1、1一、名词解释1、核电站一回路系统：反应堆一回路系统冷却剂系统又称为冷却剂系统，它是核电站的最重要的系统，主要包括蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，一回路系统将堆芯核裂变释放的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。2、核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。3、快中子增殖堆：是以快中子来产生和维持链式裂变反应的反应堆，以钚-239 为裂变燃料，铀-238 为增殖燃料，有可能实现燃料的增殖。4.、蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产
2、生蒸汽推动汽轮机做功。（蒸汽发生器按工质流动方式分为：自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器。压水堆广泛使用的三种蒸汽发生器：U 形管自然循环蒸汽发生器，卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽发生器。 ）反应堆：如需停止链式反应，就放入更多的吸收中子材料，如果要求释放更多的核能，可以移出一定的吸收中子材料。这种能维持和控制核裂变，从而维持和控制核能- 热能转换的装置，称为反应堆。5 、反应性：反应性是反应堆中没有任何控制毒物下，反应堆超临界的正反应性系数，用以调节功率，补偿负的反应性系数，运行燃耗及裂变产物积累。其大小与反应堆的类型、运行工况和换料周期有关放射性：大多数物质的原子核是稳定
3、不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“放射性” 。6、剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物学效应，其单位为雷姆（rem）或希沃特（Sv） 。1 Sv=100 rem 。7、慢化剂：慢化剂 用于热中子反应堆内，使裂变产生的快中子减速为热中子，从而提高裂变反应的几率。 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面。 常用的慢化剂是轻水、重水和石墨。 8、水的辐照分解：水在辐射的作用下，会分解生成O2、H2 、H2O2 及多种自由基。（当回路中游离的氧已经完全去除后，辐射分解的产物成为材
4、料腐蚀所需氧的来源。9、压水堆：是以加压轻水（普通）水做冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。10、放射性强度：是度量放射性强弱的物理量，常用的单位有居里（Ci） 、贝克（Bq）和克镭当量11、EPRI：美国电力科学研究院； BWR：沸水反应堆； PWR：压水反应堆；SG：蒸汽发生器；WANO ：核电运营者协会；IAEA：国际原子能机构。11、压水堆核电站核岛四大部分：蒸汽发生器，稳压器，主泵和堆芯。12、稳压器：让反应堆压力容器内的水不变成蒸汽，并维持水的压力在一定范围内的设备。原理：当稳压器压力过大，产生的蒸汽释放到除盐水箱中来泄压。有两种：气罐式稳压器和电加热式稳压器13、重水堆：
5、是以重水做慢化剂的反应堆。14、沸水堆：是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。15、环路：一个反应堆压力容器通过一个蒸汽发生器不足以冷却其反应堆，故通过设2置多个环路来冷却，设置环路是为了提高热能利用率。每一条环路是由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中一个环路的热段管道上，通过波动管与一台稳压器相连，一回路系统的压力由稳压器调节，且保持稳定。16、反应堆内为混合直接换热，蒸汽发生器中为一回路水和二回路水的间接换热。17、快中子堆以钚-239为裂变燃料，以铀 -238为增殖原料（不会裂变） 。冷却剂是液态钠，以减少中子的吸收损
