某重水堆核电厂反应堆厂房送风空调老化与寿命管理
核能发电站运行中的核燃料管理安全与优化考核试卷
3. ABC
4. ABC
5. ABC
6. ABC
7. ABC
8. ABC
9. ABC
10. ABC
11. ABC
12. ABC
13. ABC
14. ABC
15. ABC
16. ABC
17. ABC
18. ABC
19. ABC
20. ABC
三、填空题
1.铀-235
2.燃料周期
3.燃料后处理
4.在核燃料管理中，燃料棒的数量越多，发电效率越高。（）
5.核燃料棒的冷却效果只与反应堆冷却剂的流速有关。（）
6.优化核燃料棒的排列方式可以提高反应堆的热效率。（）
7.核燃料棒的设计无需考虑抗腐蚀性能。（）
8.定期检测核燃料棒是核燃料管理中的主要安全措施之一。（）
9.核燃料的再处理不会产生额外的放射性废物。（）
D.燃料的初始成本
10.核燃料棒在反应堆中使用过程中，以下哪些现象可能是正常的？()
A.燃料棒内部产生裂变气体
B.燃料棒外层包壳发生微小变形
C.燃料棒温度随运行时间变化
D.燃料棒发生显著肿胀
11.以下哪些是核能发电站运行中核燃料管理的挑战？()
A.燃料棒的裂变产物管理
B.燃料棒的老化和损伤
C.燃料资源的有限性
D.增加燃料棒在反应堆中的数量
8.核燃料管理中，关于核燃料棒的检测，以下哪个选项是错误的？()
A.通过视觉检测可以发现燃料棒的损坏
B.可以利用超声波检测燃料棒内部缺陷
C.辐射检测可以评估燃料棒的裂变产物
D.燃料棒检测无需定期进行
9.核能发电站运行中，关于核燃料的优化，以下哪个选项是正确的？()
秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施
秦山Ｃ Ａ Ｎ Ｄ Ｕ 一 ６重水反应堆锆 合金压 力管 的 老化 形式 与缓 解 措 施
赵卫东 ，石秀强２
１ ．中核核 电运 行管 理有 限公 司 ，浙江海 盐 ，３ １ ４ ３ ０ ０ ；２ ．上海 核工 程研 究设 计 院 ，上海 ，２ ０ ０ ２ ３ ３
摘要 ：Ｃ Ａ Ｎ ＤＵ － ６ 重水 反应堆堆 芯压力管采用 的锆合金 （ Ｚ ｒ － ２ ． ５ Ｎ ｂ） 材料长期处于高温 、高压 、高辐 照的
内径 约为 １ ０ ３ ． ４ ｒ ｎ ｎ ｌ ，最小壁厚约 为 ４ ． ２ ｍ ｎ ｌ 。其化 学成份遵 照标 准 Ｃ Ａ Ｎ／ Ｃ Ｓ Ａ－ Ｎ２ ８ ５ ． ６中有关 Ｒ ６ ０ ９ ０ １
合金化学成份上的要求 ， 但对个别元素 （ 如 Ｈ、Ｏ 等） 作 了特别要求： Ｈ含量小于 ５ ｘ １ ０ ～ ， Ｏ含量为 ｌ ０ ～ ｌ Ｉ ３ × ｌ ０ 一 ；其机械 ｌ 生 能要求为：在 ３ ０ ０ ℃时极 限屈服强度大于等于 ４ ８ ０ ＳＰ ａ ， ０ ． ２ ％ 屈服强度大于 等于 ３ ３ ０ １ Ｖ ［ Ｐ ａ ， 延伸率大于等于 １ ２ ％【 Ｊ Ｊ 。
昌
垂
捍
等效满 功率时问／ １ ０ ＇ ｈ
图２ 压力管轴向伸长量预测
Ｆ ｉ ｇ ． ２ Ｐ ｒ Ｍｉ ￣ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ Ａｘ ｉ Ｍ Ｅｌ ｏ ｎ ｇ ￣ｉ ｏ ｎ
变形是由热蠕变、 辐照蠕变和辐照生长这 ３ 个相互 独立并叠加的因素引起的， 通过大量的测量、 分析 和校验工作 ，最终得出如下变形关系方程式ｌ ２ ， ３ Ｊ ：
＞ ｌ Ｍｅ Ｖ） 的作用下， 锆原子克服周 围原子的束缚 ， 脱离正常的结点位置， 移到晶体表面、 界面或点阵 间隙位置上 ， 产生空位和间隙原子。 获得足够能量 的原子甚至可再促使其他原子脱位。 粒子不停地碰 撞 ，使具有各向异性的锆合金晶格参数发生变化。 这种微观变形导致锆合金压力管在宏观上的各向 异性变形。主要表现为 ： 压力管轴 向伸长、 径向膨 胀， 壁厚减薄以及下垂弯曲等 。 宏观上的变形程度 取决于锆合金材料的织构、 微观组织以及运行条件 （ 如温度、承受 的载荷、快中子注量率 ） 等因素。
