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2023年核电厂安全考试知识点总结全面整理

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综合测试题(共58个，分值共：)
1、核安全运行程序包括哪些小程序？
①系统运行程序
②机组正常启动/停机程序
③换料大修/停机维修运行程序
④系统报警手册
⑤系统故障运行程序
⑥定期试验程序
⑦行政控制程序
2、绘图说明安全壳喷淋系统的动作条件和动作对象有哪些？
P115 图5-11
3、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
4、什么是静态控制点程序？
当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求
5、核安全文化具有哪些特性？（三大特点）
①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
②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
③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。
6、安全注入系统有哪些功能？
①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
②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
③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
7、什么是核电厂正常运行限值？
指正常运行时参量的变化范围
8、核电站运行工况是如何分类的？
①正常运行和运行瞬态过程
②瞬态事故（中等频率事故）
③稀有事故
④极限事故
9、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？
P104 图5-4
10、发生失水事故的危害、原因和分类有哪些？（重点）
①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
②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。
③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2400μg/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，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：①误打开稳压器安全阀
②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
③蒸汽发生器传热管破裂
④反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故
⑤一回路管道或与一回路相连的某一个辅助系统的破裂
⑥上述系统中的一个阀门的意外打开（或不能回座）
⑦泵的轴封或阀杆泄漏
11、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
12、广义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些？
指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，其主要包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电厂安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题
13、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。
14、核电厂安全评审和监督包括哪些内容？
安全评审方面，应对核电厂安全分析报告的内容和格式作出规定，并按确定的标准审核评价大纲，对安全分析报告进行全面深入的技术审查，实施核安全许可证发放制度；安全监督检查可分为日常的、例行的和非例行的检查，内容包括核电厂建造、调试阶段的焊接质量检查、安全壳混凝土质量检查、设备制造质量检查、质保有效期检查、核电厂运行安全检查
15、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
16、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
17、发生反应性事故的现象，原因，处理有哪些？（重点）
现象与危险：发生反应性事故时，反应性上升引起热流密度增加，接着引起燃料元件温度和冷却剂温度升高，可能会出现瞬发临界，有导致偏离泡核沸腾的危险；若进一步导致超功率，有可能引起燃料元件融化，反应堆有失控的危险；堆芯内反应性的变化，在局部热点处有可能出现偏离泡核沸腾和超功率，将引起反应堆中热流密度和温度空间分布的改变。如果在功率运行工况下发生反应性事故，堆内将出现严重过热，可能造成一回路系统压力边界的破坏。
原因分析：一是机械故障，如控制棒驱动机构失灵，或控制棒驱动机构罩壳破裂；二是电气故障，如控制棒调节系统的故障；三是人因引起故障。
处理：①当反应堆发生启动过程中发生控制棒组件失控抽出事故时，其瞬态过程比较缓慢且异常，负反馈系统会触发报警。此时操纵员应能够及时地发现事故，并快速做出反应，通过手动操作将控制棒组件停堆棒组插入
②当功率运行时发生控制棒组件失控抽出事故，为防止危及堆芯安全，反应堆保护系统将有以下动作：P151
③在反应堆功率运行过程中，如果发生硼酸的失控稀释事故，将引起反应堆功率上升。在不同模式下的响应如下：P153
④弹棒事故的处理与预防：P155
反应性事故保护参数 P156 表8-5
18、核电设备或系统所完成的三大安全功能？
反应性安全功能，冷却安全功能，屏蔽安全功能
19、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）
①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行
②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题
③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放
④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策
⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众
20、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
21、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
22、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。
23、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。
P102 图5-3
24、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
25、安全壳是如何分阶段设置隔离系统的？
当安全注射时，对安全壳实施第一阶段隔离；当安全壳喷淋系统启动时，实施第二阶段隔离。
26、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
27、哪些情况安注系统必须启动？（重点）
①稳压器低压力和低水位信号相符合
②各蒸汽管道之间有高压差
③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
④安全壳出现高—高压力信号
28、设计上如何防止共模故障？
采用实体隔离和设备多样性
29、压水堆核电站有什么优点？