6、失。钚-239裂变反应使用的是快中子，而不是热中子。裂变产生的中子即为快中子，因此快中子堆不需要慢化剂。用快中子轰击钚-239原子核产生裂变；一个钚-239 原子核裂变放出的中子比一个铀-235核裂变产生的中子数多，因此钚 -239裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外，多余的中子被铀-238俘获后可产生新的钚 -239，而新生的钚-239比堆芯内消耗的钚-239还多，这样就实现了核燃料的增殖。18、反应堆回路及其辅助系统的厂房构成核岛。汽轮机回路及其辅助系统和厂房总称常规岛。电厂的其他部分统称为配套设施。19、核电厂常见的金属材料有：奥氏体不锈钢（如304、316和A286） ，镍基合金（
7、如600合金、690合金、X-750和 718合金） ；Zr-4合金。PWR二回路系统的蒸汽发生器管束一般采用 600 合金（因科镍-600 ） ，该材料相比不锈钢，可以减少发生应力腐蚀破裂的可能性，但是碱性腐蚀损坏几率却有所增加，所以，为保证二回路的安全运行，水化学工况必须考虑蒸汽发生器的结构和结构材料的特点。蒸汽发生器可以通过排污来调节水质，排污水率控制在2%左右，排污水经过相应的净化处理之后，返回二回路系统。20、压水反应堆的本体结构：堆芯，堆芯支撑结构，反应堆压力容器及控制棒驱动机构。21、可裂变核在中子的轰击下变成两个或三个碎片，这些碎片称为裂变产物。由于135Xe有很强的吸收中子的
8、能力，故称 135Xe“毒” 149Sm“渣”。22、EPRI：（Electric Power Research Institute, EPRI）成立于 1973 年，是一个非赢利的能源和电力科研机构、协调组织，经费由美国主要的公用电力公司资助。其主要任务是组织、协调并统一规划发电、输电、配电、用电等方面的科研活动，以及核能发电、新技术开发利用、环境保护等方面的研究，科技信息的交流等。 BWR：（boiling water reactor） ，中文名：沸水堆。沸水堆核电站沸水堆又叫轻水堆，沸 水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却
9、剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。PWR：Pressurized Water Reactor 压水反应堆。SG：Steam Generator 蒸汽发生器。 二、问答题2.为什么加氢？答：加氢可以与 OH 反应，从而使 OH 产生 HO2 减少，抑制 HO2 化合产生辐照分解产生氧气。1、一回路为什么使用硼酸处理？其优点是什么？答：使用天然硼酸时其中子吸收截面积只有 750b，而使富集硼酸（ 10B）,其中子吸收截面积大大提升，可以更好的控制反应堆的功率。其优点是：可以吸收中子，控制反应堆功率；3可用增强 MAX 燃料；可用高 235U
10、 丰富的燃料；增加燃烧的循环周期最终可以降低运行成本。硼和水的补给系统概况，及向化容系统的补给方式是怎样？答：反应堆硼和水的补给系统是化容控制系统的一个支持系统，它辅助化容系统完成主要功能，主要由水补给、硼酸制备和化学添加三个子系统组成。其主要功能为：(1)通过向化容系统提供硼酸和除气除盐水，来改变反应堆冷却剂硼的质量分数，辅助化容系统实现容积控制（2）为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备（3）为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器泄压箱提供喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。硼和水的补给系统向化容系统的补给方式有五种：自动补给、稀释、快稀释、硼化及手动补给。2、核电厂
11、在汽轮机方面与火电厂有什么不同？答：核电厂汽轮机的体积比火电厂的大，核电厂汽轮机蒸汽参数低，体积容量大，采用汽水分离再热器，容易超速。 （1 ）核电厂用的是带有水分的饱和蒸汽，其含热量较低，而火电厂则用的是过热蒸汽，热量高。 （2）核电厂汽轮发电机的进口蒸汽中含有较多的雾状水分，因而使得核电汽轮机的体积比火电汽轮机的体积大（3）饱和蒸汽汽轮机在，采用汽水分离再热器，以防止或降低湿蒸汽的冲蚀作用，容易超速。 （4）核电厂汽轮机蒸汽参数低3、压水堆核电站一回路的系统流程，并说明一回路介质的主要参数及关键设备所用的材料？答：（1）一回路压力：一般压水堆一回路系统的工作压力约为 15MPa，大亚湾一回
