2024年3月20日发(作者：龚小凝)
1、
a.
核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？
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（瞬发中子和缓发中子引起）和衰变热（裂变产物和中
子俘获产物）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？
答：优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆换料周期，提高经济性；
2）有利于改善反应堆通量分布，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）浓度过高可能出现正温度系数，因此在反应堆启动前必须将系统加热到最低临界温度以上，增加了运行
难度。
3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。
3、
a)
b)
c)
d)
4、
核电厂的运行工况有哪些
Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态
Ⅱ类工况：中等频度事件
Ⅲ类工况：稀有事件
Ⅳ类工况：极限事故
运行模式的分类
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
5、 堆芯寿期内对慢化剂温度系数进行的限制及其原因
a.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期初，热态零功率下不得为正；
b.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期末，额定热功率下不得比-57pcm/℃更负。
K
eff
≥0.99
≥0.99
＜0.99
＜0.99
＜0.99
≤0.95
额定热功率/%
＞5
≤5
0
0
0
0
冷却剂平均温度/℃
≥176.6
≥176.6
≥176.6
176.6＞T
avg
＞93
≤93
≤60
对慢化剂温度系数的限制是因为：
a.寿期初出于安全考虑，保证反应堆慢化剂温度系数为负值。
b.寿期末慢化剂温度系数有限值，主要考虑到此时硼稀释的实际困难.
6、 控制棒插入限制LCO的原因
①保证足够的停堆深度；
②展平中子通量密度（功率）分布；
③减小弹棒事故的后果。
7、
8、
度。
影响功率分布的因素
加热升温过程中的注意事项
反射层、燃耗分布、堆芯装置方案、温度分布、毒物分布、反应堆功率、结构材料分布、控制棒棒位等。
①.
至少必须有一台反应堆冷却剂泵或余热排出系统处于运行状态，才能开始稀释反应堆冷却剂的硼浓
②.
反应堆冷却剂系统的升温速率一定不能超过技术规格书中规定的最大允许值的二分之一。
③.
稳压器的升温速率不应超过技术规格书中规定的限值。
④.
如果稳压器和喷淋液之间的温度差超过160℃，则不允许使用喷淋。
⑤.
在稳压器建立正常水位之前，反应堆应维持在次临界状态。
⑥.
反应堆冷却剂平均温度大于260℃时，其总的比反应性不应超过技术规格书中的限值。
⑦.
除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。
⑧.
安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应
堆内引入正的反应性。
⑨.
任何时候（包括反应堆停闭或控制棒插入堆芯），进行稀释硼操作时临界度必须是可预计的。
⑩.
在涉及硼浓度变化的任一步骤时，如果任一个源量程通道的中子计数率增长一倍或更多时，必须立即
停止操作，直至对该情况作出满意的评估为止。
⑪.
停堆棒组在反应堆停闭后必须全部提出堆外，以克服无论是由于硼或氙的变化，还是由于反应堆冷却
剂温度变化所引入的反应性变化，但这一原则对下面情况可以例外：
a.反应堆冷却剂系统至少已经硼化到热氙的任意硼浓度，并且维持在热停堆模式。核电厂厂长或他指
定的人批准可用插入控制棒的方法替代。
b.反应堆冷却剂系统已经硼化到冷停堆模式的硼浓度，且正在进行加热。核电厂厂长或他指定的人批
准用加热的方法替代。
（注意：在反应堆冷却剂系统加热和冷却之前，为了提供及时的停堆源，停堆棒必须提出反应堆之外。）
⑫.
若停堆棒组不能提出反应堆时，反应堆冷却剂系统则必须按照所需要的条件进行硼化，且硼浓度必须
用取样的方法加以确认。在加热升温之前，停堆棒组必须全部提出反应堆之外，控制棒组A、B、C和D四
组则应提离底部5步。
⑬.
反应堆冷却剂的硼浓度在明显变化之前，需启动稳压器电加热器，允许稳压器喷淋阀调节稳压器至反
应堆冷却系统之间的硼浓度。注意上述适用于稳压器水位已经建立之后的情况。
⑭.
