核电站运行-复习大纲整理版
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）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：①功率运行；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥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？
①反应堆可以在各种运行模式下达到次临界；②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；③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？
①慢化剂温度系数为负值；②保护系统的仪表处在正常范围；③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态；④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、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Tref
7. 反应堆功率分布的特点
①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。
②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：①反应堆冷却剂温度低于60℃；②系统压力由上充、下泄系统维持在0.345MPa；③一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；④一台部件冷却水泵和一台重要冷却水泵在运行；⑤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？
①控制棒插入过深；②在紧急停堆后，反应堆冷却剂降温速度失控；③不可解释或不可控制的反应性增加；④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：①稳压器压力通道失效；②稳压器水位通道失效；③电阻温度探测器(RTD)通道失效。
二回路系统仪控通道失效：①蒸汽发生器水位通道失效；②给水流量通道失效；③蒸汽流量通道失效。
芯外核测仪表通道失效：①源量程通道失效；②中间量程通道失效；③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：
①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。
②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。
③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：
①根据征兆，边处置边诊断。?
②判明事故原因后，进行对症处理。?
③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。
④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？
①最佳恢复导则②关键安全功能状态树③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。
① E导则：是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则；
② 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；
③ 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？
①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
②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？
①按照自上而下安全功能的重要性顺序。
②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：在发生预期运行瞬变（II类工况）而要求停堆时，由于非特定的电气或机械方面的共模失效，而使控制棒不能插入堆芯的事故
四项立即操作：
①停堆：手动停堆，不能停时，手动插棒。
②停汽轮机：手动停机，不能停时，则汽轮机快速降负荷，否则关闭各个MSIV及其旁路阀。
③启动辅助给水（确认）
④应急加硼
9. 试根据丧失负荷的ATWS的温度变化曲线，分析该事故的瞬变过程。
瞬变过程：
①初期：温度上升，由于汽轮机停机和丧失给水，突然失去二次热阱和缺少过冷的给水而导致二回路温度压力上升，从而导致冷却剂温度压力上升
②事件发生大约11S时：蒸发器安全阀开启，使温度稳定
