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压水堆基础思考题
一回路复习题
绪论概述
1.简述压水堆核电站的基本组成。
答:
以压水堆为热源的核电站。
主要由核岛(NI),常规岛(CI),电站配套设施(BOP)三大部分组成。
(1)核岛:
蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯等四大部件。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
(2)常规岛:
主要包括汽轮发电机组、变压器、冷凝器、加热器、主给水泵及二回路系统等,其形式与常规火电厂类似。
(3)电站配套设施:
除核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。
2.压水堆核电站如何将核能转化为电能?
答:
压水堆核电站将核能转变为电能的过程分为四步,在四个主要设备中实现的。
(1)反应堆:
将核能转变为热能(高温高压水作慢化剂和冷却剂);
(2)蒸汽发生器:
将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水,使其变为饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转变;
(3)汽轮机:
将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
(4)发电机:
将汽轮机传来的机械能转变为电能。
3.核岛厂房主要有哪些?
分别布置哪些系统?
答:
核岛厂房主要有反应堆厂房(RX1、RX2),燃料厂房(KX),核辅助厂房(NX),电气厂房(LX)。
分别布置的系统有:
(1)反应堆厂房又称安全壳,其内主要有反应堆和其他一回路主要设备以及部分专设安全系统和核辅助系统设备。
(2)燃料厂房是一个平顶方形混凝土结构,其内主要有乏燃料水池,用以贮放堆芯中卸出的乏燃料。
(3)核辅助厂房为两机组共用。
厂房呈矩形,主要布置核辅助系统(如化学容积控制系统、硼和水补给系统等)、废物处理系统及部分专设安全系统设备。
(4)电气厂房布置有主控室和各种仪表控制系统及供配电设备。
4.常规岛主要有哪些厂房?
分别布置哪些系统?
答:
常规岛厂房主要由汽机厂房和辅助间(1MX2MX)及联合泵站(1PX2PX)所组成。
汽机厂房布置有二回路及其辅助系统的主要设备,如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等。
毗邻的建筑物还有通风间、润滑油传送间、主变压器区等。
联合泵站位于循环冷却水(海水)的取水口处,其内主要设置循环水泵和旋转滤网,为汽轮机组的冷凝器提供冷却水源(海水)。
5.厂房及房间的识别符号如何定义?
6.设备的识别符号如何定义?
答:
答:
7.工程图纸的识别符号如何定义?
答:
第一章反应堆结构
1.压水型反应堆由哪几大部分组成?
答:
反应堆的组成:
由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。
2.堆芯内有多少束燃料组件?
试述燃料组件的组成?
答:
堆芯有157各结构完全相同的燃料组件。
燃料组件的组成:
由骨架和燃料棒组成,呈17×17正方形栅格排列,总共有289个栅格,其中264个装有燃料棒;24个装有控制棒导向管,它们为控制棒的插入和提出导向;1根通量测量管位于组件中心位置,为机组运行过程中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道。
3.控制棒组件按材料和功能各如何分类?
其作用如何?
答:
按材料分类:
(1)黑棒组:
由24根吸收剂棒组成,吸收能力强;
(2)灰棒组:
由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成,吸收能力弱。
按功能分类:
分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类,每类又分为若干组。
正常运行时,功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度,用于调节反应堆功率;温度调节棒在堆芯上部一定范围移动,用于控制冷却剂温度的波动;停堆棒用于事故紧急停堆,正常运行时提出堆外。
4.可燃毒物和中子源组件的功能是什么?
答:
可燃毒物组件功用:
新堆装料时,后备反应性过大,为了保证慢化剂温度系数为负值,其硼浓度又不能过高,为了补偿堆内过剩反应性,装入66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件。
中子源组件功用:
反应堆初次运行之前和长期停堆之后,堆芯内中子很少,此时如果启动,堆芯外核仪表无法探测到堆内的中子注量率水平。
为了安全启堆,必须随时掌握反应堆次临界程度,以避免发生意外的超临界。
其作用就是
(1)产生用于铀裂变的中子;
(2)中子源产生足够多的中子数,使源量程核仪表通道能探测到堆内中子水平(要求计数率大于2S-1),以克服测量盲区。
5.压水堆堆芯燃料组件为什么要分区布置?
换料的基本原则是什么?