核电技术与控制工程基础知识单选题100道及答案解析
核电技术与控制工程基础知识单选题100道及答案解析1. 核电站利用核能发电，其能量转化过程是（）A. 核能→机械能→电能B. 核能→内能→机械能→电能C. 化学能→内能→机械能→电能D. 核能→内能→电能答案：B解析：核电站先将核能转化为内能，使水变成水蒸气，水蒸气推动汽轮机转动，将内能转化为机械能，汽轮机带动发电机发电，将机械能转化为电能。
2. 核反应堆中的控制棒是用来控制（）A. 反应速度B. 反应温度C. 燃料的燃烧D. 反应产物答案：A解析：控制棒通过吸收中子来控制核反应的速度。
3. 以下哪种核反应堆使用天然铀作为燃料（）A. 压水堆B. 沸水堆C. 重水堆D. 快中子增殖堆答案：C解析：重水堆可以使用天然铀作为燃料。
4. 核电站中防止放射性物质泄漏的关键屏障是（）A. 燃料包壳B. 压力容器C. 安全壳D. 以上都是答案：D解析：燃料包壳、压力容器和安全壳都是防止放射性物质泄漏的重要屏障。
5. 在核电厂中，将蒸汽的热能转化为机械能的设备是（）A. 锅炉B. 汽轮机C. 发电机D. 冷凝器答案：B解析：汽轮机将蒸汽的热能转化为机械能。
6. 核反应堆冷却剂的主要作用不包括（）A. 带走热量B. 慢化中子C. 防止堆芯过热D. 产生蒸汽答案：D解析：产生蒸汽不是冷却剂的主要作用。
7. 以下哪种材料常用于核反应堆的结构材料（）A. 铝B. 铜C. 不锈钢D. 塑料答案：C解析：不锈钢具有较好的强度和耐腐蚀性，常用于核反应堆的结构材料。
8. 核电厂的核废料通常具有（）A. 高放射性B. 低放射性C. 无放射性D. 放射性不稳定答案：A解析：核废料通常具有高放射性。
9. 控制核反应堆功率的主要手段是（）A. 改变燃料浓度B. 调整控制棒位置C. 改变冷却剂流量D. 调节蒸汽压力答案：B解析：调整控制棒位置来控制中子数量，从而控制反应堆功率。
10. 以下哪种不是核电厂的安全系统（）A. 紧急停堆系统B. 余热排出系统C. 燃料加注系统D. 安全注射系统答案：C解析：燃料加注系统不属于安全系统。
核电厂老化和寿命管理现状与进展
全国注册核安全工程师考试综合知识真题解答
2016年全国注册核安全工程师考试综合知识真题单选1、原子核的稳定性与（C）有关。
P5A、质量数B、电子C、质子和中子之间的比例D、中子数2、衰变常数与半衰期的关系（A）。
P8A、T1/2 =ln2/入B、T1/2 * 入=1C、T1/2 * 入=0.37D、T1/2 * 入=0.53、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K有效来表示，它定义为（A）。
31A、新中子与老中子之比B、老中子消失率C、新中子产生率D、新中子与老中子之积4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。
P31A、小于1B、大于1C、等于1D、接近1 '5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。
A、圆柱形B、方块形C、长方形D、圆锥形6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。
A、1/3B、1/4C、1/2D、2/37、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。
175A、热管段B、冷管段C、波动管段D、直管段8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D）,可靠性比较低。
68A、1/3B、1/2C、1/5D、1/49、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。
70A、轴密封B、全密封C、半密封D、不密封10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。
