核电厂调试与运行

核电厂调试与运行1、专设安全设施的设计原则是什么？A、设备高度可靠B、系统具有多重性C、系统相互独立D、系统能定期检验E、系统具备可靠动力源F、系统具有足够的水源G、系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求2、安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值（284°C、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。蓄压安注系统：非能动系统。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系统的水压试验泵向主泵供应轴封水。低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到0.7MPa时，低压安注系统向堆内注入含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。3、核电站正常运行时，高压安注系统中哪些设备在运行？一台高压安注泵作为上充泵在运行一台硼酸循环泵4、安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注水，如何冷却？直接注入阶段：换料水箱高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水再循环注入阶段：地坑安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。因此，安全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。5、高压安注泵动作后，水先注入冷段还是热段？为什么？冷管段破口后，隔多少时间后，操纵员应以什么方式建立向冷热段同时注入的再循环？为什么？之后冷段注入和冷热段同时注入是否还需要切换？冷段，Q利用一回路水正常流动的方向和惯性，使安注水迅速进入堆芯，冷却淹没堆芯；23安注水中高浓度的硼酸进入堆芯，使堆芯处于深度的次临界状态。12.5h，手动方式，防止硼酸在堆内结晶（63C）：因为只从冷段注入会使冷却剂入口、压力容器下半部的温度长时间低于冷却剂出口和压力容器上半部的温度，致使硼酸在温度低处结晶析出，当有冷却剂从热管段注入为主时，冷却剂流向改变，对堆芯起到反冲洗作用，使堆内的硼酸浓度与地坑水一致，防止硼堆内结晶。需要切换，之后每隔24h，两种注入方式交替切换。6、管道和电缆贯穿安全壳时如何保证安全壳的密封？各种电缆、管道的贯穿件是由一个穿过混凝土壁面并锚固在混凝土上的钢套管及两个接头构成。接头保证了套管和穿过安全壳的管道或电缆间的密封连接。穿过安全壳壁的管道和设备称为安全壳贯穿件：设备闸门、人员闸门、燃料运输管、管道、电缆贯穿件7、安喷水中为何加NaOH？安喷系统启动后，为什么NaOH溶液要延迟5min或20min加入？除去安全壳大气中的悬浮碘和碘蒸气为了防止因误喷淋而喷入NaOH液体，造成巨大的设备更换费用和长期停堆清理造成巨额损失喷淋液的pH值维持在9.9〜10.5之间，低限是为了保证除碘效果，高限是考虑到喷淋液与其所接触材料的化学相容性。为了防止空气进入化学添加罐生成碳酸钠堵塞喷头，化学添加罐用氮气覆盖。安喷系统所要排除的热量来自于：反应堆剩余功率、一回路构件和流体的显热、二回路所带的热量、锆-水反应的热量安喷系统启动的安全壳压力阈值(0.24MPa)比安注系统高(2/4—0.14MPa)从正常上充模式到安注模式的切换失效是高压安注失败的重要原因之一8、安全壳喷淋系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？直接喷淋：换料水箱再循环喷淋：地坑9、辅助给水系统的补充水水源有哪些？在哪些情况下，辅助给水系统投入运行？①主冷凝器热阱中的水⑵常规岛除盐水③消防水在电厂启动、热备用、热停堆和从热停堆向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水；在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热排出系统投入运行的条件。10、安全壳内主蒸汽管道破裂对一回路有哪些危害？如何处理？简述处理过程。当安全壳内主蒸汽管道破裂时，蒸汽发生器内蒸汽流量增大，造成一回路冷却剂过冷，降温速率过大将对压力容器产生冷冲击；此外，一回路在低温时因反应堆重返临界而又增加压力会产生脆性破裂的潜在危险。