核电厂安全知识点(通用版)
核电厂基本知识
核电厂基本知识目录一、核电厂概述 (2)1.1 核电厂的定义 (3)1.2 核电厂的类型 (3)1.3 核电厂的安全与防护 (4)二、核电厂的工作原理 (5)2.1 核裂变与核聚变 (6)2.2 反应堆的结构与功能 (7)2.3 核电厂的能量转换过程 (8)三、核电厂的组成部分 (9)3.1 核反应堆 (10)3.2 冷却剂系统 (11)3.3 控制棒驱动系统 (12)3.4 发电与输电系统 (13)3.5 核废物处理与处置系统 (15)四、核电厂的安全运行与管理 (16)4.1 安全文化的重要性 (17)4.2 安全管理体系的建立与实施 (19)4.3 安全监督检查与风险评估 (20)4.4 应急准备与响应 (21)五、核电厂的经济性与环境影响 (23)5.1 核电厂的投资成本与收益分析 (24)5.2 核电厂对环境的影响 (25)5.3 核电厂在能源结构中的地位与作用 (27)六、核电厂的发展趋势与挑战 (28)6.1 核电厂技术的创新与发展 (29)6.2 核电厂面临的挑战与应对策略 (30)6.3 核电厂未来的发展趋势 (31)一、核电厂概述核电厂是一种利用核能进行发电的设施，其核心是通过核裂变或核聚变反应产生大量的能量，从而驱动发电机组发电。
与传统火力发电相比，核电厂具有高效、清洁、低碳等优点，因此在能源结构转型和应对全球气候变化方面具有重要意义。
核电厂的主要组成部分包括核反应堆、汽轮机、发电机、蒸汽发生器、安全系统等。
核反应堆是核电厂的核心部分，负责将核能转化为热能；汽轮机则将热能转化为机械能，进而驱动发电机发电；发电机则是将机械能转化为电能的设备；蒸汽发生器用于将汽轮机产生的蒸汽进一步加热，以提高发电效率；安全系统则负责在紧急情况下对核电厂进行保护，确保人员和设备的安全。
核电厂的安全运行至关重要，因此核电厂在设计、建造和运行过程中都需要严格遵守国际核安全法规和标准，以确保其长期稳定运行。
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)
2024年核电基础知识考试题库及答案（最新版）一、单选题1.强度是指材料在外力的作用下（）的能力。
A、抵抗变形和破坏B、产生塑性变形而不被破坏C、抵抗其它更硬物体压入其表面参考答案：A2.无论哪种照射，都应遵守辐射防护三原则，包括：?原则、防护最优化原则、个人剂量限值的应用原则。
A、正当性；B、ALARA；C、确定性参考答案：A3.在核电厂的所有工况下，包括全厂失电的情况下，要求不间断地连续供电的是______。
A、第一类用户B、第二类用户C、第三类用户参考答案：A4.反应性控制的类型不包括：A、液位控制B、功率控制C、补偿控制D、紧急停堆控制参考答案：A5.反应堆功率正比于反应堆的？A、热中子最大通量B、热中子平均通量C、热中子最小通量D、快中子平均通量密度参考答案：B6.拉伸实验时，试样拉断前所能承受的最大应力称为材料的()。
A、屈服强度B、抗拉强度C、弹性极限参考答案：B7.压水堆核电厂，链式裂变反应是由维持的。
A、热中子B、快中子C、γ射线参考答案：A8._____是压力容器用以储存物料或完成化学反应所需要的主要空间，是压力容器的最主要的受压元件之一。
A、封头B、筒体C、密封装置参考答案：B9.当主保护或断路器拒动时，用来切除故障的保护为。
A、后备保护B、辅助保护C、异常运行保护参考答案：A10.技术规格书不适用于异常或事故工况，在这种工况下的安全保证是通过来实现的。
A、事故程序B、正常运行规程C、操作单参考答案：A11.g射线束强度减弱为入射强度一半时，吸收材料厚度称为半吸收厚度，或半值层，关于g射线的减弱系数，以下描述正确的是?A、水的减弱系数最大；B、石蜡是g射线理想的屏蔽材料；C、铅对g射线的减弱系数大于水和石蜡参考答案：C12.核反应堆的反应性ρ=0，则表示该反应堆？A、临界B、超临界C、次临界D、无法判断参考答案：A13.安全阀是一种自动阀门，它不需要借助外力而是利用介质本身的压力来排除额定数量的流体，它能够防止锅炉、压力容器或压力管道等承压装置和设备因_____而破坏。
02-核电站入厂安全培训
所有的工作人员对自己的安全直接负责。
8
LHNP
红沿河核电
第2章 工业安全
2.1 安全原则与安全责任
要求
要求单位给您提供必要的劳动保护用品 遵守电站工业安全有关规定，服从电站人员的指导 接受和配合安全监督人员的检查和监督 发现不安全情况时，立即采取避险措施，并立即报告 遵守电站对一般员工工业安全权利、义务和责任的其他要求 你有权利拒绝执行违章指挥和强令冒险作业，并进行投诉、检
LHNP
第2章 工业安全
2.4 常见事故及预防 3预防窒息事故
红沿河核电
开工前，确认判断工作场所有无窒息风险； 佩戴合适的个人呼吸防护用品和测氧仪(氧表)，并确保可用； 了解紧急撤离程序，确认撤离通道和必要的急救工具可用； 作业前进行通风、测氧，作业中保持连续测氧和通风，如有不适， 及时撤离到安全区域； 时刻注意检查空气中氧含量，确认高于19.5%； 设置专人监护，监护人不得随意离开； 禁止使用纯氧通风。
片、单位（部门）和卡号等。
包商
卡面上印有卡号，正面加专用贴条， 注明持卡人姓名、单位及有效期。
临时出入厂区的人员
有效期 一年 最长为三个月
卡面上印有“参观证”字样。
参观的人员
当天
卡面上印有卡号，正面加专用贴条， 此卡发给参加大修而未办长期通行 参加大修的时
注明持卡人姓名、单位及有效期。
卡的承包商
间
申请办证人员 提出申请，提
需在现场存放还须办理《危险品存放许可证》； 现场存放物料应堆放整齐稳固，不得阻挡通道、消防器材，并加以标识； 作业产生的废物、废油应立即清除并倒入指定的收集点或容器内； 作业过程中保持现场整洁，结束后，及时清扫整理现场； 上述许可证须到LHNP职业安全处办理，并严格落实许可证上的各项措施
核电厂通用基本安全培训内容
通用基本安全培训内容
1. 实物保护区出入控制管理要求；
2. 消防基础知识和消防灭火响应；
3. 质量管理基础和核电质量保证要求；
4. 应急响应的目的，核电厂应急状态分级和应急响应；
5. 急救基础知识和现场常见损伤救治的实施要领等；
6. 安全生产通用知识，现场工业安全危害及预防措施等；
7. 识别密闭空间中相关的危险因素和风险及采取的措施等；
8. 高空作业相关安全基础知识，跌落危害及避险措施等；
9. 电气安全中用电安全的危险因素，以及相关避险措施等；
10. 起重吊装中的工业安全风险；
11. 物料运输中通用物料搬运设备（非电动起重设备）的危险因素和工作风险；
12. 辐射防护基础知识与防护概述；
13. 值班健康要求；
14. 人因绩效工具；
15. 网络安全防护要求；
16. 核电行业及历史；
17. 核安全文化；
18. 核安全、安全生产法律法规及案例。
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核电知识手册
核电知识手册1. 什么是核电？核电是利用核能产生电力的一种方法。
它通过核反应堆中的核燃料（如铀、钚等）来产生高温和高压，从而产生蒸汽驱动涡轮机并驱动发电机发电。
2. 核电的优势有哪些？- 低碳排放：相比化石燃料发电厂，核电厂排放的二氧化碳数量更少，对气候变化的影响较小。
- 高能量密度：核能相对于化石燃料有更高的能量产出，能够在小体积内产生大量电力。