12、路压力为 15.5MPa。 （2）反应堆冷却剂出口温度：冷却剂出口的温度越高，电厂热效率越高。对一定的工作压力，反应堆冷却剂的对出口温度变化余地越小。大亚湾堆出口冷却剂平均温度为 329.8。 （3）反应堆冷却剂入口温度：反应堆冷却剂出口温度一旦确定，对于一个确定热功率的反应堆，入口温度与流量有单值关系。入口温度越高，冷却剂温升越低，所需冷却剂流量越大，这就增加了泵功率，从而降低电厂的净效率。大亚湾堆入口冷却剂平均温度为 292.4。 （4）压水堆核电厂一回路系统中冷却剂流量较大，当环路功率为300MW 时，冷却剂总质量流量可以达到 15000-21000t/h。4关键设备使用的材料：燃料元件
13、：由锆合金包壳内装二氧化铀芯块组成控制棒：黑棒束是银、铟、镉（Ag80% 、In15%、Cd5%）合金；灰棒束其中 8 根是银铟镉合金、其余 16根是不锈钢棒。燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管组成，成分是B2O3+SiO2。阻力塞组件是下端呈子弹头形的短不锈钢棒，初级中子源棒组件为 252Cf, 次级中子源棒组件为 SbBe 芯块。RPV 的本体材料为低碳钢，目前主要是用的是低合金锻钢 16MND5，与冷却剂接触的表面堆焊一层 5mm 厚的不锈钢。稳压器使用的材料有不锈钢、镍铬合金电热丝等。蒸汽发生器：碳钢、奥氏体不锈钢如 301、316 和 A286，以及镍基合金如 600 合金、
14、690 合金、X-750 合金和 718 合金等。4、压水堆电厂堆芯有何构成？各有何特点？反应堆压力容器的特点？答：（1）燃料组件由燃料元件、定位格架和组件骨架等组件构成。燃料元件呈1717正方形排列。每个组件有289个位置，其中264个位置由燃料元件占据。（2）堆芯功能组件包括控制棒组件，可燃毒物组件，阻力塞组件，初级中子源棒组件和次级中子棒组件等。a、控制棒组件分为两类，一类由24根带吸收剂的棒束组成，所用吸收材料为银铟镉合金，这类合金称为黑棒束组件；另一类是灰棒束组件，有8根棒的吸收剂为银铟镉合金，其余16根为不锈钢做吸收材料的灰棒。b、可燃毒物组件由装在不锈钢包壳管中的含硼玻璃管组成，
15、成分是B2O3+SiO2用于抵消堆芯第一次装料大部分过剩的后备反应性。c、阻力塞组件是下端呈子弹头形的短不锈钢棒，用于封闭不带有控制棒组件，可燃毒物组件或中子源棒组件中的控制导向管，以便减少冷却剂的旁路。d、初级中子源棒组件为监督初始堆芯装料和反应堆启动提供所需的中子源，次级中子源棒组件用于反应堆满运行两个月后的反应堆停堆后再启动，它由叠放在一根不锈钢管中锑-铍芯块组成，锑在堆内吸收中子活化后放出的射线。反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时主要考虑一回路冷却剂的高压和高温，主管道断裂事故和地震等作用。由于压力容器所容纳的反应堆本体放射性极强，故在材质要求、制作、检验及在役检查等方面都比常规
16、压力容器要严格得多。 反应堆压力容器支撑、包容堆芯和堆内构件，工作在高压、高温含硼水介质和放射性辐照条件下，寿命不少于40年。反应堆本体材料为低碳钢。RPV的特点是什么？RPV 是一个底部焊死的半球形封头，上部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器。RPV 支撑，包容堆芯和堆内构件，工作在高压，高温含硼水介质和放射性辐照条件下，寿命不少于 40 年。RPV 本体材料为低碳钢，目前主要使用的是低合金锻钢 16MND5，与冷却剂接触表面堆焊一层 5mm 厚的不锈钢，压力容器高 13m，内径 4m，筒体厚 20mm，总重约为 330t。5、压水堆核电厂反应性控制的目的和方式是什么？答：反应性是反应堆中没
17、有任何控制毒物下，反应堆超临界的正反应性系数，用以调节功率，补偿负的反应性系数，运行燃耗及裂变产物积累。其大小与反应堆的类型、运行工况和换料周期有关。控制反应性的目的是为了使反应堆不会因为瞬发中子就可达临界而使反应堆无法控制，另外控制反应性还为了控制反应堆的功率，使反应堆能够以人们所期望的功率运行。反应控制的方法大多是靠改变堆芯吸收物质数量来实现反应堆控制的。主要靠改变冷却剂及慢化剂中的中子强吸体硼的浓度以及改变控制棒在堆内的位置来改变堆芯吸收体数量。6、SG 传热管材料以及管内外水质的特点是怎样的？管外采用的水工况是什么？答：SG 的传热管材料是镍基合金（600 合金、690 合金、800