为了避免这些严重后果，当有迹象表明蒸汽管道出现破裂时，立即发出主蒸汽隔离信号，关闭三条主蒸汽管道上的隔离阀及其旁路阀，启用辅助给水系统排出余热，安注系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位并控制降温速率，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。安全壳B阶段隔离是最高级别的隔离，但专设安全设施、主泵轴封水管路不隔离。11、安全壳内为何要限制氢气的浓度？发生失水事故后，氢气的来源有哪些？防止失水事故后安全壳内氢气积累到超过燃烧或爆炸限值水平，避免因氢气浓度过限引起燃烧或爆炸事故。①燃料包壳锆合金与高温水或水蒸气的化学反应；⑵冷却剂中溶解氢的释放；③水在堆芯及安全壳地坑内的辐射分解；®喷淋溶液与安全壳内材料化学反应产生的氢气。12、简述安全壳内氢气的消除原理/过程。安全壳内部用热力氢复合：通过氢复合器对空气进行加热，达到氢和氧的复合温度以上，促使氢和氧复合成水，从而去除安全壳大气中的氢气。安全壳外部用钯催化氢复合。13、专设安全设施中的冷源是什么？安全壳喷淋系统热交换器14、压水堆功率运行时，堆芯核功率由什么系统进行连续测量，堆芯中子通量具体分布情况由什么系统进行间歇测量？堆外核测量系统堆内核测量系统功率比较通道——监视堆内的功率分布的径向不平衡情况；功率分布监视通道——记录实际的轴向功率偏差与轴向功率偏差参数值之间的差值。15、堆内中子注量率测量系统能够测量所有燃料组件吗？不能，它测量具有代表性的50个燃料组件中的中子注量率热工测量系统用于指示并记录核电厂启动、运行和停闭过程中必须监督的温度、压力、流量和液位等参数。一回路压力由稳压器上的3个压力测量线路测量。压力测量值提供给压力调节系统以及保护系统。稳压器水位可测量参考水柱与稳压器的水-蒸汽注之间的压差而得到。水位测量值也用于控制调节系统和某些保护系统。每个环路的流量测量，采用一个毕托管在一回路弯管处测量流体的动压而得到。流量剧降将触发反应堆紧急停闭。燃料组件出口温度的测量采用不锈钢铠装镍铬-镍铝热电偶。堆芯温度测量系统是连续运行的。16、压水堆堆外核测量系统由哪三种测量通道组成，简述其工作原理，各用于反

应堆的什么运行阶段，各采用何种传感器，它们为主控室提供哪些信息？源量程测量通道：①中子和硼-10进行反应产生的锂离子和a粒子在气体中产生次级电离，所以可以在强Y场中进行中子探测⑵提供反应堆初始启动、停闭期间中子注量率测量③涂硼正比计数管④中子注量率水平中间量程测量通道：③它由两个同轴的圆柱形电离室组成，一个电离室是涂硼的，对中子和Y射线敏感，产生电离电流In+IY;另一个是不涂硼的，只对Y射线敏感，产生电离电流IY，在电流线路中经反向连接后，获得的是中子电离电流In。⑵提供冗余的注量率测量③涂硼补偿电离室④中子注量率水平功率量程测量通道：1长电离室上半部和下半部所提供的信号经过处理产生一个电流，该电流表示堆芯相应部分的中子注量率水平。两个电流都分别经过一个线性放大器处理，然后输入到一个平均放大器，得出长电离室上、下两部分电流的平均值，它表示探测器所在高度的总的注量率水平，也即相应的功率水平。2正常功率运行时测量，提供堆芯上部和下部的中子注量率测量。非补偿长电离室。中子注量率水平17、压水堆保护系统的保护对象包括哪些系统或设备？燃料元件包壳、一回路系统、安全壳18、核电厂正常功率运行时，蒸汽发生器为何必须保持正常水位？若水位过高，将导致流向汽轮机的蒸汽湿度过大，有可能损坏汽轮机叶片，或造成阀门带水操作；若水位过低，即二次侧水量过少，会引起一回路冷却不足，使得堆芯引入正反应性等。蒸汽发生器的水位取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量。当冷却剂温度增加时，引起传给二回路的热量增加，在短时间内，由于汽水混合物膨胀，引起水位上升，而后，由于蒸汽流量增加，水位下降。水位是要调节的参数，水位整定值由代表负荷大小的汽轮机高压缸第一级叶轮后的压力确定。当蒸汽发生器水位异常升高时，主调节阀及旁路给水控制阀全部关闭；若蒸汽发生器水位异常降低，反应堆自动停闭，并自动启动辅助给水泵；另外，在低负荷时，可手动或自动使用旁路给水控制阀控制蒸汽发生器水位。蒸汽排放系统中旁路阀的开启取决于反应堆冷却剂平均温度和参考温度之差，旁路阀开启的数量和速率取决于运行状态以及降负荷的幅度。19、压水堆功率调节系统采用什么类型的控制棒？功率调节棒组的棒位整定值由什么信号决定？功率调节棒的棒位整定值为何随着燃耗的变化而变化？