教材N1-核电系统基本知识
第一章核电系统基本知识
第一节核裂变与核电厂基本介绍
能源是一个国家发展农业、工业、国防、科学技术和提高人民生活水平的重要物质基础。随着我国国民经济的快速发展，能源供应的短缺和化石燃料的污染问题正在成为制约我国经济、社会和环境可持续发展的一个瓶颈。
目前人类的能源结构还是以化石燃料为主，但化石燃料的储量是有限的，因此开发新能源是人类生存与发展的需要，也是社会经济发展的需要。在这个背景下，核能日渐成为人类使用的重要能源，核电也逐步成为电力工业的重要组成部分。同时，由于核电不造成大气的污染和二氧化碳的排放，在人们越来越重视环境保护、温室效应和气候变化的形势下，积极推进核电建设已经成为我国能源建设的一项重要政策。
一、原子核与核能
世界上的一切物质都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。原子核包括质子和中子，质子数决定了该原子属于何种元素；质子数和中子数之和决定了该原子属于何种核素。如一个铀-235原子是由92个质子与143个中子组成的原子核和92个电子构成的；而一个铀-238原子是由92个质子与146个中子组成和92个电子构成的；铀-235和铀-238都属于铀元素，但为不同的核素。
原子核在原子里只占极小的位置，如果把原子看作是我们生活的地球，那么原子核就相当于一个乒乓球的大小。虽然原子核的体积很小，但在一定条件下它却能释放出惊人的能量—核能。
核能的获得的途径主要有两种，即重核裂变与轻核聚变。
重核裂变
重核裂变是指一个重原子核，分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量。例如，当用一个中子轰击U-235的原子核时，它就会分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2－3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量，见图1－1。如果再有一个新产生的中子去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变。以此类推，裂变反应不断地持续下去，从而形成了裂变链式反应，与此同时，核能也连续不断地释放出来。
可作为核燃料使用的可裂变核素有U233、U235和Pu239三种核素。U235是以自然形式存
在，它在天然铀中只占0.712％，天然铀中U238占99.282％。U233和Pu239是由Th232和U238通过核反应得到的。
图1－1 重核裂变反应图
核裂变反应有多种形式，产生的物质也各不相同。下式就是裂变反应的一个方程式：
轻核聚变
所谓轻核聚变是指在高温下(几千万度以上)重氢核(氘核)与超重氢核(氚核)结合成氦放出大量能量的过程，也称热核反应，见图1－2。氢弹就是利用热核反应瞬间释放出巨大能量的武器。在地球上，热核反应的原料取之不竭，受控热核反应可能是今后人类能源的主要来源。但现在人类还不能进行受控热核聚反应，目前正在研制的“受控热核聚变反应装置”就是国际上为实现受控热核反应所做的努力。
图1－2 轻核聚变反应图
核聚变反应的反应方程式只有下式一种，生成物也是固定的。
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Xe Sr n U 1013654903810235
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核聚变要比核裂变释放出更多的能量。例如相同数量的氘和铀-235分别进行聚变和裂变，前者所释放的能量约为后者的三倍多。由于人类还未掌握受控热核反应技术，因此，目前被人们所熟悉的核电厂、核反应堆等等都是利用核裂变的原理。
二、核反应堆与核电厂
核反应堆是一个能维持可控制核裂变链式反应，从而实现核能－热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。核反应堆一般由堆芯、反应性控制机构、堆内支承结构以及反应堆容器等组成。堆芯是核燃料所在地，又称活性区；反应性控制机构通过控制链式反应，实现反应堆的启动、功率调节和停堆；堆内支承结构起支承堆芯、定位对中等作用。
核裂变反应过程中所释放出来的巨大能量，绝大部分在核反应堆中转化为热能。核电厂的其他部分的功能就是将这些热能转变为电能。目前，核电厂采用的办法是使水、二氧化碳气体、重水(它是氢的同位素－氘和氧的化合物，其分子式为D 2O)或液态金属钠等作为“冷却剂”流过
核反应堆时而被加热，然后再使被加热后的冷却剂流到蒸汽发生器中，使得蒸汽发生器的水变成高温高压的蒸汽，以推动汽轮机运转，带动发电机进行发电。冷却剂把热量传给水以后，再通过流体输送泵回到核反应堆中去吸热。如此循环往复，就能确保核电厂能够持续不断地进行发电。
三、世界核电发展
1938年，科学家在一次试验中发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，在放出2－3个中子的同时产生一种巨大的能量，这种能量比化学反应所释放的能量大的多，这就是我们今天所说的核裂变能。人们随即开始了核能的应用研究。
1942年，美国建成世界上第一座核反应堆，实现了链式反应，但还不能从反应堆中取得有用的热量。在第二次世界大战期间，几个大国致力发展核武器。直到战后，各国才开始重视核电的研究。1954年6月，前苏联建成世界上第一座核电厂，其功率为5000KW ；1956年5月，英国建设的第一座石墨气冷堆核电厂，其发电容量5000KW 。
从那时开始的50多年来，核电经历了三代的发展。预计再过20多年将会出现经济、安全、n
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废物量少和具有防核扩散能力的反应堆技术，也就是我们所说的第四代核电。
第一代核电是自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电厂，如美国的希平港核电厂和英第安角1号核电厂，法国的舒兹(Chooz)核电厂，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电厂,日本的美浜1号核电厂等。
第二代核电是指20世纪70年代到现在运行的大部分商业核电厂。所用的反应堆堆型主要有西方国家设计的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆和前苏联设计的压水堆和石墨堆。目前我国正在运行的核电厂除了秦山第三核电厂为重水堆，其它为均属于第二代压水堆核电厂。
第三代核电主要代表分别是美国与欧洲分别开发的AP1000和EPR。它们共同的特点是，它们的设计依据分别是美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出的新一代核电厂的安全和设计技术要求。
第四代核电厂将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
核电自20世纪50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。根据国际原子能机构的统计，全世界正在运行的核电机组有443座，分布在31个国家或地区，年发电量占世界总量的16%；另外，正在建造的核电机组25座。目前，核电主要分布在北美（美国、加拿大）、东亚（日本、韩国）和欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）等，这8个国家的反应堆数量占全世界总和的74%。反应堆拥有量排名前三位的美国、法国、日本的反应堆总和占全世界的49.4%。
四、中国核电发展概况
在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。
经过起步和小批量两个阶段的建设，目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2007年底，我国共有11台核电机组投入运行，装机容量达到885万千瓦。2007年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.3%和1.9%。
秦山一期核电厂已经安全运行16年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电厂最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电厂有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。
秦山二期国产化核电厂全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电厂的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较
好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电厂建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电厂的多项纪录。
广东大亚湾核电站投运10 多年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电厂也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电厂也已并网发电。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电厂2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。