18、合金）传热管内的水质是一5回路的冷却剂，高温、高压且带有放射性，水中含有硼酸、氢氧化锂、氢气等物质。传热管外的水质是二回路系统的补给水，采用 AVT 水工况，水中含有联氨、氨气等物质，水质与火电厂给水水质基本一样。管外采用的水工况是全挥发处理水工况（AVT） ，即通过加联氨消除经热力除氧后给水中的残留氧来防止腐蚀，同时加入氨气或者乙醇胺、吗啡、环己胺来调节给水的 pH 值一次来降低氧化铁在水中的溶解度，尽量减少腐蚀产物的迁移。7、核电站水工况的总要求是什么？尽可能减少沉淀物在回路中的积累；保持冷却剂和蒸汽发生器工作介质的物理-化学特性；将放射性水平控制在允许标准范围内。答：一回路水工况的要求：
19、（1）一回路补给水必须除氧（2）抑制冷却剂的辐照分解，降低辐照分解气相产物氧气的浓度（3）减少冷却剂中放射性核素的积累，重在抑制腐蚀。二回路水工况的要求：（1）控制蒸汽发生器管的晶间腐蚀和晶间应力腐蚀破裂到最小（2）尽量降低蒸汽发生器内腐蚀产物的迁移，尽量减少垢的形成（3）尽量防止杂质进入蒸汽发生器系统。8、核电站一回路水工况应起的作用是什么？答：（1）控制冷却剂中放射性核素的积累；（2）减少在燃料元件包壳表面形成疏松的且易被冲刷的沉淀物；（3）能有效地除去冷却剂中各种杂质；（4）能维持冷却剂中所必须的反应性调节剂和 pH 值调节剂的浓度；（ 5）抑制冷却剂的辐照分解，降低辐照分解气相产物 O
20、2的浓度。稳压器的功能及特点：答：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溶剂沸腾。此外，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。稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持在恒定压力以下；在一回路系统瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性。10、化容系统组成包括那几个部分？各部分特点？化容系统的功能是什么？答：化容系统的组成包括：下泄流管线，净化段，上充流管线及轴封水回路。化容系统四个主要部分及流程：下泄流管线：核电厂在正常运行时，从一回路的冷段管引出一股冷却剂，称为下泄流，其正常流量是 13.6m3/h
21、，经过下泄流隔离阀进入再生热交换器的壳侧，冷却至 140，在经过节流孔板，将压力降至约 2.4MPa 后，进入下泄热交换器的管侧，由壳侧的设备冷却水将下泄流温度降到 46左右，最后经过三通阀，进入净化段。净化段：（1）流程及控制：净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围是 4662.5。为了使离子交换树脂免受高温，在净化段入口设置了温控三通阀。若下泄流温度高于 57，三通阀将自动切换，是下泄流旁路离子交换树脂床，防止离子交换树脂收到高温而发生失效。在正常情况下，下泄流经过温控三通阀进入两台并联的混合离子交换器中得一台，住区大多数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇运行的阳离子交换器，出去铯
22、、钼和过量的锂离子。 （2）过滤器：过滤器设置在下泄热交换器的出口，包括前置过滤器和后置过滤器，前者用来拦截悬浮颗粒；后者用来清除树脂碎片。 （3）离子交换器：混合离子交换器采用硼酸型阴离子树脂和锂型阳离子树脂，目的6是为了交换树脂在工作时不改变硼和 pH 控制剂的含量。 （4）容积控制箱：下泄流最后进入容积控制箱，经过容积控制箱顶部的喷头喷入，雾化释放出冷却剂中的部分气态裂变产物，同时吸收部分氢气。容积控制箱收集和容纳下泄流，为一回路冷却剂提供容积补偿。它作为高位水箱。为上充泵提供净正汲入压头。容积控制箱上部的汽空间起到除气作用。上充流管线：上充泵从容积控制箱中汲水，将水压升高到一回路压力以