A、石墨B、氦气C、二氧化碳D、金属钠11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev以上的快中心引起的反应堆。
57A、0.1B、1C、0.5D、0.212、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。
105A、8B、30C、36D、7213、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。
A、中子源B、电子源C、质子源D、核子源14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。
142A、反应堆功率控制B、功率调节C、NSSS系统D、蒸汽发生器水位调节系统15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。
建立核电厂老化管理核安全监管要求的建议
建立核电厂老化管理核安全监管要求的建议一、背景上世纪八十年代初期，美国核管会（NRC）开始关心并调查核电厂的老化问题，国际原子能机构（IAEA）随后于1985年发起了有关核电厂老化问题的信息交流，并于1989年启动了一个专门针对核电厂老化的综合项目，目的是帮助成员国加深了解核电厂SSC’s的老化对安全的影响，以及如何对这些SSC’s进行有效的老化管理。
在美国，从组织调查SSC’s老化相关运行事件开始，到最终建立以执照更新为框架的老化管理监管体系，NRC在过去的二十多年中，充分依靠政府、研究机构、独立实验室、核电厂业主和供应商等各方力量，在核电厂老化与寿命管理方面引导了大量的技术和管理研究工作，形成了联邦法规、管理导则、标准审查大纲、基础技术文件（GALL报告）等一系列完整的法规体系文件，用于规定和指导全美一百多台在役机组，系统地进行核电厂SSC’s 的老化管理。
美国核电厂老化管理的目的除了继续保持核电厂现有的安全水平外，另外的一个目的就是获取延寿批准，而作为这项工作的直接成果，NRC目前已经批准了30台机组获得延寿运行20年的申请，这也符合美国原子能法的要求。
IAEA自1989年启动核电厂老化综合项目后，于1990年出版了TECDOC-540“核电厂老化的安全问题”，综述了核电厂老化的安全问题、材料的老化机理，以及SSC’s老化的有效管理方法，这是一篇在全球核能界得到广泛传播并产生深远影响的技术文件。
在此后1991至1999近十年间，IAEA以技术文件或安全报告的形式，先后出版了“核电厂老化管理数据采集和记录保存”、“核电厂安全重要部件的老化管理方法”、“核电厂老化管理大纲的实施和审查”、“运行核电厂的设备质量鉴定”等一系列指导核电厂实施老化管理的通用性指南文件。
在典型部件老化管理示范性研究的基础上，从1998至2003五年多的时间里，IAEA以技术文件的形式，先后出版了针对单个安全重要SSC’s老化管理的专用指南文件，其中包括蒸汽发生器、安全壳混凝土构筑物、重水堆压力管、压水堆压力容器和堆内构件、安全壳内仪表和控制电缆、压水堆一回路管道等。
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
－1－1•通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。
8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自 然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立式U 型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
核电厂老化和寿命管理现状与进展
讨 究 研 探 一 与 . 一
5核 电 厂
和实 践 6 (2 00 6 年 ) :
.