③事件发生大约110S时：蒸发器传热管开始裸露，一回路向二回路传热下降，该效应持续到冷的应急给水进入，才开始明显的蒸发器内的传热，事故大约200S时终止加热
10.处理SGTR事故的E-3规程的入口、主要目标和主要运行操作。
入口：在执行EOP的任何时候如有以下现象：
①二次侧放射性异常；
②任何SG液位不可控制的上升。
目标：终止一、二次侧泄漏，建立并维持足够的一次冷却剂装量和过冷度。
运行操作：①识别确认破损的SG：
②隔离破损的SG：
③冷却一回路，建立RCS足够过冷度
④适时终止安注；一回路降压恢复冷却剂装量
⑤终止一、二次侧泄漏；
⑥为冷却到冷停堆状态作准备。
11. 简述蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故的可能后果并说明操纵员及时干预的重要性。可能后果：(1) 对二回路造成污染，若凝汽器不可用，污染的蒸汽会排往大气，旁路安全壳。
(2) 故障SG蒸汽管道满水危险，漏水放射性泄漏更强。
(3) 本身是LOCA，堆芯冷却不足。
重要性：SGTR事故发生后，如果操纵员能及时按照应急规程作出应有的响应，及时识别故障的SG并将其隔离，及时对反应堆冷却降压，及时终止安注，从而终止泄漏，就可能不会有多大的后果。否则，SGTR事故的后果也可能是相当严重的。
12.操纵员对SGTR事故进行干预需注意的问题：降温降压的方法、停泵问题等。
降温降压方法：①边降温边降压的方法：能及时降压，减少泄漏，从而延长了故障SG达到满溢的时间；但是容易造成冷却剂饱和，且操作头绪多，容易出现差错。
②先降温后降压的方法：降压速率相对较慢，但只要处理及时，完全可以避免过多的放射性释放，并且对于及时恢复RCS水装量有好处。（一般建议采用先降温后降压的方法）
停泵问题：主泵运行，一回路强迫循环，一回路降温降压快（利）；主泵提供扬程，增大了一二次侧压差，加大泄漏（弊）。
停泵存在的问题：(1) 以自然循环代替强迫循环，使RCS冷却受到限制；
(2) 一回路压力容器封头部位温度高，易发生闪蒸；
(3) 稳压器泄压阀开关频率高，容易造成回座失效。
在发生单纯的SGTR事故时，尽量避免停反应堆冷却剂泵，以达到快速冷却降压。
已知某三环路压水堆核电厂的额定热功率为2775MW，实测核功率为98%FP，给水温度为225℃，蒸汽压力为6.3MPa，给水流量为1869t/h，蒸汽流量为 1842t/h。为简化计算，假定：
１）四个仪表通道和三台SG中的参数相同；
２）每个环路中的冷却剂泵功率为19.1×106kJ/h；
３）不考虑其他热量损耗等。
试计算热功率与它相对应的百分比功率。并验证是否满足核测系统功率量程(P.R.)仪表的校核标准。
解：(1) 根据给水温度225 ℃查表得:给水焓 hf=967.88kJ/kg;
(2) 根据蒸汽压力6.3MPa查表得:蒸汽焓 hS=2781.8kJ/kg；
(3) 每条环路给水功率＝给水焓×给水流量＝967.88 × 1869 =1809×10^6kJ/h
(4) 每条环路蒸汽功率＝蒸汽焓×蒸汽流量＝2781.8 × 1842 =5124.1×10^6kJ/h
(5) 每条环路功率＝蒸汽功率－给水功率＝5124.1×106－1809×106 =3315.1×10^6kJ/h; 假定三个环路功率相同：
(6) 总二回路载出的功率＝3×3315.1×10^6＝ 9945.3×10^6kJ/h ;
(7) 反应堆热功率＝总的二回路载出的功率－主泵功率＝ 9945.3×10^6- 3×19.1×10^6= 2746.7MW
(8) 百分比功率＝净功率／额定功率×100%＝ 2746.7 / 2775×100% = 99%FP
(9) 功率仪表实测值为98%FP，可以通过核测仪表的校验标准验证是否符合标准
备考2018年一建通信与广电管理实务个人学习笔记
L420000通信与广电工程管理实务 通信与广电工程管理实务是教材的考试重点重点。主要题型：案例分析题。分值有110多分。主要内容包括通信工程建设程序，施工准备与施工组织设计，质量控制，安全控制，进度控制，成本控制，环境影响控制，合同管理，造价，企业资质，监督监理等。 第二部分分值较多，但知识点相对集中，理解的知识点也相对较多。本课程讲课重点也将放在这个部分。学习这部分内容时，将先梳理教材上的知识点、考点，然后通过案例分析题来加强理解。在这一部分学习中，主要精力要放在施工准备、质量、安全、进度、成本、环境这几个方面。 案例题根据背景资料按要求作答，案例题主要考核实务，同时在分析问题时需要用到 技术和法规的原理。一方面要求学员按照大纲要求学习教材知识点。另外，教材中的案例实例也要求熟读。 1L420010通信工程建设程序 大纲 熟悉：通信工程建设实施阶段的工作内容 了解：通信建设单位施工准备阶段的工作内容 1L20011熟悉通信工程建设实施阶段的工作内容 一、建设程序包括的主要阶段 二、建设实施阶段的主要工作内容 建设程序是指建设项目从设想、选择、评估、决策、设计、施工到竣工验收、投入生产整个建设过程中，各项工作必须遵循的先后顺序的法则。 一、建设程序包括的主要阶段 通信行业基本建设项目和技术改造建设项目，尽管其投资管理、建设规模等有所不同，但建设过程中的主要程序基本相同。大中型和限额以上的建设项目从建设前期工作到建设、投产要经过项目建议书、可行性研究、初步设计、年度计划安排、施工准备、施工图设计、施工招投标、开工报告、施工、初步验收、试运转、竣工验收、投产使用等环节。 二、建设实施阶段的主要工作内容
