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）

得分

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20 cm

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。

得分

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（shutdown margin）：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。

得分

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）

?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）

?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

?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。

?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）

得分

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。

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为 饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和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。能量传递过程为：裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、

于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机

表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设 备及设备的编号。 （L —字母， N —数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 1）黑棒组：由 24 根吸收剂棒组成，吸收能力强； （2） 灰棒组：由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类，每类又分为若干组。 正常运行时， 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度， 用于调节反应堆功率； 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动， 用于控制冷却剂温 度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表 示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义： 房间的识别一般用三个数字符号来表示， 第一个数字表示楼层， 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义？ 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，

核工程与核技术概论试题

核工程与核技术概论试题 第一章 1.核电与火电相比有哪些优势？ 2.先进核电的四个评价标准是什么？ 3.第三代核电与第二代核电相比有哪些本质上的区别？ 第二章 1.衰变、放射性、半衰期的定义分别是什么？ 2.锕系核素的定义、来源以及特性分别是什么？ 3.核反应的定义是什么？分别列举出核裂变反应、核聚变反应、中子吸收反应的例子各一例。 4.热中子的定义及特征分别是什么？ 5.中子与物质有哪几种作用形式。 6.举出三种中子慢化剂。 第三章 1.天然铀中，U235的含量是多少？ 2.为什么要发展快中子反应堆？ 3.列举三种易裂变核素与三种可裂变但难裂变核素。 4.为什么核裂变反应终止后，核反应堆还需要继续冷却？ 5.列举三种核反应堆冷却剂。 6. U238吸收中子后最终演变成什么？ 7.列举三种核反应堆控制材料。

第四章 1.大亚湾压水堆中，进行核裂变反应的是哪类中子？慢化剂是什么？冷却剂是什么？一、二回路的温度与压力分别是多少？ 2.压水堆包容放射性物质的四道屏障是什么？ 3.压水堆的专设安全设施有哪些？这些专设安全设施主要针对的是哪种事故？ 4.压水堆一回路压力边界主要由什么构成？ 5.压水堆一回路有哪四个主要设备？ 6.压水堆堆本体有那四个主要组成？ 7.大亚湾压水堆堆芯有盒燃料组件？每盒组件有多少燃料棒？燃料棒内芯块是什么材料？包壳是什么材料？包壳材料高温下与水会发生什么化学反应？ 第五章 1.沸水堆与压水堆有哪些区别？ 2.重水堆与压水堆有哪些区别？ 3.切尔诺贝利反应堆是什么堆型？它在哪些方面与沸水堆、重水堆分别有相似之处？ 4.高温气冷堆的优缺点分别是什么？ 5.快堆为什么用Na做冷却剂而不用水？Na的优缺点分别是什么？快堆为什么有三个回路？ 第七章 1.核安全的最高目标是什么？

核工程与核技术专业导论

专业导论2012 核 工 程 与 核 技 术 姓名：张朝平 班级：双核二班 学号：201206020212 时间：2013-1-3 摘要从应用的角度讲,核技术主要包括射线和粒子束技术与放射性核素技术。前者主要包括核分析技术、辐射加工与离子束加工、无损检测、工业核仪表、核医学成像、肿瘤放疗和辐射诱变育种技术等;后者则主要包括放射性核素测年、放射性核素示踪和放射性药物。射线和粒子束与物质的相互作用是核技术的物理基础,粒子加速器技术和核探测技术是核技术的主要支撑技术。本文介绍了上述各技术领域的发展,并介绍北京大学的核技术及应用研究工作。关键词核技术;应用;粒子加速器;核探测技术;射线;粒子束;放射性核素中图分类号 TL5;TL8;TL92;TL99;O571.3