(20 06 年 ) ; . 年); . 5核 电厂 安 全长 期 运行 6 (2 00 8 年 ) ; 安 全 长期 运 行 计 划 范 围 和 内容 的建 议 6 (20 07
同行审 查 和 综 合 性 大 纲 审 查 , 对 A M P 的 独 立 性 ! 正规 程 度 ! 评 估 过 程 的 严 密 程 度 进 行 审
N U R EG 一 0 8 1 1
5核 电厂 老 化 的通 用 经 验 6 ( 即
G A L L 报 告 ) , 它 汇 编 了 约 50 0 份 电厂 老 化 研 究 的 资料 " 与 其 他 一 些 国 家 ( 如 法 国 ! 日本 和 韩 国 等 ) 不 同 的 是 , 美 国没 有 核 电 厂 定 期 安 全 审
查 , 而是利用 N R C 新 的核 电厂监督 程 序对 运 行核电厂实行在线监督 "而美 国对核 电厂老化
查 , 不 断改 进 A M P , 不但保证 了 A M P 现阶段 的有效性 , 同时也 为 A M P 在随后 的时间 内的 有效性提供保 障 "
(4 ) 注 重 审查 以确保 有 效性 "
部件 ! 安全 壳 内的仪 表 和控 制 电缆 ! C A N D u
反 应 堆组 件 和 P W R 一 回路 管 道 "上 述 部 分 技 术 文 件 已被 应用 于 指 导我 国核 电厂 相 应 设 备 实 施 老 化管 理 "例 如 秦 山 核 电厂进 行 蒸 汽 发 生 器
见 , 它们介绍了国际 良好 的老化和寿命管理 实 践 , 以帮助用户努力提高安全水平 "这些导则
探讨核电站备品备件的管理方案
探讨核电站备品备件的管理方案摘要：现阶段，我国在核电站工程的建设投资力度上正在不断加大，对统一技术线路下多个核电站的备品备件实施了科学和集约化管理，有效提高了核电站的整体运营工作水平和安全工作质量。
本文重点针对核电站备品备件的管理工作展开了分析和研究，同时提出了针对性的管理工作方案，不断提高核电站的运营发展工作质量。
关键词：核电站；备品备件；管理方案当前随着我国核电事业的整体发展速度不断加快，核电站内部的发电机组容量正在不断上涨，所涉及到的参数数据精确度正在不断提升，核电站在我国电网内部所占有的供电量比值越来越大，如果核电机组产生故障会给整个电网，甚至是社会的稳定发展造成重大的影响，因此对核电站的各项工作管理提出了更高的标准。
在核电站的日常工作过程中，不断完善备品备件供应，是保证核电站安全稳定运行工作的重要因素，对核电站生产和供电过程中存在的各种故障问题进行消除，有效提高核电站的整体运营工作质量。
针对核电站备品备件实施科学化管理，可以有效提高核电站单位的整体经营管理工作水平，并且在人力资源、物力资源和财力资源的投入量上明显降低，有效避免了各种备品备件出现积压和大量浪费问题，提高了核电站的整体运营经济效益，以及实现了良好的社会效益。
1.核电站备品备件的分类依照核电站备品备件的具体使用用途，通常可以分为两种类型：第一，安装调试的备品备件，主要指的是核电站的各种设施安装调试准备的各种备品备件、运行维修备品备件以及为核电站日常工作所准备的应急备品备件等。
运行维修备品备件，又可以分为普通型备品配件和战略型备品备件。
通常情况下，预防型的维修备件经济造价相对较低，同时容易受到损坏。
比如，各种垫片、密封材料等，而战略备件，主要指的是与核电厂的发展安全以及电厂可用性有着直接的关联，在核电站的设计寿命范围内无预定更换周期供货的周期较长，如果现场设备出现失效没有备件可以更换，那么会直接造成供电机组长时间停机，严重影响到了整个核电站的运营发展效益，同时也对人们的日常生活形成了不良影响[1]。
国家核安全局关于批准《重水堆核电厂运行事件判定准则》的通知
国家核安全局关于批准《重水堆核电厂运行事件判定准则》的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2012.12.24•【文号】国核安发[2012]249号•【施行日期】2012.12.24•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于批准《重水堆核电厂运行事件判定准则》的通知（国核安发[2012]249号）中核核电运行管理有限公司：你公司《关于正式发布〈重水堆核电厂运行事件判定准则〉的请示》（中核运行安发〔2012〕374号）收悉。
我局根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，对《重水堆核电厂运行事件判定准则》（试行）连续3年来执行的总结报告进行了审查，认为该判定准则的内容是合适的，现予以发布执行。
你公司应严格按照《重水堆核电厂运行事件判定准则》执行相关报告制度。
附件：重水堆核电厂运行事件判定准则国家核安全局2012年12月24日附件：重水堆核电厂运行事件判定准则4.1 报告准则在核电厂试验和运行期间，发生下列各类事件时，营运单位应该向国家核安全局和所在地区监督站报告。
4.1.1 违反核电厂技术规格书的事件4.1.1.1 核电厂技术规格书要求的停堆事件核电厂机组运行时，必须满足核电厂技术规格书规定的运行限制条件。