我国核能技术发展的主要方向
我国核能技术发展的主要方向 中国核电发展现状 我国核电在运核电厂已达到38台，总发电功率超过3 700万千瓦，在建 机组18台，总装机容量2 100万千瓦，到2020年我国在运核电厂预期将达到 5 800万千瓦，占世界第二位。 正如中国工程院、法国科学院及法国国家技术院给国际原子能机构的报告中所写：“就所有民用核能活动而言，可以认为法国和俄罗斯在当下全球领先。同时，中国在核电站建设方面正在取得重大突破，是未来潜在的领先国家之一。” 我国核电充分吸收了国际核电发展的经验和教训，并采用当前最先进的技术，遵循最高的安全标准，坚持自主创新，不断改进，并拥有技术先进、实力强大的装备行业，以支撑中国核电建设。可以说，中国核电具有“后发优势”。 我国最早引入和开发三代核电技术，遵循国际最高安全标准，完全满足美国“电力公司要求文件”（URD）和欧洲国家的“欧洲电力公司要求”（EUR），堆芯损坏概率（CDF）小于十万分之一，大量放射性释放概率（LRF）小于百万分之一。
我国率先在三门、海阳引进、建设首批4台AP1000先进压水堆核电厂，同时在台山建设2台EPR1700先进压水堆核电厂。我国自主研发的三代核电包括CAP1400和“华龙一号”，其中“华龙一号”正在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇顺利建设，并积极准备进入英国市场。 “华龙一号”是在我国具有成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上，通过优化和改进，自主设计建设的三代压水堆核电机组。它满足先进压水堆核电厂的标准规范，其主要特点有：1）采用标准三环路设计，堆芯由177个燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量大于15%的要求；2）采用能动加非能动的安全系统；3）采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；4）设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；5）设置湿式（文丘里）过滤排放系统，以防止安全壳超压；6）设计基准地面水平加速度为0.3g；7）全数字化仪控系统。 2 持续提高核电的安全性 我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性，严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理导则），耐事故燃料（ATF）研究以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。 国际上安全监管机构都要求新建反应堆应满足下列安全目标： （1）必须实际消除出现堆芯熔化、导致早期或大量放射性泄露的事故；
核电基础知识
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
核电厂运行
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
核电厂运行风险管理详细版
文件编号：GD/FS-4593 （管理制度范本系列） 核电厂运行风险管理详细 版 The Daily Operation Mode, It Includes All Implementation Items, And Acts To Regulate Individual Actions, Regulate Or Limit All Their Behaviors, And Finally Simplify The Management Process. 编辑：_________________ 单位：_________________ 日期：_________________
核电厂运行风险管理详细版 提示语：本管理制度文件适合使用于日常的规则或运作模式中，包含所有的执行事项，并作用于规范个体行动，规范或限制其所有行为，最终实现简化管理过程，提高管理效率。，文档所展示内容即为所得，可在下载完成后直接进行编辑。 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证
明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理 根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态
