核电厂安全复习题略精简版Word格式文档下载.docx
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包容放射性物质，控制排放，限制事故释放。
在HAF102中，针对水堆和压力管式反应堆对三个基本安全功能作出了进一步的划分。
（1）反应性控制，它决定了反应堆的功率。
核电厂设计必须保障在任何情况下，反应性是可控制的。
（2）余热载出，堆运行后产生的大量裂变产物在停堆后继续衰变，发出衰变热，堆在长时间内向外输出热量，必须要有冷却手段，否则堆会烧干失水融化，造成放射性释放。
（3）放射性包容，为此设计了多道屏障：
a燃料包壳，b一回路压力边界，c安全壳完整性。
4.基本安全目标是什么?
核电厂安全性的含义?
我国HAF102法规对核安全目标的陈述，安全的总目标，以及辐射防护目标和技术安全目标的含义。
基本安全目标：
保护人类和环境免于电离辐射的有害影响。
对于带来辐射危险设施和活动，要达到合理可行的最高安全标准。
为此，必须采取以下措施：
控制对人类的辐射照射和放射性物质向环境的释放；
对于可能导致核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或任何其他辐射源失控的事件限制其发生的可能性；
如果发生这类事件，减轻事件的后果。
基本安全目标适用于所有设施和活动以及设施或辐射源寿期中的所有阶段，包括规划、选址、设计、制造、建设、调试和运行以及退役和关闭。
这其中包括相关的放射性物质运输和放射性废物管理。
核电厂安全性：
主要是指如何有效控制反应堆产生的放射性物质对人类生活环境的不利影响。
HAF102法规对核安全目标的陈述：
安全的总目标：
在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受放射性危害。
辅助目标
辐射防护目标：
保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果
技术安全目标：
采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；
对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；
并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。
总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。
5.NRC提出的两个定性安全目标和定量数值指南。
1、就核电站运行的后果来说，对公众个人成员应当提供这样一种水平的防护，以使他们的生命和健康不会由此受到明显的附加风险；
2、核动力对生命和健康的社会风险应当相当于或低于其他具有竞争性的发电技术产生的风险，并且应当对其他的社会风险来说没有明显的增加。
NRC提出定量数值指南：
急性死亡风险：
反应堆事故对核电厂附近的个人或居民群体可能产生的急性死亡风险不应超过美国居民由于其他事故而普遍受到的急性死亡风险的0.1%，
晚期死亡风险：
反应堆事故对核电厂附近的个人或居民群体可能产生的晚期（癌症）死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的0.1%
6.对于现有在运行的核电厂和未来新建核电站，对发生堆芯严重损坏事件的频率和发生严重的放射性向环境释放的概率的指标是多少。
对于现有在运行的核电厂和未来新建核电站，发生堆芯严重损坏事件的频率为≤10^-5堆年，发生严重的放射性向环境释放的概率≤10^-6堆年
第二章核安全文化
1.核安全文化的基本定义。
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。
2.在核安全文化架构中考虑的所有从事与核安全相关工作的人员，它包括那三个层次的人员，对每个层次在哪些方面有具体要求。
三个层次人员：
电厂员工、电厂管理人员、政府决策层。
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：
探索的工作态，严谨的工作方法，互相交流的工作习惯。
第三章核电厂的安全设计
1．压水堆核电站安全保护的多道屏障是什么？
四道屏障：
第一道屏障:
燃料芯块；
第二道屏障:
燃料元件包壳；
第三道屏障:
一回路压力边界；
第四道屏障:
安全壳（一回路厂房）。
2.解释纵深防御的基本概念，五个层次防御的目的和措施。
纵深防御为核电厂安全设计的总原则，核电安全技术的基础，所有与安全有关的活动，无论是组织实施方面的，工作性状方面的，还是设备配置方面的，都作多层重迭设置，使得个别失效可以得到补救或纠正。
