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可利霉素作用与用途安全性和经济性。
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:审批流传热设计计算、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。
29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4×10‐3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。
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粘滞阻尼系数多列大旁路的设计。
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usb转换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），既起到甲烷制氢除氧作用，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。
简答：
1.在压水堆设计中，为了满足总体设计准则，防止那些对安全极为重要的系统或部件发生单项故障而失去其功能，制定了单一故障准则。单一故障准则就是系统中发生单一故障后不影响系统执行其功能。
2.反应堆冷却剂系统主要功能：
（1）在正常运行时载出热量，通过蒸汽发生器传给二回路工质产生蒸汽，驱动汽轮 机发电机组发电。
（2）停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内衰变热。
（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）反应堆冷却剂是可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射层作用。
（5）控制一回路压力，同时实行超压保护。
3.反应堆冷却剂泵的基本要求：
（1）能长期在无人维护情况下安全可靠地工作。
（2）冷却剂的泄漏尽可能少。
（3）转动部件应有足够大的转动惯量。
（4）过流部件耐高温和硼酸水的腐蚀。
（5）便于维修。
4.压水堆核电厂的辅助系统的功能：
（1）排出核燃料剩余功率。
（2）对反应堆冷却剂进行化学和容积控制。
（3）进行设备的冷却。
（4）废物的收集和处理。
（5）核岛通风空调系统。
5.什么是端差？影响有那些？减少端差的方法是什么？
答：加热蒸汽压力对应的饱和温度和加热器出口水温之差称为端差。端差加大了蒸汽的做功能力损失，降低了电厂的热经济性。减小端差的主要办法是增加传热面。
6.什么事3M方法？
答：（1）增大设计裕度，以提高正常运行的灵活性，改善电厂的可利用性，并减轻安全保护系统的负担。
（2）改进材料和制造质量，以提高系统和部件的可靠性，从而增加设备的使用寿命和电厂的可利用性。
（3）强调维护和运行手段以提高电厂的可运行性和可利用性，从而改善电厂的经济性。
7.简述压水堆回路循环的分类及特点？谈谈我国今后核电如何自主创新发展。
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。
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金属弯管。
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。
