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1、压水堆核电站入门重点一、 名词解释（2 题，共 10 分）1、压水堆 使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为低浓铀。2、反应堆反应堆是以可控方式产生自持链式核裂变反应的装置，产生、维持和控制链式核裂变反应3、核安全及其三要素核安全：在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。 这些措施包括：（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放。 （2 ）预防故障和事故的发生。（3 ）限制发生的故障或事故后果。 即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。核安全的三大
2、功能( 也称作三要素) 是：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。4、固有安全性 固有安全性被定义为：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。具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。 二、 判断题（10 题，共 20 分）1、 一二回路的放射性问题一回路水的放射性主要来自于中子活化产物（其中主要是钴 60）以及裂变气体。中子活化产物是一回路材料在反应堆中子的照射下产生的放射性同位素，裂变气体是核燃料裂变反应后产
3、生的一些放射性气体（氙、氪等） 。一回路通过蒸汽发生器将热量传递到二回路，由于蒸汽发生器的屏蔽，只要传热管不发生破损，一回路水不泄漏到二回路，二回路的水就不会有放射性。2、 与主回路相连的系统，与安注系统相连的系统与反应堆冷却剂系统（RCP）相连的有：化学与容积控制系统（RCV） ，余热排出系统（RRA） ，安全注入系统（RIS）与安注系统（RIS）相连的有：安全壳喷淋系统（ EAS） ，反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR ）3、 设备冷却水系统（RRI ）是否有泄漏，如何检测主要检测波动箱的水位变化，一旦出现冷却水漏失，波动箱水位就会异常降低，主控室会出现警报。如果发生一回路
4、向 RRI 侧泄漏，则波动箱水位上升，RRI 泵的放射性强度增强。4、 主给水和辅助给水系统在核电站运行时如何使用主给水系统用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水。供水量由给水流量控制系统进行调节，维持蒸发器二次侧水位在一个随汽机负荷变化所预定的基准值。在正常工况下，主给水系统投入工作，两个反应堆冷却剂环路都运行。由主给水控制通道和给水主调节阀门（ARE031 、032VL ）来保证主给水流量控制。旁路调节阀全开，所有的给水隔离阀全部开启，主给水泵的转速控制通道在运行，所有保护通道投入工作。当主给水系统的任何一个环节（CVI，APP，APA，ARE）发生故障时， ASG 系统作为专设
5、安全系统，当正常主给水系统失效时，向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯余热，将反应堆冷却到 RRA 系统允许投入运行为止，蒸汽发生器产生的蒸汽通过汽机旁路系统（GCT ）排向冷凝器或排向大气。另外，在机组正常运行时，辅助给水系统作为蒸汽发生器的后备水源用于下列工况：1) 蒸汽发生器投入前的充水；2) 机组启动（RRA 退出至热备用阶段） ；3) 机组停堆后的热停堆（如果 ARE 不可用） ；4) 热停堆至投运前 RCP 冷却阶段。ASG 的除氧装置可为水箱提供除盐除氧水。5、 化学与容积控制系统的功能主要功能：容积控制：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
6、器液位，以保持一回路冷却剂的水容积；反应性控制：调节冷却剂中的硼浓度，控制堆反应性的慢变化；化学控制：净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中的裂变产物和腐蚀产物的含量。辅助功能：供给轴封水：供给一回路冷却剂泵轴封系统所需要的轴封用水；供给辅助喷淋水：冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水；一回路处于单相时的压力控制；对一回路水进行充水、排气和水压试验。安全功能在反应堆冷却剂系统发生小破口（当量直径 D9.5mm）的情况下，化学和容积控制系统能够维持其水装量；作为反应性控制的一种手段，化容系统在反应堆停堆，或在诸如弹棒、卡棒事故的反应堆热态次临界状态下的维修阶段，它都起作用。化容系统和反应堆硼和水补给系统
7、共同保证这种功能。在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行。6、 余热排除系统的状态停堆的运行的第二阶段，当一回路温度降到 180及以下，绝对压力降到 3.0MPa以下时，蒸汽发生器就不能保证反应堆的冷却了，用余热排出系统（RRA）排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷停堆状态。启堆到温度升至 160，绝对压力升到 2.8M 以上时，关闭 RRA 系统，使用蒸发器。7、 主泵的轴封系统轴封水，其作用是：抑制反应堆冷却剂不能向上流动；保证泵轴承润滑；提供轴封水；提供泵轴承和轴封的应急冷却。轴封组件：1 号轴封是“受控泄漏”主密封，运转时动
8、环和静环由一层约 0.11mm 液膜隔开，否则就会磨损，发生过量泄漏；轴封水温度 55C，15.8MPa 压力,流量 1.8m/h。启动时一回路压力不得低于 2.3MPa。2 号轴封是一个摩擦面型轴封，由不锈钢静环( 石墨覆面)不锈钢动环（喷涂碳化铬覆面）组成。阻挡 1 号轴封的泄漏水，引导其流回化容系统；正常运行时泄漏量为 12l/h，背压 0.14 MPa，两端压差 0.17MPa 。3 号轴封是一个摩擦面双侧型轴封，结构与 2 号轴封基本相同，依靠高位立管由硼和水补给系统供水。8、 安注系统的两个阶段：启动和再循环安注启动信号：安注信号可由下面任一信号触发：稳压器压力低（11.9MPa）
