核安全专业实务01

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1、1第一章核反应堆工程考试要求：1.了解核动力厂和其他反应堆的主要类型及基本工作原理 2.熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统及功能 3.熟悉反应堆堆本体结构和结构材料的基本安全问题 4.了解核燃料、燃料组件及其结构材料 5.熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素 6.熟悉反应堆堆内释热、堆内传热和冷却剂的沸腾 7.熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念 8.了解反应堆保护系统的工作原理 9.掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求（多层屏障与纵深防御在核动力厂的具体体现、安全功 能和部件分级、单一故障准则、共模/因故障、故障安全、冗余性、多样性、独立性、安全功能、事故

2、防止与 动力厂安全特性（对假想初因事件的响应）、内部和外部事件、实物保护、设计验证等。 10. 熟悉核动力厂事故分析，严重事故的预防和缓解 11. 了解核动力厂防火设计 12. 了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用 13. 熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求 14. 掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求（运行限值和条件、运行规程、安全重要物项的维修/试验 /检查；堆芯和燃料管理；辐射防护和放射性废物管理；运行经验反馈、核动力厂的改造等） 15. 掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理（核动力厂首次装载核燃料的必要条件、对核动

3、力厂营运单 位的组织机构、运行管理者和运行人员的基本要求、对运行规程和管理要求、核事件分级及事件报告制度、 对流出物和固体放射性废物管理的监督、核电厂换料/修改和事故停堆的管理、定期安全审查、退役等） 16. 了解核动力厂的在役检查和定期试验17. 了解核材料管制 18. 熟悉核动力厂营运单位的应急准备和应急响应思考题1.在核反应堆内快中子慢化的机理是什么？ 2.什么是自持链式裂变反应？实现核反应堆临界的条件是什么？ 3.在某些类型的反应堆内实现核燃料增值的机理是什么？ 4.给出圆柱形均匀裸堆的发热分布规律。说明燃料分区装载、反射层、控制对发热分布的影响。 5.综述五种主要裂变堆堆型，内容包括

4、：堆型名称、核燃料种类、核燃料富集度、慢化剂种类、冷却剂种类、燃料元件形状。 6.说明五种主要堆型中，每一种堆型独有的特点。 7.为什么重水堆可以采用天然铀作为核燃料？ 8.钠冷快中子堆内有无慢化剂？为什么快中子堆可以更充分地利用铀资源？ 9.简述压水堆堆芯的结构组成。 10. 简述压水堆核电站输热系统的系统流程及各回路主要设备。 11. 说明停堆冷却系统、安全注射系统、安全壳喷淋系统的功能。 12. 说明燃料芯块的释热传输到堆芯以外，所经历的传热过程和相应的传热机理。213. 说明垂直通道内的两相流流型与水平通道内两相流流型的异同。 14. 分别说明在流动沸腾中，可能出现的烧干沸腾临界和 D

5、NB 沸腾临界的沸腾机理。 15. 说明“碘坑”形成的机理和对反应堆运行的影响。 16. 解释产生燃料温度效应和慢化剂温度效应的原因。说明温度系数 T 的正负号对于反应堆稳定运行的影响。 17. 说明压水堆运行中反应性控制的方式。 18. 说明缓发中子的时间特性和它在反应堆功率控制中的作用。 19. 说明核反应堆保护系统应具备的安全功能。 20. 什么是保护系统必须遵循的单一故障准则？ 21. 什么是总的安全目标？ 22. 什么是辐射防护目标？ 23. 什么是技术安全目标？ 24. 核动力厂设计时如何实现安全目标？ 25. 纵深防御概念应用于核动力厂的设计时，可提供多少层次的防护？简要说明每一

6、个层次的目的。 26. 简要说明纵深防御在核动力厂设计中的具体体现。 27. 为了贯彻纵深防御概念，核动力厂设计中必须尽可能地防止什么？ 28. 什么是安全功能？三项基本安全功能是什么？ 29. 如何对核动力厂所有构筑物、系统和部件进行安全分级？ 30. 如何在核动力厂设计中使共因故障的影响降低到最小程序？ 31. 什么是安全组合？32. 什么是多重性？ 33. 核动力厂系统设计采用多样性有何意义？ 34. 在核动力厂系统设计中如何实现独立性要求？ 35. 核动力厂对任何假设始发事件的预期响应必须达到什么样的状态？ 36. 核动力厂设计必须考虑哪些内部灾害？ 37. 核动力厂设计必须考虑哪些外

