2023年核電廠安全考試典型例題

綜合測(cè)試題(共58個(gè)，分值共：)1、決定核安全因素有哪些方面？

設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行、監(jiān)管、退役2、核電廠設(shè)計(jì)上采用哪些方面的措施來保證系統(tǒng)和部件的可靠性？

應(yīng)用多重性原則、單一故障原則、多樣性原則、獨(dú)立性原則、故障安全原則，設(shè)置可靠的輔助設(shè)施，避免共因故障，考慮設(shè)備停役的影響3、核電廠安全分析報(bào)告內(nèi)容有哪些？

①廠址及其環(huán)境的描述

②建廠目的、反應(yīng)堆設(shè)計(jì)、運(yùn)行和實(shí)驗(yàn)所遵循的基本安全原則，設(shè)計(jì)基準(zhǔn)內(nèi)部和外部始發(fā)事件，以及保護(hù)廠區(qū)內(nèi)人員和公眾的安全系統(tǒng)性能的描述

③核電廠系統(tǒng)的描述

④設(shè)計(jì)、采購、建造、監(jiān)理、調(diào)試和運(yùn)行方面的質(zhì)量保證大綱

⑤檢查預(yù)計(jì)安排在反應(yīng)堆內(nèi)進(jìn)行的任何形式實(shí)驗(yàn)的安全問題

⑥類似核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)回顧

⑦假設(shè)始發(fā)事件及其后果的安全分析

⑧核電廠的運(yùn)行安全技術(shù)條件4、蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)設(shè)備構(gòu)成，作用和特性？

蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)的主要設(shè)備有1個(gè)輔助給水貯存箱、2臺(tái)50%額定流量的電動(dòng)輔助給水泵、1臺(tái)100%額定流量的汽動(dòng)輔助給水泵及相應(yīng)的管路和閥門等；有兩個(gè)主要特性：設(shè)備的冗余或多余性。作用：用于保證蒸汽發(fā)生器的給水正常，以便維持一個(gè)冷源，確保反應(yīng)堆余熱的導(dǎo)出。5、核電廠一般設(shè)置哪幾級(jí)防御？（5級(jí)）

①核電廠的設(shè)計(jì)、建造應(yīng)考慮防止事故的發(fā)生，采取各種有效措施，在運(yùn)行中提供必須的監(jiān)督，把事故發(fā)生的概率降到最低程度，以達(dá)到預(yù)期安全運(yùn)行

②在滿足第一級(jí)防御的各項(xiàng)要求之外，謹(jǐn)慎估計(jì)發(fā)生事故、影響安全的可能性及其對(duì)策問題

③主要考慮如發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，而一些保護(hù)系統(tǒng)又同時(shí)失效時(shí)，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂變產(chǎn)物釋放

④為防止和緩解核電廠的嚴(yán)重事故而采取的對(duì)策

⑤以核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故的應(yīng)急對(duì)策為主要內(nèi)容，以適時(shí)采取應(yīng)急防護(hù)措施保護(hù)公眾6、那些事故要求緊急停堆？（重點(diǎn)）

①反應(yīng)堆功率達(dá)到超功率整定值或超溫溫差整定值

②一回路壓力低

③中子注量率高

④中子注量率上升速度快

⑤蒸汽發(fā)生器水位高

⑥蒸汽發(fā)生器水位極低

⑦蒸汽發(fā)生器水位低，同時(shí)水流量和蒸汽流量不平衡

⑧安全注射系統(tǒng)啟動(dòng)7、什么事單一故障準(zhǔn)則？

指某設(shè)備組合在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)故障時(shí)仍能執(zhí)行其正常功能8、核反應(yīng)堆電廠核島系統(tǒng)有哪些設(shè)備？核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)

①壓水堆及一回路主系統(tǒng)和設(shè)備

②三個(gè)輔助系統(tǒng)：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)和安全注射系統(tǒng)

③以上系統(tǒng)的控制、保護(hù)和檢測(cè)系統(tǒng)

核島的其余組成部分

①設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、生水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)

②放射性廢物處理及硼回收系統(tǒng)

