2023年核电厂安全考试易错题集锦.docx
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1、2023年核电厂安全考试易错题集锦1综合测试题(共58个,分值共:)1、决定核安全因素有哪些方面?设计、建造、运行、监管、退役2、按照相关规定,核电厂应该设置哪几道安全屏障?由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障3、核电厂安全分析报告内容有哪些?厂址及其环境的描述建厂目的、反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则,设计基准内部和外部始发事件,以及保护厂区内人员和公众的安全系统性能的描述核电厂系统的描述设计、采购、建造、监理、调试和运行方面的质量保证大纲检查预计安排在反应堆内进行的任何形式实验的安全问题类似核电厂的运行经验回顾假设始发
2、事件及其后果的安全分析核电厂的运行安全技术条件4、什么是核安全文化?研究核安全文化意义何在?核安全文化是存在于单位和个人中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,即核安全问题由于它的重要性须得到应有的重视。5、安全注入系统有哪些功能?当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时,为堆芯提供应急的和持续的冷却当化学和容积控制系统失效时,补偿一回路少量的泄露,保持稳压器水位发生蒸汽管道破裂事故时,将含高浓度硼酸的水注入堆芯,抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性,防止反应堆重返临界6、那些事故要求紧急停堆?(重点)反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值一回路压力低中子注量率高
3、中子注量率上升速度快蒸汽发生器水位高蒸汽发生器水位极低蒸汽发生器水位低,同时水流量和蒸汽流量不平衡安全注射系统启动7、核电站运行工况是如何分类的?正常运行和运行瞬态过程瞬态事故(中等频率事故)稀有事故极限事故8、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备?核蒸汽供应系统压水堆及一回路主系统和设备三个辅助系统:化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统以上系统的控制、保护和检测系统核岛的其余组成部分设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统放射性废物处理及硼回收系统反应堆安全壳及安全壳喷淋系统核燃料装换料及贮存系统安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统柴油发电机组9、发生失水事故的危害、原因和分类有哪些
4、?(重点)小破口失水事故:堆内冷却剂流失量缓慢,可以由化学和容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿,并投入第二台上充泵维持稳压器水位,毋须启用安全注射系统。但是由于冷却剂不断地从一回路系统向外流失,它所含有的的裂变产物将释放到安全壳中,污染厂房。因此,必须及早查明原因和泄露部位,迅速采取相应措施中等破口失水事故:补水能力已不足以弥补冷却剂从破口的流失量,一回路系统压力下降,使稳压器中的水流向冷却剂系统,造成稳压器压力和水位同时降低。并且,一回路系统高温高压水喷出、迅速汽化,使安全壳内压力逐渐上升。当稳压器压力达到低压整定值或安全壳出现高压信号后,反应堆紧急停闭。当稳压器低压力和低水位信号相符
5、合时,安全注射系统启动。同时,关闭给水管道隔离阀来停止正常给水,由辅助给水泵提供二回路给水。蒸汽发生器内产生的蒸汽通过旁路阀排入凝汽器,失去外电源时,蒸汽经释放阀和安全阀排向大气。大破口失水事故:事故发展过程迅速,1s内稳压器压力降低到整定值,反应堆紧急停闭并启动安全注射系统,堆内冷却剂大量汽化,蒸汽替代了液体,空泡所产生的反应性负效应增加了停堆深度。10s内一回路系统压力降到4.7MPa,在安全注射泵投入前,蓄压注射系统首先启动。当一回路压力降到0.7MPa时,低压注射泵投入运行,与高压注射泵一起向堆芯注入换料水箱中2400g/g的硼水。经过一段时间后,换料水箱中硼水下降到发出低水位报警时,
6、安全注射系统由直接注入向再循环工况过度,改从地坑汲水。原因分析:误打开稳压器安全阀贯穿安全壳的一回路压力边界仪表或其他线路系统的破裂蒸汽发生器传热管破裂反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故一回路管道或与一回路相连的某一个辅助系统的破裂上述系统中的一个阀门的意外打开(或不能回座)泵的轴封或阀杆泄漏10、什么是共模故障?指由特定的单一事件或起因导致若干设备或部件功能失效的故障11、高压、低压及蓄压注射系统的功能高压注射管系主要在压水堆冷却机系统小泄漏事故时起作用,主要目的是维持冷却剂系统压力稍低于正常值,是压水堆正常停闭当一回路管道发生破裂而引起压力急剧下降时,需依靠蓄压注射管系在最短