2007年对于中国核电界毫无疑问是具有里程碑意义的一年。国务院正式批准了发改委提交的《核电中长期发展规划（2005－2020）》，明确了今后核电发展的方向；由国务院和中核集团等４家国企共同出资组建的国家核电技术有限公司在京成立，主要从事第三代核电技术的引进和建设；中广核和法国签订了涉及80亿欧元的核电大单，法国和美国在中国核电市场上的竞争愈发激烈；江苏田湾核电站两台百万千瓦级核电机组并网发电；这一年里，辽宁红沿河核电站开始动工建设；福建福清、秦山扩建、岭澳二期等多个核电项目进入实际操作阶段。如果把2006年底中国牵手西屋电气看作是我国核电发展序幕的话，那么2007年则是真正意义上的大幕拉开，中国核电快速发展的大戏由此上演。
大量建设和国产化将成为今后一段时间内中国核电的主题词。要实现2020年的规划目标，此后的13年内平均每年还要新建2台以上百万千瓦级核电机组，涉及资金约4500亿元；在追求装机容量的同时，国家希望早日实现核电领域的自主，自主设计建造、设备国产化。对于投资者、设备制造商、研究机构等多个行业来说，核电大发展带来的机遇将是千载难逢。
五、核电厂反应堆堆型
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：
（一）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。
（二）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。
（三）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。
（四）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。
（五）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。
六、压水堆核电厂
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1－3为压水堆核电厂系统原理图。
图1－3 压水堆核电厂系统原理图
（一）工作原理：
每台压水堆机组都由反应堆－蒸汽发生器－汽轮机－发电机－稳压器－主泵组成。
，U-235丰度为3%左右。冷却剂流过装有核燃料的反应压水堆核电厂核燃料为低浓度铀UO
2
堆活性区时吸收核裂变产生的热能，然后通过管道进入蒸汽发生器的U形管内，再把热量传递U形管外的水，使其变为饱和蒸汽。被冷却后的冷却剂再由主泵送回反应堆，完成冷却剂的密闭循环。此回路为一回路（蒸汽产生系统）。
二回路的水在蒸汽发生器中被加热变成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀做功，将蒸汽热能变成汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电。作完功的乏蒸汽被排入冷凝器，由循环水进行冷
却，使乏汽凝结成水。然后再由水泵将凝结水打回蒸汽发生器，完成汽轮机工质的密闭循环，此回路称为二回路（电力生产系统）。
一、二回路的称呼是根据能量转换的先后次序定的，两个回路必须相互配合工作，谁也不能单独运行。一、二回路的自然分界线是蒸汽发生器的U型管传热面，但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路。
（二）核电厂与常规火电站的比较
1．系统、设备
压水堆核电厂中的反应堆和一回路系统相当于常规火电站的锅炉。
但它与锅炉相比在技术上要复杂的多，设计制造要困难的多，安全方面要重要的多。
2．蒸汽参数
压水堆核电厂的蒸汽参数比常规火电站低的多，电站装置热效率也比火电低。但由于核燃料费用比火电低得多，所以核电的发电成本低于火电。
3．燃料运输方面
核电厂在燃料运输方面优越的多，另外还省去大量的燃料储存场地和灰渣储存场地。
4．环境污染方面
由于煤等化石燃料的天然放射性，火电站放射性排放总剂量率约为正常运行情况下核电厂
的3倍。另外，火电站还会大量排放CO
2、SO
2
、CO污染大气环境。
第二节核电厂系统简介
在核电厂中除了一回路系统和二回路系统外，为减少核电厂发生事故后可能造成的后果，还设有安全系统，为保证一、二回路和安全系统的正常使用，设置了一些辅助系统。
核电厂通常把厂内的这些系统按厂房划成两部分：核岛系统和常规岛系统。核岛系统主要包括：一回路系统、主要辅助系统和安全系统及核测量、控制区、保护和电气系统，常规岛系统主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统工程及厂用电设备。
本节将主要针对第二代压水堆机组的一回路系统、主要安全系统和辅助系统进行介绍，并对第三代压水堆AP1000和EPR以及我国目前在建的商用堆型重水堆核电机组、高温气冷堆核电机组等进行概念性的系统介绍。
一、压水堆核电厂系统介绍
（一）一回路系统及主要设备
一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。
现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、
蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力
容器上的封闭环路，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的
主管道组成。
反应堆冷却剂系统示意图见图1－4。
图1－4 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图
反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；
●反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的
环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。
●堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出堆芯；为
堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。
●堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，将燃料核
裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。
●控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组
件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线
圈组件和位置指示组件等部件。
主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。
主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。
反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽－气混合物排放管线等部件组成。
稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷
却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。
（二）主要的安全系统
核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽－空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下：
1．余热导出系统
余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。
余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。
2．应急堆芯冷却系统
应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。
3．安全壳
安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。
安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。
4．安全壳隔离系统
安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全
壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。
安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。
5．安全壳喷淋系统
该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。
安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。
6．安全壳消氢系统
该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。