灰棒组负荷信号，负荷信号由高选单元在汽轮机控制系统用信号和蒸汽旁路系统投入工作时代表负荷设定值的信号之间选择。燃耗加深，23U浓度降低，为了维持所需的功率水平，必须提高堆芯内的中子密度。而提高中子密度，可以通过降低硼浓度和提升控制棒来实现，而硼浓度不允许低于临界硼浓度值，R棒组也必需维持在调节带内，因此必须改变功率调节棒的棒位整定值。20、冷却剂平均温度调节系统采用什么类型的控制棒？当R棒组超出调节带时，如何使其重新回到调节带内？R棒组的移动速度和运动方向由哪些参数决定？黑棒组1在调节带上限之上时，对冷却剂进行稀释使其重新回到调节带内2在调节带下限之下时，向冷却剂中假如硼酸使其重新回到调节带内代表堆芯功率的中子注量率密度，由功率量程测量通道测得；代表汽轮机功率的汽轮机首级叶片后汽压；由各环路测得的反应堆冷却剂实际平均温度。21、G运行模式下，压水堆堆芯平均温度控制和反应堆功率控制之间有什么异同点？相同点：二者的调节对象一致，都是调节一回路的功率或者说冷却剂平均温度；不同点：对于功率控制来说，它使用的是G棒组（灰棒组）进行的开环控制，并作为主要调节方式根据二回路的功率对一回路功率进行调节；对于平均温度控制来说，它使用的巷棒组（黑棒组）进行的闭环控制，并作为精细（辅助）调节方式根据一回路的平均温度整定值与实测值之差对一回路功率进行调节。（一回路功率和冷却剂平均温度一一对应）反应堆运行控制就是使反应堆堆芯产生的热功率适应于在蒸汽发生器中所吸收的功率，如果这两个功率相等并恒定，这时反应堆的反应性等于零。反应堆靠调节反应性来控制反应堆功率。对因燃耗、氙毒等效应引起的反应性慢变化，用调节一回路中冷却剂硼浓度来补偿；对于反应性的快速变化，由功率调节系统调节控制棒的位置来补偿。冷却剂平均温度调节系统对独立的温度调节棒组R进行微调来调节冷却剂的平均温度。R捧是黑棒，具有较大的反应性调节价值。当灰棒受移动速度的限制而不能进行控制时，胰棒组辅助灰棒进行调节。R棒组移动时，对堆芯内轴向功率分布不会产生明显的影响。22、为了防止堆芯烧毁，要限制堆芯内不出现偏离泡核沸腾，要求烧毁比DNBR必须不小于多少？1.3额定功率运行时，DNBR>1.9DNBR是由堆芯温度、压力和功率联合决定的23、反应堆保护系统的设计原则是什么？压水堆保护系统的3个子系统是什么？失效安全原则、单一故障准则、保护参数多重设置原则、在线检查的功能、保护动作要快、各保护通道的独立性原则反应堆事故停堆线路、专设安全设施驱动线路、连锁系统，由允许线路和连锁线路组成包壳温度随着热功率上升而上升，因此要限制反应堆的核功率；在功率恒定时，对流换热的恶化，包壳温度也将上升。燃料包壳熔化：中子注量率过高、出现DNB一回路破裂：一回路压力过高、热应力安全壳破裂：安全壳压力过高反应堆的主要运行参数就是反应堆的保护参数。在启动升功率期间一定要时刻监视倍增时间，禁止其小于18秒。24、名词解释：烧毁比（偏离泡核沸腾比、DNBR）、中子倍增时间DNBR：也叫偏离泡核沸腾比、烧毁比，等于燃料元件表面的临界热流密度与实际热流密度的比值。中子倍增时间：中子注量率变化一倍的时间。临界热流密度：燃料元件表面发生偏离泡核沸腾时的热流密度。25、压水堆核电厂的调试启动主要分为哪三个阶段？预运行试验：设备初步试验、基本系统试验、系统综合试验（冷、热态）装料、初始临界和低功率试验：装料和次临界试验、启动到初始临界、低功率试验功率试验26、核回路清洗（NCC）试验条件。①在反应堆压力容器开盖、无堆内构件的情况下进行，整个核系统是处于大气压状态下进行实验的。⑵蒸汽发生器一次侧水腔与主管道出入口连接处，用特殊的水密封隔阻板阻塞。③试验前，主泵联轴以及主泵1号轴封水注入。NCC过程里主回路通过余热排除系统向厂外排水。27、热态功能试验的热源是什么？堆内有无核燃料？冷却剂泵和稳压器电加热器无冷态功能试验：对一回路主系统进行水压试验和冷态试验。冷态试验结束后安装设备与管道的热绝缘。试验时，水温应高于压力容器脆性转变温度38°C，以防止在试压时发生脆性断裂。28、压力容器合盖情况下的冷态功能试验主要目的是什么？（冷态打压和功能试验）①核主、辅系统高压部分按承压容器耐压试验规定，按其设计压力17.2MPa的1.33倍进行耐压试验，时间不少于30min；⑵与一回路相关系统的冷态功能试验；③与一回路相连的高压管线的泄漏试验。冷态打压试验时，堆内上下堆内构件就位，堆芯位置安装堆芯过滤器，稳压器安全阀和隔离阀均用特殊装置盲死。29、冷态打压试验时，一回路主辅系统内的空气如何排除？