核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法
核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：
为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；
为停堆后从堆芯导出余热提供手段；
在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能
失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物
的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故
分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以
及该安全功能失效的后果。安全分级
安全一级
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。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。美国联邦法规
规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。
具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
安全二级
主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。例如如下一些部件：
反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
安全三级
主要指下述一些系统的设备：
为控制反应性提供硼酸的系统；
辅助给水系统；
设备冷却水系统；
乏燃料池冷却系统；
应急动力的辅助系统；
为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；
空气和冷却剂净化系统；
放射性废物贮存和处理系统。
安全四级
核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
抗震分类
在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震设备。
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）。
抗震I类指的是核电厂中损坏会直接或间接造成事故工况、用来实施停堆或维持安全停堆并排除余热的构筑物、系统和设备。抗震I 类设备包括安全一级、二级、三级和LS级及1E级的电气设备。
所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度所需抗震能力来校核。
抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（SSE）引起的载荷要求。安全停堆地震是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。
抗震Ⅱ类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起的载荷要求。
特种设备工作中存在意识淡薄、监管不力等问题 我区特种设备安全工作还存在下列主要问题： 一是隐患排查仍然存在盲区和死角。在特种设备专项检查中发现的大量隐患，已经发出了整改，整改情况如何，还缺乏回头看和跟踪检查工作，整改是否到位不清楚。 二是督促企业隐患自查自纠没有达到预期的要求。隐患排查整治未能推动企业自查自纠，没有建立相关的隐患整治制度，促进企业自觉履行隐患治理主体责任的力度不够。 三是督促企业落实安全主体责任仍然以执法检查为主，其他工作措施不多。 四是特种设备使用登记和定期检验率仍然偏低，特种设备整治工作进展缓慢，非法使用特种设备等违法行为还在一定范围内存在。 存在问题的原因：一是特种设备安全基础工作仍然薄弱。有一些企业设备安全可靠性差，作业人员素质不高，企业负责人安全责任主体意识淡薄，二是我区特种设备安全监管能力与发展要求相比还有不小的差距。特种设备使用数量的迅速增长，但监管人数没有增加，安全监察力量明显不足，人少任务重的矛盾更加突出，基层局的工作人员身兼数职，疲于应付，再加上队伍的经验性、专业性素质跟不上形势要求，造成查不到、查不出和查不准安全隐患的问题仍然存在，安全监察动态管理网络不能得到完善。三是工作人员特种设备安全创新意识还不强，能力还不高。 针对问题应采取的措施 1、进一步落实特种设备安全生产经营单位主体责任，积极开展特种设备生产使用单位自查自纠整治工作；对没有落实整改的隐患，要限期整改，并跟踪督查整改情况；对拒不整改隐患或仍然存在的严重隐患，
报告区政府。做到发现一个整治一个，发现一批整治一批，决不留有后患，坚决扫除隐患整治的死角和盲区，确保隐患督促整改率100%。 2、对检查中发现的问题和事故隐患，及时督促整改，坚决查处违反特种设备安全法规的行为，所有经过监督检查的使用单位，其设备注册登记率、操作人员持证上岗率、定期检验率和事故隐患整改率都应达到100％。
管理制度编号：YTO-FS-PD354 特种设备隐患排查治理管理制度通用 版 In Order T o Standardize The Management Of Daily Behavior, The Activities And T asks Are Controlled By The Determined Terms, So As T o Achieve The Effect Of Safe Production And Reduce Hidden Dangers. 标准/ 权威/ 规范/ 实用 Authoritative And Practical Standards