该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。
7．蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。
在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。
该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。
8．重要设备中间冷却水系统。
该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。
9．应急电源
核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生
失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。
系统的主要设备是应急柴油发电机组。
（三）核辅助系统
核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。
1．化学和容积控制系统
该系统主要作用有：
●在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；
●贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；
●贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的
硼酸溶液，控制反应堆反应性；
●向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；
●向稳压器和余热系统泄压阀充水；
●净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中
的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平；
●处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液
等等。
●此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容积控制系统
可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。
化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。
下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器（俗称混合床离子交换器）、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。
下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。
上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。
上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。
另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。
冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。
2．反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统
与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的剩余热量；在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池；在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯；堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性；在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。
该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。
3．三废处理系统
（1）废气处理系统
废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。
（2）废液处理系统
废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。
（3）固体废物处理系统
固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物（废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和
保温材料、液体废物固化体灯）进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。
有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。
4．通风空调系统
通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。
通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全注入和喷淋泵电机房通风系统等。
5．核测量控制系统
为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。
用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。
用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。
（四）、常规岛系统
压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统及厂用电设备。
核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于：
1、核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对制造、安装和运行等有更高的要求；
2、核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。
3、由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。
二、重水堆系统简介
加压重水反应堆（PHWR）是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管内，反应堆两端面各有一料，重水D
2
台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组（728MWe）正在运行。
PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。
慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。
一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWe－PHW反应堆中的一回路热传输系统分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四个集管（两个入口集管和两个出口集管），两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1－5。
图1-5 加压重水反应堆流程图
停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。
专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。
●1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下落入堆芯。
在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落入慢化剂中。
●2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，2号停堆
系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔离的。
●应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于反应堆厂房
外的水箱注入堆芯；中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵将位于反应堆厂房内的
喷注水箱的水注入堆芯；低压阶段用泵将已收集在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯
冷却热交换器注入堆芯。
●安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构（包括自动触发的喷注系统和空
气冷却器的热阱），过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳延伸部分和自动触发的