（1）利用换料水箱的高水位差，对上充泵充水、排气，启动上充泵，对上充管线、高压安注管线动力充水、排气；（2）利用换料水箱的高水位差，对低压安注泵、低压安注管线和一回路主系统充水、排气；（3）打开主系统和余热排出系统的连接阀门，对余热排出系统充水、排气；（4）利用换料水箱的高水位差，通过低压安注管线对稳压器充水，再对一回路冷、热段充水；（5）一回路升压至2.4MPa后，交替启动主泵，循环一回路水，在压力容器、稳压器顶部、主泵壳体等排气点排出蒸汽发生器U型管顶部的残余气体。30、一回路冷却剂温度变化速率应限制在什么范围？为什么？当一回路冷却剂平均温度低于180°C时，由什么系统控制一回路平均温度的变化，采用什么方式控制一回路压力？当一回路冷却剂平均温度高于180C时，由什么系统控制一回路平均温度的变化，由什么系统来控制压力？一回路升温速率限制在28C/h，稳压器的升温速率限制在35C/h，单相时升压速率不超过0.4MPa/min。防止因为温度变化速率过大带来剧烈的热应力冲击而造成设备损坏。余热排出系统由化容系统的上充下泄流量来控制一回路压力由蒸汽发生器通过辅助给水系统及大气排放阀来控制在稳压器汽腔建立前，通过化容系统的上充下泄来控制；汽腔建立后，由稳压器内的电加热器和喷淋装置来控制。31、安全壳性能试验的目的，试验包括哪两种？模拟在失水事故（LOCA）下，检测安全壳的强度和密封性，以保证实现安全壳的功能。安全壳强度试验、安全壳密封性试验32、安全壳强度试验时，安全壳内充入的是什么气体？加压的干燥空气（1.15倍设计压力一0.483MPa表压）33、安全壳密封性试验分为哪三类？分别针对什么对象？A类试验：安全壳整体密封性能试验，通过测量安全壳及其附件的总体泄漏率来检查安全壳的密封性能一一绝对压力法。B类和C类试验：局部泄漏试验。B类试验是对贯穿安全壳压力边界的部件（电气贯穿件、人员闸门、设备闸门、运输通道）进行密封性检查一一压力下降法（用皂液法检漏）。C类试验是对贯穿安全壳压力边界管道上的隔离阀进行密封性检查一一压降法、流量法（均用皂液法检漏）。34、核燃料装载时应注意哪些方面的控制？一一平板装料法装料过程控制：人员要清楚运行试验程序，按规定联合进行装料，装料过程的每一步都必须反复核查，确保无误，并有文字记录。反应性控制：装料过程中，必须保证堆芯的核物理状态处于深度次临界状态，确保核安全。必须控制堆芯反应性的引入，严格控制清水和低浓度硼水的注入。35、装料开始时是否需要把一次中子源装入堆芯？是装料初始阶段：因堆芯处于深度次临界状态，计数率变化不大。为便于监测，须保证在每一堆芯状态下都有稳定的计数率。为此，一开始就需把带一次中子源的燃料组件装入堆芯中。初次临界试验中，减硼向临界逼近一一减硼是通过化容系统的上充泵，将补给水以规定的流量注入堆芯，并将相同数量的冷却剂排向硼回收系统实现的。由于稳压器硼浓度的变化滞后于一回路系统冷却剂硼浓度的变化，为了促使混合均匀，必须投入稳压器的全部电加热器，并打开喷雾器，使两者之间的硼浓度差值小于20以g/g。36、控制棒价值和硼价值如何测定，控制棒价值受哪些因素的影响？在对冷却剂进行硼稀释或加硼过程中，利用反应性模拟机测定控制棒组件的微分价值和积分价值，以及整个控制棒组件行程范围内的硼微分价值。在堆芯内的径向位置和轴向位置（中子通量密度）、堆内温度、中毒、燃耗、堆功率大小、与控制棒之间的相对位置（干涉效应）37、压水堆功率发生变化时首先起稳定作用的因素是什么？压水堆负的功率系数一一压水堆的功率系数是负值，并且绝对值比较大，当反应堆功率发生变化时，它是首先起稳定作用的因素。38、蒸汽发生器的蒸汽湿度如何测量？示踪剂法：借助于一种易溶于水而不挥发的示踪剂，通过测定蒸汽发生器内的示踪剂浓度和饱和蒸汽中水滴带走的示踪剂的量就可以确定蒸汽发生器出口的湿气含量。碳酸艳（Cs2CO3）和放射性Na-24（Na2CO3）。39、反应堆毒物主要有哪些？对反应性有何影响？氙的来源有哪些？135Xe和149Sm大量吸收热中子，给堆芯引入负的反应性135I和核裂变产生40、名词解释：慢化剂温度系数、反应堆功率系数、碘坑、反应堆毒性、弹棒事故、最小停堆深度验证、硼价值、控制棒价值（积分价值、微分价值）慢化剂温度系数：由单位慢化剂温度变化所引起的反应性的变化称为慢化剂温度系数。一一负反应性扰动法反应堆功率系数：堆功率每变化1MW时所引起的反应性改变称作功率系数碘坑：反应堆从高功率停堆后，堆中135Xe核密度将增加，在经过一个高峰后再逐渐下降。相应的，停堆后堆芯反应性将先下降，在经过一个极小值后又有所回升，这种反应性出现坑值的现象，称为碘坑。反应堆毒性：毒物吸收的热中子数与燃料吸收热中子数之比称为反应堆毒性弹棒事故：指由于控制棒驱动机构的外壳损坏时，在压差作用下，使得控制棒组件迅速射出堆芯的事故。