答:
原因:
堆芯沿径向中子通量的分布是中间高外侧低,为了提高堆芯平均功率密度和充分利用核燃料,采取按富集度不同分区装料和局部倒料的燃料循环方式。
换料原则:
将燃耗最深的燃料组件取走,在外区加入新燃料组件,各组件在堆芯中央重新布置,使功率分布尽可能均匀。
第二章RCP
1.反应堆冷却剂系统的功能是什么?
答:
(1)热量传输——使冷却剂循环流动,带出堆芯热量传至蒸汽发生器再传至二回路给水,同时冷却堆芯,防止燃料元件烧毁和毁坏。
(2)中子慢化——冷却剂兼作慢化剂使中子慢化到热中子状态。
(3)反应性控制——改变控制棒插入深度和调整硼酸浓度控制反应性的变化。
(4)压力控制——用稳压器及卸压箱控制系统压力,防止堆芯产生偏离泡核沸腾。
(5)阻止放射性物质扩散——承压边界,第二道安全屏障(第一道是燃料元件包壳,第三道是安全壳)。
(6)稳压器的安全阀起超压安全保护作用。
2.绘图说明反应堆冷却剂系统RCP的构成和流程。
答:
构成:
由反应堆和与其相连的三个环路组成,每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。
一台稳压器是三个环路公用,经波动管连接在一环路的热管段上。
流程:
高压的冷却剂在堆芯吸收了核燃料裂变放出的热能,从反应堆压力容器出口管流出,经主管道热管段进入蒸汽发生器的倒置的U形管,将热量传递给在U形管外流动的二回路系统的给水,使之变成蒸汽。
冷却剂由蒸汽发生器出来经过渡管段进入主泵,经主泵升压后流经冷管段,又回到反应堆压力容器。
3.简述蒸汽发生器的功能及其工作原理。
4.保持蒸汽发生器水位的必要性是什么?
答:
蒸汽发生器水位指二次侧下降通道环形空间的水位,要保持在根据负荷而定的水位整定值上,以防止瞬态时水位过高淹没干燥器,使出口蒸汽温度增加,损害汽轮机叶片;另一方面,防止水位过低,引起一回路冷却剂温度升高,导致堆芯冷却不足,以及蒸汽发生器传热管部分暴露于蒸汽中,造成热应力损坏。
5.主泵由哪些部件组成?
主要部件的作用是什么?
答:
组成:
由电动机、轴封组件和水力部件三部分组成。
(1)水力部件:
由泵体、热屏、泵轴承和轴封注入水组成。
泵体为冷却剂提供流动通道,热屏在反应堆冷却剂和轴承之间提供热屏障,防止轴封和轴承的损坏。
泵轴承是浸在水中的水润滑轴承,安装在热屏和轴封之间。
轴封注入水作用是保证主泵轴承的润滑,保证一回路水不向外泄漏,在RRI系统暂时断水时,保证主泵轴承和轴封的短时应急冷却,高压冷水经过泵轴承、热屏流到泵壳内,抑制反应堆冷却剂不能向上流动。
(2)轴封系统:
为了防止高温高压且带放射性的冷却剂沿泵轴泄漏到环境中,设置了轴封系统来保证主泵轴向的密封。
该系统由三级串联的轴封组成,通过连续的三级可控泄漏,将压力逐步降低。
(3)电动机:
1、定子和转子电动机定子和转子采用开放式空气冷却。
为防止安全壳内空气升温,在空气冷却回路出口装有两台冷却器,由RRI设备冷却水系统冷却。
定子绕组上设有电加热器,在泵停运时自动加热,保持绕组干燥。
2、电动机轴承电动机由下部径向轴承、上部径向轴承和轴向止推轴承定位:
下部径向轴承用油润滑,轴承箱内贮存的油通过装在轴承箱上的一个盘管冷却器冷却;上部径向轴承与轴向止推轴承组合为一体。
润滑油通过外置热交换器进行冷却。
3、顶轴油泵主泵在启动或停止之前,应首先启动一台辅助高压润滑油泵(称顶轴油泵),向推力轴承上、下侧注入高压油,避免轴盘与轴瓦磨损顶轴油泵产生的最小油压为4.3MPa,在主泵完全启动后至少50S才能停止该油泵。
4、情转飞轮在电动机轴的顶端装有一个6~6.5吨重的飞轮,其总转动惯量为3800kg·㎡(飞轮转动惯量为2500kg·㎡)。