安全壳隔离系统组成。
安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。
供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。
三、高温气冷堆系统简介
高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程（简称HTR－PM）。
HTR－PM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽－电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1－6。
图1－6 高温堆核岛系统图
整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。
一回路系统由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。
专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。
核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。
仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。
HTR－PM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。
四、AP1000核电站简介
AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核
电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它的主要性能特点是系统简化、
非能动安全、数字化仪控和模块化建造。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和
经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。
下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：
（一）AP1000反应堆冷却剂系统
AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两
者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基
本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全
功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。
AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两
条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段，见图1－7
所示。
1．反应堆压力容器
AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢（SA －508 Grade3 Class1）锻件和板材制造，筒体壁厚203mm ，内部带有5.6mm 厚的奥氏体不锈钢（308L ）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。
2．反应堆冷却剂泵
主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降， 简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。 泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要图1－7 AP1000一回路布置
核电基础知识
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气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，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
核电厂系统与设备知识点
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.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.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.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（）：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
核电基础知识授课讲稿
核电基础知识授课讲稿 Ting Bao was revised on January 6, 20021
核电基础知识 第一节 反应堆物理基础 一． 原子和原子核 1． 原子的基本概念 世界上任何物质都是由原子组成的。原子是进行化学反应的最小单位。 原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。 在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。 当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。呈负电性或 正电性的原子称为离子。 2． 原子核的基本概念 原子核由A 个核子组成（A 是核内的核子数，又称质量数），其中有Z 个带有正电荷的质子（Z 是原子序数，即原子核中质子的数量）和N 个（N 表示核内中子数，N=A-Z ）电中性的中子。任何一个原子核X 都可用符号 N A Z X 来表 示，例如，He z 42，O 1688，U 238 92146等等。实际上，只要简写为X A ，它已足以 代表一个特定的核素。 原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小，不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u ）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即×10-27Kg 。质子的静止质量为，中子的静止质量为，电子的静止质量为。一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。 原子核带正电，电荷量为＋Ze 。 电子 质子 中子 图1-1 原子结构示意图
原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。 质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）释放出来。反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。 由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u 对应的能量为。 二． 原子核的放射性 原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。某种元素有多少种同位素就有多少种核素。核素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放出粒子（α、β、n ）或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态，这个过程称为衰变。 在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。 具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于84的核素都有放射性。 所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。 三． 核裂变 裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。 在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。 1． 自发裂变 自发裂变的一般表达式 →X A Z 212 211Y Y A Z A Z + 在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。 自发裂变能Q f,s =T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)
核工业基本知识复习题
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
核电厂安全分析
Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008
CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.