最小停堆深度验证：在反应性价值最大的一根控制棒组件全抽出，其它控制棒组件全插入的情况下，测定反应堆尚能提供停堆深度为1%Ak/k所需硼浓度的试验。它表示在堆芯寿期初，无氙毒工况下，冷却剂硼浓度不允许稀释到此值之下。控制棒价值：棒位改变单位长度时所引起的反应性变化称为棒的微分价值；整个控制捧组件所能补偿的反应性称为棒的积分价值。硼价值：不同浓度的硼水对反应性的补偿能力，主要指微分价值，即单位硼浓度的变化对反应性的补偿能力。平衡氙中毒：当中子注量率恒定的情况下，堆内毒物的产生与其自身衰变和吸收中子后失去毒性相平衡。中毒曲线的测量是从热态零功率、无毒工况下开始的。反应堆冷却剂的流量要大于热工设计最小流量，小于机械设计最大流量，测量方法:主泵电功率法一一利用主泵的输入功率测量、弯管流量计法一一利用弯管流量计测量、热平衡法一一利用一、二回路的热平衡测量。41、压水堆核电厂的标准运行状态有哪些？其中哪些处于临界状态，哪些处于次临界状态？各工况下的温度、压力如何控制？换料停堆、冷停堆（维修冷停堆、正常冷停堆）、次临界中间停堆、热停堆、热备用、反应堆带功率运行（降功率运行、额定功率运行）除热备用和反应堆带功率运行为临界状态外，其他为次临界状态。热停堆和热备用为汽机旁路系统、给水流量控制系统或辅助给水系统，功率运行为给水流量控制系统，180r以下为余热排出系统。稳压器有汽空间时可以控制压力以及提供超压保护，稳压器无汽空间时由化容系统压力控制阀控制一回路压力，可由余热排出系统安全阀提供超压保护。冷态启动：压水堆停闭了相当长时间，温度已降到的60°C以下时的启动；热态启动：压水堆短时间停闭后的启动，启动时压水堆的温度和压力等于或略低于工作温度和压力。使用调节棒组将引起中子注量率分布畸变，但排放物少；改变冷却剂硼浓度，对中子注量率无影响，但冷却剂排放量增多。SG二次侧处于湿保养：即充入除盐除氧水至一定高度，其余空间充N2，使压力稍高于常压；蒸汽隔离阀关闭。42、压水堆核电厂启动时，一回路冷却剂所使用的除氧剂和pH值控制剂各是什么？冷却剂温度处于什么范围内时对冷却剂进行水质调节？水质调节的内容是什么？联氨LiOH90C〜120C加LiOH调pH值，加联氨消除溶解氧，加H2抑制功率运行时的辐射分解氧43、临界硼浓度值为何随着燃耗的加深而降低？核裂变反应是一个由中子浓度和235U浓度的乘积来表示的概率事件。当燃耗加深，235U浓度降低，要保持核裂变反应水平，就要提高中子浓度。中子浓度主要由控制棒和冷却剂硼浓度来控制，但移动控制棒会引起功率分布不均匀而畸变，因此选择调节硼浓度，而单一变量下中子浓度随硼浓度增加而减小，所以当燃耗加深，临界硼浓度就要降低，以提高中子浓度。44、由冷停闭状态向热备用状态过度。第一阶段一一一回路充水和排气：化容系统充水排气、启动主泵和稳压器加热器、调节一回路水质第二阶段一一稳压器投入运行：控制升温速率、蒸汽空间（减少上充流量）、切除余热排出系统（177°C）第三阶段一一一回路升温升压至热停堆状态：联合加热法、临界前条件45、简述反应堆临界前的条件。①在工作温度范围内反应性的负温度系数是保证压水堆稳定运行的重要条件。应在慢化剂负温度系数时启动反应堆达到临界。核燃料温度系数由于多普勒效应，总是负的；慢化剂温度系数不仅随温度和燃耗而变动，而且与硼浓度有关。对于新装载的堆芯，冷却剂含硼浓度较高，冷却剂温度达到200〜250C之前，慢化剂温度系数都是正的；在燃料寿期末，在20〜320C范围内，它总是负的。⑵稳压器已建立汽腔，水位控制已投入运行。③化容系统至少有2台上充泵、2台硼酸泵投入运行，并且至少有一条管道可向反应堆供应硼酸。®冷却剂的临界硼浓度值，随燃料的燃耗而降低。在每一次启动反应堆时，可根据反应堆投入运行以来，已发出的累计功率，以燃耗为单位，估计本次启动时的临界侧浓度值。46、反应堆趋近临界时，如何防止引入过大的反应性？①冷却剂温度应尽可能保持为常数，以避免任何能引起突然冷却的操作；冷却剂泵提供的能量，可以通过二回路产生的蒸汽排向大气或凝汽器。⑵稀释冷却剂硼浓度到与临界条件相对应的预定值。③然后，根据堆芯的布置，推算出与最低无负荷临界相对应的各个控制棒组件的位置，并按照所指定的顺序，依次提升控制棒组件中的4组调节棒组。反应堆趋近临界时，必须保证在每一时刻，堆芯反应性只随单个参数的改变而变化，并且不允许引入过大或过快的反应性增加。棒组重迭的目的是为了使反应性与调节棒组位置的关系曲线线性化，使棒组在堆芯内移动时反应性引入率近似为常数。47、如何估计反应堆的次临界度？(47、如何估计反应堆的次临界度？