如果偏离核电厂技术规格书规定的运行限制条件，或者某个安全重要系统或设备不能使用或运行参数达不到规定值，并在规定的时间内不能恢复正常而导致停堆，应该向国家核安全局报告。
例如，机组运行时，一台汽动辅助给水泵不能使用，按核电厂技术规格书的规定，必须在24小时内将其恢复正常；或者一台柴油机带动的辅助给水泵不能运行，按核电厂技术规格书的规定，必须在 72小时内将其恢复正常。
如果在上述规定的时间内尚未恢复正常而导致停堆，这样的停堆事件就应该报告。
停堆包括热备用、热停堆、中间停堆和冷停堆。
4.1.1.2 违反技术规格书的运行事件。
这类事件包括：（1）运行参数超过安全限值；（2）监督试验或监测周期超过规定的期限；（3）出现了技术规格书中不允许出现的运行工况等。
核电厂老化管理的内容（三篇）
核电厂老化管理的内容秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。
非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。
所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。
1秦山第二核电厂废物流管理程序秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。
为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲放射性废气排放程序放射性废液排放程序放射性废液和废气系统的运行管理废液和废气处理设备的一般运行原则放射性固体废物的跟踪放射性固体废物的管理工业废物的管理放射性废物进出控制区管理规定以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。
2三废处理方法和系统运行管理秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法，含氢废气采用贮存衰变法降低其放射性，废液根据其所含化学成分和放射性水平采取蒸发、过滤或除盐方法，固体废物一般用水泥固化，对于低计量率的废树脂和可压缩固体废物则压缩在标准金属桶中。
三废处理系统的运行经历了1号机组一个完整的燃料循环周期，运行实践证明，三废处理系统有能力收集、处理和排放两个机组运行时的正常废物流，特别是含氢废气处理系统，在运行人员和调试人员的共同努力下，使废气的产生量大大低于设计值。
2.1放射性废气处理系统放射性废气处理系统根据废气成分的不同分为含氧和含氢废气处理子系统。
核电基础知识及安全质量试卷-F
核电基础知识及安全质量试卷-F基本信息：[矩阵文本题] *1. 1、对于设备上的封口和密封容器，在（）才能进行开行检验。
[单选题]A、接货时B、开箱时C、安装或调试前(正确答案)D、配送前2. 2、安装单位在领用专用工具时，需出具（）物资部即可发放。
[单选题]A、专用工具借还单B、WAS单C、专用工具借还单和WAS单(正确答案)D、ETRC3. 3.设备使用部门将闲置设备退库前必须提前（）天通知设备管理部门，设备管理部门应组织使用部门对设备进行检查，并填写设备退库记录单。
[单选题]A.1天B.2天(正确答案)C.5天4. 4.不准在设备运行时离开岗位，发现异常的声音和故障应立即（），自己不能处理应及时通知设备管理员。
[单选题]A．继续工作B.运转时检查C.停机检查(正确答案)5. 5、对于不符合项报告（NCR），（）负责打开和验证施工过程中发现的NCR，（）负责打开和验证供货NCR。
[单选题]A、QC1，QC1B、QC1，QC2(正确答案)C、QC2，QC1D、QC2，QC26. 6、根据核电工程项目施工特点，应组织培训，培训主要分为三类，下列描述有误的是（）。
[单选题]A、岗前培训B、授权培训C、逃生培训(正确答案)D、在岗培训7. 7、工作程序修改应在修改页中详细描述各修改项内容，在修改的正文左边（）作为修改标识。
[单选题]A、打对勾B、划一竖线(正确答案)C、画圈D、写上修改8. 8、适用于有强烈振动和冲击的重型设备的地脚螺栓是（）。
[单选题]A、胀锚地脚螺栓B、活动地脚螺栓(正确答案)C、固定地脚螺栓D、粘接地脚螺栓9. 9、施工队QCl负责的工作不包括（）。
[单选题]A、打开施工过程中发现的不符合项报告B、监督NCR的处理过程(正确答案)C、定期发布产品质量趋势分析报告D、负责对标定失效计量器具涉及的工程物项的质量状况的评价10. 10、SE代表（）。
[单选题]A、生产备件B、安装备件(正确答案)C、领料单D、申请单11. 11、（）是指现场变更申请，承包商对已宣布“FORUSE”（供施工使用）的施工文件内容提出的修改要求，这些修改可能影响文件中描述的设计基准状态。
重水反应堆重水微小泄漏定位方法
重水反应堆重水微小泄漏定位方法
宋力
【期刊名称】《科技视界》
【年(卷),期】2022()23
【摘要】秦山第三核电厂两台反应堆采用重水作为冷却剂和慢化剂。
系统重水的泄漏会在一定程度上增加人员总体剂量和环境排放。
电厂运行技术工程师通过对重水查漏基本方法的实践,研究了重水微小泄漏的特点、表现形式及变化规律,依托厂房实时在线氚监测系统,提炼、发展和固化形成了重水微小泄漏定位法。