核电知识100问
核电知识 1、目前，核电产量占世界电力总产量的16%左右。 2、与同样装机容量的燃煤电厂相比，2台100万千瓦级核电机组每年将向环境减排二氧化碳1600万吨，减排烟尘、二氧化硫、氮氧化物100万吨，为环境保护做出贡献。 3、截至2007年9月，世界上共有439个核电机组运行，总装机容量达到3.72亿千瓦。 4、2009年中国的核发电量为692亿千瓦时。 5、2005年3月2日，国务院总理温家宝指示：“调整电源结构，大力开发水电、优化发展煤电、积极推进核电，适度发展天然气发电，鼓励新能源发电。” 6、铀-235（或钚-239）在中子的轰击下分裂成为两个（极少情况下会是三个）较轻的原子核（它们常常有放射性），同时放出2～3个自由中子，并释放巨大的能量，这个反应过程称为核裂变反应。 7、核裂变反应产生的新中子再引起第二代核裂变反应，如此代代相传，形成核裂变反应链，称为链式核裂变反应。 8、（原子核）反应堆是使原子核裂变的链式反应能够有控制地持续进行的装置，是利用核能的一种最重要的大型设备。 9、核电站的核反应堆是实现核裂变能转变为电能的装置。 10、压水堆核电站中的能量转换借助于三个回路来实现。 11、国家环境保护部和卫生部分别负责对环境质量和人身安全进行独立的监督检查和审评。 12、就人员伤亡概率而言，核电大大低于汽车、飞机的伤亡率，也大大低于某些建筑、矿山行业的伤亡率，所以说核电是低事故率、低风险的行业。 13、压水堆核电站一次冷却系统主要由蒸汽发生器、循环泵、稳压器和稳压器泄压罐等构成。其主要功能是维持堆壳体内的压力并把热量从堆芯载带出来，在蒸汽发生器产生蒸汽，供给汽轮发电机发电。 14、核电厂三废处理设施严格执行国家的环境影响评价制度，并与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。 15、三废是指气态、液态和固态三种形态的废物。核电厂三废处理的原则是把放射性气态和液态流出物的排放降至合理的尽量低的水平。 16、当前世界上绝大多数核反应堆为热中子堆，简称“热堆”或“慢堆”。按用途，反应堆可分为研究堆、生产堆和动力堆。根据反应堆所使用的慢化剂材料不同，可分为轻水反应堆和重水反应堆。 17、在核电站中，发电后卸出反应堆的废物（称乏燃料）质量很少，是同等装机容量的火电站的万分之一左右。 18. 核电厂的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则。我们所说的纵深防御包括五道防线。 19、地方环保部门和核电厂营运单位分别独立进行环境监测和分析。核电厂排放的少量放射性废物都有严格控制和有效管理；核电厂产生的固态废物有严密的监管和定期的监测。20、物质所具有的核能比化学能大几百万倍至一千万倍以上。如一吨铀-235全部裂变时产生的核能相当于二百五十万吨标准煤燃烧时放出的能量。 21、核电站从选址、设计、建造、运行到退役等各个阶段都具有非常严格的要求，而且核电站本身就有一套非常严密的质量保证体系和内外部的安全监控措施。 22、凡是与物质直接或间接作用能使物质电离的辐射，称之为电离辐射。 23、人们生活在大自然中，每时每刻都在接受射线照射，这就是天然本底辐照。 24、放射性与我们生活紧密相连，在现代社会中，我们对人工放射性都习以为常了。核电厂的实际放射性影响是微不足道的。
核电厂安全知识点参考文本
核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月
核电厂安全知识点参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观 念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过 培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性
能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执
最新核电科普知识竞赛题库
最新核电科普知识竞赛题库 第一部分：基本原理和知识 1、原子核中没有（）。 A、中子 B、质子 C、电子 2、核能分为核裂变能和核聚变能两种，是通过（）释放出的能量。 A、物理变化 B、化学变化 C、原子核变化 3、1946年，我国物理学家（）在法国居里实验室发现了铀原子核的“三裂变”、“四裂变”现象。 A、钱三强、何泽慧 B、钱三强钱学森 C、钱学森何泽慧 4、以下哪个是自然界存在的易于发生裂变的核素：（）。 A、铀-235 B、铀-233 C、钚-239 5、1942年以物理学家恩里科·费米为首的一批科学家在（）建成了世界第一座核反应堆，实现了可控的核自持链式裂变反应。 A、美国芝加哥 B、英国伦敦 C、德国柏林 6、当一个铀-235原子核在吸收了一个能量适当的中子后，这个原子核由于内部不稳定而分裂成两个或多个质量较小的（），这种现象叫做核裂变。 A、原子核 B、中子 C、质子 D、电子 7、原子核由（）组成。 A、中子和质子 B、中子和电子 C、质子和电子 D、质子、中子和电子 8、1905年，（）在其著名的相对论中指出，质量只是物质存在的形式之一；另一种形式就是能量。质量和能量相互转换的公式是：E=mc2。 A、爱因斯坦 B、玛丽·居里 C、哈恩 D、施特拉斯曼 9、意大利物理学家（）在1934年以中子撞击铀元素后，发现会有新的元素产生。 A、贝特 B、阿斯顿 C、卢瑟福 D、费米 10、1896年，法国科学家贝克勒尔发现了（）。 A、电子 B、放射性 C、X射线 11、1898年，居里夫人发现了放射性元素（），她又通过艰苦努力，于1902年发现了另一种放射性元素镭。 A、铀 B 钍C、钋 12、1898年，居里夫人发现了放射性元素钋，她又通过艰苦努力，于1902年发现了另一种放射性元素（）。 A、铀 B 钍C、镭 13、1914年，物理学家（）确定氢原子核是一个正电荷单元，称为质子。 A、卢瑟福 B、伦琴 C、居里夫人 14、1932年，物理学家（）发现了中子。 A、查德威克 B、汤姆逊 C、居里夫人 15、1938年，德国科学家奥托·哈恩及其助手斯特拉斯曼在用中子轰击（）原子核时，发现了核裂变现象。 A、钍 B、铀 C、钚 16、1905 年，著名科学家（）提出了质能转换公式E=mC2（E为能量，m为转换成能量的质量，C为光速）。核能就是通过原子核反应，由质量转换成的巨大能量。 A、居里夫人 B、爱因斯坦 C、卢瑟福答案：B