第一层次防御：
防止偏离正常运行及防止系统失效，主要考虑对事故的预防，亦称之为“预防防御原则”。
要求：
按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。
应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。
第二层次防御：
检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。
主要针对事故的检测和纠正偏差，亦称之为“检测防御原则”。
要求设置安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
此类功能是探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作，防止放射性屏障的破损，防止事件演变成事故。
系统必须按照保守的设计实践设计，必须留有足够的安全余量，并应配有重复探测、检查和控制手段，各种测试仪表必须具备较高的可靠性。
第三层次防御：
将事故限制在设计基准之内。
考虑对事故的保护，制止预计运行事件和始发事故进程升级发展成严重事故。
又称“保护防御原则”。
该层次要求设置专设安全设施，然后将事故引导到可控状态，继而安全停堆，并至少维持一道包容放射性物质屏障。
通过专设安全措施，固有安全特性，故障安全设计，附件设备规程来控制事故后果。
第四层次防御：
控制具有严重放射性后果事故进展和缓解严重事故后果。
主要考虑对事故的缓解，又称为“缓解防御原则”。
其最主要的目的是保护包容功能。
由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。
第五层次防御：
减轻由事故引起潜在放射性物质释放造成的放射性后果。
该层为随时准备应急行动，又称为“应急防御原则”，是专门针对发生严重放射性释放事故的措施，要求在发生严重事故时保护厂外公众免受过量的辐射。
该层次要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。
3．什么是单一故障原则？
要遵循单一故障原则必须应用哪几个原则？
单一故障准则：
满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋于的功能。
主要遵循的准则是多重性原则，多样性原则，独立性原则。
4.多重性原则,多样性原则,独立性原则,故障安全原则。
多重性原则：
设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能，即一套设备出现故障或失效是可承受的，不至于导致功能的丧失。
多样性原则：
多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。
独立性原则：
为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统安全系统各个冗余支之间，应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。
故障安全原则：
又称失效安全原则。
即核系统或部件发生故障时。
电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。
5．非能动安全性的含义。
固有安全堆的含义。
非能动的安全性是依靠惯性原理（如泵的惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）运行而保证的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性、非能动的安全性和后备安全性的反应堆体系被称为固有安全堆。
6．设备核安全分级的原则，具体分级，主要设备的安全等级。
不同的设备因其对安全的重要程度和功能不同，依此对核电厂的构筑物、设备、系统进行分级，以求得质量（即安全）与代价的平衡，从而法规设计等级、安全质量要求、抗震等级也有所区别。
安全1、2、3级的系统和设备必须考虑防火和抗震。
[安全1级]安全壳内反应堆，反应堆一回路直接承压的系统和系统部件;
[安全2级]安全停堆、应急堆芯冷却、余热排出、安全壳功能和乏燃料贮存所要求的系统和系统部件;
[安全3级]安全二级的支持系统，以及放射性废物处理及乏燃料冷却系统;
[安全4级]不直接具备安全功能与安全l～3级设备相连或受其印象的构筑物、系统和设备。
7.三项基本安全功能的实施。
反应性控制有哪几种类型？