9、 ；两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低； 两台蒸汽发生器蒸汽流量高且冷却剂平均温度低； 两个主蒸汽管道压差大（0.7MPa） ；安全壳压力高 2(0.13MPa)；手动启动。同时，触发其他系统的保护动作：反应堆紧急停堆； 启动应急柴油发电机； 隔离主给水系统（ARE） ，并停运主给水泵； 启动电动辅助给水泵； 启动设备冷却水泵 RRI 和重要厂用水泵 SEC；启动上充泵房应急通风系统（DVH） ；以小流量启动安全壳换气通风系统（EBA） ，并将（DVK）切换到碘过滤器；触发安全壳隔离系统（阶段 A启动安注过程。1.冷段直接注入阶段这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快
10、地注人堆芯。 一旦接到安注信号,立即自动执行以下动作：启动第二台高压安注泵;打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀, 然后关闭与容控箱之间的隔离阀;当一回路压力低于安注箱绝对压力(约 4.2MPa)时,中压安注系统开始注入。当一回路绝对压力降到 1. 0MPa 以下时,低压安注流量开始进入一回路冷段。2.再循环阶段当换料水箱出现低一低水位信号(MIN3)而且安注信号继续存在时 ,安注自动转入再循环阶段。切换动作是:低压安注泵吸入端接地坑的阀门开启,在证实接地坑的两个阀门开启后隔离换料水箱,开始从地坑取水进行再循环。3. 冷、热段同时注入由于蒸汽带走硼酸的能力很小,长期停留在冷段注入再循环阶段会使
11、压力容器内硼浓度断增大,导致燃料元件表面出现硼酸结晶, 将影响燃料元件的传热。如果改用主流从热管段注入,使通过堆芯的流体反向流动, 那么从破口流出的就有相当一部分是水,而不是纯蒸汽, 从而可将压力容器中的浓硼酸带走。三、 不定项选择题（10 题，共 30 分）1、 稳压器的功能和故障判断稳压器1.功能：1.正常运行时,保持一回路压力恒定；2.负荷变化时,限制一回路压力的变化, 防止冷却剂沸腾;3.提供超压保护;4.吸收一回路系统水容积迅速变化。2.工作原理额定功率下,稳压器下部是饱和水, 上部是饱和蒸汽,底部以波动官与热段相连；用电加热器和喷淋器调节稳压器压力的原理；超压保护。蒸汽发生器反应堆
12、功率释放出能量，并由冷却剂导出，再通过蒸汽发生器将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器二次侧给水，产生蒸汽，驱动汽轮发电机发电。蒸汽发生器运行中典型故障类型：一次侧的腐蚀（破裂形式为晶间应力腐蚀） ，绝大多数发生在 U 型管弯头的顶部，直段与弯管的过渡区，在胀管段发生的也不少；二次侧晶间腐蚀和晶间应力腐蚀，最主要的是管子和管板缝隙，和管子-支撑板缝隙处；微振磨损，蒸汽发生器管子作小振幅振动，导致防振架处观众管壁减薄而破裂。1.腐蚀机制与预防措施： 选用因科镍管材； 二次侧改为全挥发处理； 管束支撑板用不锈钢，梅花形管孔； 改进胀管工艺； 冲洗管板，以消除沉积的污垢； 运行过程中，传热管两侧压差不得大于
13、 11.0 MPa.2. 泄漏监测： （1）制造阶段 形管在管板孔内全胀孔，并用氮气试验对焊缝捡漏； （2）运行期间 用二回路侧 16N 放射性跟踪法来验证密封；检测点可取： 蒸汽发生器出口处蒸汽的放射性； 凝气器抽气泵处空气的放射性； 蒸汽发生器排污水中的放射性。 （3）停堆大修 进行在役检查，已破损的管子，需堵管。2、 专设安全设施的组成系统，再循环阶段的水源来自哪里组成系统：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)再循环阶段水源来自地坑。压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后，应急堆芯冷却地坑用来收集反应堆冷却剂和化学喷淋
14、溶液，使其作为应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统长期再循环用冷却水源，用来排出反应堆余热、完成应急堆芯冷却以及净化安全壳中的大气3、 安全壳喷淋系统的启动信号安全壳喷淋信号安全壳压力由 ETY 的 4 个压力探测器测量，四取二；各压力阈值所触发的保护动作如图安全壳内压力（绝对） 触发的动作0.11MPa(MAX 1) ETY 隔离0.13MPa(MAX 2) 反应堆紧急停堆汽轮机脱扣 备用柴油机启动 安全注入 安全壳隔离阶段 A 主给水泵跳闸 主给水隔离 辅助给水系统启动0.19MPa(MAX 3) 主蒸汽管隔离0.24MPa(MAX 4) 反应堆紧急停堆安全壳隔离阶段 BEAS 系统启动柴油机
15、启动4、 反应堆功能组件控制棒组件（RCCA） ，阻力塞组件，可燃毒物组件，中子源组件，燃料组件5、 重要厂用水系统为什么是与质量和核安全密切相关是完全与质量和核安全相关的系统,这是因为, 无论在电站正常运行工况或事故运行工况下,该系统都将导出设备冷却水系统 RRI 所传输的热量,传输到海水中。它是核岛的最终热阱。重要厂用水系统为一个开式循环系统,流动工质为海水。6、 大刀图7、 核安全三道屏障第一道：燃料元件包壳。核燃料芯块叠装在锆合金管中，把管子密封起来，组成燃料元件棒，这些燃料元件的包壳就构成了核电站的第一道屏障。它们能包容核裂变产生的大部分放射性物质。包壳一旦破裂，裂变产物就进入一回路冷却剂中。第二道：一回路压力边界。一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却剂内。为保证压力边界完整性就要防止管道的破裂和冷却剂的泄漏。第三道：安全壳。安全壳将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内，它能阻止放射性产物向环境的释放。8、 专设安全设施中再循环和直接循环的区别注入系统（直接注入与再循环）安全壳（直接喷淋与再循环）四、 简答题（5 题，共 40 分）1、 稳压器的运行原理额定