- 独立能源：核燃料的贮存量大，在一定程度上能够减少对进口能源的依赖。
- 稳定可靠：核电厂具有较高的运行稳定性和可靠性，能够提供持续和稳定的电力供应。
3. 核电的风险和挑战有哪些？- 核辐射：核电厂存在核辐射的风险，一旦发生事故或泄漏，可能对人类健康和环境造成严重影响。
- 长期废弃物管理：核电厂产生的高放射性废物需要长期储存和处理，需要解决废物管理的问题。
- 安全问题：核电厂需要具备高水平的安全措施和管理，以确保核能的安全使用。
- 不可再生：核燃料资源有限，不具备可再生特性，需要寻找替代能源。
4. 核电的发展现状和前景如何？目前全球大约有440个核反应堆，核电在一些国家和地区仍然是主要的电力来源之一。
鉴于应对气候变化和降低温室气体排放的需求，一些国家正考虑扩大核电的规模和投资。
然而，核电技术的安全性和废物管理问题仍然是公众关注的焦点，可能会对其发展带来一定的挑战。
总的来说，核电作为一种清洁能源和可靠的电力供应方式，在能源转型和减少碳排放方面扮演着重要角色，但其发展需要更严格的安全标准和废物管理措施的支持。
同时，也需要与可再生能源技术相结合，以实现可持续、多元化的能源供应。
核电厂安全知识点
核电站安全知识点核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停堆后，衰变热会释放很长时间3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义：安全文化是单位和个人各种特征和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。
特性：安全文化的有形衍生、安全文化主动精神。
实质：在电厂建立一套科学严格的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互沟通的工作习惯。
自我检查是提高员工绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护：这意味着两名操作员同时检查要执行的操作的正确性。
安全文化评价方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
中国的核安全监管体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。
核电安全许可证：核电站现场安全审查安全批准、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
核电站环境影响报告是指许可证申请人向环境保护部提交的环境影响评估文件。
核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理指南：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。
应急预案是为应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，提前在核电站周围留出区域，以制定应急计划并做好适当准备。
紧急状态分类：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
一般应急水平也是保护行动乘客避免的剂量。
隐蔽 10 撤离 50 典防护 100 临时性避迁（第一个月 30 第二个月 10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv核电安全的总体目标是建立并保持对核电站放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。
核电安全 资料
1）什么是原子能?原子是由质子、中子和电子组成。
原子的核心部分称为原子核，由质子和中子构成。
原子能即原子核能，是核结构发生变化时放出的能量。
例如，核电站所用的核燃料中有效成分是铀235，如果能让1千克铀235的原子核全部分裂成碎片(裂变)，则它可以释放出相当于2700吨标准煤完全燃烧所放出的能量。
2）什么是核电站？核电站是利用核能来大规模生产电力的发电站。
它与我们常见的火力发电厂一样，都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发电。
它们的主要不同在于蒸汽供应系统。
火电站依靠燃烧化石燃料(煤、石油或天然气)释放的化学能制造蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制造蒸汽。
电力结构• 到2013年底，中国大陆总电力装机124738万千瓦，比上年末增长9.3%，首次超越美国成为全球第一。
其中，火电装机容量86238万千瓦，约占69%；核电装机容量1461万千瓦，约占1%；新能源和可再生能源发电装机约占30%，其中并网风电装机容量7548万千瓦，并网太阳能发电装机容量1479万千瓦。
中国大陆电力装机容量占比（2013） 中国各种资源发电量占比（2013）电力结构美国大部分电力是来自化石燃料发电，煤电最多，占比37%（2012）左右；其次是天然气发电，占比30%；石油发电最少，不到1%；核电占比19%左右。
可再生能源发电占比近13%，其中：水电近7%，生物能发电大约1%，风电大约3%，地热和太阳能发电均不到1%。
美国各种资源的发电占比情况（2012）多重屏障 multi barrier又称“多道屏障”。
抵御核反应堆中放射性物质外泄而设置的多重密封屏障，一般有燃料包壳、一回路承压边界、单层安全壳或双层安全壳等纵深防御 defense in-depth使核设施和核活动置于多重保护之中，即使一种手段失效，亦将得到补偿或纠正，而不致危及工作人员、公众和环境。
Q我国核电发展与世界平均水平有多少差距？A12 %与2 %在全球范围内，核电的应用是比较成熟的，与火电、水电并称为世界三大电力供应支柱，而在发达国家中应用最广，中国的核电发展比较落后。
2023年核电厂安全考试知识点总结(超全)
2023年核电厂安全考试知识点总结(超全)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？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2、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。
3、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4、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：①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②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。
③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。
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核电厂安全知识点(通用版)
Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety.
( 安全管理)