③反應(yīng)堆安全殼及安全殼噴淋系統(tǒng)

④核燃料裝換料及貯存系統(tǒng)

⑤安全殼通風(fēng)和過濾系統(tǒng)、核輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)

⑥柴油發(fā)電機(jī)組9、核電廠安全狀況監(jiān)測(cè)--安全參數(shù)顯示系統(tǒng)的作用？

監(jiān)督核電廠安全運(yùn)轉(zhuǎn)的狀況，幫助操縱員及時(shí)發(fā)現(xiàn)機(jī)組故障的征兆，為操縱員處理事故提供支持10、什么是靜態(tài)控制點(diǎn)程序？

當(dāng)機(jī)組處于某一運(yùn)行模式期間，每一當(dāng)班運(yùn)行值接班后為清楚地了解機(jī)組的狀態(tài)而執(zhí)行的檢查程序，以確保機(jī)組在該運(yùn)行模式下所必需的最小可用安全系統(tǒng)與設(shè)備滿足運(yùn)行技術(shù)規(guī)范的要求11、高壓、低壓及蓄壓注射系統(tǒng)的功能

①高壓注射管系主要在壓水堆冷卻機(jī)系統(tǒng)小泄漏事故時(shí)起作用，主要目的是維持冷卻劑系統(tǒng)壓力稍低于正常值，是壓水堆正常停閉

②當(dāng)一回路管道發(fā)生破裂而引起壓力急劇下降時(shí)，需依靠蓄壓注射管系在最短的時(shí)間內(nèi)淹沒堆芯以避免燃料元件的融化

③低壓注射管系在冷卻劑管道大破裂、冷卻劑壓力急劇降低時(shí)自動(dòng)投入運(yùn)行，其主要作用是炎魔堆芯和保證堆芯內(nèi)水的流動(dòng)，到處預(yù)熱。12、核反應(yīng)堆第一道安全屏障由哪些部件構(gòu)成？

燃料芯塊、帶壓金屬合金包殼及相關(guān)元件13、事故停堆之后重新臨界的條件有哪些？（重點(diǎn)）

①只有停堆的原因充分查明后，才能允許重新臨界

②如果停堆的原因未能充分查明而需要重新臨界，必須獲得電站經(jīng)理的授權(quán)，且事后必須通報(bào)國(guó)家核安全局

③重新臨界前必須執(zhí)行動(dòng)態(tài)控制點(diǎn)程序，以檢查重新臨界的條件

④對(duì)未超過安全限值的事故停堆，值班STA將停堆原因等相關(guān)信息口頭告知核與輻射安全監(jiān)督站。隨后的機(jī)組重新臨界前，值班STA口頭將機(jī)組重新臨界的相關(guān)信息告知核與輻射安全監(jiān)督站。如國(guó)家核安全或核與輻射安全監(jiān)督站提出異議，應(yīng)立即停止重新臨界活動(dòng)。

⑤對(duì)超過安全限值的事故停堆以及國(guó)家核安全局認(rèn)為重要的事故停堆后的重新臨界，必須遵守以下程序：針對(duì)事故停堆的根本原因及其后果需制定相應(yīng)的措施及處理計(jì)劃，并提交國(guó)家核安全局；在機(jī)組重新臨界前必須完成事故處理計(jì)劃中確定的實(shí)驗(yàn)項(xiàng)目，以驗(yàn)證安全重要物項(xiàng)滿足原設(shè)計(jì)要求和有關(guān)準(zhǔn)則，并消除事故對(duì)其功能造成的潛在影響；在完成事故處理計(jì)劃并確認(rèn)機(jī)組能夠安全運(yùn)行時(shí)，向國(guó)家核安全局提交重新臨界申請(qǐng)；國(guó)家核安全局批準(zhǔn)重新臨界后，方可執(zhí)行重新臨界操作。14、安全文化構(gòu)成內(nèi)容有哪些？

決策層的承諾、管理層的承諾、個(gè)人的響應(yīng)（圖2-1）15、畫出壓水堆核電廠安注系統(tǒng)的原理圖。

P102圖5-316、什么是核電廠安全限值？

受監(jiān)測(cè)參數(shù)的極限值，如果達(dá)到該值核電廠可能發(fā)生嚴(yán)重?fù)p壞17、各種工況下應(yīng)該遵循哪些安全準(zhǔn)則？