飞轮用来增加泵的转动惯量,提供充分的惰走时间,以便在发生断电事故时能保证反应堆堆芯的冷却。
飞轮上附有一个抗倒转装置,使得当一台泵停转而其它泵仍在运行时,停转泵的转子不会由于冷却剂的回流而发生倒转。
6.简述电加热式稳压器的主要功能及其基本结构。
答:
主要功能:
(1)压力控制——在稳态运行时维持15.5MPa负荷变化时,利用喷淋和电加热保持一回路压力恒定。
(2)压力保护——高/低压报警、高/低压停堆、超过安全阀阈值安全阀自动排放。
(3)补充RCP水容积变化,作为一回路冷却剂的缓冲箱,——与RCV系统配合。
(4)RCP升压和降压——用于启堆时系统升压、升温和停堆过程系统降压。
(5)除气——排出稳压器内饱和水与饱和汽以及其它气体。
基本结构:
(1)喷淋系统;
(2)电加热器;(3)安全阀。
7.绘图说明大亚湾的运行方案和SG、PZR的水位整定值。
答:
(1)大亚湾的运行方案——反应堆进口水温基本不变方案。
在保证燃料及包壳正常性能所需要的对一回路水温要求的范围内,尽可能照顾到二回路循环的热效率。
这就是大亚湾核电站所采用的方法——一回路反应堆进口水温基本不变,此时平均温度随负荷的增加而上升,上升到可接受的程度,蒸汽温度仍然随负荷的增加而降低,但与平均温度不变的方案相比有较大的改善。
(2)SG的水位整定值曲线:
如图,零负荷时,水位整定值为34%,此后随着负荷增加,二次侧水的密度减小,体积膨胀,因此水位整定值亦线形增加,直到负荷为20%FP时,水位为50%,即在量程的中部。
为了防止水位太高淹没汽水分离器,负荷大于20%FP时,水位整定值不再增加,维持在50%。
(3)PZR水位整定值曲线:
一回路平均温度的变化会引起一回路水体积变化,所以稳压器水位也随之变化。
稳压器水位调节系统的功能是将稳压器水位维持在随一回路平均温度而变的整定值附近。
不是一个定值。
根据这个整定值调节水位可保持反应堆冷却剂系统内水的质量基本不变,以便在功率变化时最大限度地减小硼回收系统和废液处理系统的负担。
水位整定值曲线虽然考虑了反应堆功率或汽轮机负荷改变(因而使冷却剂温度改变)对水位的影响,但是在快速负荷变化时,仍然会造成水位偏离整定值,此时水位调节系统根据稳压器水位偏离整定值的大小来改变上充流量,以恢复水位。
8.简述先导式安全阀的工作原理。
9.简述稳压器卸压箱的基本结构及其功能。
答:
基本结构:
为卧式低压容器,总容积约37m3,上部11.5m3为氮气空间,有一组喷淋器。
下部有25.5m3为水空间,容器底部有一根鼓泡管与稳压器卸压管相连。
功能:
收集、冷凝和冷却稳压器安全阀、余热排出系统(RRA)安全阀、RCV系统安全阀排放的蒸汽以及一回路系统阀杆填料装置泄漏的冷却剂。
避免带有放射性的一回路流体对安全壳的污染。
第三章一回路辅助系统(RCV.REA.RRA)
1.化学和容积控制系统的主要功能及其目的是什么?
答:
主要功能:
保证一回路必需的容积控制、化学控制和反应性控制。
(1)容积控制的目的:
吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积变化,将稳压器液位维持在程控液位的整定值上。
(2)化学控制的目的:
清除冷却剂中的悬浮杂质,维持冷却剂的水质及放射性指标在规定范围内,将一回路所有部件的腐蚀控制在最低限度。
(3)反应性化学控制的目的:
通过调整冷却剂的硼浓度来补偿反应性的慢变化,控制轴向功率偏差,控制R棒位在调节带内,保证停堆深度。
2.化学和容积控制系统是如何实现其主要功能的,通过哪些管线?