吸收体的引入有几种方式？
核电站基本安全功能是：
①反应性控制：
即控制堆芯内裂变种子，为此在堆芯内布置了控制棒束；
在堆芯的慢化剂中添加可溶毒物；
在首炉堆芯布置可燃毒物棒。
②余热排出：
在反应堆正常运行时把能量带出堆芯，产生电能；
在核反应堆停堆时要把余热带出来，避免能量在堆内聚集；
发生事故时要把能量带出来，缓解事故。
③放射性包容：
即要实现对放射性产物的屏蔽控制功能，为此要设立若干道屏障。
反应性控制类型：
①紧急停堆控制
②功率控制
③
补偿控制
吸收体的引入方式：
通过控制棒的插入步数引入吸收体，首炉堆芯通过可燃毒物引入吸收体，通过化学可溶毒物硼引入吸收体等。
8.反应堆正常运行和停闭时分别通过何种方式导出热量？
正常运行时，一回路到冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而蒸汽发生器内被冷却；
蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。
蒸汽发生器产生的蒸汽推动汽轮机做功，当汽轮机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气中去。
反应堆停闭时，堆芯内链式反应虽被中止，但燃料原件中的裂变产物的衰变继续放出热量，即剩余释热。
为了避免损坏燃料元件包壳，和正常运行一样，应通过蒸汽发生器或余热排出系统，继续导出热量。
9.第三代核电机组的技术要求。
国际上定义的第三代核电机组为满足《用户要求文件》（URD）或者EUR文件为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组及其反应堆。
具有以下特点：
（1）在安全上满足URD文件的要求：
堆芯熔化事故概率≦1.0×
10-5堆·
年，大量放射性释放到环境中的事故概率≦1.0×
10-6堆·
年，热工余量≧15%。
（2）在经济上要求能与联合循环的天然气电厂相竞争：
机组可利用率≧87%，设计寿命为60年，建设周期不大于54个月。
（3）采用非能动安全系统：
利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。
（4）单机容量进一步大型化。
（5）压水堆一回路采用偶数环路。
（6）用全范围数字化控制系统。
第四章核电站安全管理体系
1.国际上与核安全和核能相关的主要组织。
国际原子能机构（IAEA）国际经济合作与发展组织/核能机构（OECD/NEA）
世界核设施运行协会（WANO）世界核能协会（WNA）
国际辐射防护协会（IRPA）国际辐射研究协会（IRRA）
联合国辐射效应科学委员会（UNSCEAR）国际核运输组织
世界卫生组织（WHO）等。
2.IAEA核安全标准文件的三个层次：
安全基本法则（SafetyFundamentals），安全要求（SafetyRequirements），安全导则（SafetyGuides）。
IAEA核安全标准文件的三个层次：
安全基本法则文件为“政策文件”，陈述基本原理，不提供技术细节和原理的应用。
2007年出版了《安全基本原则》（SF-1）。
安全要求文件说明保障安全必须满足的基本安全要求给出满足这些要求的基本目标、概念和原则。
文件的书写以法规的形式编写，在文件编号上含有“R”，如核动力厂安全：
设计（NS-R-1）和核动力厂安全：
运行（NS-R-2）。
安全导则文件，推荐能保证满足安全要求的可能的手段。
推荐的方法是基于国际上的经验、相关的方法等。
安全指南也是按照法规的形式编写，可以直接被各国的安全导则所采用。
3.我国核设施的核安全管理分为那几个层次，具体是国家核安全局，核设施主管部门，和核设施营运单位。
我国核设施的核安全管理分为三个层次：
（1）国家核安全局；
（2）核设施主管部门；
（3）核设施营运单位。
国家核安全局负责对全国民用核设施进行统一的监督管理；
核设施主管部门即为核能事业的发展部门，目前又称为核行业主管部门，代表政府对核能设施的运行和发展进行管理和规划；
核设施营运单位为核设施的执照申请者，直接负责核设施的安全。
4.国家核安全局的基本职责是什么。
①、对全国核设施安全实施监督，独立行使核安全监督权，主要职责是：
1、组织起草和制定核安全的方针、政策和法规，发布核安全有关的规定、导则和实施细则，审查有关核安全的技术标准。
2、组织审查和评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障安全的能力，颁发（吊销）核设施安全许可证件。
3、负责核安全事故的调查和处理、指导和监督核设施应急计划的核电厂安全