①對(duì)第一類工況，燃料元件不應(yīng)受到任何損壞；不應(yīng)啟動(dòng)任何保護(hù)系統(tǒng)或?qū)ＴO(shè)安全設(shè)施

②對(duì)第二類工況，燃料元件不應(yīng)受到任何損壞；除本身故障外，任何屏障不應(yīng)受到損壞；采取措施后機(jī)組應(yīng)能再啟動(dòng)；不應(yīng)是后果更嚴(yán)重的第三類事故或第四類事故的起源

③對(duì)第三類工況，一些燃料元件可能損壞，但其數(shù)量應(yīng)該是有限的；除本身故障外，一回路和安全殼的完整性不應(yīng)受到影響；不應(yīng)是后果更為嚴(yán)重的第四類事故的起因

④對(duì)第四類工況，燃料元件損壞的數(shù)量應(yīng)悠閑；保持安全殼完整性所必需的系統(tǒng)功能不應(yīng)當(dāng)喪失18、安注系統(tǒng)主要周期試驗(yàn)有哪些？

①逆止閥的密封性試驗(yàn)

②所有泵的啟動(dòng)試驗(yàn)

③所有泵的入口閥特性試驗(yàn)

④與安全注射系統(tǒng)相關(guān)的入口閥的特性試驗(yàn)⑤所有隔離閥性能試驗(yàn)

⑥當(dāng)安注信號(hào)發(fā)生時(shí)，在7000μg/g上隔離閥響應(yīng)及其流量測(cè)定試驗(yàn)19、按照反應(yīng)堆堆芯體不同，核反應(yīng)堆分為哪幾種類型？（老師提示7種）壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨氣冷堆、高溫氣冷堆、快中子增殖堆、20、設(shè)計(jì)上如何防止共模故障？

采用實(shí)體隔離和設(shè)備多樣性21、狹義的核安全含義是什么，包含的內(nèi)容有哪些，實(shí)施措施有哪些？

在核電廠的設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和退役期間，為保護(hù)人員、社會(huì)和環(huán)境免受可能的放射性危害所采取的技術(shù)和組織上的措施的綜合。這些措施包括確保核設(shè)施的正常運(yùn)行、預(yù)防事故的發(fā)生和限制可能的事故后果。22、如何保證安全殼的完整性？

可以通過改進(jìn)安全系統(tǒng)以減輕施加在安全殼上的載荷，以及加強(qiáng)安全殼結(jié)構(gòu)，使放射性物質(zhì)的釋放量減小到最低程度；加強(qiáng)其在設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和監(jiān)督等環(huán)節(jié)的安全質(zhì)量把關(guān)工作23、核電廠必須納入安全保護(hù)系統(tǒng)整定值的典型參數(shù)有哪些？

中子注量率及其分布、中子注量率變化率、反應(yīng)性保護(hù)裝置、軸向功率分布因子、燃料包殼溫度或燃料通道冷卻劑溫度、反應(yīng)堆冷卻劑溫度、反應(yīng)堆冷卻劑升溫速率、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力、反應(yīng)堆或穩(wěn)壓器水位、反應(yīng)堆冷卻劑流量、反應(yīng)堆冷卻劑流量變化速率、一回路主泵跳閘、冷卻劑應(yīng)急注射、蒸汽發(fā)生器水位、主蒸汽管道隔離與汽輪機(jī)速關(guān)以及給水隔離、正常電源斷電、蒸汽管道的放射性水平、反應(yīng)堆廠房的放射性水平和廠內(nèi)大氣污染水平、安全殼壓力、安全殼噴淋系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)的運(yùn)作24、什么是動(dòng)態(tài)控制點(diǎn)程序？