该方法的应用为电厂重水微小泄漏的检查定位提供了完整的闭环策略。
文章将详细阐述重水微小泄漏定位方法的应用。
【总页数】3页(P79-81)
【作者】宋力
【作者单位】中核核电运行管理有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TM6
【相关文献】
1.重水堆核电站反应堆端面风机电机检修辐射防护优化
2.重水堆核电机组反应堆功率分析及优化
3.秦山重水反应堆医用钴调节棒首次更换后的物理验证试验
4.重水反应堆启动“盲区”特性模拟研究
5.某重水堆核电厂反应堆厂房送风空调老化与寿命管理
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2023年核电厂安全考试重点知识归纳
2023年核电厂安全考试重点知识归纳综合测试题(共58个，分值共：)1、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2、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）3、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。
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。
⑤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。
4、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）5、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-46、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7、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8、安注系统主要周期试验有哪些？①逆止阀的密封性试验②所有泵的启动试验③所有泵的入口阀特性试验④与安全注射系统相关的入口阀的特性试验⑤所有隔离阀性能试验⑥当安注信号发生时，在7000μg/g上隔离阀响应及其流量测定试验9、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10、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11、决定核安全因素有哪些方面？设计、建造、运行、监管、退役12、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13、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14、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-1315、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16、那些事故要求紧急停堆？（重点）①反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值②一回路压力低③中子注量率高④中子注量率上升速度快⑤蒸汽发生器水位高⑥蒸汽发生器水位极低⑦蒸汽发生器水位低，同时水流量和蒸汽流量不平衡⑧安全注射系统启动17、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18、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19、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20、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21、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。
2023年核电厂安全考试基础知识手册
2023年核电厂安全考试基础知识手册综合测试题(共58个，分值共：)1、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、2、设计上如何防止共模故障？采用实体隔离和设备多样性3、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。
4、核电厂设计中针对严重事故应该考虑哪些事项？①针对特定设计，确定能导致严重事故的重要时间序列②考虑核电厂的已有能力③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④置顶事故处理规程5、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。