4、负责核安全事故的调查和处理、指导和监督核设施应急计划的制定和实施。
5、主持与核安全技术与管理有关的研究。
6、参与核设备出口项目许可证的批准与管理，开展核安全方面的国际合作。
②、监管的主要核设施包括核电厂、其它核动力厂、研究堆、核燃料循环设施、燃料制造厂、放射性废物处置设施和放射性废物库，以及核技术应用、伴生放射性矿产资源开发利用、电磁辐射的污染防治工作实行统一监督管理。
5.核设施营运单位即核安全许可证持有者的其主要职责是什么。
（1）遵守国家的有关法律、行政法规和技术标准，保证核设施的安全；
（2）接受国家核安全局的核安全监督，及时、如实地报告安全情况，并提供有关资料；
（3）对所运营的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和公众以及环境的安全承担全面责任。
6.国际核事件分级的原则是什么。
主要核事故的分类等级。
核事件分级的三个主要准则
场外影响
场内影响
纵深防御的降级。
7.中国核安全法规体系。
1、法律：
由国家立法机构为建立核安全监管机构，确立基本监管制度而制定的具有法律约束力的文件，由全国人民代表大会常务委员会通过发布。
它为监管机构制定法规、导则，实施独立监管等奠定法律基础。
2、行政法规：
由政府或由政府授权的核安全监管机构为奠定许可证审批制度和确立核安全基本要求而制定的具有行政法规约束力的文件。
由国务院颁布，属行政法规，具有法律约束力的文件。
3、安全导则：
由核安全监管机构制定，但不具有法律约束力的文件，是根据实践经验，针对如何满足基本要求和原则提出建议的指导性文件。
在不遵照导则而采用其他的方法和程序时，必须向国家核安全局论证其安全性。
4、技术报告：
对有关规程和技术提出实用范例和详细的方法，可以作为参考性文件。
5、标准、规范和准则属于国家技术标准体系，按国家标准和分类办法执行。
与核安全直接有关的标准，应报国家核安全局审查并备案。
8.核与辐射安全监督站的基本职责是什么。
1.负责民用核设施的核安全与辐射环境管理日常监督；
2.负责军用核设施的辐射环境管理日常监督；
3.负责由总局直接监管的核技术利用项目的辐射安全与辐射环境管理日常监督；
4.负责核与辐射事故（含核与辐射恐怖袭击事件）应急工作的日常监督，以及事故现场应急响应。
5.监督站承担核设施和核技术利用项目的现场监督，纳入总局核与辐射事故应急响应体系，设立24小时值班电话，随时保持与总局核与辐射事故应急办公室的通畅联系。
9．我国核电厂申请许可证由哪五个阶段组成？
申请时，需要提交的主要报告和文件。
核电厂的许可证按五个主要阶段申请和颁发：
核电厂的选址定点；
核电厂的建造；
核电厂的首次装料、调试；
核电厂的运行；
核电厂的退役。
在申请时，提交有关报告：
1.核电厂的选址定点许可证：
申请者（营运单位）提交：
《核电厂环境影响评价报告批准书》；
《核电厂厂址安全审查批准书》；
《可行性研究报告》。
2.核电厂的建造许可证
营运单位提交：
《核电厂建造许可证申请书》；
《核电厂可行性研究报告》和《核电厂初步设计》的批准书和建设项目计划的批件；
核电厂《环境影响报告（设计阶段）批准书》；
《初步安全分析报告》；
《质量保证总大纲》；
其他有关资料（如系统手册、设计报告等）。
3.核电厂的首次装料许可证
《核电厂首次装料申请书》；
《核电厂环境影响报告（装料阶段）批准书》；
《最终安全分析报告》；
《核电厂调试大纲》；
核电厂操纵员合格证明及相应的材料；
核电厂应急计划；
其他有关资料，如核电厂建造进展报告，核电厂在役检查大纲和役前检查结果，核电厂装料前综合调试报告，
核电厂拥有核材料的许可证，核电厂维修大纲。
4.核电厂的运行
核电厂的营运单位向国家核安全局提交《核电厂运行申请书》，修订的《最终安全分析报告》、《核电厂环境影响报告（修订）批准书》和《核电厂装料后调试报告和运行报告》，
其他有关资料。
5.核电厂的退役许可证
《核电厂退役申请书》；
《退役实施计划》；
其他有关资料
10.安全分析报告主要由哪些基本内容组成？
最终安全分析报告（FSAR）中描述核设施，介绍设计依据的资料及其运行限值。
还介绍对构筑物、系统、部件以及核设施总体的安全分析。
对构筑物系统和部件以及对核设施的描述和分析，着重于性能要求。
特别是对各个物项讨论与核反应堆是安全有关还是安全无关。
在最终安全分析报告（FSAR）中还包含经营上和行政上的管理、质量保证准则以及环境和气象监测大纲的结果等。
11.除了核电厂许可证外，还有哪些许可证。
1.核电厂建造许可证；
2.核电厂运行许可证；
3.核电厂操纵员执照；
4.核燃料许可证；
5.核承压设备活动资格许可证；