核电厂安全知识点
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
核电厂安全知识点(通用版)
核电厂安全知识点(通用版) Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety. ( 安全管理) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
核电厂安全知识点(通用版) 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习
惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、
核电站基本知识考试习题
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 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。 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。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 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自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 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？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 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质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、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辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
核电质量保证基础知识复习题
核电质量保证基础知识复习题 一、是非题 1.核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动。 2.质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型。 3.管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系，其目的既要做到每项工作都“有章可 循”。 4.质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。 5.文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。 6.记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据 7.无损检测人员使用的检测规程为技术性文件。 8.为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。 9.不符合项可以分为一般不符合项、较大不符合项和严重不符合项三类。 10.质量保证部门在处理质量时，应当独立行使质量监督职权。 11.由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件。 12.由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。 13.质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。 14.核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的。 15.质量保证部门在处理质量时，应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权。 16.不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定。 17.我国核安全法规HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。 18.非受控文件有时亦可作为工作的依据。 19.质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段。 20.处理不符合项是组织内部的事，不必向买方报告。 二、选择题
1.合格的仪器应具备 A.合适的量程 B. 适当的精度和准确度 C. 正确的型号 D. 以上都是 2.对工作质量负主要责任的人是 A. 检验人员 B. 管理人员 C. 工作执行人员 D. 上级主管部门 3.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可 A. 核安全部门 B. 卫生部门 C. 中核集团公司 D. 技监局 4.质量保证大纲文件体系包括： A. 质保大纲和程序 B. 管理性和技术性文件 C. 检验规程和标准 D. 以上都不对 5.大纲程序的基本内容有 A. 目的和范围 B. 责任 C. 正文描述 D. 以上都是 6.质量保证记录分为： A. 临时性和长期记录 B. 文件化和表格化记录 C. 永久性和非永久性记录 D. 档案性和资料性记录 7.无损检测工艺规程为： A. 管理性文件 B. 标准化文件 C. 技术性文件 D. 以上都不是 8.选择质量控制的“三点”中的W点是 A．提供数据点B．停工待检点 C. 见证点D．机动点 9.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是 A．确定所要求的技能B．选择合格的人员使用适当的设备C．明确承担任务者的个人职责D．以上都是 10.我国核电站建设质量保证依据法规是 A. ISO9000 B. HAF003 C. CNNC[1998]6号文D．IAEA50-C-QA 11.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 A．有章可循B．有人负责C．有据可查D．以上都是 12.文件控制的主要措施有： A．编、审、批制度B．发布和分发制度