特种设备隐患排查治理管理制度通 用版 使用提示：本管理制度文件可用于工作中为规范日常行为与作业运行过程的管理，通过对确定的条款对活动和任务实施控制,使活动和任务在受控状态，从而达到安全生产和减少隐患的效果。文件下载后可定制修改，请根据实际需要进行调整和使用。 1、特种设备隐患排查是指本单位特种设备安全管理负责人、安全管理机构、现场作业人员自行对特种设备安全使用状况进行检查，以发现并消除事故隐患的行为。 2、特种设备安全管理负责人每季度应至少组织一次全单位所有在用特种设备安全大检查并亲自带队；特种设备安全管理机构每月组织一次事故隐患集中排查；特种设备现场作业人员每天对所操作特种设备进行一次事故隐患排查。 3、本单位各级安全管理机构和人员在对特种设备进行安全检查时，发现重大违法行为或者严重事故隐患时，应当立即采取必要措施，同时要及时向特种设备安全管理机构报告，并通知质监部门。 4、对于已经发现的每项特种设备事故隐患，使用单位应当指定部门或人员负责隐患治理工作。应当投入必要的隐患整治资金，并及时安排时间进行整治。经过整治消除隐患后，有关部门和人员要进行检查确认，并在有关书面
第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计
公司特种设备安全隐患排查治理清单 序号Ⅰ级类别Ⅱ级类别Ⅲ级类别IV级类别自查标准适用范围排查依据 事故 隐患 分级 排查频次排查方法整改措施 整改 期限 责任 人 整改 验收 情况 对应 编号 11.基础管 理 1.1人员 1.1.1人员配 置 1.1.1.1安 全管理负 责人 特种设备使用单位应当配备安全管理负 责人。通用 1.《中华人民共和国特 种设备安全法》第十 三 条、第十四条 2.《特种设备作业人员 监督管理办法》（140 号令） 3.《特种设备使用管理 规则》（TSG 08- 2017）一般 1.每年 2.机构、人 员、设备发 生变动时 1.查看人员任 命文件； 2.查看《特种 设备作业人员 证》。 1.依照相关规定配备 相关人员,其中使用特 种设备时，应当保证 每班至少有1名持证 的 作业人员在岗； 2.依法取得相应的《 特种设备作业人员证 》； 3.《特种设备作业人 员证》到期前三个月 向发证机关申请复审 。TS01 2 1.基础管 理1.1人员 1.1.1人员配 置 1.1.1.2安 全管理员 特种设备使用单位应当根据本单位特种 设备的数量、特性等配备适当数量的安 全管理员。按照要求设置安全管理机构 的使用单位以及符合下列条件之一的特 种设备使用单位，应当配备专职安全管 理员，并且取得相应的特种设备安全管 理人员资格证书： (1)使用额定工作压力大于或者等于 2.5MPa锅炉的； (2)使用5台以上（含5台）第类固定 式 压力容器的； (3)从事移动式压力容器或者气瓶充装 的； (4)使用10公里以上（含10公里）工业 管 道的； (5)使用移动式压力容器，或者客运拖牵 索道，或者大型游乐设施的； (6)使用各类特种设备（不含气瓶)总量 20台以上（含20台)的。 除前款规定以外的使用单位可以配备兼 职安全管理员，也可以委托具有特种设 备安全管理人员资格的人员负责使用管 理，但是特种设备安全使用的责任主体 仍然是使用单位。 通用 1.《中华人民共和国特 种设备安全法》第十 三 条、第十四条 2.《特种设备作业人员 监督管理办法》（140 号令） 3.《特种设备使用管理 规则》（TSG 08- 2017） 一般 1.每年 2.机构、人 员、设备发 生变动时 1.查看人员任 命文件； 2.查看《特种 设备作业人员 证》。 1.依照相关规定配备 相关人员,其中使用特 种设备时，应当保证 每班至少有1名持证 的 作业人员在岗； 2.依法取得相应的《 特种设备作业人员证 》； 3.《特种设备作业人 员证》到期前三个月 向发证机关申请复审 。 TS01 第 1 页-，1共- 103 页
核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“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（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽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。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）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。能量传递过程为：裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、
于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机
表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设 备及设备的编号。 （L —字母， N —数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 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。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 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； 温度调节捧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。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表 示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义： 房间的识别一般用三个数字符号来表示， 第一个数字表示楼层， 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义？ 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，
连云港市特种设备安全隐患处理办法 （试行） 第一章总则 第一条为进一步加强特种设备安全隐患处理工作，切实消除特种设备的各类安全隐患，防止特种设备事故的发生，保障人身和财产安全，根据《特种设备安全法》、《特种设备现场安全监督检查规则》、《江苏省特种设备安全条例》等法律法规及安全技术规范的要求，结合我市实际情况，制定本办法。 第二条本办法适用于连云港市特种设备使用环节安全隐患的处理；生产、销售等其他环节的安全隐患，依《特种设备安全法》和《江苏省特种设备安全条例》予以处理。 第三条特种设备安全监察机构（以下简称“监察机构”）负责辖区内特种设备安全隐患的安全监察工作。 特种设备检验检测机构（以下简称“特检机构”）负责检验检测发现的安全隐患的督促整改和上报工作。 特种设备使用单位负责对本单位特种设备安全隐患的自查及整改工作。 第二章特种设备安全隐患的分类