一、培养目标 本专业培养适应我国国民经济和国防核科技工业发展需要的，能在核技术及相关专业领域从事研究、设计、生产、应用和管理等的专门人才。本专业培养的人才应具有良好的数理基础、扎实的专业知识和熟练的专业技能，能够适应核技术各个方向发展的基本需要；同时应具有较好的人文社会科学和管理知识，较高的道德素质和文化素质，身心健康，全面发展。 ●素质要求： 热爱祖国，拥护中国共产党的领导，逐步树立科学的世界观和人生观。具有健全的法治意识、诚信意识和集体主义精神，具有良好的思想品德、社会公德和职业道德。具有较好的人文、艺术修养和文字、语言表达能力，了解历史和世界，积极参加社会实践活动，适应社会发展与进步，具有良好的心理素质和合作意识精神，具有健康的体魄和进取精神。具有良好的理论基础和扎实的专业知识，掌握熟练的专业技能，勤奋、严谨、求实、创新，有科学精神和奋斗意识。 ●能力要求：

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） 得分 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20 cm 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

核工程与核技术专业实习报告

实习报告 学号：＿＿＿＿＿＿＿姓名：＿＿＿＿＿＿＿专业：核工程与核技术院系：动力与机械学院日期: 2012/9/15

目录 01.实习目的和性质 (03) 02.世界以及我国核工业的发展现状 (03) 03.核事故 (08) 04.核安全 (17) 05.安全文化 (17) 06.实习以及上课见闻与感受 (18) (一). 9月3日 (18) (二).9月4日 (19) (三). 9月5日 (20) (四). 9月6日 (21) 07.对今后类似活动的建议 (22) 08.实习心得与意义 (23)

01.实习目的和性质 本次实习是核电厂热力设备认识实习。通过实习了解核电站的生产过程、主要设备，以及有关设备的构造、控制，为后续专业课程的学习，从感性认识和实际生产两方面奠定必定的基础。实习中，每个学生都应自觉遵守纪律，虚心向制造厂、电工技术人员学习，扩大知识面，不断提高自己的专业基础知识。 02.世界以及我国核工业的发展现状 目前，世界正式承认拥有核武器的国家有美国、俄罗斯、英国、法国和中国；已经进行核试验，自己宣布进入核武器国家的有印度和巴基斯坦；国际认为具有核武器发展潜力的还有三十多个国家。 军用核材料（高浓铀、钚、氚和氘化锂）是制造核武器的关键材料。其生产能力及相关技术是核武器国家保持核威慑能力的重要组成部分，是国防实力的重要标志。目前，多数核武器国家的核材料库存大大超过需要，并早已停止生产（高浓铀、钚、锂），但是由于氚的半衰期仅为12.3年，即每年要自然衰变掉5.5%，因此，美、俄、法都在继续生产氚或积极准备生产氚。 核电方面，核电发展五十年来，从技术指标来看,一般可以分为三代，同时将目前正在进行概念设计，预计二、三十年后才能投入商业运行的核电站称为第四代。 三哩岛和切尔诺贝利核事故后，核电发展受到严重挫折。但是，由于各方面原因，核能作为一种清洁能源，仍然受到重视。

核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

核电厂系统与设备电子书思考题

第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T 形布置？什么是L 形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？

现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？

核电厂系统与设备复习题

《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？

核工程与核技术专业英语单词

核工程与核技术专业英语单词 1.specific heat capacity 比热容 2.quantum number 量子数 3.atomic mass unit 原子质量单位 4.binding energy 结合能 5.decay 衰变 6.half-life 半衰期 7.abundance 丰度 8.activity 活度 9.macroscopic cross section 宏观截面 10.m icroscopic cross section 微观截面 11.a ttenuation 衰减 12.m oderator 慢化剂 13.f issile material 裂变材料 14.s elf-sustaining chain reaction 自续链式反应 15.p rompt neutron 瞬发中子 16.d elayed neutron 缓发中子 17.f usion 聚变 18.p lasma 等离子体 19.u ncertainty 不确定度 20.d ead time 死时间 21.p reamplifier 前置放大器