核电厂安全题库与答案
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
核电站基础知识
[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：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。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [核能及其机理] 1. 原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。 2. 原子核的结构 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。 3. 同位素 质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。
核电站320教材 传热学基础知识
传热学基础知识 1.2.1 传热的基本方式 热量总是从高温物体传到低温物体，传热学的任务就是研究热传递的规律。热传递的现象很多，但可归纳成三种基本的传热方式，即导热、对流和热辐射。 常用以下两个物理量来表征热传递的强弱： 热流量Q ——单位时间内通过某一传热面的热量，W/s ； 热流密度q ––––单位时间内通过单位面积的热量，W/(m 2?s) 。 1．导热 热量从物体中温度较高的部分传递到温度较低的部分，或者从温度较高的物体传递到与之接触的温度较低的另一物体的过程称为导热（又称热传导）。 从微观角度来看，气体、液体、固体的导热机理是有所不同的。气体中，导热是气体分子不规则热运动时互相碰撞的结果，气体的温度较高，其分子的运动动能越大，不同能量水平的分子相互碰撞的结果，使热量从高温处传到低温处；液体或固体是通过它们的微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能；金属则主要依靠自由电子的扩散作用产生热能传递。传热学研究的范围只是以宏观方法去研究导热过程，通常只使用宏观量把导热过程与物体的温度分布联系起来。 分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律。考察如图1.5所示的平板，假设两个表面均维持均匀温度，对于x 方向上任意位置一个厚度为dx 的微元层，根据傅里叶定律，单位时间通过该层的导热热量与其温度变化率及平板面积F 成正比，即： dx dt F Q λ-= 式中，λ为比例系数，称为导热系数（也称热导率），单位W/（m?℃）。负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反。 图1.5 通过平板的导热 假设λ不随温度变化，将上式积分，可得： δλt F Q ?-= 式中 δ——平板厚度，m ； ?t ——平板两边的温度差，℃ 。 该式又可表示为： F t Q λδ ?=
核电探伤基础知识
第一部分核电NDT人员基础知识习题集(闭卷) I.是非题 1.金属的强度是指金属抵抗断裂的能力。（○） 2.一般说来，钢材硬度越高，其强度也越高。（○） 3.塑性高的材料，其冲击韧性必然也高。（×） 4.一般说来，塑性指标较高的材料制成的元件比脆性材料制成的元件有更大的安全性。 （○） 5.一般说来，焊接接头咬边缺陷引起的应力集中，比气孔缺陷严重得多。（○） 6.材料的断裂韧度值KIC不仅取决于材料的成分、内部组织和结构，也与裂纹的大小、形 状和外加应力有关。（×） 7.一般说来，钢材的强度越高，对氢脆越敏感。（○） 8.应力集中的严重程度与缺口大小和根部形状有关，缺口根部曲率半径越大，应力集中系 数就越大。（×） 9.如果承压类设备的筒体不圆，则在承压时筒壁不仅承受薄膜应力，在不圆处还会出现附 加弯曲应力。（○） 10.低合金钢的应力腐蚀敏感性比低碳钢的应力腐蚀敏感性大。（○） 11.低碳钢和低合金钢组织的晶体结构属于体心立方晶格，而奥氏体不锈钢组织的晶体结构 属于面心立方晶格。（○） 12.绝大多数合金元素能使C曲线位置左移，这意味着大多数低合金钢的淬硬倾向大于低碳 钢。（×） 13.钢中的奥氏体转变成马氏体时会产生很大的相变应力，是由于马氏体的比容大于奥氏 体。（○） 14.如果高温奥氏体冷却速度过快，其中富含的碳原子来不及扩散，就会形成碳在 铁中的 过饱和固溶体，即马氏体。（○） 15.奥氏体不锈钢具有非常显著的加工硬化特性，其原因主要是在塑性变形过程中奥氏体会 转变为马氏体。（○） 16.硫是钢中的有害杂质，会引起钢的热脆。（○） 17.磷在钢中会形成低熔点共晶物，导致钢的冷脆。（×） 18.氮在低碳钢中是有害杂质，而在低合金钢中却能起提高强度、细化晶粒的作用。（○） 19.奥氏体不锈钢焊接不会产生延迟冷裂纹，但容易产生热裂纹。（○） 20.焊接电流增大，焊缝熔深增大而熔宽变化不大。（○） 21.导致埋弧自动焊接头余高过高的可能原因之一是焊丝伸出长度过长。（○） 22.在重要构件及厚度较大构件中，例如高压、超高压锅炉和压力容器环缝焊接中常用的是 双U形坡口。（○） 23.焊缝偏析发生在一次结晶过程中。（○） 24.对易淬火钢来说，其焊接接头热影响区的淬火区相当于不易淬火钢的过热区加正火区。 （○） 25.一般认为，碳当量Ceq<0.4% 时，钢材的淬硬倾向不明显，焊接性较好。（○） 26.铬镍奥氏体不锈钢焊接时一般不需预热。（○） 27.奥氏体不锈钢焊接时容易产生冷裂纹。（×）