23、上。上冲管线上设有流量调节阀，按稳压器水位控制系统的要求改变上充流量。上充流经过再生热交换器是吸收下泄流的热量，在汇入一回路前被加热到冷却剂冷段的主流温度。轴封水回路：上充流量的一部分，进入主泵的轴封水回路。密封水经过流量控制阀和过滤器后进入主泵轴封水回路。密封水在主泵的密封组件和泵下部轴承之间引入后分成两段，一股水流向上，经过密封组件，绝大部分水流进入化容系统，经过轴封水热交换器和过滤器后返回到上充泵汲入口；另一股水流向下，冷却、润滑泵的下部径向轴承，然后进入泵汇入一回路冷却剂主流。化容系统的主要功能：（1）通过改变反应堆冷却剂的硼质量浓度，对堆芯进行反应性控制。（2）维持稳压器的水位，控制
24、一回路系统的水容量。（3）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。（4）向反应堆冷却剂泵提供轴封水。（5）为反应堆冷却剂系对统提供充水和水压试验手段。（6）对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上冲泵向堆芯注入应急冷却水。1、沸水堆核电的特点、介质运行方式和参数答：以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，反应堆中产生的蒸汽直接进入汽轮机做功，堆芯冷却剂直接循环，因而沸水堆比压水堆省一个中间换热环节，省去了蒸汽发生器、稳压器等设备及相应的管道。介质运行方式和参数：反应堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，推
25、动汽轮机发电机组发电，但反应堆一回路冷却剂被直接引入汽轮机，因此辐射防护和废物处理变得复杂，系统压力由 15Mpa 降到 7Mpa.11、核电站一回路为什么选用 LiOH 作为 pH 调节剂？答：为了调节一回路的 pH 值必须选择具有强碱性的碱金属氢氧化物作为调节剂。23Na 与中子反应生成 24Na, 41K 与中子反应生成 42K，都具有很强的 r 放射能力，由于它的氢氧化物具有感生放射性，都不能作为 pH 值的调节剂，另外 Rb 和 Cs 的氢氧化物也具有感生放射性，且还很稀缺，因此也不能使用它们的氢氧化物作为 pH 值的调节剂，所以最终只有选择 LiOH 作为 pH 值的调节剂。天然
26、Li 中含有 92.48%的 7Li 和 7.52%的 6Li, 6Li 具有很大的中子吸收面积，达到 9806b,而且容易发生以下反应： 6Li+n24He+13H,13H 是 辐射体，半衰期长且难以分离，因此天然 Li 的氢氧化物不宜作为 pH 值调节剂，而应该是用高纯 7Li 的氢氧化物作为 pH 值的调节剂。12 核电一回路的水化学作用有哪四种？作用分别是什么？答：（1）Zn 工况：可延缓合金的应力腐蚀破裂和受辐射的影响（2）氢工况：有效抑制冷却剂的辐照分解，抑制氯化物或氯基因，抑制其腐蚀（3）硼酸工况：维持冷却剂中的反应性调节剂，辅助控制棒完成功率控制任务（4）氢氧化锂工况：调节冷却
27、剂的 PH 调节剂，7.0-7.8 之间，抑制材料腐蚀。7核电厂二回路与火电厂有什么区别？具体在哪儿？答：主要区别有：（1）供蒸汽设备：核电厂是蒸汽发生器，火电厂是锅炉。（2）核电厂无省煤器，汽包，下降管，水冷壁下联箱，水冷壁，过热器等，但其有 MSR，火电厂正好相反。（3）汽轮机不同：核电厂汽轮机的体积比火电厂的大，核电厂汽轮机蒸汽参数低，体积容量大，采用汽水分离再热器，容易超速。（4）推动汽轮机转动的蒸汽类型：核电厂用的是带有水分的饱和蒸汽，其含热量较低，而火电厂则用的是过热蒸汽，热量高。（5）二回路的介质区别：核电厂的二回路中介质和一回路的工作介质是分开的，他们之间是间接传热；而沸水堆核
28、电厂一回路及二回路工作介质是直接循环使用，但都含有放射性物质；对于火电厂锅炉水产生的蒸汽经各环节形成过汽后直接进入二回路，但 FPP 各回路中都不喊放射性物质。（6）核电厂与火电厂二回路水质控制指标不同，水工况调节不同。如 NPP常用水工况是 AVT，而 FPP 则常用 CPT，EPT 等。20、给水水工况 AVT 全称是什么？给水系统一般使用的化学药品是什么？答：AVT ：全挥发处理；一般使用的药品是：磷酸盐，有机胺，氨，马福林，环己烷，联氨等。21、核电站汽轮机入口蒸汽一般是什么蒸汽？汽轮机转速多少？答：饱和（湿）蒸汽（或 57MPa 的饱和蒸汽） ；世界上核电站汽轮机有全速（3000rp