核电基础知识授课讲稿
核电基础知识授课讲稿 Ting Bao was revised on January 6, 20021
核电基础知识 第一节 反应堆物理基础 一． 原子和原子核 1． 原子的基本概念 世界上任何物质都是由原子组成的。原子是进行化学反应的最小单位。 原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。 在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。 当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。呈负电性或 正电性的原子称为离子。 2． 原子核的基本概念 原子核由A 个核子组成（A 是核内的核子数，又称质量数），其中有Z 个带有正电荷的质子（Z 是原子序数，即原子核中质子的数量）和N 个（N 表示核内中子数，N=A-Z ）电中性的中子。任何一个原子核X 都可用符号 N A Z X 来表 示，例如，He z 42，O 1688，U 238 92146等等。实际上，只要简写为X A ，它已足以 代表一个特定的核素。 原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小，不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u ）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即×10-27Kg 。质子的静止质量为，中子的静止质量为，电子的静止质量为。一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。 原子核带正电，电荷量为＋Ze 。 电子 质子 中子 图1-1 原子结构示意图
原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。 质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）释放出来。反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。 由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u 对应的能量为。 二． 原子核的放射性 原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。某种元素有多少种同位素就有多少种核素。核素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放出粒子（α、β、n ）或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态，这个过程称为衰变。 在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。 具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于84的核素都有放射性。 所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。 三． 核裂变 裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。 在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。 1． 自发裂变 自发裂变的一般表达式 →X A Z 212 211Y Y A Z A Z + 在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。 自发裂变能Q f,s =T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)
广播电视技术基础知识点
广播电视技术基础复习纲要几种介质中声音传播速度的比较短、中、长三种无线电波的特性差异（不用记频率） 颜色的三要素 了解 人对声音方位等的判断力 等能白光源 锥状细胞与杆状细胞 数字彩电和数字化彩电 绝对黑体 了解超声、次声的频率、调幅广播的频率范围，三种广播调制方式的名称，电视 伴音的制式 非线性编辑 三种电视制式及中、美、日、英四国电视制式 传声器和扬声器原理 基波和谐波 调频广播的优缺点电视播出系统的要求 录音棚的隔音方法
