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 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
硬质合金密封环⑧核电厂的运行安全技术条件
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。
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
5、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
6、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
7、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
马蹄去皮机8、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
9、高压、低压及蓄压注射系统的功能
①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，是压水堆正常停闭离合器摩擦片结构图
②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
③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。
10、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
11、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
12、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
顶空瓶
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。
13、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
14、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
15、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
电极糊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
16、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？
P104 图5-4
17、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
口袋领域内压力逐渐上升。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
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