用于控制平均温度Tavg，或温差△T的通道在退出工作之前，通过消除适当的开关或按钮，将该通道
退出反应堆控制系统。稳压器水位、给水流量或蒸汽流量在退出工作之前，在类似的控制台、盘上应选择
替代的通道来控制动作。核电厂二次侧暖管、缓慢的蒸汽排放和调节给水过程中，必须小心谨慎，防止反
应堆冷却剂系统突然冷却。注意反应堆接近临界或低功率时，这一要求特别重要。
⑮.
余热排出系统运行时，反应堆冷却剂系统的压力不允许超过3.16MPa
⑯.
反应堆冷却剂系统的压力必须维持在与反应堆压力容器加热，冷却限制曲线和压力--温度曲线相一
致。随着加热升温的进展，绝不允许系统的受压力在曲线之外。
⑰.
如果为了维修停闭核电厂，且其间反应堆冷却剂系统又曾经被打开过，为了保证系统严密所作的不少
于泄漏试验，对温度的要求应满足脆性转变温度（NDT）的要求
⑱.
反应堆冷却剂系统温度低于176℃，且无向安全壳内泄漏时，两只卸压阀都应该是可运行的。
⑲.
主蒸汽隔离阀处于关闭时，应开启所有主蒸汽管道上和主蒸汽隔离阀的连续疏水阀门，以防止因通过
安全阀或大气释放阀的开启引起水的冲击。由增加排放管线的蒸汽排放量或增加排放管线上的温度进行核
实。
9、 CAOC下带基本负荷运行方式的运行范围
①是无限制准许运行区；②是有条件准许运行区；③和⑤是不准许运行区；④是不可能运行区，也叫物理
极限区域。
10、 对应于每个事故类型的ORG的组成：
①E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则
②ES导则，是对导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策
③ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。
11、 什么是ATWS
在发生预期运行瞬变（II类工况，即中频事件）而要求停堆时，由于非特定的电气或机械方面的共模
失效，而使控制棒不能插人堆芯。
或：指反应堆发生了预期运行瞬态（II类工况），电厂参数偏离了正常运行工况而要求自动紧急停堆时，
控制棒不能落下所造成的未能紧急停堆的事故。
12、 棒控系统的控制线路有那两个？稳压器水位是怎么调节的？
棒控制中包括两个线路，即功率失配与温度失配线路。稳压器的水位是由上充流量和下泄流量的大小
来控制的。正常运行时，下泄流量是不变化的。稳压器水位是通过改变上充流量来控制的。
13、 蒸汽旁排的控制
蒸汽旁排有两种控制方式：平均温度控制方式和蒸汽压力控制方式。在功率运行时，它处于平均温度
控制方式。
在T
avg
-T
ref
大于蒸汽旁排需求范围时，蒸汽旁排需求仪表就有读书，但只有在降负荷和汽轮机停机两种情况
下，蒸汽旁排阀才会打开。
14、 核电厂技术规格书一般包括哪几个部分？
为什么压水堆核电厂选取中间量程(I.R.)指示为1×10
-8
A作为标准临界点？
答：1）定义2）安全限值和安全系统限值的设定3）运行限制条件4）监测要求5）设计特点6）行政管理
15、
答：1）此时中子通量水平已经超过中子源强度的两个量级以上，可以不考虑中子源的影响；
2）仍然在RCS的加热点之下，可以不考虑慢化剂温度变化的影响。因此压水堆核电厂通常都选取中间量
程（I.R.）指示为1×10
-8
A作为标准临界点。
16、
17、
慢化剂温度系数随硼浓度的变化
设置超温ΔT（OTΔT）与超功率ΔT（OPΔT）的目的是什么？分别与哪些因素有关？请定性说明
它们之间的关系？
设置超温温差紧急停堆保护（OT
Δ
T）的目的是：防止在各种压力、功率、冷却剂温度、冷却剂流速和