课件： 第一章广播电声基本知识 声音的基础知识广播的诞生和发展无线电波的发射和接收广播中心技术电声换能器件 第一节声音的基础知识什么是声音？物体机械振动或气流扰动引起弹性媒质发生波动产生声波，听觉器官接收产生印象。 关键词：质点不传播，声源，频率、波长和周期 频率：空气密度和压力每秒变化的次数，单位赫兹（），用f 表示。人的频率范围20-20000。 周期：一个声波完成一次振动需要的时间。单位秒（S）,用T表示。波长：声波在一个周期内传播的距离。单位（m）,用入表示。声波的传播速度 每秒传播的距离，称为声速，符号v,单位。 入*f 15 度下的声速——340m 不同媒质下的差异：钢5100m,软橡皮50m 频率和波长成反比 “狮子吼”的可能性分析——声压声波的强弱通常用声压、声功率和声强表示声压——由声波引起的交变压强，单位基准声压——听觉现象的起点声压声功率——衡量声源发身能力的指标，声源在单位时间内向外辐射的总声能，单位W 声强——单位面积的声功率，符号I “狮子吼”杀伤模式——声的传播特性 如何避免无差别杀伤？——声源的方向性（波长和声源尺寸）防御者的策略——声波的反射 声波的聚焦声波的吸收和折射水波的衍射声波的衍射电波的衍射？ 散射——无规则的衍射隔墙有耳的产生——远距离衍射 人的听觉器官 外耳：耳廓和外耳道，直通鼓膜，将声音由耳壳传到鼓膜，谐振频率3000。 中耳：由感觉振动的鼓膜、听小骨容纳鼓膜及听小骨的鼓室构成。内耳：由耳蜗等组成，后者内部充满淋巴液，掌管听觉的耳蜗部分为听觉神 经。 狮子吼多响才有杀伤力？响度是一个主观指标，表现为波形的幅度不同。声压级：以基准声压作为参考所得的以分贝值表示的量听阀：声压级0，声压为基准声压。可听 阀：人能承受的最大声压，声压级120。响度也和频率相关。100，40。动态范 围：最大和最小声压级之差。120：70 人们对声音高低的感觉——音调主要与频率有关，且与变化的对数成正比。次声：低于 20 超声：高于20 调幅广播：低于4.5 音色——对频率和强度的综合反应 基波和多种谐波构成一种声音幅度最大、频率最低的称为基波 幅度较小、频率成整数倍关系的正弦波称为谐波最终构成一个非正 弦波 听觉的方向感人根据双耳听到的声音在时间上、强度上和相位上的差异来判断声源的方位。 低频率：声强无差别，时间有先后高频率：声强有差别。连续音：根据相位判断，但高频时不绝对。人的水平向判断力远超垂直向判断力。 听觉灵敏度——从忍者说起人耳对声压、频率和方位细小变化的判断能力称为灵敏度。响
核能发电的优点和缺点
核能发电的优点和缺点 核能发电是利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。它与火力发电极其相似。只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉，以核裂变能代替矿物燃料的化学能。除沸水堆外（见轻水堆），其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆心加热，在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水，然后形成蒸汽推动汽轮发电机。沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成70个大气压左右的饱和蒸汽，经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。 据中国行业发布的《2015年中国核能发电现状调研及发展趋势走势分析报告》显示，中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。 经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。 一．核能发电的优点： 1.核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因
此核能发电不会造成空气污染。 2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。 3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，暂时没有其他的用途。 4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。 5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。二．核能发电的缺点： 1.核电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过之核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须慎重处理，且需面对相当大的政治困扰。 2.核能发电厂热效率较低，因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境裏，故核能电厂的热污染较严重。 3.核能电厂投资成本太大，电力公司的财务风险较高。 4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。 5.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。 6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。 总的来说，在能源经济方面看来，发展核电不能盲目。要使核能在促进我国社会、经济、环境协调发展方面起作用。需要考虑的因素众多，如核电站布局、核电技术、核电人才等。我国的核电技术储备