7、部自然事件？ 38. 安全分析中必须采用哪两种分析方法？ 39. 纵深防御概念如何应用到火灾防护？ 40. 如何建立防火区的边界？ 41. 什么是火灾封锁法？ 42. 什么是火灾扑灭法？ 43. 概率安全分析通常分为几个级别？ 44. 概念安全分析建立事件序列的模型时通常采用什么方法？ 45. 概念安全分析建立系统失效的模型时通常采用什么方法？ 46. 1 级概率安全分析通常用于确定什么风险？ 47. 2 级概率安全分析通常用于确定什么风险？ 48. 概率安全分析在核安全管理中主要可以应用到哪些方面？ 49. 核级部件及机械设备与常规机械设备在设计、制造活动及其质量控制与管理方面的基本差别是什

8、么？ 50. 如何进行部件与设备的核安全分级，部件与设备核安全分级包括的内容是什么？ 51. 核级部件与机械设备的安全级别与建造规范、标准之间的关系是什么？52. ASME 锅炉与压力容器规范第卷和压水堆核岛机械设备设计和建造规则 RCC-M第卷的设计目 标是什么？ 53. 核级机械部件与设备设计的基本核安全要求是什么？ 54. 什么是压力边界的结构完整性？ 55. 在核动力厂四种不同的运行工况下核级机械部件与设备的压力边界保持结构完整性的含义是什么？ 56. 电厂状态和系统运行工况的基本概念是什么？357. 核级机械部件和设备的设计荷载与设计限值、使用荷载与使用限值和试验荷载与试验限值的基本

9、概念是什么？ 58. 电厂预期运行事件、电厂运行工况、载荷组合以及使用限值之间的关系是什么？ 59. 核级部件与设备设计的基本步骤有哪些？ 60. 什么是机械部件与设备的可运行性和功能能力？ 61. 如何评定机械部件与设备的可运行性和功能能力？ 62. 核级部件与设备抗震鉴定的目的和方法是什么？ 63. 核级部件与设备环境鉴定核安全审查的范围、主要内容及验收准则是什么？ 64. 核级机械部件与设备的基本核安全要求是什么？ 65. 什么是核动力厂的运行限值和条件？运行限值和条件分哪几类？在制定和修改运行限值和条件上，有哪些主要要求？ 66. 进行核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、

10、监督和检查活动有哪些主要管理要求？ 67. 核动力厂的修改包括哪些方面？进行核动力厂的修改活动，需要哪些主要管理要求？ 68. 核动力厂运行中的运行含义？ 69. 核动力厂状态的含义？ 70. 核动力厂运行状态的含义？ 71. 核动力厂事故工况的含义？ 72. 核动力厂正常运行的含义？ 73. 核动力厂预计运行事件的含义？ 74. 核动力厂设计基准事故的含义？ 75. 严重事故的物理过程是什么？ 76. 严重事故穿便衣把儿一缓解有哪些措施？ 77. 各类设计基准呑噬的过程有什么特征，主要危害是哪些？为预防及缓解事故对核电厂设计提出了什么要求？ 78. 何谓核动力厂技术规格书中的安全限值？安全系

11、统整定值？ 79. 何谓核动力厂技术规格书中的正常运行限制条件？ 80. 正常运行限制条件由哪几部分组成？ 81. 何谓核动力厂的运行安全监督？ 82. 何谓核动力厂营运单位？ 83. 核动力厂营运单位组织机构的管理职能是什么？ 84. 请给出核动力厂运行人员职务级别。 85. 请给出核动力厂主要调试阶段。 86. 请列出核动力厂首次装料的必要条件。 87. 请列出核事件分级。 88. 请简要给出核动力厂事故停堆管理中的处理程序。 89. 核动力厂在役检查的目的是什么？ 90. 核动力厂在役检查的基础是什么？ 91. 核动力厂在役检查的设计考虑有哪些？ 92. 核动力厂役前检查和在役检查的关系