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运行与维护118丨电力系统装备 2019.6Operation And Maintenance2019年第6期2019 No.6电力系统装备Electric Power System Equipment某重水堆核电厂自运营以来，通风设施一直精心保养维护，但是，这些设备的老化程度不容乐观，最有代表性的是反应堆厂房通风系统，本文介绍了某重水堆核电厂通风空调的老化现状，并对老化原因及目前采取的延缓设备老化措施进行了分析，希望对类似设备的维护管理有一定的借鉴作用。
1 反应堆厂房送风空调现状介绍1.1 反应堆厂房送风空调简介重水堆核电厂反应堆厂房通风系统是安全相关系统，该系统主要由反应堆厂房送风空气处理机组（ACU1）、两台反应堆厂房排风机以及排风过滤机组等组成，系统额定风量为17000 m 3/h 。
每台反应堆机组设计配备一套反应堆厂房送风空调，无备用空调机组，送风风机和再生风机采用皮带驱动型离心风机，核心部件——除湿转轮采用硅胶除湿转轮，整套机组设计寿命40年。
1.2 反应堆厂房送风空调特点反应堆厂房送风空调在机械设备的选材方面，选用了碳［摘 要］在重水堆核电厂中，各厂房的通风系统是电厂不可或缺的组成部分，反应堆厂房送风空调机组是通风系统中最具代表性的设备，受到设计、制造、运行条件、维护管理等各方面影响，某重水堆反应堆厂房送风空调目前已严重老化。
本文描述了某重水堆反应堆厂房送风空调的老化现状、老化原因及电厂所采取的一系列措施，希望对核电厂通风设施的老化管理工作有一定的参考价值。
［关键词］重水堆；反应堆厂房送风空调；老化；寿命管理［中图分类号］TM407 ［文献标志码］B ［文章编号］1001–523X （2019）06–0118–02Aging and Life Management of Air Conditioning and Air Conditioning in AReactor Building of A Heavy Water Reactor Nuclear Power PlantChen Xing-rang［Abstract ］In heavy water reactor nuclear power plants, the ventilation system of each plant is an indispensable part of the power plant. The air conditioning unit of the reactor building is the most representative equipment in the ventilation system, subject to design, manufacturing, operating conditions, maintenance management. Affected by various aspects, the air supply and air conditioning of a heavy water reactor building has been seriously aging. This paper describes the aging status, aging reasons and a series of measures taken by the power plant of a heavy water reactor reactor. It is hoped that it will have certain reference value for the aging management of ventilation facilities in nuclear power plants.［Keywords ］heavy water reactor; reactor air supply and air conditioning; aging; life management 某重水堆核电厂反应堆厂房送风空调老化与寿命管理陈兴让（中核检修有限公司海盐分公司，浙江嘉兴 314300）间短路故障的定位已经形成了一套成熟的方法，在健全信息条件下可以精准定位，但是在实际操作中，由于存在信息漏报或错报等情况，如果配电网内存在大量的故障指示器，这种情况的出现几率更高。
而单相接地故障定位在信息检测上存在一定难度，也容易出现信息错误或漏报的情况，如果报修人员不具备相关专业知识，将无法对故障信息进行准确的描述，从而增加了故障定位的难度。
虽然这些困难使配电自动化故障定位难以进行，但是为容错创造了诸多有利条件，如在终压配电网相间短路故障定位过程中，由于故障信息之间的关联、三项故障信息质检的关联受到拓扑的约束，在做出保护动作过程中开关跳闸产生大量的冗余故障信息，冗余故障信息的出现则代表永久性故障；在低压配电网故障定位过程中，有经验的客服人员会引导报修人员多角度对信息冗余进行描述，并结合不同位置、不同人员投诉的相同故障信息冗余作为研判依据。
基于这些条件，可以利用融合规则展开计算，获取故障信息集合，在集合中判断出发生故障几率最高的故障点则可以定位故障。
