2023年核电厂安全考试典型例题.pdf
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1、1 20232023 年核电厂安全考试典型例题年核电厂安全考试典型例题 综合测试题(共 58 个,分值共:)1、决定核安全因素有哪些方面?设计、建造、运行、监管、退役 2、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 3、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
2、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 4、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。2 5、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
3、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 6、那些事故要求紧急停堆?(重点)反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值 一回路压力低 中子注量率高 中子注量率上升速度快 蒸汽发生器水位高 蒸汽发生器水位极低 蒸汽发生器水位低,同时水流量和蒸汽流量不平衡 安全注射系统启动 7、什么事单一
4、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 8、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 设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统 3 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 9、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 10、什么是静态
5、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 11、高压、低压及蓄压注射系统的功能 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 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 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。12、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成?燃料
6、芯块、带压金属合金包壳及相关元件 13、事故停堆之后重新临界的条件有哪些?(重点)只有停堆的原因充分查明后,才能允许重新临界 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 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 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。4 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
7、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。14、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)15、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。P102 图 5-3 16、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 17、各种工况下应该遵
8、循哪些安全准则?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 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 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 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 18、安注系统主要周期试验有哪些?逆止阀的密封性试验 所有泵的启动试验 所有泵的入口阀特性试验 与安全注射系统相关的入口阀的特性
9、试验 所有隔离阀性能试验 当安注信号发生时,在 7000g/g 上隔离阀响应及其流量测定试验 5 19、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、20、设计上如何防止共模故障?采用实体隔离和设备多样性 21、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。22、如何保证安全壳的完整性?可以通过改进安全系统以
10、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 23、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
11、力、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统的运作 24、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 25、核电厂设计中针对严重事故应该考虑哪些事项?针对特定设计,确定能导致严重事故的重要时间序列 考虑核电厂的已有能力 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 置顶事故处理规程 26、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?6 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报警;上冲泵流量增加;故障蒸汽发生器的给
12、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,指示二回路系统放射性物质急剧增加,并自
13、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在支撑板交界处传热管发生塑
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