核工业基本知识复习题
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
通信与广电工程管理与实务,必读
《通信与广电工程管理与实务》考试用书复习方法. 1.《通信与广电工程管理与实务》与综合科目《建设工程经济》、《建设工 程项目管理》、《建设工程法规及相关知识》的关系如何？如何对照学习？ 本科目专业技术、专业施工技术、管理实务及强制性标准等内容充分体现了通信专业的工程特点。工程技术部分介绍了目前常见的工程技术要求；管理实务强调了通信工程的施工管理要求；法规部分强调了适用于本专业的法规和部分与本专业有关的法律条文。 本科目与三个综合科目之间关联较多的当属“检验应试者解决实际问题的能力”一章，它是《建设工程项目管理》内容的延伸与运用，强调的是运用项目管理和工程经济相关知识、法律法规知识解决通信与广电工程中的问题。本章的学习应在掌握项目管理相关知识的基础上进行。 2.如何复习专业技术内容？. 在掌握专业技术理论的基础上，对专业内容进行梳理，理解并掌握各专业的特点，熟悉各专业的原理，必要时可参考有关的资料。 3.如何复习管理实务内容？. 在掌握综合科目知识的基础上，结合工程经验，掌握教材相关内容，结合相关条目的案例加深理解。需要注意的是，书中的案例第三部分是“分析与答案”，个别案例属于思考过程的内容较多，应试时应严格按照题目要求作答。 4.如何复习专业法规及相关知识？. 对相关条文在理解的基础上加深记忆，强制性标准部分还应结合专业背景学习。5.学习教材知识的难点是什么？. 通信与广电工程专业众多，各个专业都有自己的施工特点，施工人员所从事的施工专业又非常有局限性，往往是工,作多年仅从事某一专业的工程施工、管理工作。这给学习教材知识带来了很大的不便，这应该是学习教材的一个重要难点。 6.如何克服对相关专业不了解给学习教材带来的困难？. 要想克服相关专业不熟悉的问题，一方面应加强工程实践，找机会参加相关专业的工程施工，在工程实践中学习；另一方面，如果没有机会参加到其他专业工程的实践中去，遇到问题也可以翻阅相关书籍，或请本单位的师傅介绍、讲解。 7.本专业案例有什么特点？ . 本专业案例大部分取材于实际工程中发生过的情况。案例内容涉及通信与广电工程的各个专业，对案例的分析与解答涉及所在条目的内容要求。掌握案例的内容，有助于掌握所在条目的重点要求，对学习、记忆所在条目的内容会有所帮助，对掌握所在条目内容与要求的应用也会有所帮助。 要想克服相关专业不熟悉的问题，一方面应加强工程实践，找机会参加相关专业的工程施工，在工程实践中学习；另一方面，如果没有机会参加到其他专业工程的实践中去，遇到问题也可以翻阅相关书,籍，或请本单位的师傅介绍、讲解。 8.本科目考试的难点有哪些？ 本科目的难点应属“检验应试者解决实际问题的能力”一部分。对于这一部分内容，一方面，其参考内容涉及《通信与广电工程管理与实务》（第二章）和《建设工程项目管理》两教,材；另一方面，它所涉,及的工程专业会比较多，各个通信与广电工程施工专业的案例都有可能涉及；再一方面，检验的题目可能会涉及工程的质量、安全、进度、成本、环境等各个方面。 9.如何把握本科目的重点？
核能技术应用及发展
核能技术应用及发展 核能是核裂变能的简称，是由于原子核内部结构发生变化而释放出的能量。核能的释放通常有两种形式，一种是重核的裂变，即一个重原子核(如铀、钚)分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量；另一种是轻核的聚变，即两个轻原子核(如氢的同位素氘)聚合成为一个较重的核，从而释放出巨大的能量。 重核裂变是指一个重原子核，分裂成两个或多个中等原子量的原子核，引起链式反应，从而释放出巨大的能量。 所谓轻核聚变是指在高温下(几百万度以上)两个质量较小的原子核结合成质量较大的新核并放出大量能量的过程，也称热核反应。它是取得核能的重要途径之一。 与重核裂变相比，轻核聚变发电有着无可比拟的优点。 (1)能量巨大。核聚变比核裂变释放出更多的能量。例如，铀-235的裂变反应，将0．1％的物质变成了能量；而氘的聚变反应，将近0．4％的物质变成了能量。 (2)资源丰富。重核裂变使用的主要原料是铀，目前探明的储量仅够使用几十年；而轻核聚变使用的是海水中的氘，1升海水能提取30毫克氘，在聚变反应中能产生约等于300升汽油的能量，即“1升海水约等于300升汽油”，地球上海水中就有45万亿吨氘，足够人类使用数百亿年。而且地球上锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。因此受控核聚变的燃料取之不尽、用之不竭。 (3)成本低廉。1千克氘的价格只为1千克浓缩铀的1／40。 (4)安全、无污染核。聚变不产生放射性污染物，万一发生事故，反应堆会自动冷却而停止反应，不会发生爆炸。 但是，实现核聚变的条件十分苛刻，为了使2个原子核聚变，必须使两个原子核的一方或双方有足够的能量，去克服彼此之间的静电斥力，满足这样的条件需要几千万甚至几亿摄氏度的高温。 自20世纪70年代起，世界范围内掀起了托卡马克的研究热潮。目前，全世界有30多个国家及地区开展了核聚变研究，运行的托卡马克装置有几十个。 最近，由中国、美国、欧盟、日本、俄罗斯、韩国共同参与的国际热核反应堆合作计划(ITER)因其最终选址问题再次引起了人们的兴趣。这个被称为“人造太阳”的热核反应堆，不仅因为13万亿日元的巨大投资引人关注，更因为如能在未来50年内开发成功，将在很大程度上改变目前世界能源格局，使人类拥有取之不尽、用之不竭的理想的洁净能源。国际热核实验反应堆是继国际空间站之后最大的国际科学合作项目，我国也已正式加盟。根据计划，世界首座热核反应堆将于2006年开工，2013年前完工。这预示着在能源革命中占有重要地位的核聚变能开发和利用的曙光已出现，核能文明时代即将到来。 虽然目前化石燃料在能源消耗中所占的比重仍处于绝对优势，但此种能源不仅燃烧利用率低，而且污染环境，它燃烧所释放出来的二氧化碳等有害气体容易造成 "温室效应"，使地球气温逐年升高，造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来严重影响。与火电厂相比，核电站是非常清洁的能源，不排放这些有害物质也不会造成"温室效应"，因此能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态
核电厂运行风险管理
核电厂运行风险管理 风险管理最早由美国宾夕法尼亚大学所罗门·许布纳博士于1930年提出，其内容是指各经济单位通过识别、衡量、分析风险，并在此基础上有效控制风险，用最经济合理的方法来综合处置风险，实现最大安全保障的科学管理方法。 核电厂由于存在放射性物质释放到环境中而对公众产生危害的风险，因而人们对核电厂安全的关注程度要比对常规电厂及其它新能源发电方式高得多。为了保障核安全，核电厂在设计、制造、安装调试、运行及其退役中均按照纵深防御原则，采取保守的预防措施。这些措施经过核电厂9000多堆·年的运行证明是有效的。由于核电厂存在放射性危害的风险，后果又十分严重，因此运行核电厂的风险管理十分重要。 1 大亚湾核电厂风险管理的实践 大亚湾核电厂在投入商业运行后，充分利用世界上核电厂风险管理的经验，并通过自身实践的检验建立了风险管理体系，在安全生产中发挥了积极作用。 1.1 机组状态管理
根据运行技术规范所定义的反应堆正常运行的9个标准状态的限值安全要求和机组运行的要求，界定出不同机组状态必须可用的系统和设备，对每一状态都制定了静态检查点试验规程，对状态变化则制定了动态检查点试验规程。静态检查点试验是对机组停留在某一标准状态时所进行相关的试验，要求操纵员每班(8 h)实施1次，以便通过试验及时发现人因或设备的偏差；动态检查点则是为了确保反应堆状态转变时，安全相关系统和设备满足技术规范的要求。无论是静态检查点还是动态检查点，都是从保障核安全的3大功能来考虑的，控制点的释放必须由安全评价会议或当班安全工程师批准。 在机组换料大修期间，通过实行运行主隔离管理，将机组系统或设备停运、复役和隔离活动用同一主隔离文件反映。即用运行规程控制机组状态，用隔离计划管理系统的隔离与复役，使主控室操纵员在控制机组状态的同时控制系统的主隔离活动。因全部运行活动控制归一，从而杜绝了隔离经理与主控室操纵员信息不一致而可能导致的人因失效。 1.2 风险指引型的核安全监督 大亚湾核电厂安全工程师岗位的设置源于法国核电厂的实践。安全工程师独立于运行值而对机组安全状态实施监督和控制，其职责是
核电站运行-复习大纲整理版
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）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：①功率运行；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥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
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
一级建造师通信与广电实务知识点
一、架空线路的质量控制点（P237） 1.立电杆 ①电杆、拉撑设备电气性能和物理性能检测②杆路定位③杆距④杆坑深度⑤电杆的埋设工艺⑥拉撑设备的安装工艺⑦拉线坑深度⑧拉线角度 2.制装拉线 ①拉线坑深度②地锚及地锚铁柄的埋设工艺③拉线坑的回填质量④拉线的出土位置⑤拉线上把及中把的制作工艺 3.架设吊线 ①钢绞线拉开、架设②调整掉线垂度③架设时空中障碍物 ④电力线交越的位置 4.线缆敷设 ①线缆架设②光缆卡钩间距③线缆预留④线缆保护 二、直埋线路的质量控制点（P237） 1.开挖缆沟 ①挖沟的位置、深度、宽度②穿越障碍物③与其他管线的间距④路由上的障碍处理⑤掘路、顶管、截流 2.敷设光缆 ①敷设中的人员组织②敷设中的通信联络③敷设中的线缆安全④线缆A/B端⑤线缆的敷设、埋深⑥线缆穿越障碍点3.埋式线缆回填及保护