①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
②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关
③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
30、核电厂在哪些阶段应该申请颁发安全许可？
选址、建造、调试、运行、退役
31、设计上如何避免单一故障？
采用冗余技术，包括机械设备通道的冗余、电气设备的冗余等
32、安注系统的运行
①高压注射系统由于高压安全注射泵的运转而投入运行
②蓄压注射系统的投入运行取决于一回路和蓄压箱之间的压力差
③在一回路降压很快的情况下，低压安全注射系统投入运行，以确保高压安全注射系统和蓄压安全注射系统功能的连续性。低压安全注射系统先以反应堆换料水箱作水源，换料水箱硼水降至低—低水位后，由安全壳集水坑的水作接替水源，淹没堆芯
33、如何保证安全壳的完整性？
可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作
34、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
35、第四代先进反应堆系统有什么特点？
①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）
②能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性
③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
④初始投资低于1000美元/kW
⑤建设周期小于3年
⑥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
36、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？
压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置）
37、什么是核电厂运行整定值？
触发保护系统自动投入运行的参数值
38、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
39、事故停堆之后重新临界的条件有哪些？（重点）
①只有停堆的原因充分查明后，才能允许重新临界
②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
③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
④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。
⑤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。
40、国际原子能机构将核电站事故分为哪几个等级？
0级偏差、1异常情况、2一般事件、3重大事件、4无明显场外风险的事故、5有场外风险的事故、6重大事故、7特大事故
41、决定核安全因素有哪些方面？
设计、建造、运行、监管、退役
42、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）
43、安注系统主要周期试验有哪些？
①逆止阀的密封性试验
②所有泵的启动试验
③所有泵的入口阀特性试验
④与安全注射系统相关的入口阀的特性试验
⑤所有隔离阀性能试验
⑥当安注信号发生时，在7000μg/g上隔离阀响应及其流量测定试验
44、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性？
应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则，设置可靠的辅助设施，避免共因故障，考虑设备停役的影响
45、那些事故要求紧急停堆？（重点）
①反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值
②一回路压力低
③中子注量率高
④中子注量率上升速度快
⑤蒸汽发生器水位高
⑥蒸汽发生器水位极低
⑦蒸汽发生器水位低，同时水流量和蒸汽流量不平衡
⑧安全注射系统启动
46、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、
47、核电厂安全分析报告内容有哪些？
①厂址及其环境的描述
②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
③核电厂系统的描述
④设计、采购、建造、监理、调试和运行方面的质量保证大纲
⑤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
⑥类似核电厂的运行经验回顾
⑦假设始发事件及其后果的安全分析
⑧核电厂的运行安全技术条件
48、高压、低压及蓄压注射系统的功能
①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
②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
③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。
49、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。
50、什么事单一故障准则？
指某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仍能执行其正常功能
51、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？
燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件
52、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
53、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？
核蒸汽供应系统
①压水堆及一回路主系统和设备
②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
③以上系统的控制、保护和检测系统
核岛的其余组成部分
①设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统
②放射性废物处理及硼回收系统
③反应堆安全壳及安全壳喷淋系统
④核燃料装换料及贮存系统
⑤安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统
⑥柴油发电机组
54、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
55、各种工况下应该遵循哪些安全准则？
①对第一类工况，燃料元件不应受到任何损坏；不应启动任何保护系统或专设安全设施
②对第二类工况，燃料元件不应受到任何损坏；除本身故障外，任何屏障不应受到损坏；采取措施后机组应能再启动；不应是后果更严重的第三类事故或第四类事故的起源
③对第三类工况，一些燃料元件可能损坏，但其数量应该是有限的；除本身故障外，一回路和安全壳的完整性不应受到影响；不应是后果更为严重的第四类事故的起因
④对第四类工况，燃料元件损坏的数量应悠闲；保持安全壳完整性所必需的系统功能不应当丧失
56、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。
57、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
58、核电厂设计中针对严重事故应该考虑哪些事项？
①针对特定设计，确定能导致严重事故的重要时间序列
②考虑核电厂的已有能力
③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
④置顶事故处理规程

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