29、m 和 3600rpm）和半速之分。13、什么是核电站的间接循环，该方式的优缺点是什么？答：在压水堆核电站，一回路系统的冷却剂与汽轮机回路的工质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。采用间接循环具有使二回路系统免受放射性污染的优点，不足就是增加了蒸汽发生器。14、核电站的轻水的辐照分解过程是什么？加氢为什么能出去水中产生的游离氧？答：辐照分解过程有三个阶段：（1）辐照能量的传递：作用时间不超过 10-15s，射线轰击水分子，引起 H2O 的电离或激发，产生电子，带正电的水离子及处于激发态的水分子。（2）热平衡建立：作用时间不超过 10-11s。a、电离的电子速度减慢，电子产生的电场吸引极性分
30、子在其周围重新排列，形成水合电子。b、正电水离子与相邻水分子发生质子转移反应，生成 H3O+和OH 自由基。c、H 2O*分解成 H 和OH 自由基。（3）自由基扩散，相互作用建立化学平衡。初级辐照分解产物 e-水合 ，H2O+， H2O*，H 3O+，H 和OH 向水中扩散，扩散过程中相互作用并达到平衡。水辐照分解综合反应式：H 2O H3O+，OH，e -水合 ，H 2，H ，H 2O2，OH：氧化能力极强，能将所有低价无机离子氧化到高价态。HO2：是一种很重要的次级氧化产物，其与系统中游离氧的生成有很大的关系： HO2+ H2O H2O2+ O2；HO 2+Ce4+ H+ O2+ Ce3
31、+这是无氧水在辐照下生成游离氧的主要原因。加氢不仅能与辐照分解过程中产生的OH 和 HO2 等能产生游离氧的中间产物，使其在水中的浓度降低，间接降低水中游离氧的浓度；而且能与游离氧发生反应生成 H2O，直接降低书中游离氧的浓度。84、核电厂一回路锆合金腐蚀影响因素有哪些？答：温度，包壳材料的微观结构特点，沸腾温度点，冷却剂化学控制工况；溶解氧，氟离子的影响，钙镁铝硅的影响，悬浮物的影响，PH 值的影响，锂锌的影响8、沸水堆与压水堆核电站的不同：答：（1）直接循环：反应堆内产生蒸汽直接引入汽轮机，推动汽轮机组发电。这是沸水堆与压水堆核电站的最大区别。沸水堆核电站没有蒸汽发生器、稳压器。系统压力也
32、由15MPa下降到7MPa。使得系统大大简化，能降低投资。但是（2）堆芯出现空泡：沸水堆核电站的反应堆具有负的空泡反应性系数，通过调节冷却剂流量来调节堆芯的反应性。利用可燃毒物调整寿期初过剩的反应性，不采用可溶毒物硼，省略了化学与容积控制系统。（3）控制棒机构：由于堆芯上部有汽水分离系统，故控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。（4）抑制式安全壳：沸水堆核电站内在安全壳内存有大量的水，在事故条件下可用水抑制压力的上升。直接循环带来的汽轮机厂房内的辐射防护和放射性废物处理问题一直是其主要弱点。9、核电站的安全措施：答：（1）四重屏障：燃料芯块、密封的燃料包壳、坚固的压力容器和密闭的回路系统，以
33、及能承受内压的安全壳。（2）多重保护：在出现可能危害设备及人身情况是能进行正常停堆；因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；发生自然灾害时能安全停闭；如有任何原因使控制棒未插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。6、一回路中反应堆冷却剂系统的要求：答：（1）确保一回路系统的压力容器材料的完整性；（2）确保燃料包壳完整性和保证燃料的设计性能；（3）控制燃料堆芯外的辐射达到最小程度。10、反应堆冷却剂系统的主要功能：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
34、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裁体，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。11.水化学的管理目标: 1.结构材料的局部腐蚀得到有效的抑制。2.使腐蚀产物的释放尽可能减少。3.控制腐蚀产物的迁移和沉积，使一回路系统受到污染尽可能减少4.尽可能减少腐蚀产物在堆芯和蒸汽发生器的沉积5.有效抑制水的辐照分解 放射性的危害及特点：答：大多数物质的原子核是稳定不变的，但是有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变
