2023年核电厂安全考试知识点梳理
2023年新《核能安全规程》知识竞赛试题及答案
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2023年新《核能安全规程》知识竞赛试
题及答案
试题一:核能安全的定义是什么?
答案:核能安全是指在核能利用的过程中,采取一系列措施和
规定来防止核能设施发生事故,保护人员、环境和公众的安全。
试题二:核能安全规程的目的是什么?
答案:核能安全规程的主要目的是规范核能设施的建设和运营,确保核能设施的安全性和可靠性,防止事故的发生,并最大程度减
少事故可能造成的影响。
试题三:核能安全规程的主要内容包括哪些方面?
答案:核能安全规程的主要内容包括核能设施建设和运营的许
可要求、设施安全分析和评估、辐射防护、应急准备、事故管理和
监督等方面的规定。
试题四:核能安全规程的适用范围是什么?
答案:核能安全规程适用于所有从事核能设施建设和运营的单
位和个人,包括核电站、核燃料加工厂、核废料处理场所等。
试题五:如果发生核事故,应该采取哪些措施?
答案:在发生核事故时,应立即启动应急预案,采取紧急停堆
措施,防止事故进一步扩大,并及时组织人员疏散和应对事故后果,确保人员和环境安全。
试题六:核能安全规程的制定和实施依据是什么?
答案:核能安全规程的制定和实施依据包括国家的相关法律法规、标准和规范,以及国际上的核能安全标准和原则。
试题七:核能安全规程的监督和检查是怎么进行的?
答案:核能安全规程的监督和检查由相关的监管部门负责,包括定期的安全检查、抽查和监督检查等方式,确保核能设施符合相关规定和标准。
以上是2023年新《核能安全规程》知识竞赛的试题及答案。
希望能够帮助大家更好地理解核能安全规程的重要内容和要求。
核电厂安全知识点
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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。
2023年核电厂安全考试知识点总结(超全)
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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。
核电厂安全员考试复习指南
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核电厂安全员考试复习指南一、导论核电厂作为一种高风险行业,安全问题一直备受关注。
核电厂安全员在核电站内担负着确保人员和设施安全的重要职责。
为了顺利通过核电厂安全员考试,本文将为考生提供全面的复习指南。
二、核电厂概述核电厂是利用核能发电的场所。
核电厂由核反应堆、蒸汽轮机组、变压器和冷却系统等组成。
掌握核电厂的基本概念和组成是考试复习的第一步。
三、核电厂安全管理体系核电厂安全管理体系是确保核电厂安全运营的重要保障。
了解核电厂安全管理体系的构成和要求,是核电厂安全员考试的重要内容。
1. 安全政策与目标核电厂安全政策是公司对安全的承诺和方向,安全目标是实现安全政策的具体指标。
安全员需要了解和熟悉公司的安全政策与目标,并能运用于工作实践中。
2. 安全规章制度核电厂有一系列的安全规章制度,如安全管理手册、安全操作规程等。
安全员需要掌握并熟悉这些规章制度的内容,以便在工作中遵守并加以执行。
3. 安全培训与演练核电厂必须定期组织员工进行安全培训和演练,以提高员工的应急处置能力和安全意识。
安全员要深入了解培训与演练计划,并能参与组织和指导员工进行相应的培训与演练活动。
4. 安全检查与评估核电厂需要进行定期的安全检查和评估,以发现和解决潜在的安全隐患。
安全员需要了解安全检查与评估的流程和方法,并能熟练掌握相应的技巧和工具。
5. 事故与应急管理核电厂事故与应急管理是核电厂安全管理体系中的重要环节。
安全员需要了解事故与应急管理的基本原理和程序,以便在实际工作中能够高效应对各类突发事件。
四、核电厂安全文化核电厂安全文化是核电厂安全管理的重要组成部分。
了解和构建良好的核电厂安全文化是核电厂安全员考试的关键内容。
1. 安全信仰与行为核电厂安全文化的核心是建立安全信仰和培养安全行为。
安全员需要了解安全信仰的内涵和作用,并能够引领和鼓励他人积极树立安全意识,形成良好的安全行为习惯。
2. 安全沟通与报告核电厂安全文化要求员工之间进行积极的安全沟通和及时的安全报告。
核电厂安全题库与答案
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核电厂安全题库与答案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、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3、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、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成?燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件5、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)6、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7、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8、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9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备?核蒸汽供应系统①压水堆及一回路主系统和设备②三个辅助系统:化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统③以上系统的控制、保护和检测系统核岛的其余组成部分①设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统②放射性废物处理及硼回收系统③反应堆安全壳及安全壳喷淋系统④核燃料装换料及贮存系统⑤安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统⑥柴油发电机组10、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11、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12、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。
核电厂安全知识点.doc
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核电厂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:STARstop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。
2023年核能发电安全管理考试题库
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2023年核能发电安全管理考试题库一、单选题1. 核能发电站的最高安全资格证书是哪一项?A. 一级核事故应急预案B. 一级反应堆工程师执业证书C. 国家核与辐射安全监管机构批准的核能发电运行许可证书D. 核能发电站主要设施安全检查合格证书2. 核能发电站应急预案中的“G”代表什么?A. 应急组织B. 应急设备C. 应急人员D. 应急指挥3. 核能发电站工作人员应具备哪方面的知识和技能?A. 设计和施工技术B. 核与辐射安全管理C. 应急预案操作D. 所有选项都正确4. 核能发电站运行许可证的有效期限是多久?A. 5年B. 10年C. 15年D. 20年5. 核能发电站运行期间,应定期进行哪项核与辐射安全管理活动?A. 定期核设施设备维护B. 定期核与辐射安全检查C. 定期关键岗位人员培训D. 定期应急演练二、多选题1. 下列哪些属于应急班组的主要职责?(可多选)A. 组织和实施应急演练B. 监测环境辐射状况C. 确定应急响应级别D. 维修设备和设施E. 提供咨询和技术支持2. 核能发电站安全监督管理部门的职责包括以下哪些?(可多选)A. 监督核能发电站的运行B. 批准核设施设备购置计划C. 审查核能发电站的核与辐射安全监督报告D. 检查核能发电站的应急预案E. 指导核能发电站的行政管理工作三、判断题1. 核能发电站应急预案中的“E”代表应急设备。