12、是什么？ 93. 系统压力试验需注意的主要问题是什么？ 94. 核动力厂在役检查大纲编制和实施的要点是什么？ 95. 核动力厂定期试验的核安全法规要求是什么？ 96. 核电厂定期试验大纲以及试验程序的主要内容是什么？ 97. 核电厂定期试验的主要类型有哪些？ 98. 核电厂定期试验确定试验周期和频度的要素有哪些？ 99. 核电厂定期试验大纲有效性监督的主要内容有哪些？4100. 核材料管理的目的和基本要求是什么？ 101. 我国对核材料管制的主要对策是什么？ 102. 什么是核材料、直接使用核材料和间接使用核材料？ 103. 核材料衡算概括由哪几部分组成 104. 核材料衡算管理分为哪两类核设

13、施？并叙述它们是如何实现核材料衡算控制的。 105. 核材料衡算采用闭合平衡的方法，这里的“闭合”和“平衡”是指什么意思？ 106. 试说明平衡区划分的基本原则是什么？ 107. 核材料平衡区划分的基本原则是什么？ 108. 实物保护的基本概念是什么？核材料和核设施的实物保护级别划分的依据是什么？我国将实物保护划分 几个保护等级？ 109. 我国对核设施实物保护的要求是什么？ 110. 说明设计一个有效的实物保护系统需要哪几个步骤？如何确定实物保护系统的目标？ 111. 我国核事故应急实物三级管理。请说明是哪三级，它们分别制定什么应急计划？ 112. 核事故应急状态分几级？列出其名称 113.

14、 请说明在核与辐射应急情况下，公众实施隐蔽和撤离的通用干预水平（由防护行动可避免的剂量）为多少？114. 我国国家标准中推荐采用的堆核电厂烟羽应急计划区的内区、外区分别为多少？ 115. 国家核安全局在颁发核电厂首次装料批准书时对营运单位在应急计划与准备方面的要求是什么？引言1942 年美国科学家费米在芝加哥大学运行场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开 创了人类利用核能的新纪元。 目前已有 400 余座核电机组投入商业运行，是全世界发电站总发电的 17%； 核能是公认的经济、清洁、技术先进具有广阔发展前景的能源。 同时三里岛和切尔诺贝利核电站事故也清楚告诉人们核能具有潜在的放

15、射性危险； 保护人员、社会、环境免受放射性危害是核能发展必须遵循的前提条件。本章小结：第一章由以核动力厂安全为中心的三部分内容组成。首先，从第一节至第七节讲述了核反应堆工程原理， 该部分是学习核动力厂安全必备的基础知识。其次，第八节、第十三节、第十四节、第九节、第十七节构成 本章的核心内容，分别系统阐明核动力厂设计安全、运行安全、事故分析、严重事故预防与缓解、营运单位 的事故应急。该内容是核安全工作者应该掌握或熟悉的专业要求和实施方法。最后，本章的其余各节介绍了 核动力厂防火；核动力厂概率安全评价；核部件、设备、系统分级和鉴定；核动力厂在役检查和定期检验； 核材料管制和实物保护，便于读者进一步

16、了解或熟悉核动力厂安全的部分专业工业细节，有利于读者深入认 识核动力厂安全工作全貌。5第一节 核反应堆的基本工作原理核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的可控自持链式裂变反应； 核反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成； 核反应堆堆芯是核燃料存放的区域，是核动力厂的心脏，核裂变链式反应就在其中进行； 链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过热传导、对流传热和热 辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过动力系统转化为所需的动力。一 中子与原子核的相互作用 1、散射反应 中子与原子核发生散射反应，中子改变了飞行方向和飞行速度。 散射反应有两种不同的机制，一种称为弹性散射、另一种称为非弹性散射。 非弹性散射的反应式如下：X(A,Z)+n(1,0)X(A+1,Z)* X(A,Z)*+ n(1,0) ; X(A,Z)* X(A,Z)+； 能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的慢化； 在