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1、第一章 绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变； 大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。 代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制； 增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。 3. 汽轮机快速降负荷的定义及目的。定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持
2、续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。 4. 核电厂运行工况的分类。正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。6. 核电厂运行规程的构成。正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）
3、和6种运行模式（MODE)。9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章 核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差I ) ，可表示为AFD。象限功率倾斜比：上半部堆外探测
4、器标定输出值的最大值与平均值的比值，或下半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均 值的比值，取大者运行模式：功率运行；启动；热备用；热停堆；冷停堆；换料2. 反应堆堆芯和系统压力的安全限值及其保护的目标。反应堆堆芯：热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过图2-1所给出的限值 （保护核电厂第一道安全屏障的一个必要条件）应堆冷却剂系统压力：反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9MPa（对于Shearon Harris Unit1） （保护核电厂第二道安全屏障的一个必要条件）3. 最小偏离泡核沸腾比DNBR：临界热流密度与实际热流密度的比值4. 超温温差和超功率温差的概念。超温温差紧急
5、停堆保护，防止在各种压力、功率、冷却剂温度和轴向功率分布的组合情况下发生偏离泡核沸腾。超功率温差紧急停堆保护，确保在各种可能的超功率情况下燃料的完整性，即燃料芯块无熔化，进一步限制了超温温差紧急停堆所要求的范围，同时也对高中子通量密度紧急停堆提供后备保护。限制高的线功率密度注意：超温温差的定值点随一回路压力变化而变化；而超功率温差的定值点是不随一回路压力的变化而变化的5. 技术规格书的适用范围中设置各个允许时间的核心思想。技术规范是在保证核电厂安全运行的前提下，提供一定的维修时间，争取尽快能恢复正常运行的要求，尽可能地避免停堆或减少停堆的时间。6. 为什么要保证有足够的停堆深度？反应堆可以在各
6、种运行模式下达到次临界；与假想事故工况有关的反应性瞬变可控制在允许的限制范围内；防止各种停堆模式下意外的超临界。7. 为什么要设置最低临界温度限值？慢化剂温度系数为负值；保护系统的仪表处在正常范围；稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态；反应堆压力容器远离最小脆性转变温度。8. 为什么控制棒有插入限值的要求？控制棒插入不同深度不仅影响控制棒的价值，而且也影响堆芯中的功率分布。控制棒是强吸收体，它的插入将使中子通量分布和功率分布都产生畸变。在反应堆设计中，要求功率峰因子不超过设计准则所规定的数值，这就要求考虑控制棒插入不同深度时所引起功率分布的变化，使它能符合设计准则的要求。控制棒的最小插入限度是
7、为了使棒组插入更深堆芯时具有一定价值；最大插入限度是为了满足反应堆安全性的需要。9. 大亚湾核电厂的三道安全屏障的安全限值。第一道屏障（燃料包壳）：DNBR 1.22，燃料棒的最大线功率密度小于 590W/cm。第二道屏障（反应堆压力边界）：一回路压力不超过17.23MPa(绝对压力)，反应堆冷却剂温度不能超过343。第三道屏障（安全壳）：安全壳相对压力不超过0.42MPa。最高平均温度不超过145。第三章 核电厂正常运行1. 冷态启动和热态启动的概念；从冷停堆过渡到热停堆的三个阶段。冷态启动：停闭相当长时间以后启动，此时冷却剂温度下降到60 以下 ；热态启动：短时间停闭以后启动，系统的温度、
8、压力略低于工作状态第一阶段：一回路充水和排气 第二阶段：稳压器投入运行 第三阶段：一回路升温升压至热停堆状态2. 对次临界公式、1/M外推法和相似三角形法的理解。反应堆起着放大中子源的作用。1/M外推法可以得到一条完整的计数特性曲线，但外推过程容易出现误差；而相似三角形法不需作图外推，计算简单，结果准确，但得不到完整的计数特性曲线。3. 标准临界点是如何选取的？标准临界点选在中间量程功率表指示为10-8A并稳定不动。1) 若临界点选得太低，中子源的影响不可忽略。中间量程功率表读数10-8A，已经高出源中子两个量级，覆盖了源中子的影响。2) 若临界点选得再高，慢化剂的温度不再能够维持常数，此时要