3 结束语综上所述，文章具体分析了配电自动化主站的容错故障定位方法，可以得出以下结论：针对不同的故障按照流程展开容错故障定位，可以从故障区段确定、建立故障决策表进行故障结果初步定位，再利用融合规则得出故障初步定位结果集合中每个子集的故障分配值，从而确定发生故障几率最高的可疑故障点，避免主站故障信息漏报、错报等情况下故障判定方法失效的问题，使故障定位结果更加精准，便于指导维修人员及时处理故障，恢复配电站的正常运行。
参考文献[1] 高艺文，姜振超，冯世林，等.考虑容错的配电自动化主站故障定位方法[J].四川电力技术，2018，41（4）：1-4.[2] 刘传忠，刘振宇，刘丽萍.配电系统中快速容错故障定位技术的分析[J].产业与科技论坛，2018，17（17）：86-87.[3] 梁仕斌，杨鑫，邓飞，等.基于矩阵和贝叶斯理论的配电网容错故障定位研究[J].软件，2018，39（8）：84-87.[4] 张艳霞，尹佳鑫，蒙高鹏，等.基于错误逻辑区域检测的配电网容错故障定位[J].电机与控制学报，2017，21（11）：1-8.[5] 刘晶，田川，于洋.关于配电系统中快速容错故障定位技术的思考[J].数字化用户，2018，24（39）：101.[6] 郭壮志，陈涛，洪俊杰，等.基于故障辅助因子的配电网高容错性故障区段定位方法[J].电力自动化设备，2017，37（7）：93-100.运行与维护2019.6 电力系统装备丨119Operation And Maintenance2019年第6期2019 No.6电力系统装备Electric Power System Equipment 钢材质，尤其是水冷空气调节机组，空调箱体、底板等部件均为碳钢，表冷器采用铜管铝翅片碳钢集管及框架，设备运行多年后锈蚀老化非常严重。
相对压水堆，重水堆要求反应堆厂房送风机组必须有良好的除湿功能，以防止反应堆厂房内重水蒸汽的降级，提高重水升级效率，如果反应堆厂房进风湿度较大，可能导致重水蒸汽回收系统干燥床发生过饱和而失去吸附功能，进而导致反应堆厂房空气中的氚浓度增加和重水损失增加。
2 反应堆厂房送风空调老化现状2.1 反应堆厂房送风空调机组碳钢设备腐蚀严重反应堆厂房送风空调在设计制造时，各个功能部件大量采用碳钢材质，如设备框架、箱体、风机、风阀、箱板等，在海边潮湿多盐雾环境下使用多年后，此类碳钢部件均腐蚀严重，机组的底部箱板已经严重锈蚀减薄（原设计为5 mm 厚钢板，目前锈蚀严重部位仅约2 mm ）。
因设备多为焊接结构，且部件结构紧凑，设备停运维修时间紧迫，多数结构件，如框架、箱板、碳钢设备无法进行更换或防腐修复，且目前尚无其他有效手段来消除设备腐蚀的进一步发展。
2.2 反应堆厂房送风空调机组表冷器、干燥器锈蚀老化严重反应堆厂房送风空调，经过十余年运行后，表冷器（采用铜管铝翅片制造）翅片严重锈蚀老化，部分翅片脱落，且脱落的翅片及氧化物在风的带动下，嵌入到表冷器翅片之间，严重影响到通风效率及制冷效果。
表冷器框架及给水管为碳钢材质，因经常受到表冷器冷凝水的侵蚀，表面已出现大面积的氧化脱落的锈蚀情况，部分安装螺栓也出现严重锈蚀现象，且受到现场空间及设备使用情况的限制，无法进行彻底的除锈防腐。
同时，由于干燥器转轮一直在被加热和被冷却的两个状态下工作，在维修过程中发现，干燥剂也曾出现老化开裂、块状脱落的现象。
2.3 测量和控制元器件技术陈旧因设计和制造时间久远，空调机组ACU1的控制采用了相对落后的继电模拟控制模式，风量测量的元器件为压差式测量装置，这类监测部件受现场安装位置、系统风量紊流等因素影响会产生较大的测量误差。
同时，空调机组控制柜内的控制元器件的老化问题严重，内部接线和端子均出现了锈蚀问题。
反应堆厂房送风空调这些老化现象，随着电厂运行时间的延续会变得日益严峻，据统计，因设备老化引起的缺陷数量已呈逐年增加的发展趋势。
3 反应堆厂房送风空调老化的危害重水堆核电厂反应堆厂房通风系统，是为反应堆厂房提供干燥洁净的新风，同时用于反应堆厂房的温度、湿度控制，并与系统排风机组协同运行，将反应堆厂房压力控制在微负压状态，反应堆厂房通风系统一旦失去，厂房压力将失去控制，对反应堆的正常运行造成威胁。
由于设备箱体、表冷器框架及表冷器给水管等碳钢部件常年受到凝结水的侵蚀，表冷器存在着固定支撑失效的风险，风机箱体及表冷器给水管存在锈蚀穿透的风险。
对反应堆厂房进风调节阀，阀轴部位锈蚀加剧将导致阀门开度无法正常调节，阀瓣的锈蚀使阀门存在无法密封的情况。
干燥剂作为核心部件，随着运行时间的增加其老化脱落程度日益严重，干燥剂的老化会导致干燥效率下降，送风漏点逐渐升高。
这些设备及部件的锈蚀老化现象，最终使得设备的可靠性大大降低，增加了电厂的运行风险及维修工作量。
反应堆厂房送风空调采用继电模拟控制模式和压差式测量装置（目前多采用PLC 数字触摸屏控制和热线式测量装置），不仅使得测量数据存在较大的误差，更重要的是，由于技术陈旧，目前该类设备的零部件早已停止生产，市场上采购不到可以更新替换的备件，如长期得不到解决，势必会对机组的安全运行产生严重的安全隐患。
4 反应堆厂房送风空调老化原因分析反应堆厂房送风空调老化的首要因素是设计选材不当。
整个反应厂房送风空调机组箱体全部采用碳钢材质，长期受到沿海地区高盐雾环境影响，其进风管段、箱体底座、箱体面板等多部位防腐层脱落，并出现大面积锈斑。