( )2. 核能发电站一旦发生核事故,应立即启动对应的应急响应措施。
( )3. 核能发电站反应堆运行工作人员必须持有相应的执业证书。
( )四、简答题1. 核能发电站应急预案应包括哪些主要内容?2. 核能发电站应急演练的重要性是什么?3. 核能发电站工作人员应如何提高核与辐射安全管理的意识和能力?参考答案一、单选题1. C2. D3. D4. C5. B二、多选题1. A, B, C2. A, C, D三、判断题1. 错误2. 正确3. 正确四、简答题1. 核能发电站应急预案应包括的主要内容有:应急组织机构、应急响应级别划分、应急任务和责任分工、应急装备和设施、应急通信和联络、应急培训和演练等内容。
核电厂期末复习要点.
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第一讲1.完成热力循环的热力系统:一回路,二回路(汽轮机组),三回路系统。
2.完成电力生产:一回路,二回路,三回路,发电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电三大核心部分。
3.核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。
4.常规岛(conventional island):汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
5.配套设施( BOP: Balance of Plant):除核岛、常规岛的其余部分。
6.压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节,在四个主要设备中实现的。
(1)核反应堆:(2)蒸汽发生器:(3)汽轮机:(4)发电机:7.核电厂布置分区:a.核心区:b.三废区:c.供排水区:d.动力供应区:e.检修及仓库区:f.厂前区:8.反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置:我国采用T型布置。
9.抗震分为一、二类和非抗震类(NA)10.五道相继深入而又相互增援的设计防御措施第一道防御:考虑对事故的预防。
核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。
第二道防御:防止运行中出现的偏差发展成为事故。
设置可靠的保护装置和系统。
探测妨碍安全的瞬变,完成适当的保护动作。
第三道防御:限制事故的放射性后果,保障公众的安全。
第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故,并使放射性后果合理尽量低。
每个核电厂均应制订应急计划。
称为第五道防御。
11.对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方案进行分类,称之为识别类。
分为四种:A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类;F类为裂变产物屏障丧失类;H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类;S为系统故障类。
12.我国核事故应急管理体系:核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。
13.第一道屏障: 燃料元件包壳(cladding)14.第二道屏障: 一回路压力边界(primary system envelope)。
15.第三道屏障: 安全壳(containmant),即反应堆厂房。
核电厂安全题库与答案
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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、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3、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、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成?燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件5、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)6、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7、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8、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9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备?核蒸汽供应系统①压水堆及一回路主系统和设备②三个辅助系统:化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统③以上系统的控制、保护和检测系统核岛的其余组成部分①设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统②放射性废物处理及硼回收系统③反应堆安全壳及安全壳喷淋系统④核燃料装换料及贮存系统⑤安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统⑥柴油发电机组10、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11、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12、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。
核电厂核安全主要知识梳理

即使在停堆后几小时,衰变热产生率仍有额定功率的1%。
如不提供适当的冷却,衰变热将引起堆内燃料元件的过热和燃料元件包壳破损,导致裂变产物的释放。
核安全发展的三个阶段:核电发展初期,三里岛事故后,切尔诺贝利事故后。
核电发展初期:重视设计的保守性和设备的可靠性,实施纵深防御原则。
79年三哩岛事故后:加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解。
86年切尔诺贝利事故后:倡导安全文化。
安全文化定义:安全文化是存在于单位和个人的种种特性(素质)和态度的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全文化就其表现而言,具有两个主要部分,一是单位的工作体制,另一个是个人的态度和响应。
安全文化要求所有对安全重要的职责必须被正确地执行,履行时具有高度的警惕性,应有的推理能力,丰富的知识,正确的判断和高度的责任心。
安全文化的特性:安全文化的有形导出,安全文化的主动精神。
安全文化由两大部分构成:一是组织内部必要的管理体系和管理部门的逐级责任落实;二是各级人员的响应。
安全文化分为决策层的职责、管理层的职责,以及个人的响应三个方面。
对决策层的具体要求:公布安全政策,建立管理体制,提供人力物力资源,自我完善。
对管理层的具体要求:明确责任和分工,安全工作的安排和管理,人员资格审查和培训,奖励和惩罚,监察、审查和对比。
对个人响应的具体要求:质疑的工作态,严谨的工作方法,互相交流的工作习惯。
安全文化的实质是强调“安全第一”。
基于“安全第一”原则的组织管理体系及管理体系的有效实施是安全文化的重要基础。
全体员工努力满足管理体系要求,并自觉形成重视安全的主人翁态度和积极的个人响应是构成安全文化极为重要的要素。
安全文化的实质:核电厂安全在组织内部建立一整套科学、严密、系统、完善的管理体系和规章制度,在组织内部营造人人自觉关注安全的氛围,通过培训提高员工的知识和技能,培养员工遵章守纪的自觉性和良好的工作习惯,引入激励机制并培养员工个人积极的响应,从而提高员工的安全素养,最终实现组织安全绩效的持续提升。
核电安全学复习资料
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安全注射系统的主要用途
•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,安全注射系统能为堆芯提供应急的和持续的冷却, 在事故发生的第一阶段,尽快将硼水直接注入堆芯,并 在一定时间后,过渡到第二阶段,利用积聚在安全壳地 坑里的水再循环,防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁。 •当化学和容积控制系统失效时,补偿一回路少量的泄漏, 以保持稳压器内的水位。 •发生蒸汽管道破裂事故时,安注系统能将含高浓度硼酸 的水注入堆芯,抵消因慢化剂过度冷却所引入正反应性, 防止反应堆重返临界。