轴向功率分布的组合情况下发生偏离泡核沸腾，避免燃料包壳烧毁。OT
Δ
T与冷却剂压力、平均温度、水
泵转速、
Δ
I等因素有关。随着冷却剂压力的降低、平均温度的升高、水泵转速的降低、
Δ
I的增加，OT
Δ
T定值减少。
随着硼浓度的增加，慢化剂温度系数负得越来越少，有可能变为正值。
设置超功率温差紧急停堆保护（OP
Δ
T）的目的是：确保在各种可能的超功率情况下燃料保持完整，即燃
料芯块无熔化。OP
Δ
T与冷却剂平均温度、水泵转速、
Δ
I等因素有关。随着冷却剂平均温度的升高、水
泵转速的降低、
Δ
I的增加，OP
Δ
T定值减少。
18、 什么是最低临界温度？为什么要设置这个温度？
最低临界温度：反应堆达临界之前，反应堆冷却剂温度必须大于或等于某一最小值（不同的核电厂略
有不同，一般在280℃左右），此温度值称为反应堆最低临界温度。
设置最低临界温度的目的是保证：
1）
2）
3）
19、
慢化剂温度系数为负值；
保护系统的仪表工作在正常范围；
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。
为什么有控制棒插入极限要求？如果不满足时应采取什么措施？
答：反应堆临界后，控制棒组必须维持在其规定的“插入极限”之上，以保证在反应堆紧急停堆时，有足
够的停堆深度，保证维持有最大的弹棒反应性限制，并保证有可接受的堆芯功率分布。如果不满足插入极
限要求，则应根据异常应急加硼操作规程立即启动硼化，或者将功率降至满足控制棒插入极限要求为止。
20、
21、
临界条件估算
为什么要进行热平衡计算？如何计算？
答：目的是保证核测量功率与热功率保持一致，以免影响反应堆安全或导致不必要的停堆。
计算依据：能量守恒
即：一回路产生的能量=二回路载出的能量
一回路的能量=反应堆释热+主泵的能量
二回路载出的能量=蒸汽载出的能量-给水返回的能量
反应堆释热=蒸汽载出的能量-给水返回的能量-主泵的能量
22、 如果轴向功率偏差超出运行带时，如何进行纠正？
答：1）如果轴向功率偏差偏负，则应加硼，促使控制棒提升，使轴向功率偏差向正的方向移动；
2）如果轴向功率偏差偏正，则应稀释硼，促使控制棒下插，使轴向功率偏差向负的方向移动。
无论偏左还是偏右，均可以通过降功率的方法使其恢复到运行靶带以内。
23、 试比较一回路小破口事件、稳压器卸压阀泄漏事件、稳压器压力通道高指示故障的异同点。
答：主要相同点：1）稳压器压力下降；2）OT
Δ
T定值降低，引起汽轮机快速降负荷；3）OT
Δ
T保护停
堆或压力低停堆；4）安注动作。
主要不同点：
1）一回路小LOCA、卸压阀泄漏事件中，稳压器加热器投入工作，而稳压器压力通道高指示故障则是喷淋
在工作。
2） 一回路小LOCA表现为，安全壳内温度、压力、放射性水平升高。
3）
4）
24、
卸压阀泄漏事件则表现为，卸压管线温度升高，卸压箱的温度、水位、压力升高。
稳压器压力通道故障则表现为，正常压力指示和故障指示不一致。
三道安全屏障与关键安全功能之间的关系
25、 什么是最佳恢复导则？其处置哪四个基本事故类型。
答：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、与事件相关的的恢复对策，将核电厂引
入最佳（放射性释放量和设备部件损坏量限制在最小）的终止状态。
最佳恢复导则处置的四个基本事故类型是：
1）反应堆紧急停堆
2）反应堆冷却剂丧失
3）二次冷却剂丧失
4）蒸汽发生器传热管破裂
26、
会分析负荷变化时一些主要的系统参数的变化情况（以负荷线性下降为例）
2024年3月20日发(作者：龚小凝)
1、
a.