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核电厂安全知识点(通用版)
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。
特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。
实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习
惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。
自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。
安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。
核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。
核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、
大力协同、保护公众保护环境。
应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。
应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。
隐蔽10撤离50典防护100临时性避迁（第一个月30第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv
核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。
用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。
核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为
事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。
轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。
概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。
2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。
直至毋需再研究其发生的因素为止。
电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。
一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。
二级
概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，能从放射性释放的严重性方面对造成芯片损坏的各事故序列的相对重要性提供见解并对改善处理事故的方法提供见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。
核电厂运行工况分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）极限事故
事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对非安全级设备仅考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障
三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）包容放射性物质和控制运行排放，以及极限事故释放。
安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不能完成，这些设备也是安全级设备，因此
一些安全系统的支持系统也是安全的。
失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。
失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。
二回路排热减少事故又称为失去热井事故。
属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水等
失水事故造成的危害：1）事故开始时在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波，这种冲击波以声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。
此外冷却剂得猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。
2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏3）高温高压的冷却剂喷人安全壳会使安全壳内的压力温度升高，危及安全壳的完整性4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的反
映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。
极限事故工况下典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水阶段3）再淹没阶段4)长期堆芯冷却阶段。
小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆芯冷却三个阶段2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）在降压过程中有明显的压力略高于二次侧热井压力的压力平台，大破口事故没有。
与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表指示没有变化2）破损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污取样系统辐射水平异常。
反应堆冷却剂装量增加包括功率运行时应急堆芯冷却系统误操作和引起反应堆冷却剂装量增加的化学与容积控制系统误操作两种。
中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有;给水温度下降、给水流量增加、蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。
弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可将控制棒快速弹出堆芯。
ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。
其验收准则按工况4考虑。
最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。
可在本位置填写公司名或地址
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