综合测试题(共58个，分值共：)
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
2、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5-11
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
木材拉丝机⑧核电厂的运行安全技术条件
本地导航5、核安全文化具有哪些特性？（三大特点）
①核安全是一个集体的责任，企业中所有人都有确保安全第一的责任
②倡导企业内在的质疑和谦虚谨慎态度，要求互相交流，加强培养核安全事务方面的个人责任心，鼓励员工自我完善
③强调的既是态度问题，同时又是体制问题，既和单位有关，又和个人有关，同时还牵涉到处理所有核安全问题时所应该具有的正确理解能力和应该采取的正确行动。
6、安全注入系统有哪些功能？
①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，为堆芯提供应急的和持续的冷却 ②当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄露，保持稳压器水位
③发生蒸汽管道破裂事故时，将含高浓度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应
性，防止反应堆重返临界
7、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
8、核电站运行工况是如何分类的？
①正常运行和运行瞬态过程
②瞬态事故（中等频率事故）
③稀有事故
④极限事故
9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？
核蒸汽供应系统
永久模板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、发生失水事故的危害、原因和分类有哪些？（重点）
发动机散热器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
lora通信
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
11、什么是共模故障？
指由特定的单一事件或起因导致若干设备或部件功能失效的故障
12、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
13、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。此理念必须贯彻于与核电厂安全有关的全部活动中，包括与组织、设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，做到
即使有一种防御失效，亦可得到其他防御的补偿或纠正。
14、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。
15、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
16、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
17、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：P151
③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：P153
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