22.t hreshold energy 阈能 23.o perational amplifier 运算放大器 24.d iscrete component 分立元件 25.i ntegrated circuit 集成电路 26.d irect current 直流电 27.a lternating current 交流电 28.h eat-exchanger 热交换器 29.i onization chamber 电离室 30.n oble gas 稀有气体 31.a ccelerator 加速器 32.r adiation hazard 辐射危害 33.r adiation dose 辐射剂量 34.n atural background radiation 天然本底辐射 35.d aughter product 子产物 36.o ccupational exposure 职业照射 37.q uality factor 品质因子 38.e quivalent dose 当量剂量 39.a cute effect 急性效应 40.d elay effect 延迟效应 41.r adiation sickness 辐射病 42.h ereditary effect 遗传效应 43.s omatic effect 躯体效应

(完整word版)核电厂系统与设备知识点,推荐文档

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。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级 1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（NA）： 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起载荷要求。 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。 纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。 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。 第五道防御：应急计划；万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小 制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小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。

核工程与核技术专业三基题汇总解析

核工程与核技术专业“三基”题 编号：001 问：试用简练的语言说明导热、对流换热及辐射换热三种热传递方式之间的联系和区别。 答：导热和对流的区别在于：物体内部依靠微观粒子的热运动而产生的热量传递现象，称为导热；对流则是流体各部分之间发生宏观相对位移及冷热流体的相互掺混。联系是：在发生对流换热的同时必然伴生有导热。导热、对流这两种热量传递方式，只有在物质存在的条件下才能实现，而辐射可以在真空中传播，辐射换热时不仅有能量的转移还伴有能量形式的转换。 编号：002 问：什么叫热辐射和黑体辐射？ 热辐射，物体由于具有温度而辐射电磁波的现象。 黑体辐射是指由理想放射物放射出来的辐射，在特定温度及特定波长放射最大量之辐射。 编号：003 问：试说明串联热阻叠加原则的内容及其使用条件。 答：在一个串联的热量传递过程中，如果通过每个环节的热流量都相同，则各串联环节的总热阻等于各串联环节热阻的和。使用条件是对于各个传热环节的传热面积必须相等。 编号：004 问：试说明集总参数法的物理概念及数学处理的特点。 答：当内外热阻之比趋于零时，影响换热的主要环节是在边界上的换热能力。而内部由于热阻很小而温度趋于均匀，以至于不需要关心温度在空间的分布，温度只是时间的函数， 数学描述上由偏微分方程转化为常微分方程、大大降低了求解难度。 编号：005 问：试说明Bi 数的物理意义。0Bi →及Bi →∞各代表什么样的换热条件?有人认为,0Bi →代表了绝热工况,你是否赞同这一观点,为什么? 答；Bi 数是物体内外热阻之比的相对值。时说明传热热阻主要在边界，内部温度趋于均匀，可以用集总参数法进行分析求解；时，说明传热热阻主要在内部，可以近似认为壁温就是流体温度。认为代表绝热工况是不正确的，该工况是指边界热阻相对于内部热阻较大，而绝热工况下边界热阻无限大。 编号：006 问：试用简明的语言说明热边界层的概念。 答：在壁面附近的一个薄层内，流体温度在壁面的法线方向上发生剧烈变化，而在此薄层之外，流体的温度梯度几乎为零，固体表面附近流体温度发生剧烈变化的这一薄层称为温度边界层或热边界层。 o Bi →∞→Bi o Bi →