7、的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的融化低压注射管系在冷却剂管道大破裂、冷却剂压力急剧降低时自动投入运行,其主要作用是炎魔堆芯和保证堆芯内水的流动,到处预热。12、核电厂运行人员的作用?保证反应堆的安全运行、实现反应堆的技术反馈、探讨反应堆的故障预兆、什么是核电厂纵深防御?纵深防御理念是核电厂设计安全原理的重要组成部分。此理念必须贯彻于与核电厂安全有关的全部活动中,包括与组织、设计或人员行为有关的方面,以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下,做到即使有一种防御失效,亦可得到其他防御的补偿或纠正。13、什么是动态控制点程序?机组在运行模式改变之前,通过使用相应的动态控制点检查程序,以确保运行模式改变
8、的先决条件及所必需可用的安全系统与设备满足运行技术规范的要求14、核电厂安全壳有哪些类型,各有什么特点?双层球型钢安全壳、双层圆柱形安全壳、单层预应力混凝土安全壳、双层预应力混凝土安全壳15、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成?反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统管道、其他16、什么是核电厂安全限值?受监测参数的极限值,如果达到该值核电厂可能发生严重损坏17、核安全有哪三大原则?纵深防御原则、事故预防原则、事故缓解原则18、安注系统主要周期试验有哪些?逆止阀的密封性试验所有泵的启动试验所有泵的入口阀特性试验与安全注射系统相关的入口阀的特性试验所有隔离阀性能试验当安注信
9、号发生时,在7000g/g上隔离阀响应及其流量测定试验19、核电厂基本安全限值有哪些?燃料温度限制,包壳温度限值,冷却剂压力限值20、最小核安全运行值?即核电厂对于正常运行和事故工况下维持和保障电站核安全水平所必需的最少运行人数和他们的最低素质要求的规定。核电厂(双机组)当值运行人员的最低要求为18人,对于一台机组已经卸料的情况,为16人21、狭义的核安全含义是什么,包含的内容有哪些,实施措施有哪些?在核电厂的设计、建造、运行和退役期间,为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害所采取的技术和组织上的措施的综合。这些措施包括确保核设施的正常运行、预防事故的发生和限制可能的事故后果。22、反应堆
10、余热向最终热阱输送需要考虑哪些问题?必须恰当地选择经考验的部件,并采用多重性、多样性、实体分隔、相互连接以及隔离等措施,必须考虑自然事件和人为事件的影响23、哪些情况安注系统必须启动?(重点)稳压器低压力和低水位信号相符合各蒸汽管道之间有高压差任意两条蒸汽管道的高蒸汽流量和低蒸汽压力信号相符合,或者高蒸汽流量和冷却剂低平均温度相符合安全壳出现高高压力信号24、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些?P104 图5-425、压水堆核电站有什么优点?压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂,反应堆体积小,技术十分成熟压水堆采用低富集度铀作燃料,铀浓缩技术已经过关压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开,放
11、射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机,运行、维护方便;需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少26、蒸汽发生器传热管断裂事故有哪些现象?原因有哪些?保护有哪些?现象:蒸汽发生器传热管破口,导致一回路水流失,同时一回路系统压力下降,稳压器低压力和低水位报警;上冲泵流量增加;故障蒸汽发生器的给水流量减少,出现蒸汽流量与给水流量的失配当稳压器压力低至停堆整定值时,即触发稳压器低压保护而紧急停闭反应堆。停闭后,由于冷却剂不断流失和冷却水体积收缩,稳压器水位快速下降,当达到稳压器低压力和低水位整定值时,触发安注信号,同时切断二回路正常给水,启动辅助给水泵。反应堆停闭信号触发汽轮机组脱扣,蒸汽通过旁路阀
12、进入凝汽器。若同时发生失去外电源供电的情况,则蒸汽旁路阀自动关闭,造成蒸汽压力上升,蒸汽通过释放阀和安全阀排向大气,最终导致换料水箱排空,酿成堆芯裸露、大量放射性物质经蒸汽发生器外泄的严重后果。蒸汽发生器排污液体检测器和凝汽器抽气器的放射性检测器报警,指示二回路系统放射性物质急剧增加,并自动终止蒸汽发生器的下泄排污停堆后的余热由连续供应的辅助给水和安全注射硼水流量所形成的的冷源带走安全注射水罪证能部分的回复反应堆冷却剂压力和稳压器水位原因分析:主要原因是应力腐蚀或晶间腐蚀;其次是由于震动造成疲劳损坏由于机械加工、焊接、热处理、胀接加工、组装不好等原因,使管子承受机械应力和热应力一回路水产生的腐
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