2023年核电厂安全考试经典大题例题.pdf
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1、1 20232023 年核电厂安全考试经典大题例题年核电厂安全考试经典大题例题 综合测试题(共 58 个,分值共:)1、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 2、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些?P104 图 5-4 3、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 4、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 5、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
2、离;当安全壳喷淋系统启动时,实施第二阶段隔离。6、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 7、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2 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
3、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 8、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。9、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 10、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 11、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件 P118 图 5-13 12、核电厂一般设置哪
4、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 13、哪些情况安注系统必须启动?(重点)稳压器低压力和低水位信号相符合 各蒸汽管道之间有高压差 任意两条蒸汽管道的高蒸汽流量和低
5、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 3 安全壳出现高高压力信号 14、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 15、第四代先进反应堆系统有什么特点?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)能够通过对核电厂的整体实验向公众证明核电的安全性 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 初始投资低于 1000 美元/kW 建设周期小于 3 年 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 16、核电厂安全状况监测-安全参数显示系统的作用
6、?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 17、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 18、安注系统的运行 高压注射系统由于高压安全注射泵的运转而投入运行 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 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 19
7、、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4 (由与其相连的环路开始,到第二道隔离装置)20、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,
8、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: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 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:P151 在反应堆功率运行过程中,如果发生硼酸的失控稀释事
9、故,将引起反应堆功率上升。在不同模式下的响应如下:P153 弹棒事故的处理与预防:P155 反应性事故保护参数 P156 表 8-5 21、国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 22、决定核安全因素有哪些方面?设计、建造、运行、监管、退役 23、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 24、事故停堆之后重新临界的条件
10、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 5 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。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
11、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。25、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)26、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 27、那些事故要求紧急停堆?(重点)反应堆功率达到
12、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 28、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。P102 图 5-3 6 29、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 30、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
13、、快中子增殖堆、31、什么事单一故障准则?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 32、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。33、设计上如何防止共模故障?采用实体隔离和设备多样性 34、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、
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