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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 精品文档
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1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。
2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。
3.通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供气系统。 4.核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。
5.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。 6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。
8.安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
9.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）。
10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。 11.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。
12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。
13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。
14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。 15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。 16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。 17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。
18.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。 19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。 20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。 21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。
22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。 23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。 24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。
25.蒸汽发生器是分隔一次测、二次侧介质的屏障。
26.按传热管形状可分U形管、直管 、螺旋管蒸汽发生器。 27.蒸汽发生器的传热计算分:传热设计计算、传热校核计算。
28.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。
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29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4×103的限值。 30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。
31.常用PH值控制剂有氢氧化锂和氢氧化铵。 32.为防止闪蒸先降温，后降压。
33.除硼离子床是OH﹣型阴离子树脂床，其作用是用来除去冷却剂中的硼酸。 34.设备冷却水系统正常工况运行是利用系统的压力差完成的。
35.对含氢废气处理的基本方法是储存衰变，待其放射性衰变到可向环境排放水平。 36.含氢废气处理系统在正压下运行，含氧废气处理系统在负压下运行。 37.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。
38.蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。 39.安全壳的尺寸取决于堆功率。
40.向喷淋水中加入NaOH除去安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。 41.安全壳隔离一般分为两个阶段，即A阶段和B阶段。 42.安全壳B阶段隔离是最高级别的隔离。
43.压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转换为电能的动力转换系统。 精品文档
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44.每根主管道上设有主蒸汽隔离阀，为快速隔离阀。
45.核电厂的理论热效率低于火电厂，而循环热效率高于火电厂。
46.主蒸汽管道的管径按最大蒸汽流量工况下，流速不超过50m/s的原则确定。 47.安全阀是防止一二回路超压的最后保护措施。 48.减少端差的主要办法是增加传热面。
49.近代大型核电厂二回路加热器连接方式采用多列大旁路的设计。
50.疏水方式有采用逐级自流的连接系统，采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。 51.给水泵按驱动机类型分：汽动给水泵、电动给水泵。 52.给水除氧分为化学除氧和物理除氧两类。
53.蒸汽排放系统在达到排放要求时，优先启用凝汽器和除氧器排放系统。 54.蒸汽排放的控制模式有温度模式和压力模式。 55.全挥发处理已成为二回路水质控制的主要方法，他的一种添加剂是联氨（N2H4），既起到除氧作用，又可控制PH值。
56.核电厂停闭运行有正常停增长和事故停闭两种。
57.AP600的应急冷却剂采用非能动和无人值岗的安全慨念。
58.根据反应堆类型，核电厂主要分压水堆、沸水堆、轻水堆核电厂。 59.对于特定的核燃料循环，主要有外在的屏障加以补充保护。 60.第四代核电系统将作为今后20年世界核能当下的主要系统。 B卷