第四条特种设备安全隐患分为一般隐患、严重隐患、重大隐患三类。 第五条一般隐患包括以下情形： （一）《特种设备检验意见通知书》所述的一般缺陷或问题； （二）使用的特种设备安全附件、安全装置超过检定或校验有效期的； （三）使用超过检验有效期30天内的特种设备的； （四）使用在检验有效期内但未经注册登记的特种设备的； （五）擅自使用已办理停用手续的特种设备的。 第六条严重隐患包括以下情形： （一）使用非法生产、非法修理改造的特种设备的； （二）使用的特种设备缺少安全附件、安全装置的或安全附件、安全装置失灵的； （三）使用应当予以报废的特种设备的； （四）使用不符合规定参数范围的特种设备的； （五）使用超过检验有效期30天以上的特种设备的； （六）使用经检验检测判为不合格的特种设备的； （七）使用有明显故障、异常情况的特种设备的； （八）特种设备发生事故不予报告而继续使用的； （九）特种设备作业人员无证上岗的； （十）气瓶充装单位未按照安全技术规范的要求，进行充装活动的；
淄博三福化工开发有限公司 特种设备隐患排查治理方案 为加强特种设备的安全管理，确保设备安全运行，防止和减少事故，保障人民群众生命和财产安全，根据《安全生产法》、《特种设备安全监察条列》等法律法规，特制定特种设备隐患排查治理方案。 1、特种设备使用部门应坚持“安全第一、预防为主、综合治理”的方针，依据公司制定的有关特种设备的各项安全管理规定，从部门负责人到操作员工，认真开展隐患自查工作。 2、对在本公司各种检查、检验检测机构定期检验和政府特种设备管理部门安全监察中发现的特种设备隐患，公司特种设备安全管理部门应及时填写《特种设备隐患管理台账》，建档管理并填写《事故隐患整改通知书》一式二份，一份交特种设备使用部门签收，一份由特种设备安全管理部门存查。 3、特种设备使用部门接到《事故隐患整改通知书》后，应立即逐项制定整改措施，指定专人负责，在规定期限内完成事故隐患的整改，并将整改情况报告特种设备安全管理部门。因故未能按时完成整改的事故隐患，应将原因、临时措施和整改计划书面报告特种设备安全管理部门。 4、特种设备安全管理部门对特种设备使用部门的隐患整改情况进行复查、验收。发现没有正当理由而又不能按时整改的，按公司《安全生产奖惩制度》进行考核。
5、特种设备安全管理部门确认特种设备使用部门经整改隐患消除后，应在有关书面检查材料上签字。对于安全监察机构《安全监察指令书》或检验检测机构《检验结果通知单》提出的隐患，特种设备安全管理部门应及时以书面形式将整改情况报相关安全监察或检验检测机构确认。 6、对于因生产等原因不能（或难以）及时整改的隐患，特种设备使用部门应会同特种设备安全管理部门进行风险评估，对重大的、难以容忍的隐患，必须及时予以消除。其他严重程度的，应当制定监控方案，落实监控措施、监控责任、整改期限。监控措施由特种设备安全管理部门上报生产厂长、公司总经理签字批准后实施。重大隐患的监控方案需报告发现该隐患的特种设备安监部门或检验机构备案。 7、隐患监控期间发生事故的，由特种设备使用单位负全部责任。 8、对于以本公司能力难以整改的隐患和一旦发生事故可能造成严重影响的重大隐患，特种设备安全管理部门应以公司名义书面报告本地政府和特种设备安全监督管理部门申请协助整改。 9、对于特种设备存在严重事故隐患，无改造维修价值，或超过特种设备设计使用年限或安全技术规范规定使用年限，或者经检验检测不合格又无法消除安全隐患，特种设备安全管理部门应会同使用部门在检查后予以报废，并由特种设备安全管理部门向原登记的特种设备安全监督管理部门办理注销。 10、特种设备安全管理部门应及时将隐患整改和确认资料存入特种设备安全技术档案中，并交由档案室保存。
一、填空题（共20分，每题2分） 得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.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。 3.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。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.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。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式； 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器； 19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ； 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵； 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T 形布置？什么是L 形布置？各有何利弊？核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统？
现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 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。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 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 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.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。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.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？