(P214-215)使用外推法:反应堆从次临界启动，中子注量率的稳定值①与初始注量率④0的关系:P反应性注量率上升一倍，即n=2,则下一次在增加同一数值的反应性时，即x=使用外推法:反应堆从次临界启动，中子注量率的稳定值①与初始注量率④0的关系:P反应性另一结论：如果某一次反应性引入量使次临界利用外推法，估计要达到临界尚需引入的反应性X通常取引入的反应性满足"=1.1、1.25、1.5的条件，则相应的次临界度x=108、48和28。在实际操作中规定：c1郊<0.99时k硕>0.99根据临界后的倍增周期X5s来限制引入的反应性48、压水堆核电厂启动过程中，为防止出现危险周期的启动事故(瞬发临界)，在操作上应采取哪些措施？48、A、反应堆启动时必须限制调节棒组提升速度，应间歇提棒，不连续引入反应性，以便观察中子通量的变化，及时发现异常。B、如发现因控制棒驱动机构的误功作而使调节棒组连续提升，则应立即按停堆按钮，或切断电源，紧急停堆。49、压水堆启动过程中通过什么方式来建立稳压器的蒸汽空间？通过什么系统向一回路冷却剂中加入氢气？当稳压器温度达到系统压力（2.5〜3.0MPa）的饱和蒸汽温度（约221〜232°C）时，用减少上充流量的方法使稳压器内形成蒸汽空间，然后手动控制以保持稳压器水位。化学和容积控制系统50、压水堆控制棒为何要设置抽出极限和插入极限？设置抽出极限：是为了使调节棒组插入堆芯更深时具有一定的价值，以便应付可能发生的瞬变工况；设置插入极限：是为了满足反应堆安全需要，以便在事故情况下提供足够的反应性来补偿反应性功率系数。从零到100%功率时，调节棒组抽出顺序是A-B-C-D,负荷降低时，插入顺序是D-C-B-A。在满功率稳定运行时，一般使调节棒组D稍微插入，以防止造成燃料燃耗的过分不均匀。调节棒组在调节带内能使轴向功率分布均匀，若调节带太小会造成调硼频繁，若调节带太大会造成功率畸变，引起轴向功率分布不均匀。硼酸浓度的改变实际上用来补偿燃耗和氙毒引起的反应性。压水堆运行过程中，轴向Xe振荡导致中子注量率轴向振荡，而引起的反应性变化由调节棒组控制。51、压水堆启动过程中由什么系统来加热一回路冷却剂？一回路冷却剂的温升速率应限制在什么水平？不超过28C/h（稳压器内不超过56C/h）。汽水分离再热器升温：升温的目的在于根据低压转子的热状态，在适当的时间内向低压缸供给适当温度的蒸汽，以限制转子的热应力。52、压水堆正常运行时，径向和轴向功率分布分别受哪些因素影响？（P219）径向功率可以通过不同富集度燃料组件的分区布置、可燃毒物组件和控制棒组件的径向对称布置、控制棒组件最佳棒位等措施加以展平，并可精确地预测。反应堆运行过程中，轴向功率分布将受到慢化剂温度效应、可燃毒物效应、多普勒效应、氙毒效应、控制棒组件移动和燃耗的影响。53、压水堆由冷停堆启动时，最初的热源是什么？主泵和稳压器电加热器54、简述压水堆核电厂限制功率分布的准则。防止燃料芯块熔化准则：燃料芯块温度不应超过氧化铀的熔化温度，新燃料熔化温度为2800C，对应的堆芯线功率密度为755W/cm。考虑到负荷的瞬变和测量方法的精确度，燃料芯块温度极限定为2260C，相应的堆芯线功率密度为590W/cm。临界热流密度（DNB）准则：在额定功率水平运行时，DNBR>1.9,在功率突变或出现事故的瞬态过程中，DNBR>1.3。因此，存在一个功率极限，保证堆芯最热点的线功率密度不超过590W/cm。和失水事故有关的准则：在发生失水事故情况下，应防止燃料包壳熔化。试验表明，燃料包壳温度不能超过1204C，相应的堆芯线功率密度理论极限值约为480W/cm，实用值选418W/cm，对应于事故发生后包壳的最高温度为1060C。55、推导900MW压水堆核电厂在恒定轴向偏移AO时的反应堆运行梯形和保护梯形。压水堆核电厂采用恒定轴向偏移的控制方法是为了抑制轴向氙振荡。56、57、压水堆核电厂一回路冷却剂温度、二回路蒸汽参数随二回路负荷的变化关系。56、57、压水堆的功率调节系统，一般采用温度为主调节参数，即以调节冷却剂平均温度的方法来消除一回路功率和二回路功率之间的不平衡。提升极限是根据调节棒组微分价值的降低而定的，当调节棒组超过提升极限时，它就失去了快速改变堆反应性的能力；插入极限则根据紧急停堆时，调节棒组所能保持的最大积分价值来确定。分析压水堆碘坑产生原因及发展过程，分析碘坑对压水堆热停堆后再启动的影响。反应堆由高功率停堆后，中子通量密度可近似认为降为零，由裂变生成Xe-135的产生率也近似为零，但堆内存在的I-135继续衰变生成Xe-135；（停堆后Xe-135的产生原因）Xe-135不再吸收中子而消失，只能通过0-衰变而消失，同时由于Xe-135的半衰期大于I-135的半衰期，因此Xe-135的消失速率降低，导致停堆后一段时间内Xe-135浓度增加；停堆后，堆内无新的I-135产生，所以I-135浓度下降，当Xe-135的生成速率与消失速率相等时，Xe-135浓度达到最大值，之后Xe-135的消失速率大于生成速率，Xe-135的浓度逐渐减小。