核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？
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（瞬发中子和缓发中子引起）和衰变热（裂变产物和中
子俘获产物）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？
答：优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆换料周期，提高经济性；
2）有利于改善反应堆通量分布，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）浓度过高可能出现正温度系数，因此在反应堆启动前必须将系统加热到最低临界温度以上，增加了运行
难度。
3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。
3、
a)
b)
c)
d)
4、
核电厂的运行工况有哪些
Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态
Ⅱ类工况：中等频度事件
Ⅲ类工况：稀有事件
Ⅳ类工况：极限事故
运行模式的分类
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
5、 堆芯寿期内对慢化剂温度系数进行的限制及其原因
a.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期初，热态零功率下不得为正；
b.当所有控制棒提出堆外，在燃料循环寿期末，额定热功率下不得比-57pcm/℃更负。
K
eff
≥0.99
≥0.99
＜0.99
＜0.99
＜0.99
≤0.95
额定热功率/%
＞5
≤5
0
0
0
0
冷却剂平均温度/℃
≥176.6
≥176.6
≥176.6
176.6＞T
avg
＞93
≤93
≤60
对慢化剂温度系数的限制是因为：
a.寿期初出于安全考虑，保证反应堆慢化剂温度系数为负值。
b.寿期末慢化剂温度系数有限值，主要考虑到此时硼稀释的实际困难.
6、 控制棒插入限制LCO的原因
①保证足够的停堆深度；
②展平中子通量密度（功率）分布；
③减小弹棒事故的后果。
7、
8、
度。
影响功率分布的因素
加热升温过程中的注意事项
反射层、燃耗分布、堆芯装置方案、温度分布、毒物分布、反应堆功率、结构材料分布、控制棒棒位等。
①.
至少必须有一台反应堆冷却剂泵或余热排出系统处于运行状态，才能开始稀释反应堆冷却剂的硼浓
②.
反应堆冷却剂系统的升温速率一定不能超过技术规格书中规定的最大允许值的二分之一。
③.
稳压器的升温速率不应超过技术规格书中规定的限值。
④.
如果稳压器和喷淋液之间的温度差超过160℃，则不允许使用喷淋。
⑤.
在稳压器建立正常水位之前，反应堆应维持在次临界状态。
⑥.
反应堆冷却剂平均温度大于260℃时，其总的比反应性不应超过技术规格书中的限值。
⑦.
除非反应堆处于冷停堆模式，否则，安全壳的完整性绝不允许破坏。
⑧.
安全壳的完整性有缺陷时，除非停堆深度保持在4%△k/k以上，否则，不允许用稀释硼的方法向反应
堆内引入正的反应性。
⑨.
任何时候（包括反应堆停闭或控制棒插入堆芯），进行稀释硼操作时临界度必须是可预计的。
⑩.
在涉及硼浓度变化的任一步骤时，如果任一个源量程通道的中子计数率增长一倍或更多时，必须立即
停止操作，直至对该情况作出满意的评估为止。
⑪.
停堆棒组在反应堆停闭后必须全部提出堆外，以克服无论是由于硼或氙的变化，还是由于反应堆冷却
剂温度变化所引入的反应性变化，但这一原则对下面情况可以例外：
a.反应堆冷却剂系统至少已经硼化到热氙的任意硼浓度，并且维持在热停堆模式。核电厂厂长或他指
定的人批准可用插入控制棒的方法替代。
b.反应堆冷却剂系统已经硼化到冷停堆模式的硼浓度，且正在进行加热。核电厂厂长或他指定的人批
准用加热的方法替代。
（注意：在反应堆冷却剂系统加热和冷却之前，为了提供及时的停堆源，停堆棒必须提出反应堆之外。）
⑫.
若停堆棒组不能提出反应堆时，反应堆冷却剂系统则必须按照所需要的条件进行硼化，且硼浓度必须
用取样的方法加以确认。在加热升温之前，停堆棒组必须全部提出反应堆之外，控制棒组A、B、C和D四
组则应提离底部5步。
⑬.