答:
容积控制:
通过RCV的上充、下泄来吸收一回路水体积的波动,将稳压器的水位维持在程控液位。
化学控制:
1)注入氢氧化锂7Li,控制冷却剂为偏碱性;2)反应堆冷启动时添加联氨除氧;3)正常运行时通过容控箱充入氢气,以抑制水辐照分解生成氧;4)采用过滤、离子交换的方法对冷却剂进行净化。
反应性控制:
加硼、稀释和除硼。
通过管线:
1、下泄回路2、净化回路3、上充回路4、轴封水及过剩下泄回路5、低压下泄管线6、除硼管线
3.硼和水补给系统的主要功能及其操作管线是什么?
答:
主要功能:
为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。
(1)提供除盐除氧含硼水,以保证RCV系统的容积控制功能;
(2)注入联氨、氢氧化锂等药品,以保证RCV系统的化学控制功能;(3)提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证RCV系统的反应性控制功能。
操作管线:
正常补给管线,补水旁路管线,化学加药管线,直接硼化管线,紧急硼化管线,与换料水箱的连接管线。
4.稀释、硼化、自动补给和手动补给是什么意义?
答:
正常补给的操作方式是指稀释、自动补给、硼化和手动补给。
(1)为使反应性增加,需降低一回路硼浓度,关闭065VB,隔离硼酸补给管线,用等量除盐除氧水代替一回路的硼水,这种操作方式就是“稀释”。
(2)为增加一回路硼浓度,使反应性降低,关闭016VD,隔离除盐除氧水补给管线,将硼浓度为7000μg/g水的硼酸溶液注入到上充泵入口,这种操作方式就是“硼化”。
(3)若容控箱水位低,要求补给与一回路当前硼浓度相同的硼水,而且补给的启动和停止都受容控箱液位控制,这种操作方式就是“自动补给”。
(4)为了给换料水箱初始充水及补水,或是为了提高容控箱水位,以便排放箱内气体。
操纵员给定除盐除氧水和硼酸的流量及容量,由操纵员发出启动指令,当补给达到预期的容积时自动停止,或由操纵员停止,这种操作方式就是“手动补给”。
5.余热排出系统的主要功能是什么?
答:
反应堆停堆过程中,当一回路温度降到180℃以下,压力降到3MPa以下时,用于排出堆芯余热、一回路冷却剂和设备的显热以及主泵在一回路中产生的热量。
除了失水事故引起安全注入系统投入运行的情况以外,由其它事故引起的停堆事故,余热排出系统也被用来排出上述三部分热量。
6.简述设置余热排出系统的必要性。
答:
反应堆停堆后,由于裂变产生的裂变碎片及其衰变物通过放射性衰变过程释放热量,产生衰变热即剩余功率(余热),另外堆内结构还有显热,需要通过冷却剂的循环带出,以确保堆芯的安全。
7.投入余热排出系统的条件。
答:
当主冷却剂系统温度降低到180℃以下、压力降到3MPa以下时,余热排出系统(RRA)投入。
8.简述余热排出系统的流程。
答:
9.RCV系统的化学容积控制箱的功用是什么?
答:
(1)用于吸收稳压器不能吸收的一回路水容积的变化;
(2)作为除气塔,将一回路放射性气体定期排往废气处理系统;(3)作为上充泵的高位给水箱,为上充泵提供水源向系统添加氢气。
第四章辅助冷却水系统(PTR.RRI.SEG)
1.简述反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的功能。
答:
对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。
(1)冷却功能:
冷却乏燃料水池中的燃料元件,导出其剩余热量;换料或停堆检修时,在RRA系统事故情况下,且一回路已经打开,作为RRA系统的应急备用,冷却堆芯。
(2)净化功能:
除去乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物,限制放射性水平;除去反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物,保持水有良好的能见度。
(3)充排水功能:
向反应堆水池和乏燃料水池充入浓度为2400μg/g的硼水,提供良好的生物防护;保证乏燃料处于次临界状态;实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水;为安全注入系统RIS和安全壳喷淋系统EAS贮存必要的硼水。
2.试述PTR系统的特性及组成。
答:
PTR系统的特性:
考虑到输水操作的特点,PTR系统所有的泵均为就地操作,另外,为了防止输水过程中可能的操作失误,出现“跑水”,PTR系统所有阀门均为手动控制。
组成:
PTR系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。
3.换料水箱PTR001BA有哪些作用?
答:
(1)反应堆换料时,可提供、实现反应堆水池的充水和排水。
(2)失水事故时,可提供两台高压安注泵、两台低压安注泵和两台安全壳喷淋泵同时运行20分钟的水容量。
4.在什么情况下PTR系统可以作为RRA系统的应急备用?