特种设备隐患管理制度 1、我公司坚持“安全第一、预防为主、综合治理”的方针，建立健全从主要负责人到每个从业人员的隐患排查治理和整改监督责任制度，认真开展隐患自查。 2、公司对在各车间日常检查、检验检测机构定期检验和政府特种设备管理部门安全监察中发现的特种设备隐患，使用单位应及时填写《特种设备隐患管理台账》（见附表），建档管理，并定期对整改情况进行督查。 3、各车间对于已经发现的每项特种设备事故隐患，应当指定人员负责隐患治理工作。应当投入必要的隐患整治资金，并及时安排时间进行整治。 4、经过整治消除隐患后，机械动力科要进行检查（验）确认，并在有关书面检查材料上签字。对于安全监察机构《安全监察指令书》或检验检测机构《检验结果通知单》提出的问题，公司应及时以书面形式将整改情况报相关安全监察或检验检测机构确认。 5、对于因生产等原因不能（或难以）及时整治的隐患，车间应进行风险评估，对重大的、难以容忍的隐患，必须及时予以消除。其它严重程度的，应当制定监控方案，落实监控措施、监控责任、整改期限。监控措施经机械动力科审核，并报经副总经理、总经理签字后实施。重大隐患的监控方案还应报告发现该隐患的安全监察或检验机构备案。隐患监控时发生事故的，由车间负责。 6、对于仅依靠本单位力量难以消除的隐患和一旦发生事故可能
造 成严重影响的重大隐患，应书面报告当地政府和特种设备安全监督管理部门申请协助消除。 7、对于特种设备存在严重事故隐患，无改造、维修价值，或者超过特种设备设计使用年限或安全技术规范规定使用年限，或者经检验检测不合格又无法消除安全隐患，车间应当及时予以报废，并向特种设备管理室报告，特种设备管理室应当向原登记的特种设备安全监督管理部门办理注销。 8、隐患整改和确认的相关资料应及时存入安全管理档案。
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将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。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房. 布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置： T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级 1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（NA）： 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起载荷要求。 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。 纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。 五道相继深入而又相互增援的设计防御措施： 第一道防御：考虑对事故的预防，核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故。设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作 第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。 第五道防御：应急计划；万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小 制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。
特种设备安全风险分级管控与隐患排查治理手册
目录 1 总则………………………………………………………………...…… 2 术语与定义……………………………………………………….….. 2.1 特种设备………………………………………………...……..… 2.2 使用单位…………………………………………………...…….. 2.3 公众聚集场所………………………………………………...….. 2.4 风险…………………………………………………………...….. 2.5 风险因素……………………………………………………...….. 2.6 风险分级管控………………………………………………...…....… 2.7 特种设备隐患……………………………………………………. 2.8 特种设备隐患排查…………………………………………...….. 3 工作程序和方法…………………………………………………...… 3.1 工作程序……………………………………………………...…... 3.2 特种设备辨识……………………………………………………. 3.3 特种设备安全风险辨识分级…………………………………..... 3.4 特种设备分险因素辨识与管控清单建立………………………. 3.5 风险公司与标识…………………………………………………. 3.6 特种设备隐患排查………………………………………………. 3.7 特种设备隐患分类分级………………………………………... 3.8 特种设备隐患治理…………………………………………….... 3.9 隐患治理验收………………………………………………… ... 4 附则……………………………………………………………………附件1：工作程序示意图…………………………………………….…. 附件1：特种设备安全管理台账…………………………………….….
特种设备安全隐患整改报告 篇一：特种设备安全自查总结 特种设备安全自检自查工作总结 根据集团公司安全 [XX]233号《关于开展特种设备安全监管情况检查的通知》文件的有关要求，油田公司为了进一步加强特种设备安全监管，确保特种设备安全平稳运行。要求公司所属各单位按照总部的统一要求认真组织开展特种设备安全监管现状调查和自检自评工作。我院积极响应迅速展开了针对特种设备及特种作业人员的全面自查自纠活动，重点落实特种设备事故隐患的排查整改工作，确保特种作业人员全部持证上岗。通过本次自查自检活动，学院特种设备事故隐患排查工作基本到位，现将自查情况总结如下： 一、基本情况 学院主要特种设备： 1．电动单梁（悬挂）起重机5吨、3吨、2吨各一台。安装在教学实训基地使用。 2．电梯四部。其中二部是客梯（桃李园酒店），另外二部是货梯，分别安装在两栋教学楼中使用。 3．1吨燃气蒸汽锅炉二台，安装在总务处锅炉房，用于食堂、学生浴室、学生开水房及洗衣房供汽。 二、特种设备自查自检情况 1．3台电动单梁（悬挂）起重机存在问题：