事故处置基本任务顺序:
①
② ③
④
预防堆芯损坏 燃料滞留于压力边界 尽可能长时间地维持安全壳完整 尽量减少放射性向厂外的释放
严重事故处置战略的具体对策
(1)根据PSA研究结果,制定事故处置规程和导则 (2)根据规程和导则培训人员 (3)技术改进,以协助事故处置规程的实施 (4)明确决策责任,改进人事关系
风险的定义
风险:生命与财产损失或损伤的可能性 。
事件发生造成 的后果 事件发生 的频率数学语言事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积
损害 损害 R C 单位时间 事件
事件 P 单位时间
核电的安全总目标:在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施, 以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。 辅助目标:1、辐射防护目标:确保在正常运行时核电厂及从核 电厂释放出来的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低 的水平,并且低于规定的限值,还确保事故引起的辐射照射的程度 得到缓解;2、技术安全目标:有很大把握预防核电厂事故的发生; 对核电厂设计中考虑的所有事故,甚至对于那些发生概率极小的事 故都要确保其放射性后果(如果有的话)是很小的;确保那些会带 来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核电厂的安全对策(反应堆安全三要素) 有效控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物 反应性控制的方式:控制棒、可燃毒物、可溶毒物
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2023年核电厂安全考试知识点梳理综合测试题(共58个,分值共:)1、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。
④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,并自动终止蒸汽发生器的下泄排污⑤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⑥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①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②一回路水产生的腐蚀③二回路给水水质不好,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。
④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性变形以致破裂⑤由于管内流动状况恶化,引起管壁过热而导致失效自动保护系统主要保护功能有①稳压器低压力报警②蒸汽发生器排污水或凝汽器抽气回路放射性水平高报警③稳压器压力低,紧急停堆、汽轮机脱扣、蒸汽旁路到凝汽器或排向大气④稳压器低温低压,安全注射系统动作,并导致蒸汽发生器正常给水停止,辅助给水系统启动2、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-133、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4、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5、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6、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5-117、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8、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9、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。
10、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)11、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12、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)13、画出压水堆核电厂安注系统的原理图。
P102 图5-314、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15、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16、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17、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、18、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19、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20、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21、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8-522、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23、设计上如何防止共模故障?采用实体隔离和设备多样性24、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。
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、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成?燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件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、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29、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30、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、安全壳压力、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统的运作31、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32、各种工况下应该遵循哪些安全准则?①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②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③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④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33、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34、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35、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36、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37、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。