反应堆冷却剂的硼浓度在明显变化之前，需启动稳压器电加热器，允许稳压器喷淋阀调节稳压器至反
应堆冷却系统之间的硼浓度。注意上述适用于稳压器水位已经建立之后的情况。
⑭.
用于控制平均温度Tavg，或温差△T的通道在退出工作之前，通过消除适当的开关或按钮，将该通道
退出反应堆控制系统。稳压器水位、给水流量或蒸汽流量在退出工作之前，在类似的控制台、盘上应选择
替代的通道来控制动作。核电厂二次侧暖管、缓慢的蒸汽排放和调节给水过程中，必须小心谨慎，防止反
应堆冷却剂系统突然冷却。注意反应堆接近临界或低功率时，这一要求特别重要。
⑮.
余热排出系统运行时，反应堆冷却剂系统的压力不允许超过3.16MPa
⑯.
反应堆冷却剂系统的压力必须维持在与反应堆压力容器加热，冷却限制曲线和压力--温度曲线相一
致。随着加热升温的进展，绝不允许系统的受压力在曲线之外。
⑰.
如果为了维修停闭核电厂，且其间反应堆冷却剂系统又曾经被打开过，为了保证系统严密所作的不少
于泄漏试验，对温度的要求应满足脆性转变温度（NDT）的要求
⑱.
反应堆冷却剂系统温度低于176℃，且无向安全壳内泄漏时，两只卸压阀都应该是可运行的。
⑲.
主蒸汽隔离阀处于关闭时，应开启所有主蒸汽管道上和主蒸汽隔离阀的连续疏水阀门，以防止因通过
安全阀或大气释放阀的开启引起水的冲击。由增加排放管线的蒸汽排放量或增加排放管线上的温度进行核
实。
9、 CAOC下带基本负荷运行方式的运行范围
①是无限制准许运行区；②是有条件准许运行区；③和⑤是不准许运行区；④是不可能运行区，也叫物理
极限区域。
10、 对应于每个事故类型的ORG的组成：
①E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则
②ES导则，是对导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策
③ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。
11、 什么是ATWS
在发生预期运行瞬变（II类工况，即中频事件）而要求停堆时，由于非特定的电气或机械方面的共模
失效，而使控制棒不能插人堆芯。
或：指反应堆发生了预期运行瞬态（II类工况），电厂参数偏离了正常运行工况而要求自动紧急停堆时，
控制棒不能落下所造成的未能紧急停堆的事故。
12、 棒控系统的控制线路有那两个？稳压器水位是怎么调节的？
棒控制中包括两个线路，即功率失配与温度失配线路。稳压器的水位是由上充流量和下泄流量的大小
来控制的。正常运行时，下泄流量是不变化的。稳压器水位是通过改变上充流量来控制的。
13、 蒸汽旁排的控制
蒸汽旁排有两种控制方式：平均温度控制方式和蒸汽压力控制方式。在功率运行时，它处于平均温度
控制方式。
在T
avg
-T
ref
大于蒸汽旁排需求范围时，蒸汽旁排需求仪表就有读书，但只有在降负荷和汽轮机停机两种情况
下，蒸汽旁排阀才会打开。
14、 核电厂技术规格书一般包括哪几个部分？
为什么压水堆核电厂选取中间量程(I.R.)指示为1×10
-8
A作为标准临界点？
答：1）定义2）安全限值和安全系统限值的设定3）运行限制条件4）监测要求5）设计特点6）行政管理
15、
答：1）此时中子通量水平已经超过中子源强度的两个量级以上，可以不考虑中子源的影响；
2）仍然在RCS的加热点之下，可以不考虑慢化剂温度变化的影响。因此压水堆核电厂通常都选取中间量
程（I.R.）指示为1×10
-8
A作为标准临界点。
16、
17、
慢化剂温度系数随硼浓度的变化
设置超温ΔT（OTΔT）与超功率ΔT（OPΔT）的目的是什么？分别与哪些因素有关？请定性说明