35、化的同时会发射各种各样的射线，这种现象称之为“ 放射性 ”。放射性元素发出、 、三种射线。 射线是氦核流，射线是电子流，统称9为粒子辐射。射线是波长很短的电磁波，统称为电磁辐射。这些射线的共同特点是：有一定的穿透物质的能力；人的五官不能感知，但能使照片底片感光；照射到某些物质上能发出可见的荧光；通过物质是网友电离作用。放射性对人体的损伤组要是体内照射。只要是由射线引起的。此外还有体外照射，主要由射线引起。压水堆的反应堆回路：答：（1）压水型反应堆：压水型反应堆是一个装有核燃料的耐高压容器，通常称为压力容器。在压力容器内，安装着 157 个核燃料组件，形成堆芯。首次装入堆芯的燃料组件有三种不同富
36、集度的核燃料，即含铀一 235 分别为 18、24和 31。高富集度的核燃料一般布置在堆芯外区，中心区的富集度最低。每次换料时，取出中心区燃耗最深的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区的燃料组件倒换到第二区，而在外区则装入新补充的高富集度燃料组件。大亚湾核电站采用的改进型燃料组件(AFA)的栅格和总体尺寸标准型即燃料棒按 1717排列成正方形柱件，共 289 个位置，其中 264 个为燃料棒，24 个为控制棒的导向套管，1 个为堆内测量仪表管。（2）燃料棒：燃料棒由壁厚为 057mm，外径为 95mm，长度为 3852mm 的锆 4(Zr4)合金管作为包壳。包壳内装的核燃料为二氧化铀
37、(U0 2)芯块，芯块的直径为819mm，高度为 135mm。每根燃料棒内的二氧化铀芯块数量为 272 个。包壳内预先充以 306MPa 的氦气，这样在运行时，这个内压可以部分地补偿反应堆内冷却剂对包壳管的外压。同时，氦气对提高传热性能的稳定性也有好处。控制棒由不锈钢管作为包壳，包壳内装有银(80)一铟(15)一镉(5)合金制成的圆棒。圆棒的直径为 87mm，长度为 3607mm，它具有很强烈的吸收中子的能力。当控制棒向燃料组件内下插时，它就吸收大量的中子，反应堆的功率就下降；当控制棒向上提出时，它吸收的中子数量就少，反应堆的功率就上升。这样，利用控制棒的插入和提出，就可以调节反应堆功率的高低
38、。控制棒的上下运动依靠磁力驱动机构来实现。一旦磁力驱动机构断电时，由于重力作用，全部控制棒下落入堆芯，整个核反应立即停止。此外，调节一回路冷却剂中的硼浓度，也能控制反应堆功率的高低。（3）回路组成与特点：反应堆压力回路由三个并联的环路组成，每个环路中各有一台蒸汽发生器和一台主冷却剂泵，用不锈钢管组成封闭回路。三个压力环路中的一个环路上，还装有一台稳压器，用以保持压力回路总的压力为 155MPa，以防压力过高导致设备或管道破损，或者压力过低致使冷却剂汽化，影响导出热量。稳压器上部蒸汽空间设有喷淋装置，当系统压力升高时，能自动喷淋冷凝蒸汽降压；稳压器下部水室空间设有电加热元件，当系统压力降低时，能
39、自动加热产生蒸汽以增大压力。此外，在稳压器顶部还装有安全阀、卸压阀以保证运行安全。（4）其他系统：除了上述主系统外，压力回路还有十几个安全和辅助系统。这些系统按照它们的功能大体上可以分为三类。第一类是牵涉到核安全的安全系统，共有 410项。这些系统主要是在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入，阻止事故的进一步扩大，以保护反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气环境扩散。这些系统是安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统。第二类是保证反应堆和压力回路正常启动、运行和停堆的核辅助系统，共有 11项。它们是化学和容积控制系统、硼和水的补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、核岛应急生水系统、蒸汽发生器排污系统、硼回收系统、核取样系统、核岛排气和疏水系统等。第三类是回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统，有废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理
