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1、2023年核电厂安全考试知识点题库2综合测试题(共58个，分值共：)1、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2、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。3、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
2、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4、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5、蒸汽发生器辅助给水系
3、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。6、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7、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
4、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，
5、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蚀二回路给水水质不好，化学处理方法不当或处理不规范，再加上在高温状态下，管板处的腐蚀沉积物的溶解性大大增强，使管子局部变薄或产生裂纹。凝汽器泄露是二回路水质变坏的重要原因。凹陷效应，由于碳钢支撑板或管板的腐蚀产物对管束的挤压作用。腐蚀产物的淤积直接导致
6、在支撑板交界处传热管发生塑性变形以致破裂由于管内流动状况恶化，引起管壁过热而导致失效自动保护系统主要保护功能有稳压器低压力报警蒸汽发生器排污水或凝汽器抽气回路放射性水平高报警稳压器压力低，紧急停堆、汽轮机脱扣、蒸汽旁路到凝汽器或排向大气稳压器低温低压，安全注射系统动作，并导致蒸汽发生器正常给水停止，辅助给水系统启动8、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9、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
7、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10、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
8、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11、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12、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5-1113、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、什么是动态控制点程序？机组在
9、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15、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。16、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
10、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）17、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18、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19、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-420、发生失水事故的危害、原因和分类有哪些？（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，
11、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
12、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，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
13、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21、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22、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-1323、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24、国
14、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25、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26、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）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
15、全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策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27、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28、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29、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30、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31、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）32、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