即：停堆后，Xe-135的浓度先增加到最大值然后再减小。同时，剩余反应性与Xe-135浓度变化相反，先减少到最小值再变大，这一现象叫碘坑。在积毒阶段启动在碘坑最大值之前的积毒阶段（例如热停闭后两小时内，氙浓度增加所引入的负反应性不超出堆内后备反应性）再启动，这是最简单的情况。这时直接按顺序提升调节棒组而达临界。在提升调节棒组时，应估计到随时都有可能到达临界；在接近临界时，必须避免任何可能使冷却剂平均温度突变5°C或冷却剂硼浓度稀释10mg/kg的操作，并且应注意堆内中子的倍增率不超过每分钟10倍（相当于反应堆周期T=26s）。最大碘坑中启动若在最大碘坑中启动，即使把控制棒组件全部抽出，由于碘坑深度大于停堆时的剩余反应性，使反应堆不可能临界。此时，只有对冷却剂进行适当的硼稀释操作，才有可能使反应堆启动。但是，反应堆一旦启动之后，随着功率的提升，毒素Xe因吸收大量中子迅速减少，而碘的生成还很少（即Xe的产生十分缓慢），Xe浓度下降，使得反应性增大。这时，又需要及时对冷却剂加硼，以抑制反应性的增加，不使反应堆功率有剧增的可能。因此，在最大碘坑中启动，需要对冷却剂先进行硼稀释，启动后又要加硼，操作过程十分复杂，并且产生大量的废水，所以应尽量避免这样的启动。在消毒阶段启动在消毒阶段再启动反应堆时，由于Xe的自发消毒引入了正反应性，因而就不需要对冷却剂进行硼稀释，但启动操作必须十分小心，特别要防止因反应性引入速率过快而出现短周期（中子倍增周期）事故。58、反应堆从热停堆过渡到冷停堆过程中，如何排出一回路的余热？如何控制一回路压力？降温速率有何限制？第一阶段：堆芯的剩余发热和冷却剂的显热通过蒸汽发生器，由二回路产生的蒸汽旁路到凝汽器导出；凝汽器真空度破坏时，由释放阀向大气排放，使冷却剂冷却至180°C,2.8MPa。第二阶段：将余热排出系统与化容系统连接起来，保证下泄流量，并关闭正常下泄管线上的下泄孔板。一回路温度降低到接近于180C时，改善蒸汽发生器二次侧水的化学性质，着手准备冷停闭。为此，在一定温度下注入化学添加剂，当获得了所需的水量后，就让蒸汽发生器进入湿保养状态。用余热排出系统继续完成冷却，直至温度小于70C的冷停闭状态，一直到再启动。设备冷却水、重要厂用水。当稳压器内汽腔空间仍存在时，由稳压器来控制一回路压力，当稳压器空间充满水时由化容系统上充下泄来控制一回路压力。一回路小于28C/h，稳压器小于56C/h。59、名词解释：A模式、G模式、功率不均匀系数（热点因子）、轴向偏移人。、轴向功率偏差△「瞬发临界、调节棒组的抽出极限、插入极限、锆合金的氢脆现象、燃耗A运行模式：核电厂以可行的最大功率连续运行，作为带基本负荷电厂运行，采用强吸收中子的黑调节棒束，能以较大的功率变化速度进行调节。但是该模式会引起较大的中子通量密度畸变。G运行模式：核电厂参与实时的电力生产与电力消耗相平衡的精细调节，即参与电网的负荷跟踪，实现调峰运行，采用中子吸收较弱的灰调节棒束。采用G运行模式的目的：确定一种核蒸汽供应系统控制方案，以改善A模式，特别是实现某些A模式中不可能实现的负荷快变化。功率不均匀系数（热点因子）：表征堆芯功率分布的均匀程度，等于堆芯最大线功率密度与堆芯平均线功率密度之比。轴向偏移AO：AO是轴向功率分布的形状因子，彳。=乌二4x100%E轴向功率偏差△I：表征在给定功率水平下，堆内中子注量率不对称情况，M=Ph-Pb=AO{Ph+Pb）=AOxP瞬发临界：启动反应堆时，如果由于运行人员的误操作，或因机械故障，以致连续快速引入反应性，使反应堆仅在瞬发中子的作用下就达到临界。这时，反应堆将失去控制。调节棒组的抽出极限：调节棒组的最小插入深度插入极限：调节棒组的最大插入深度错合金的氢脆现象：错合金的吸氢量随着冷却剂中氢含量的增加而增加，当错合金中吸入的氢超过其固熔极限值时，会以氢化物形态析出，而使材料性能变脆。燃耗：反应堆运行过程中核燃料的消耗程度，消耗掉的燃料数量。燃耗深度：压水堆从装料到停堆换料，单位质量燃料所发出的平均热量称为燃耗深度，用MWd/tU表示。恒定轴向偏移值AOref的物理意义：在额定功率下，平衡氙及控制棒全部从堆芯抽出（或处于最小插入位置）情况下，堆芯的轴向偏移。60、A模式的优点：（1）运行简单，只有一个调节回路，正常运行时只需改变硼浓度；（2）控制棒组件的插入数量少，径向和轴向的燃耗都相当均匀，通过标准的操作程序可极方便地保证停堆深度。A模式的缺点：运行功率调节速度慢。