2023年核电厂安全考试知识点总结全面整理

2023年核电厂安全考试知识点总结全面整理综合测试题(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5-113、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5-410、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：P151③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：P153④弹棒事故的处理与预防：P155反应性事故保护参数 P156 表8-518、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5-324、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5-1335、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/kW⑤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。