9、考虑温度效应的影响。4. 热点因子FQ、轴向偏移OA和轴向功率偏差I的定义及其关系。热点因子FQ：它反应了反应堆功率分布的均匀程度，用堆芯最大线功率密度和堆芯平均线功率密度的比值来表示轴向偏移OA;堆芯上、下两个部分功率之差与总功率的比值轴向功率偏差I:堆芯上半部分功率与下半部分功率之差5. 如何建立保护梯形和运行梯形？对梯形图的理解。6. 棒控系统的两种控制原理。（1）功率失配线路： 对负荷的变化能提供较快且稳定的响应； 两个输入信号：汽轮机负荷和核功率。(2) 温度失配线路： 起着精细控制一回路平均温度的作用； 两个输入信号：最高的平均温度Tavg和参考温度Tref7. 反应堆功率分布的特
10、点对于径向功率分布，通过堆芯不同富集度燃料分区布置、可燃毒物和控制棒的径向对称布置以及提棒顺序等措施已得展平，并通常可以精确预测。因此，在反应堆运行过程中，对径向功率分布的控制是次要的。对于轴向功率分布，在反应堆运行过程中，受到慢化剂温度效应、中毒效应、多普勒效应、控制棒棒位以及燃耗等因素的影响，因此是反应堆功率分布研究的重点，其目的是保证反应堆能够安全、经济的运行8. 热停堆和冷停堆的概念；如何确认已处于冷停堆模式？热停堆： 暂时性停堆。 一回路系统保持热态零功率负荷时的运行温度和压力，二回路系统处于热备用状态，随时可以带负荷运行。冷停堆：热停堆后，调节棒和停堆棒组全部插入，并且为抵消冷却过
11、程中由温度效应引入的正反应性，还需加硼，使系统处于次临界状态。确认进入冷停堆模式：反应堆冷却剂温度低于60；系统压力由上充、下泄系统维持在0.345MPa；一台上充泵和一台余热排出泵在运行，余热排出系统控制一回路温度；一台部件冷却水泵和一台重要冷却水泵在运行；硼浓度为冷停堆无氙、无毒时的硼浓度，其停堆深度应当大于4%k/k。第四章 核电厂异常运行1. 每个异常运行规程中包括哪几部分内容？概述、现象、立即动作及后续动作等几个部分2. 理解各关键参数在瞬变过程中的相关变化关系。（书P104）3. 试进行100%功率下稳压器卸压阀泄漏的瞬变分析。4. 哪些情况下需要应急加硼？控制棒插入过深；在紧急停
12、堆后，反应堆冷却剂降温速度失控；不可解释或不可控制的反应性增加；紧急停堆后，两束或两束以上的棒位指示器未能指示棒组已下插到底5. 什么是仪控通道失效？包括哪些典型的通道失效故障？通道失效主要是由仪控系统故障而造成的异常运行包括：一回路系统仪控通道失效：稳压器压力通道失效；稳压器水位通道失效；电阻温度探测器(RTD)通道失效。二回路系统仪控通道失效：蒸汽发生器水位通道失效； 给水流量通道失效；蒸汽流量通道失效。芯外核测仪表通道失效：源量程通道失效；中间量程通道失效；功率量程通道失效。第五章 核电厂事故1. 三里岛事故前后应急运行规程的特点。三哩岛事故前：应急运行规程的制定以事件为依据，三点特征：
13、首先判断事件产生原因，然后采取相应措施；可能延误而造成事态进一步扩大，后果更严重。因为它是事件定向的处置规程，若判断及时准确能取得事故处理较好的结果。 它一般不考虑多重故障的可能性。三哩岛事故后：应急运行规程主要是面向征兆的规程，或称为征兆定向具有如下特征： 根据征兆，边处置边诊断。 判明事故原因后，进行对症处理。 增加了关键安全功能定向的处置规程，当失去关键安全功能时，首先要采取措施恢复关键安全功能。 对多重故障有较好的处置效果。2. 西屋公司应急响应导则包括哪三大部分？ 最佳恢复导则 关键安全功能状态树 功能恢复导则 3. 什么是最佳恢复导则？什么是功能恢复导则？二者之间的关系？最佳恢复导
14、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，将核电厂引入到最佳终止状态。功能恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的与安全功能相关对策的导则。关系：最佳恢复导则是应急响应导则中的主要导则，它通常应用于事件征兆明确、发生单一事故的情况，执行结果可以获得最佳终结状态。功能恢复导则是最佳恢复导则的一种补充，它通常应用于安全功能受到严重破坏的多重事件并发的情况，执行结果可以使核电厂处于安全状态。4.最佳恢复导则处置哪四种基本事故类型？对每一种事故类型由哪三种形式的导则构成？四个基本事故类型：反应堆紧急停堆（非事故）；反应堆冷却剂丧失；二次侧冷却剂丧失；SG传热管破裂。 E
15、导则：是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则； ES导则：是对E导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策； ECA导则：是应急偶然事件的行动对策。5. 当发生一、二次侧破口时，有哪些冷却堆芯的手段？利用上充流或安注补水冷却堆芯：当一次侧完好时，上充流+下泄(或稳压器排汽)或安注+稳压器排汽来冷却堆芯启用完好的SG，利用辅助给水+蒸汽排放冷却一次侧。补充手段：可用压力容器上封头排汽措施，以加大安注流量，提高堆芯液位，恢复自然循环能力6. 关键安全功能CSF包括哪六个方面？作出三道安全屏障与关键安全功能之间的关系图。7. 安全状态诊断的优先级按照哪两个层次进行排序？ 按照自上而下安全功能的重要性顺序。 在一个安全功能状态中，诊断点的安排总是保证安全状态的判断沿着紧急严重偏离正常的顺序进行。8. 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS)的定义；ATWS应急运行规程对应的是哪一个功能恢复规程？其中需要进行的四项立即操作是什么？定义：在发生