①线缆在沟底的状况②分层回填及夯实，敷设排流线③铺盖板、红砖等保护措施④线缆对地绝缘⑤全部回填 三、管道线缆的质量控制点（P237） 1.管道施工 ①施工前：路由和环境勘察及测量、进场材料的清点检查 ②施工中：管道坑槽、管道基础、管道敷设（水泥管、钢管、塑料管）、包封加固、回填土方和夯实 ③施工后：管道试通 2.布放管道光缆 ①管孔占用、子管穿放、子管占用、管口封堵②人手孔内原有设备的保护③线缆穿放、人孔内线缆预留 四、设备安装工程的质量控制点（P237） 1.走线槽（架）安装 ①走线槽（架）安装的位置、高度、垂直偏差②吊挂、撑铁的安装 2.室内设备的安装 ①机架安装质量，基座的位置、水平度②机架安装的位置、垂直度，机架上的加固制作③机架的标志制作④子架安装的位置检查⑤面板布设⑥子架安装、插接件的连接 3.室外设备的安装 ①地线排的接地电阻②塔上设备的位置、方向、紧固③馈线的接头、固定、防水、弯曲度、接地等装置的制作
技术创新是核能产业发展的根本动力
技术创新是核能产业发展的根本动力 岁末年初，两个有关核电的消息，激荡着中国核能界。 第一个消息是2009年12月27日，韩国核电击败AREVA，中标获得为阿联酋建造4台韩国型APR1400核电机组，合同金额达204亿美金。这个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体当然也包括中国媒体都进行了许多报道。韩国媒体将2010年称为“韩国核电出口元年”。 对这个消息，国人首先惊叹的是合同金额，加上核电站后期运营、维护以及反应堆燃料等，协议总金额将超过400亿美金之巨！细心的业内人士更惊叹于其比投资，韩国这个标的比投资以固定价（工程基础价）计约为3640美金/千瓦，比目前中国正在执行的核电项目比投资高70%至100%。当然最更人感叹的是，韩国人居然能凭己之力，在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论说的好，“机会只留给那些有准备的人”，韩国核电的成功是因为他们象韩国足球一样的“持之以恒”。（注1） 第二个消息是咱中国自己的，2010年01月06日，国家能源局授牌首批16个国家能源研发(实验)中心。其中核电直接相关的就有5个: - 重大装备材料研发中心、 - 核级锆材研发中心、 - 核电站核级设备研发中心、 - 核电站数字化仪控系统研发中心、 - 快堆工程研发（实验）中心。（注2） 也许会有不少人，看见后面这个消息后在嘀咕，为什么只有这5家，我们。。。呢？我们。。。，--也许再增加个7，8家都不够分。但首批国家研发（实验）中心16个，核能居然就占了5个，却正说明了中国核电技术目前阶段的落后！在授牌仪式上，张国宝讲话中指出，“我国能源科技水平处于世界领先地位，所取得的巨大成就值得骄傲。”可以不客气但却是客观地说，张国宝的这句话并不包括中国核电技术。 无论如何，岁末年初的这两个消息，对中国核能界产生了一定程度的影响，尤其是在思想观念上。笔者期望这种影响转化成为对中国核电技术发展的促进。在这里，笔者简单回顾世界核电技术的创新历程和中国核电技术发展历程，抛砖引玉，对现阶段面临新的形势下的中国核电技术之创新之路进行初步讨论。 一．世界核电技术创新主要发展历程回顾（注3） 这里以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）为例简单回顾世界核电技术发展的历程。因为轻水堆技术是迄今最重要的核电技术，全世界现在运行的436座核电反应堆中，359座为轻水堆（压水堆265座加沸水堆94座），占核电反应堆数目的82%，核电总装机容量的87%强。此外，全球现在还有上百座舰船核动力压水堆在运转。（另，“世界高温气冷堆和钠冷快堆技术创新主要发展历程回顾”见文章附后。）1950年代，压水堆起源于美国和前苏联开发的海军舰船推进核动力反应堆。比压水堆稍晚，美国爱达荷国立实验室开始沸水堆概念的基础研究。 1957 年，世界第一座商用压水堆核电站Shippingport(60MWe)在美国建成投运。同年，第一个沸水堆原型示范机组Vallecitos (50MWth)在美国投入运行。1959年，第一个沸水堆商业核电站Dresden (700MWth) 在美国投入运行。
核电站基本知识考试习题
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 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器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？