由于控制棒组件的插入很少，当要改变功率时就受化容系统的限制，考虑到在一个燃料循环中功率提升速度有规律地下降，实际上不可能在瞬间实现大幅度的负荷变化。61、G模式优点：在任何时刻都允许有各种瞬态而不需要人为干预，控制棒组对功率分布的干扰不会产生轴向功率振荡。G模式缺点：由于硼和控制棒的作用清楚地分开，因此当负荷降低时，不可能像A模式那样补偿由Xe变化引起的功率效应（多普勒效应）。以致在反应堆循环末期紧急停堆后的再启动中，可操纵性大大降低。62、核电厂正常功率运行时，导致燃料元件破损的原因有哪些？核电厂正常运行时，如何检测燃料元件是否有破损？啜漏试验的目的是什么（P236）？燃料元件在运行过程中，长时间受辐照后，由于机械应力、热冲击、腐蚀或制造缺陷等会造成燃料包壳破损。（1）一回路水的8、Y总放射性测量：功率运行中连续检测一一p法：测量裂变产物的放射性，较为灵敏，Y法：测量裂变产物和腐蚀产物的放射性一一当燃料元件破损时，裂变产物泄漏到冷却剂中，导致放射性增加。因此，测定冷却剂的p或Y放射性有否显著增加，就可发现燃料元件是否破损。（2）缓发中子法：功率运行中连续检测一一测量Br-87、I-137放出的缓发中子，就可以监测元件的破损一一裂变碎片中的Br-87、I-137将分别以55s、24s的半衰期衰变而释放缓发中子。（3）啜漏试验：停堆测量，确定哪一个燃料组件发生了破损一一①干法啜漏试验是将燃料组件放在密闭的容器中，加热或减压后通N2带出裂变气体，测量其放射性，即可判断燃料元件包壳有否破损。可连续吹气测量，检测速度快。蹄法啜漏试验是将燃料组件放入特制的密闭容器，由于裂变产物1371、134Cs、137Cs的衰变热，使冷却剂加热，然后取水样进行分析，可根据所测定水样的放射性水平来确定组件内的元件有否破损。准确度高。目的：辐照后的燃料组件进入下一循环之前，确保破损的燃料组件不会被装入堆芯，将一回路冷却剂的放射性活度降到最低。63、造成不锈钢应力腐蚀的两个条件分别是什么？设备受外力或在加工过程中的残余应力作用；冷却剂中存在F-和Cl-，Cl-是造成应力腐蚀的必要条件。一一冷却剂中Cl-的主要来源是密封填料、化学添加剂、离子交换树脂等外来物质。64、压水堆一回路冷却剂中的氧的来源有哪些？如何消除？溶解氧：核电厂调试启动时系统充水，以及在补水的制备和贮存过程中，由于水与空气相接触而溶入的；压水堆启动时冷却剂温度在90〜120°C时应停止升温数小时，加联氨除氧，直至冷却剂含氧量达到规定水质指标时为止。辐照分解氧：水在压水堆内受射线的辐照分解而产生的。在核电厂启动、一回路系统升温过程中，必须打开氢气供应管系，使容控箱上部空间充以1.0〜1.5MPa表压的氢气。二回路水质pH控制剂：磷酸盐、吗琳和联氨进入蒸汽发生器的杂质有2个来源：第三回路的循环冷却水漏入凝汽器，这是根本性的原因；腐蚀产物。65、pH值对金属材料的腐蚀有何影响？冷却剂水偏于碱性时，金属表面会形成一层致密的氧化膜，能使不锈钢材料的腐蚀速率明显下降。但是，当冷却剂的pH值过高时，会引起材料的苛性脆化。实验结果表明，冷却剂的pH值如果超过11.3,锆合金的腐蚀速率急剧上升。因此，为安全起见，规定冷却剂的pH上限值为10.5。同时考虑到压水堆运行初期，冷却剂含硼浓度要达1500mg/kg左右，如果想把冷却剂调到碱性，需要加入大量的碱溶液，而添加的化合物的浓度过大也会加速元件包壳材料的腐蚀，因此，pH值的下限一般取4.2。66、反应性事故主要有哪几种？分析反应性事故发生时对三道安全屏障的影响控制棒组件的失控提升（启动、功率运行）、硼酸失控稀释、弹棒事故反应性事故现象与危险：发生反应性事故时，反应性上升引起热流密度增加，接着引起燃料元件温度和冷却剂温度升高，有导致偏离泡核沸腾的危险，若进一步导致超功率时，有可能引起燃料元件熔化。如果堆芯内反应性的增加不均匀，出现偏离泡核沸腾和超功率的危险性更大，并将引起热流密度和温度空间分布的不对称。如果反应性下降不均匀，由于负反馈效应，将导致同样的危险。反应堆功率的增加将影响第二道屏障即一回路压力边界的完整性，系统超压将引起稳压器水位升高和安全阀组的开启。67、压水堆核电厂的运行工况分为几类，各是什么？（会简单区分）四类（设计基准事故）：第一类一一正常运行和运行瞬态（频繁发生的事件）第二类一一瞬态事故（中等频度事件）第三类一一稀有事故第四类一一极限事故68、简述弹棒事故及其影响和保护措施。弹棒事故就是控制棒传动机构罩壳出现破裂时，由于反应堆压力容器内外巨大压力差作用，使控制棒组件不可控的快速弹出堆芯的事故。它是一个反应性事故，因为在瞬间内向堆芯引入正反应性；它也是一起失水事故，因为控制棒组件弹棒是在控制棒传动机构罩壳破裂时发生，一