核技术应用

核技术应用读书笔记 核技术是建立在核科学基础之上的一门现代技术,因而泛称核科学技术。核科学技术作为现代化科学技术的组成部分,其渊源可以追溯到1896年天然放射性的发现,至今已有100多年的历史。带电粒子加速器的发现与核反应堆的建造为核科学技术的发展,奠定了雄厚的物质基础。第二次世界大战期间核科学技术在军事领域的突破,体现了核科学技术发展的时代特征,即技术的科学化与科学的技术化。世界第一颗原子弹的爆炸显示了核能释放的巨大威力,开创了本世纪现代科学技术定向发展的新格局,即动用国家一级的权威,动员全社会的力量,精心 规划布署,全力推进科学、技术、工程、产业、经济的一体化。 核技术应用主要包括核能的利用及同位素和辐照技术的利用。核能的利用主要是指：（1）利用放射性同位素衰变时放出的能量做成电池，广泛用于宇宙飞船、人造卫星、无人管理的灯塔、心脏起搏器等。（2）利用重核裂变会放出巨大能量。核电站、空间堆电源、核供热堆、用于船舶或潜艇的核动力装置，是实际应用这种裂变能的主要代表。（3）利用轻核裂变时放出的比重核裂变时放出的更加巨大的能量。聚变堆的研究和开发就是为了利用这一能量。 以原子核科学理论为基础，利用原子核反应或衰变释放的射线和能量为国民经济、国防服务的一门新兴科学技术既原子核科学技术的简称。核能是一种安全、经济、清洁的能源，人类生存、发展所面临的能源问题，最终也需要依靠核能来解决。核电站的设计、建造和运行管理是一个综合、复杂的系统工程，涉及物理、热工、结构、材料、机电、控制、安全等大量工程问题。与核能利用密切相关的核燃料循环也同样涉及大量的工程技术问题。核技术现已广泛应用于各个领域，具有相对独立和完整的体系，是20世纪人类文明史上一个重要里程碑。核技术通常包括核能技术、核动力技术、同位素技术、辐射技术、核燃料技术、核辐射防护技术等领域。核技术是一项先进技术。 在解决人类面临的能源和环境等重要问题中的作用日益明显。截至1993年底，核能发电已占世界总发电量的17%,而法国的核能发电量已占总发电量的70%以上。通过选用新堆型，提高安全性和降低建设造价，核能发电的贡献将不断增大，这对缓解能源危机无疑是一个重大的贡献。21世纪,人类开发新能源,广泛应用核技术将更为迫切，核能将是逐步代替化石能源的重要能源。21世纪中叶，受控核聚变技术可望从实验室走向实用，为人类提供取之不尽的干净能源。威力很大的核爆炸将为工程建设、改造环境和开发资源服务。核动力将在交通运输及星际航行等方面发挥更大的作用。核技术在其他领域中的应用也将进一步扩大。 核科学与核技术在二十世纪取得了辉煌的成就。目前仍然是现代科学中的一个非常重要的前沿领域，保持着旺盛的生命力，不仅具有重大的科学意义，而且在高新技术及交叉学科领域的研究中起着重要作用。当前核科学与核技术发展的特点体现为：一方面对物质层次结构、宇宙起源等的探索不断深入，另一方面在能源、人口与健康、环境、信息、材料、农业、国家安全等领域以及多种学科的基础研究中的应用日益广泛。

核工程与核技术专业本科培养计划

核工程与核技术专业本科培养计划 一、培养目标 Ⅰ． 培养具备核科学与技术学科方面宽厚理论基础，掌握核能科学与工程、核技术及其应用的专业知识，能从事核科学与技术领域相关的科学研究、工程设计、技术开发及技术经济管理等工作的高级专门人才。 , , , , , . 二、基本规格要求 Ⅱ． 、具有一定的人文社会科学和自然科学基本理论知识，特别是有较好的人文素质； 、系统地掌握本专业必需的技术基础理论，主要包括力学、热学、电工与电子、自动控制等； 、熟悉本专业领域有关方面的专业知识，了解其学科前沿和发展趋势； 、具有本专业必需的制图、计算、测试、调研、查阅文献和基本工艺、操作、运行等基本技能； 、掌握一门外国语，要求能阅读专业书刊，并有一定的听说能力，对于英语应达到国家四级以上水平（含四级）； 、具有一定计算机相关知识和较强的计算机应用能力，能熟练使用计算机解决工程中的有关问题； 、具有较强的自学能力、分析能力和创新意识。 . , , ; . , , , ; . , ; . , , , , , ; . , ( ); . ; . , . 三、培养特色 Ⅲ. 以能源、环境、核电为工程背景，以热流体科学为基础，兼顾装备制造、过程控制和信息技术，集热、机、电为一体的培养特色。 , , , , , . 四、主干学科 Ⅳ． 核工程与核技术、动力工程与工程热物理、机械工程、计算机科学与技术、自动化技术 五、学制与学位 Ⅴ．