1.压水堆蒸汽发生器传热管断裂事件在事故中居首位。 2.核电厂化容系统补偿是由温度变化引起的。
3.蒸汽发生器的水位是指蒸汽发生器二次侧水面的高度。 4.现代核电厂普遍采用具有中间再热的回热循环。 5.辅助给水系统满足单一故障准则，设计成两个系列。 6.1954年前苏联建成第一座核电厂。奥布林斯克核电站。 7.发展核能是我国能源政策的基本方针。 8.核岛利用核能产生蒸汽。
9.对于特定的核燃料循环，要有外在屏障加以补充保护。 10.秦山核电厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s。 11.压水堆一回路的系统工作压力约为15MPa。
12.核电厂一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。 13.压水堆燃料元件是17×17正方形排列。
14.次级中子源棒组件用于压水反应堆满功率运行两个月后的反应堆停堆后再启动。 15.自然循环是指在闭合回路内依靠流体的密度差所产生的驱动从而实现的循环。 16.反应堆冷却剂是一个以高温高压为工质的封闭回路。
17.正确确定压水堆稳压器的容积对于核电厂的安全运行和指标都有重要意义。 18.压水堆核电厂对于一回路小的泄漏，由化容系统提供足够的补给水。 19.压水堆一回路的降温降压过程可分为两个阶段。 20.PCM是核电厂运行中常用的反应性单位。
二、知识点
1、5MWe：电功率5MWe（兆瓦） 2、6MW（Th）：热功率6MW 3、核电站发电时的能量转换： 精品文档
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【反应堆】核能→热能
【汽轮机】热能→机械能 （与火电站发电时最大的不同，火电站是在【锅炉】） 【发电机】机械能→电能 即：
核能→【反应堆】→热能→【汽轮机】→机械能→【发电机】→电能 4、核电站各个回路的主要器材：
一回路：反应堆、稳压器、蒸汽发生器（一次侧）、主泵 二回路：蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机 三回路：冷凝器、主给水泵 5、链式核裂变：
中子撞击原子核引起原子核裂变。裂变的过程中释放出能量，产生2~3个新的中子。新产生的中子引起新的原子核裂变。裂变反应连续不断的进行下去，不断产生新能量，这个反应就是链式核裂变反应。 6、一年 100万千瓦级火电厂需煤 330万吨 100万千瓦级核电厂需核燃料 30吨 7、世界三大能源：煤、石油、天然气 三大能源再利用中产生的问题：
生态环境污染；能源的不可再生性；能源的利用率低。
8、温度的计量单位：T（k） t（℃） f（F） 其中f=32+（9/5）·t 9、电厂容量因子（按年计）=运行发电时间/总时间（通常为365） 10、在反应堆物理分析中通常按中子的能量把它们分为：
热中子（1eV以下） 超热中子（1eV~0.1MeV） 快中子（0.1MeV以上） 11、热阱：吸收热量的物体。（低温热源）
12、典型的百万千瓦级（1000MWe）核电厂的回路主要系统与设备数： 三个回路、三台蒸汽发生器、三台主泵（反应堆冷却剂泵）、一个反应堆堆芯、一台稳压器 特殊的——AP1000
三个回路→两套、两台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器 13、核岛主要系统
① RCP：反应堆冷却剂系统 ② CVCS：化学和容积控制系统 ③ REA：反应堆硼和水的补给系统 ④ RHR/RRA：余热排出系统
⑤ PTR：反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 ⑥ SIS：安全注入系统 ⑦ EAS：安全壳喷淋系统 14、辐射安全要求：
五年内平均不超过 20mSv/年 一年内平均不超过 50mSv/年
（GB6249-2011）核电厂周围公众有效剂量限值：0.25mSv/a （GB4792-84）从事放射性工作的人员不超过：0.05Sv/a 核设施周围居民不超过：0.001Sv/a
实际上，100wkw级核电站会对周围公众产生：0.05mSv/a 15、核电厂厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式： T型：汽轮机页片旋转平面与反应堆厂房不相交。 L型：汽轮机页片旋转平面与反应堆厂房相交。 16、切伦科夫辐射的明显特点：有蓝色的光发出。 17、核电厂安全系统功能（3C控制）： 精品文档
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① 反应堆控制 REACTIVITY CONTROL ② 余热排出COOL
③ 放射性包容CONTAIN 18、核电厂多道屏障： ① 燃料棒包壳
② 反应堆冷却系统及压力边界 ③ 安全壳 19、单位：
质量流量： kg/s t/s l/s 体积流量： m3/s m3/h
20、Loop事故：失去厂外电事故
21、过冷度：指在一定压力下冷凝水/水的温度低于相应压力下饱和温度的差值。 22、稳压器运行中不能出现的情况： ① 排空现象 ② 满溢现象
23、压水反应堆燃料元件排列方式： ①长方体燃料组件 ②六棱柱燃料组件
24、自调性：负荷变化时，反应堆自身能迅速达到热平衡。
自稳性：反应堆出现内外扰动时，反应堆能维持原功率水平的特性。 25、稳压器压力控制原理： 压力正被动时（↑）：启动喷淋系统。 压力负波动时（↓）：启动闪蒸、电加热器。 26、反应性的四种控制方法： ① 中子吸收体移动法 ② 慢化剂液位控制法 ③ 燃料控制法 ④ 反射层控制法
27、反应堆停堆初期（T=0）衰变热的功率=7%满功率 28、燃耗：装入堆芯的单位质量核燃料所发出的能量。（J/k·u）
工业上的单位为：MW·D/TU 兆瓦·日/吨铀 亦有p·t/t·u 29、反应堆的三种棒型及其作用： ① 安全棒/停堆棒：紧急停堆。 ② 调节棒：调节功率。 ③ 补偿棒：补偿反应性。
30、用硼酸控制反应性的缺点：水温升高→水密度减小→单位体积中硼原子数减少→正的慢化剂温度系数不稳定 31、余热排出系统的两个水源： ① 换料水箱 ② 安全壳地坑
32、比放射性：单位体积or单位质量核素的放射性活度 单位是：Bq/m3 Bq/L Bq/kg
三、课后作业：略
1 中国发展核电的基本政策
坚持集中领导、统一规划、并与全国能源和电力发展相衔接；在核电的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；在发展核电的过程中，充分利用我国丰富的核能资源，包括天然铀及加工能力，核燃料设计精品文档
核电厂系统与设备-复习题教学提纲
