核电站为例，反应堆冷却剂系统（RCP）即核电站一回路系统有哪些功能？
答：
主要功能：
使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。
辅助功能：
1.中子慢化剂:
压水堆的冷却剂为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，起到慢化剂的作用，使裂变产生的快中子减速成为热中子，以维持链式裂变反应。
另外，它也起到反射层的作用，使泄漏出堆芯的部分中子反射回来。
2.反应性控制:
反应堆冷却剂中溶有的硼酸可吸收中子，因此通过调整硼溶度可控制反应性。
3.压力控制:
RCP系统中的稳压器用于控制冷却剂压力，以防止堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。
4.放射性屏障:
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄漏时，可防止放射性物质外逸。
或者
1、热量传输——使冷却剂循环流动，带出堆芯热量传至蒸汽发生器再传至二回路给水，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁和毁坏。
2、中子慢化——冷却剂兼作慢化剂使中子慢化到热中子状态。
3、反应性控制——改变控制棒插入深度和调整硼酸浓度控制反应性的变化。
4、压力控制——用稳压器及卸压箱控制系统压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾。
5、阻止放射性物质扩散——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）。
2、叙述稳压器的安全阀起超压安全保护作用的过程。
答：
每个安全阀组由一个保护阀和一个串联的隔离阀组成。
每个阀设置了开启和关闭压力阈值，后者低于前者。
在正常运行时，保护法处于关闭状态，而隔离阀处于开启状态。
在RCP压力升高使保护阀开启之后，由于蒸汽排出，系统压力降低，保护阀应自动关闭。
若保护阀因故障未能关闭，则隔离阀自动关闭，以防止RCP系统进一步卸压。
3.阐述轻水堆核电站的工作原理及AP1000、EPR典型轻水堆核电站的特点。
答：
简述轻水堆反应堆堆型、一回路系统主要设备及运行特点；
叙述AP1000和EPR核电站的特点。
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