①根据编号：5.1.2吊钩缺陷（无防脱钩装置）； ②根据编号:7.2大车无行程限位； ③根据编号:5.2.4、5.2.5钢丝绳缺陷、钢丝绳直径磨损； ④根据编号:7.9紧急断电开关（控制手柄无急停装置）； ⑤根据编号:6.2线路绝缘（大车、小车、手柄电源线老化龟裂）；⑥根据编号:5.11环链状况（大车动力电源线牵引钢丝下坠）；上述存在问题已由维保报检单位克拉玛依市独山子区建兴机电维修部（具新疆油田公司起重机特种设备资质）整改完毕，并请克市质量技术监督局验收合格。现已投入正常使用。 2．四部电梯存在问题： ①桃李园两部电梯自查情况正常； ②电梯报警设施不灵； ③电梯光幕反应不灵。 上述存在问题已由维保报检新疆舒达设备安装工程有限公司整改完毕，并请克市质量技术监督局验收合格。现已投入正常使用。 3．两台蒸汽锅炉自查情况正常。 三、警示标志牌自查自检情况 警示标牌、全套制度、告知牌等，现已结合安全标准化要求统一制作完毕，部分悬挂到位。
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池
【最新整理，下载后即可编辑】 连云港市特种设备安全隐患处理办法 （试行） 第一章总则 第一条为进一步加强特种设备安全隐患处理工作，切实消除特种设备的各类安全隐患，防止特种设备事故的发生，保障人身和财产安全，根据《特种设备安全法》、《特种设备现场安全监督检查规则》、《江苏省特种设备安全条例》等法律法规及安全技术规范的要求，结合我市实际情况，制定本办法。 第二条本办法适用于连云港市特种设备使用环节安全隐患的处理；生产、销售等其他环节的安全隐患，依《特种设备安全法》和《江苏省特种设备安全条例》予以处理。 第三条特种设备安全监察机构（以下简称“监察机构”）负责辖区内特种设备安全隐患的安全监察工作。 特种设备检验检测机构（以下简称“特检机构”）负责检验检测发现的安全隐患的督促整改和上报工作。 特种设备使用单位负责对本单位特种设备安全隐患的自查及整改工作。 第二章特种设备安全隐患的分类
第四条特种设备安全隐患分为一般隐患、严重隐患、重大隐患三类。 第五条一般隐患包括以下情形： （一）《特种设备检验意见通知书》所述的一般缺陷或问题； （二）使用的特种设备安全附件、安全装置超过检定或校验有效期的； （三）使用超过检验有效期30天内的特种设备的； （四）使用在检验有效期内但未经注册登记的特种设备的； （五）擅自使用已办理停用手续的特种设备的。 第六条严重隐患包括以下情形： （一）使用非法生产、非法修理改造的特种设备的； （二）使用的特种设备缺少安全附件、安全装置的或安全附件、安全装置失灵的； （三）使用应当予以报废的特种设备的； （四）使用不符合规定参数范围的特种设备的； （五）使用超过检验有效期30天以上的特种设备的； （六）使用经检验检测判为不合格的特种设备的； （七）使用有明显故障、异常情况的特种设备的； （八）特种设备发生事故不予报告而继续使用的； （九）特种设备作业人员无证上岗的； （十）气瓶充装单位未按照安全技术规范的要求，进行充装活动
核电厂系统及其设备复习题 一、根据系统图，简要解释核能发电原理。 二、名词解释 1）质能关系 2）裂变 3）临界状态 4）反应性 5）半衰期 6）一回路 7）PWR 8）蒸汽发生器 9）稳压器 三、选择题 1. T he nuclear power station provides ___ for the utility grid. ?expensive electricity ?base load ?peak load ?full load 2. __specify the steps required to go from one operating state to another. ?The codes ?The NRC ?The operators ?The procedures 3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__. ?steam condenser ?atmosphere ?steam dump system ?heat exchanger
4. An excess of coolant inventory can result in a___. ?power increase ?temperature increase ?reactor trip ?turbine trip 5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___. ?condensers ?natural circulation ?boiling heat transfer ?emergency power 6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station. ?easier ?more difficult ?rather ?more complex 7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. ?cecondary loop ?outlet nozzles ?steam generators ?pressurizer 8. The fuel rod provides___to the escape of fission products. ?two barriers ?three barriers ?seals ? a barrier 9.The CEA guide tubes are made of__. ?stainless steel ?ceramic ?zircaloy ?B4C 10. The helium inside the fuel cladding improves the ____. ?characteristic ?gap heat conductivity ?gap heat convection ?clad strain 11. The CEA guide tubes are arranged___. ?in the fuel assembly ?around the fuel assembly ?in the center of fuel assembly ?outside the fuel assembly 12. The coolant can ___through the guide tubes. ?not flow ?be ?flow ?pass 13. There ___ steam generator(s) in each primary loop. ?is one ?are two