6.其他需要批准的文件：
核电厂厂址选择审查意见书、核电厂首次装料批准书、核电厂首次临界批准书、核电厂退役批准书等。
（此题可能有误，找不到核电厂许可证之外的许可证，可能问错了）
12.WANO的10项运行安全指标。
1.机组容量因子2.计划外容量损失因子3.非计划自动停堆次数4.安全系统表现5.热力学行为6.燃料可靠性7.化学指标8.累积辐射照射量9.辅助给水不可用率10.工业安全事故率
第五章核电厂安全分析与评价
1．压水核电厂运行工况分类的原则，分为哪几类？
并解释每类名称，了解对每类的安全原则。
1.工况Ⅰ—正常运行和运行瞬变
该工况是常见的预期运行工况，包括：
（1）核电厂的正常启动、停闭和稳态运行。
（2）带有允许偏差的极限运行，如发生燃料元件包壳泄露、一回路冷却剂放射性水平升高、蒸汽发生器管子有泄露等，但未超过规定的最大允许值。
（3）运行瞬变，如核电厂的升温升压或冷却卸压，以及在允许范围内的负荷变化等。
这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系统在反应堆设计裕量内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态重新稳定运行。
2.工况Ⅱ—中等频率事件，或称预计运行事件
这是指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。
由于设计时已采取适当的措施，它只可能迫使反应堆停闭，不会造成燃料元件棒损坏或一回路、二回路系统超压，只要保护系统能正常工作，就不会导致事故工况。
3.工况Ⅲ—稀有事故
在核电厂寿期内可能会发生，但一般极少出现，它的发生概率约为10-4～3×
10-2次/（堆·
年）。
处理这类事故时，为了防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入工作。
4.工况Ⅳ—极限事故
这类事故的发生概率约为10-6～3×
10-4次/（堆·
年），因此被称作假想事故，又称为极限设计事故。
它一旦发生就会释放出大量放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑。
2．安全分析报告中的八类典型始发事故是什么？
（1）二回路系统排热增加
（2）二回路系统排热减少
（3）反应堆冷却剂系统流量减少
（4）反应性和功能分布异常
（5）反应堆冷却剂装量增加
（6）反应堆冷却剂装量减少
（7）系统或设备的放射性释放
（8）未能停堆的预计瞬变
3．说明HAF102（2004年版本）“核电厂设计安全规定”中对设计基准事故、超设计基准事故和严重事故基本概念和相互关系。
设计基准事故：
根据确定的设计准则和保守方法学设计设施时必须加以防范的会导致事故工况的事故。
（老师ppt）是指核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
（书上的）
超设计基准事故是指严重性超过设计基准事故的事故工况。
严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。
相互关系：
（没有确定答案）事故工况指比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。
严重事故是一种超设计基准事故。
4．始发事件的类型。
1.内部事件
设备故障，能直接或间接影响核动力厂安全的各个设备的故障，包括计算机软件的故障。
人员差错，错误的和不良的维修、控制限值的错误整定和操纵员的其他错误行动或疏忽。
内部原因引起的火灾、爆炸和水淹对核动力厂安全也可能产生重要影响核电厂安全。
2.外部事件
3.事件组合
对于单个事件的组合需要谨慎处理，以保证特定的组合有其合理性。
事件的随机组合为一种极不可能的情景，如用PSA证明概率极低，则可不作为假想事故考虑。
在PSA中，对严重事故采用最佳估计分析方法，而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，应采用保守分析方法。
5.何为失水事故和失流事故。
失水事故：
压水堆中冷却剂主管道破裂（大破口或小破口），导致反应堆冷却剂大量失去的事故（LOCA）失流事故：
失流事故是指冷却剂因为泵机或电源故障导致强冷却剂丧失。
（及冷却剂不再循环流动）。
6.评审核电站安全的两种评价方法，并简要说明其主要差别。
确定论评价法、概率安全评价法
区别：
确定论的安全评价方法:
是各国安全当局批准的传
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