機(jī)組在運(yùn)行模式改變之前，通過使用相應(yīng)的動(dòng)態(tài)控制點(diǎn)檢查程序，以確保運(yùn)行模式改變的先決條件及所必需可用的安全系統(tǒng)與設(shè)備滿足運(yùn)行技術(shù)規(guī)范的要求25、核電廠設(shè)計(jì)中針對(duì)嚴(yán)重事故應(yīng)該考慮哪些事項(xiàng)？

①針對(duì)特定設(shè)計(jì)，確定能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的重要時(shí)間序列

②考慮核電廠的已有能力

③對(duì)能降低事故出現(xiàn)概率或能減輕事故后果的修改方案作出評(píng)價(jià)

④置頂事故處理規(guī)程26、蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故有哪些現(xiàn)象？原因有哪些？保護(hù)有哪些？

現(xiàn)象：①蒸汽發(fā)生器傳熱管破口，導(dǎo)致一回路水流失，同時(shí)一回路系統(tǒng)壓力下降，穩(wěn)壓器低壓力和低水位報(bào)警；上沖泵流量增加；故障蒸汽發(fā)生器的給水流量減少，出現(xiàn)蒸汽流量與給水流量的失配

②當(dāng)穩(wěn)壓器壓力低至停堆整定值時(shí)，即觸發(fā)穩(wěn)壓器低壓保護(hù)而緊急停閉反應(yīng)堆。停閉后，由于冷卻劑不斷流失和冷卻水體積收縮，穩(wěn)壓器水位快速下降，當(dāng)達(dá)到穩(wěn)壓器低壓力和低水位整定值時(shí)，觸發(fā)安注信號(hào)，同時(shí)切斷二回路正常給水，啟動(dòng)輔助給水泵。

③反應(yīng)堆停閉信號(hào)觸發(fā)汽輪機(jī)組脫扣，蒸汽通過旁路閥進(jìn)入凝汽器。若同時(shí)發(fā)生失去外電源供電的情況，則蒸汽旁路閥自動(dòng)關(guān)閉，造成蒸汽壓力上升，蒸汽通過釋放閥和安全閥排向大氣，最終導(dǎo)致?lián)Q料水箱排空，釀成堆芯裸露、大量放射性物質(zhì)經(jīng)蒸汽發(fā)生器外泄的嚴(yán)重后果。

④蒸汽發(fā)生器排污液體檢測(cè)器和凝汽器抽氣器的放射性檢測(cè)器報(bào)警，指示二回路系統(tǒng)放射性物質(zhì)急劇增加，并自動(dòng)終止蒸汽發(fā)生器的下泄排污

⑤停堆后的余熱由連續(xù)供應(yīng)的輔助給水和安全注射硼水流量所形成的的冷源帶走

⑥安全注射水罪證能部分的回復(fù)反應(yīng)堆冷卻劑壓力和穩(wěn)壓器水位

原因分析：主要原因是應(yīng)力腐蝕或晶間腐蝕；其次是由于震動(dòng)造成疲勞損壞

①由于機(jī)械加工、焊接、熱處理、脹接加工、組裝不好等原因，使管子承受機(jī)械應(yīng)力和熱應(yīng)力

②一回路水產(chǎn)生的腐蝕

③二回路給水水質(zhì)不好，化學(xué)處理方法不當(dāng)或處理不規(guī)范，再加上在高溫狀態(tài)下，管板處的腐蝕沉積物的溶解性大大增強(qiáng)，使管子局部變薄或產(chǎn)生裂紋。凝汽器泄露是二回路水質(zhì)變壞的重要原因。

④凹陷效應(yīng)，由于碳鋼支撐板或管板的腐蝕產(chǎn)物對(duì)管束的擠壓作用。腐蝕產(chǎn)物的淤積直接導(dǎo)致在支撐板交界處傳熱管發(fā)生塑性變形以致破裂

⑤由于管內(nèi)流動(dòng)狀況惡化，引起管壁過熱而導(dǎo)致失效

自動(dòng)保護(hù)系統(tǒng)主要保護(hù)功能有

①穩(wěn)壓器低壓力報(bào)警

②蒸汽發(fā)生器排污水或凝汽器抽氣回路放射性水平高報(bào)警

③穩(wěn)壓器壓力低，緊急停堆、汽輪機(jī)脫扣、蒸汽旁路到凝汽器或排向大氣

④穩(wěn)壓器低溫低壓，安全注射系統(tǒng)動(dòng)作，并導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器正常給水停止，輔助給水系統(tǒng)啟動(dòng)27、核安全運(yùn)行程序包括哪些小程序？