学制：四年 : 授予学位：工学学士 : 六、学时与学分 Ⅵ． 完成学业最低课学分（含课程体系与集中性实践教学环节）要求： ( )： 完成学业最低课外综合实践学分要求： ： ．课程体系学时与学分

核电厂系统与设备-复习题

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

核工程与核技术专业就业前景好不好

核工程与核技术专业就业前景好不好 核工程与核技术专业就业前景好不好 近几年该专业毕业生就业率在85%左右，重点名牌高校就业率在95%左右。这是一个目前就业率较高的一个专业，主要原因是核工业 在我国正处于一个发展时期，现在该方面的专业人才较少，而开设 此专业的高校和每年的毕业生人数不多，绝大多数毕业生生都能找 到专业对口的工作。我国核工业已经从适度发展迈向积极发展，并 力争到2020年将核电在电力装机容量的比重提高到5%，不过相比 接近20%的世界平均水平我们的发展前景不可估量。因此未来的就 业形势应该是看好的。核工程与核技术专业在专业学科中属于工学 类中的能源动力类，其中能源动力类共10个专业，核工程与核技术 专业在能源动力类专业中排名第5，在整个工学大类中排名第130 位。截止到2013年12月24日，43033位核工程与核技术专业毕业 生的平均薪资为4346元，其中10年以上工资1000元，0-2年工资3752元，应届毕业生工资3941元，3-5年工资4545元，6-7年工 资7410元，8-10年工资8191元。核工程与核技术专业就业岗位最 多的地区是北京。薪酬最高的地区是温州。 据统计，核工程与核技术专业就业前景最好的地区有：1、北京、2、上海、3、广州、4、深圳、5、杭州、6、成都、7、南京、8、朝阳、9、天津、10、武汉，平均薪酬在8999元。 由于核能源将成为中国未来能源的'绿色支柱，核工程与核技术 专业毕业生深受社会欢迎，就业前景良好。毕业生一般在医疗、卫生、国防、工业、农业的政府部门、规划部门和经济管理部门，核 电工程的科研设计单位、工矿企业、高等院校等从事研究、规划、 设计、施工、核电厂运行管理及设备制造、研发、技术咨询等工作。核工程与核技术专业学生毕业后亦可在核电站、核动力和核供热以 及常规火力电站等领域从事研究、设计、建造、运行与管理等工作。还可以从事核电设备制造企业的技术开发工作;核工程设计院和研究 院的设计和科研工作;核电工程公司的技术咨询与管理工作。

核电厂系统及其设备复习题教学内容

核电厂系统及其设备复习题 一、根据系统图，简要解释核能发电原理。 二、名词解释 1）质能关系 2）裂变 3）临界状态 4）反应性 5）半衰期 6）一回路 7）PWR 8）蒸汽发生器 9）稳压器 三、选择题 1. T he nuclear power station provides ___ for the utility grid. ?expensive electricity ?base load ?peak load ?full load 2. __specify the steps required to go from one operating state to another. ?The codes ?The NRC ?The operators ?The procedures 3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__. ?steam condenser ?atmosphere ?steam dump system ?heat exchanger

4. An excess of coolant inventory can result in a___. ?power increase ?temperature increase ?reactor trip ?turbine trip 5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___. ?condensers ?natural circulation ?boiling heat transfer ?emergency power 6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station. ?easier ?more difficult ?rather ?more complex 7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. ?cecondary loop ?outlet nozzles ?steam generators ?pressurizer 8. The fuel rod provides___to the escape of fission products. ?two barriers ?three barriers ?seals ? a barrier 9.The CEA guide tubes are made of__. ?stainless steel ?ceramic ?zircaloy ?B4C 10. The helium inside the fuel cladding improves the ____. ?characteristic ?gap heat conductivity ?gap heat convection ?clad strain 11. The CEA guide tubes are arranged___. ?in the fuel assembly ?around the fuel assembly ?in the center of fuel assembly ?outside the fuel assembly 12. The coolant can ___through the guide tubes. ?not flow ?be ?flow ?pass 13. There ___ steam generator(s) in each primary loop. ?is one ?are two