答:
当一回路处于打开状态(压力容器封头、蒸汽发生器或稳压器人孔打开)且一回路水温低于70℃时,如果RRA系统不可用,PTR系统将作为RRA系统的应急备用,代其冷却堆芯。
5.设备冷却水系统的功能和组成是什么?
答:
设备冷却水系统的功能:
(1)冷却功能:
为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水,并将其热负荷通过SEC传到海水中;
(2)隔离功能:
核岛设备与冷却海水的隔离屏障。
RRI组成:
对于每一个机组,RRI系统都设有两条独立管线(系列A和系列B)和一条公共管线。
在两个机组之间,还设有一条公共管线。
6.重要厂用水系统SEC的功能及流程是什么?
答:
SEC功能:
为设备冷却水提供冷却水,将RRI系统的热负荷输送到大海中。
流程:
SEC为一个开式循环系统,流动工质为海水。
SEC系统分为两个相互独立的系列(A系列和B系列)。
两个系列的设备和流程基本相同。
SEC系统的每个系列均由两台SEC泵并联从海水过滤系统(CFI)吸入海水,经SEC管道、水生物捕集器及两台并联的RRI/SEC热交换器,将冷却RRI后的海水排入SEC集水坑,再由排水管将其排往排水渠入海。
第五章排出物的处理与排放(RPE.TEP.TEU.TER.TEG.TES)
1.简述RPE,TEP,TEU,TER,TEG和TES等系统的功能。
答:
RPE系统功能:
(1)用于分类收集核岛产生的全部气体和液体废物并送往相应的处理系统;
(2)在失水事故后,收集在NX和KX的高放射性废液并泵回RX。
TEP系统功能:
(1)收集来自RCV下泄管线及来自核岛排气和疏水系统(RPE)的可复用一回路冷却剂,经净化(过滤和除盐)、除气和硼水分离后,向反应堆硼和水补给系统(REA)提供除盐除氧水和规定浓度(7000~7700μg/g)的硼酸溶液。
(2)用于化容系统下泄流的除硼,以补偿堆芯寿期末的燃耗。
TEU系统功能:
接收两台机组来自核岛排气和疏水系统RPE、硼回收系统TEP、固体废物处理系统TES、废液排放系统TER和放射性废水回收系统SRE收集的热洗衣房废水等不可复用废液,进行贮存、监测和处理。
废液经过滤、除盐或蒸发处理和监测后送往TER系统排放,蒸发产生的浓缩液送往TES系统装桶固化。
TER系统功能:
收集来自蒸汽发生器排污系统APG、核岛排气和疏水系统RPE、废液处理系统TEU、固体废物处理系统TES、常规岛废液排放系统SEK、放射性废水回收系统SRE的废液,进行监测并有控制地向海上排放;利用重要厂房用水系统SEC的终端排水沟,按要求对废液进行稀释;监测废液放射性水平,测计废液排放量。
TEG系统功能:
用于处理由核岛排气和疏水系统RPE分类收集的、在两个机组正常运行和预期运行事件中产生的放射性含氢废气和含氧废气。
TES系统功能:
收集、处理电厂正常运行和预期运行事件中的放射性固体废物。
(1)收集两台机组产生的放射性固体废物;
(2)暂时贮存进行可能的放射性衰变;(3)压实可压缩的固体废物;(4)固化在混凝土桶内或压实在金属桶内。
2.简述大亚湾核电站排出物的分类及各类排出物的来源。
答:
(1)废液按其不同来源和化学性质分为两种:
A、可复用废液:
指从一回路排出的未被空气污染的,含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。
B、不可复用废液又分为四种:
工艺排水:
一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液。
地面排水:
来自地面、化学含量不定的放射性废液
化学废液:
被化学物质污染、可能含有放射性的废液。
公用废液:
淋浴、洗涤和热加工使用去污剂去污的废水
(2)按照废气的化学性质分为两类:
A、含氢废气:
来自稳压器卸压箱、容控箱、冷却剂排水箱、前置贮存箱、除气器的气体。
B、含氧废气:
来自反应堆厂房通风系统和通大气的各种水贮存箱的排气。
(3)固体废物分为四类:
各种除盐器的废树脂、蒸发器浓缩液、过滤器的失效滤芯及其他固体废物。
3.简述硼回收系统(TEP)的功能及工作流程。