它们之间的关系？
设置超温温差紧急停堆保护（OT
Δ
T）的目的是：防止在各种压力、功率、冷却剂温度、冷却剂流速和
轴向功率分布的组合情况下发生偏离泡核沸腾，避免燃料包壳烧毁。OT
Δ
T与冷却剂压力、平均温度、水
泵转速、
Δ
I等因素有关。随着冷却剂压力的降低、平均温度的升高、水泵转速的降低、
Δ
I的增加，OT
Δ
T定值减少。
随着硼浓度的增加，慢化剂温度系数负得越来越少，有可能变为正值。
设置超功率温差紧急停堆保护（OP
Δ
T）的目的是：确保在各种可能的超功率情况下燃料保持完整，即燃
料芯块无熔化。OP
Δ
T与冷却剂平均温度、水泵转速、
Δ
I等因素有关。随着冷却剂平均温度的升高、水
泵转速的降低、
Δ
I的增加，OP
Δ
T定值减少。
18、 什么是最低临界温度？为什么要设置这个温度？
最低临界温度：反应堆达临界之前，反应堆冷却剂温度必须大于或等于某一最小值（不同的核电厂略
有不同，一般在280℃左右），此温度值称为反应堆最低临界温度。
设置最低临界温度的目的是保证：
1）
2）
3）
19、
慢化剂温度系数为负值；
保护系统的仪表工作在正常范围；
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。
为什么有控制棒插入极限要求？如果不满足时应采取什么措施？
答：反应堆临界后，控制棒组必须维持在其规定的“插入极限”之上，以保证在反应堆紧急停堆时，有足
够的停堆深度，保证维持有最大的弹棒反应性限制，并保证有可接受的堆芯功率分布。如果不满足插入极
限要求，则应根据异常应急加硼操作规程立即启动硼化，或者将功率降至满足控制棒插入极限要求为止。
20、
21、
临界条件估算
为什么要进行热平衡计算？如何计算？
答：目的是保证核测量功率与热功率保持一致，以免影响反应堆安全或导致不必要的停堆。
计算依据：能量守恒
即：一回路产生的能量=二回路载出的能量
一回路的能量=反应堆释热+主泵的能量
二回路载出的能量=蒸汽载出的能量-给水返回的能量
反应堆释热=蒸汽载出的能量-给水返回的能量-主泵的能量
22、 如果轴向功率偏差超出运行带时，如何进行纠正？
答：1）如果轴向功率偏差偏负，则应加硼，促使控制棒提升，使轴向功率偏差向正的方向移动；
2）如果轴向功率偏差偏正，则应稀释硼，促使控制棒下插，使轴向功率偏差向负的方向移动。
无论偏左还是偏右，均可以通过降功率的方法使其恢复到运行靶带以内。
23、 试比较一回路小破口事件、稳压器卸压阀泄漏事件、稳压器压力通道高指示故障的异同点。
答：主要相同点：1）稳压器压力下降；2）OT
Δ
T定值降低，引起汽轮机快速降负荷；3）OT
Δ
T保护停
堆或压力低停堆；4）安注动作。
主要不同点：
1）一回路小LOCA、卸压阀泄漏事件中，稳压器加热器投入工作，而稳压器压力通道高指示故障则是喷淋
在工作。
2） 一回路小LOCA表现为，安全壳内温度、压力、放射性水平升高。
3）
4）
24、
卸压阀泄漏事件则表现为，卸压管线温度升高，卸压箱的温度、水位、压力升高。
稳压器压力通道故障则表现为，正常压力指示和故障指示不一致。
三道安全屏障与关键安全功能之间的关系
25、 什么是最佳恢复导则？其处置哪四个基本事故类型。
答：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、与事件相关的的恢复对策，将核电厂引
入最佳（放射性释放量和设备部件损坏量限制在最小）的终止状态。
最佳恢复导则处置的四个基本事故类型是：
1）反应堆紧急停堆
2）反应堆冷却剂丧失
3）二次冷却剂丧失
4）蒸汽发生器传热管破裂
26、
会分析负荷变化时一些主要的系统参数的变化情况（以负荷线性下降为例）