2023年核电厂安全考试知识点总结归纳.pdf
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1、1 20232023 年核电厂安全考试知识点总结归纳完整版年核电厂安全考试知识点总结归纳完整版 综合测试题(共 58 个,分值共:)1、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 假设始发事件及其后果的安全分析 核电厂的运行安全技术条件 2、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件 P118 图 5-13 3、
2、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 4、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 2 中子注量率高 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 5、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
3、事故 极限事故 6、第四代先进反应堆系统有什么特点?必须具有非常低的堆芯破损概率,堆芯熔化概率小于 10-6/(堆*年)能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性 在事故条件下无厂外放射性物质的释放,不需场外应急,即无论核电厂发生什么事故,都不会对厂外公众造成损害 初始投资低于 1000 美元/kW 建设周期小于 3 年 电力生产成本每度电低于 3 美分,能够和其他电力生产方式竞争 7、核电厂安全状况监测-安全参数显示系统的作用?监督核电厂安全运转的状况,帮助操纵员及时发现机组故障的征兆,为操纵员处理事故提供支持 8、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
4、障 9、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,3 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。10、核电厂设计中针对严重事故应该考虑哪些事项?针对特定设计,确定能导致严重事故的重要时间序列 考虑核电厂的已有能力 对能降低事故出现概率或能减轻事故后果的修改方案作出评价 置顶事故处理规程 11、事故停堆之后重新临界的
5、条件有哪些?(重点)只有停堆的原因充分查明后,才能允许重新临界 如果停堆的原因未能充分查明而需要重新临界,必须获得电站经理的授权,且事后必须通报国家核安全局 重新临界前必须执行动态控制点程序,以检查重新临界的条件 对未超过安全限值的事故停堆,值班 STA 将停堆原因等相关信息口头告知核与辐射安全监督站。随后的机组重新临界前,值班 STA 口头将机组重新临界的相关信息告知核与辐射安全监督站。如国家核安全或核与辐射安全监督站提出异议,应立即停止重新临界活动。对超过安全限值的事故停堆以及国家核安全局认为重要的事故停堆后的重新临界,必须遵守以下程序:针对事故停堆的根本原因及其后果需制定相应的措施及处理
6、计划,并提交国家核安全局;在机组重新临界前必须完成事故处理计划中确定的实验项目,以验证安全重要物项满足原设计要求和有关准则,并消除事故对其功能造成的潜在影响;在完成事故处理计划并确认机组能够安全运行时,向国家核安全局提交重新临界申请;国家核安全局批准重新临界后,方可执行重新临界操作。12、安全文化构成内容有哪些?决策层的承诺、管理层的承诺、个人的响应(图 2-1)13、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 4 14、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 15、核电设备或系统所完成的三
7、大安全功能?反应性安全功能,冷却安全功能,屏蔽安全功能 16、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 当安注信号发生时,在 7000g/g 上隔离阀响应及其流量测定试验 17、按照反应堆堆芯体不同,核反应堆分为哪几种类型?(老师提示 7 种)压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、18、核安全运行程序包括哪些小程序?系统运行程序 机组正常启动/停机程序 换料大修/停机维修运行程序 系统报警手册 系统故障运行程序 定期试验程序 行政控制程序 19、决定核安
8、全因素有哪些方面?设计、建造、运行、监管、退役 20、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5 障 21、蒸汽发生器辅助给水系统设备构成,作用和特性?蒸汽发生器辅助给水系统的主要设备有 1 个辅助给水贮存箱、2 台 50%额定流量的电动辅助给水泵、1 台 100%额定流量的汽动辅助给水泵及相应的管路和阀门等;有两个主要特性:设备的冗余或多余性。作用:用于保证蒸汽发生器的给水正常,以便维持一个冷源,确保反应堆余热的导出。22、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
9、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 23、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
10、种防御失效,亦可得到其他防御的补偿或纠正。24、最小核安全运行值?6 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 25、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。26、核电厂必须纳入安全保护系统整定值的典型参数有哪些?中子注量率及其分布、中子注量
11、率变化率、反应性保护装置、轴向功率分布因子、燃料包壳温度或燃料通道冷却剂温度、反应堆冷却剂温度、反应堆冷却剂升温速率、反应堆冷却剂系统压力、反应堆或稳压器水位、反应堆冷却剂流量、反应堆冷却剂流量变化速率、一回路主泵跳闸、冷却剂应急注射、蒸汽发生器水位、主蒸汽管道隔离与汽轮机速关以及给水隔离、正常电源断电、蒸汽管道的放射性水平、反应堆厂房的放射性水平和厂内大气污染水平、安全壳压力、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统的运作 27、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 28、核安全有
12、哪三大原则?纵深防御原则、事故预防原则、事故缓解原则 29、反应堆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 30、核安全文化具有哪些特性?(三大特点)核安全是一个集体的责任,企业中所有人都有确保安全第一的责任 倡导企业内在的质疑和谦虚谨慎态度,要求互相交流,加强培养核安全事务方面的个人责任心,鼓励员工自我完善 强调的既是态度问题,同时又是体制问题,既和单位有关,又和个人有关,同时还牵涉到处理所有核安全问题时所应该具有的正确理解能力和应该采取的正确行动。7 31、绘图说明安全注射系统动
13、作条件有哪些?P104 图 5-4 32、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 33、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
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