答:
功能:
一、主要功能:
(1)收集来自RCV下泄管线及来自核岛排气和疏水系统(RPE)的可复用一回路冷却剂,经净化(过滤和除盐)、除气和硼水分离后,向反应堆硼和水补给系统(REA)提供除盐除氧水和规定浓度(7000~7700μg/g)的硼酸溶液。
(2)用于化容系统下泄流的除硼,以补偿堆芯寿期末的燃耗。
二、辅助功能:
(1)与RCV下泄管路连接,用于压力容器开盖前的冷却剂除气;
(2)将来自核岛除盐水分配系统SED的除盐水脱氧后补给硼和水补给系统REA;(3)REA贮水箱水质不合格时,进行再处理;(4)用排放蒸馏液的方式实现冷却剂的排氚。
工作流程:
硼回收系统由净化、硼水分离和除硼三部分组成,设置两条完全相同的序列各用于一台机组,必要时又可互为备用。
净化部分:
包括前置暂存、过滤除盐和除气三个工段。
硼水分离部分:
包括三台中间贮存箱、两套蒸发装置、两台蒸馏液监测箱和一台浓缩液监测箱。
除硼部分:
包括用于l号机组化容系统下泄流除硼的TEP005DE,用于2号机组化容系统下泄流除硼的EEP007DE和用于蒸馏液除硼兼作TEP005DE和TEP007DE备用的TEP006DE。
4.简述废液处理系统(TEU)的废液处理原则。
答:
1、使废物产生量减到最少。
2、放射性废液排放量应受到限制3、低、中、高放射性分级处理:
每一级废物的放封性应保持相同,并能够随时测量它们的放射性水平。
系统根据废液化学成分和放射性活度,在废液排放前进行以下处理:
(1)过滤:
化学含量低、放射性水平低的废液;化学含量高、放射性水平低的废液。
(2)除盐:
化学含量低、放射性水平高的废液。
5.试述TEU系统主要部分的组成及其作用。
答:
6.简述废液排放系统(TER)的功用及排放剂量限制。
答:
功用:
1、收集来自蒸汽发生器排污系统APG、核岛排气和疏水系统RPE、废液处理系统TEU、固体废物处理系统TES、常规岛废液排放系统SEK、放射性废水回收系统SRE的废液,进行监测并有控制地向海上排放;2、利用重要厂房用水系统SEC的终端排水沟,按要求对废液进行稀释;3、监测废液放射性水平,测计废液排放量。
排放剂量限制:
对于滨海厂址,系统排放口处除氚外其它放射性核素的排放浓度限值为3700Bq/L(3.7MBq/M3);大亚湾核电厂目前执行的内部控制标准(管理目标值)为:
正常运行期间,500Bq/L;大修期间,1000Bq/L(1MBq/M3)。
7.简述TEG含氢废气、含氧废气两个分系统的工作原理。
答:
含氢废气:
经压缩贮存,使放射性裂变气体衰变后,排到核辅助厂房通风系统DVN,经过放射性监测、过滤除碘和稀释后排入大气。
含氧废气:
经过滤除碘后,由DVN系统排入大气。
8.含氢废气在进入衰变箱之前为什么要进行冷却?
答:
对进入衰变箱的废气进行冷却,为防止由于温升引起的氢气爆炸,将其温度限制在50℃以下。
9.请说出含氢废气的衰变贮存时间。
答:
气体的贮存衰变时间一般为45—60天,即接近133Xe的10个半衰期,短寿命核素得以充分衰变。
余下的是85Kr(半衰期10.27a)只占0.29%,继续贮存没有太大意义。
10.请描述固体废液处理系统(TES)的组成及其工艺流程。
答:
第六章专设安全设施(RIS.EAS.ASG)
1.安全注入系统的功能是什么?
答:
(1)在一回路小破口失水事故时,或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时,向一回路补水,以重新建立稳压器水位。
(2)在一回路大破口失水事故时,向堆芯注水,以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度上升。
(3)在二回路蒸汽管道破裂时,向一回路注入高浓度硼酸溶液,以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性,防止堆芯重返临界。
2.安全注入系统包括哪几部分?
各有什么特点?
答:
RIS
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