①系統(tǒng)運(yùn)行程序

②機(jī)組正常啟動(dòng)/停機(jī)程序

③換料大修/停機(jī)維修運(yùn)行程序

④系統(tǒng)報(bào)警手冊(cè)

⑤系統(tǒng)故障運(yùn)行程序

⑥定期試驗(yàn)程序

⑦行政控制程序28、核安全文化具有哪些特性？（三大特點(diǎn)）①核安全是一個(gè)集體的責(zé)任，企業(yè)中所有人都有確保安全第一的責(zé)任

②倡導(dǎo)企業(yè)內(nèi)在的質(zhì)疑和謙虛謹(jǐn)慎態(tài)度，要求互相交流，加強(qiáng)培養(yǎng)核安全事務(wù)方面的個(gè)人責(zé)任心，鼓勵(lì)員工自我完善

③強(qiáng)調(diào)的既是態(tài)度問題，同時(shí)又是體制問題，既和單位有關(guān)，又和個(gè)人有關(guān)，同時(shí)還牽涉到處理所有核安全問題時(shí)所應(yīng)該具有的正確理解能力和應(yīng)該采取的正確行動(dòng)。29、繪圖說明安全注射系統(tǒng)動(dòng)作條件有哪些？

P104圖5-430、核電設(shè)備或系統(tǒng)所完成的三大安全功能？

反應(yīng)性安全功能，冷卻安全功能，屏蔽安全功能31、繪圖說明安全殼噴淋系統(tǒng)的動(dòng)作條件和動(dòng)作對(duì)象有哪些？

P115圖5-1132、安全注入系統(tǒng)有哪些功能？

①當(dāng)一回路主系統(tǒng)的管道或設(shè)備發(fā)生破裂而引起失水事故時(shí)，為堆芯提供應(yīng)急的和持續(xù)的冷卻

②當(dāng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)失效時(shí)，補(bǔ)償一回路少量的泄露，保持穩(wěn)壓器水位

③發(fā)生蒸汽管道破裂事故時(shí)，將含高濃度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化劑過度冷卻所減少的負(fù)反應(yīng)性，防止反應(yīng)堆重返臨界33、發(fā)生失水事故的危害、原因和分類有哪些？（重點(diǎn)）①小破口失水事故：堆內(nèi)冷卻劑流失量緩慢，可以由化學(xué)和容積控制系統(tǒng)自動(dòng)調(diào)整上充下泄流量進(jìn)行補(bǔ)償，并投入第二臺(tái)上充泵維持穩(wěn)壓器水位，毋須啟用安全注射系統(tǒng)。但是由于冷卻劑不斷地從一回路系統(tǒng)向外流失，它所含有的的裂變產(chǎn)物將釋放到安全殼中，污染廠房。因此，必須及早查明原因和泄露部位，迅速采取相應(yīng)措施

②中等破口失水事故：補(bǔ)水能力已不足以彌補(bǔ)冷卻劑從破口的流失量，一回路系統(tǒng)壓力下降，使穩(wěn)壓器中的水流向冷卻劑系統(tǒng)，造成穩(wěn)壓器壓力和水位同時(shí)降低。并且，一回路系統(tǒng)高溫高壓水噴出、迅速汽化，使安全殼內(nèi)壓力逐漸上升。當(dāng)穩(wěn)壓器壓力達(dá)到低壓整定值或安全殼出現(xiàn)高壓信號(hào)后，反應(yīng)堆緊急停閉。當(dāng)穩(wěn)壓器低壓力和低水位信號(hào)相符合時(shí)，安全注射系統(tǒng)啟動(dòng)。同時(shí)，關(guān)閉給水管道隔離閥來停止正常給水，由輔助給水泵提供二回路給水。蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽通過旁路閥排入凝汽器，失去外電源時(shí)，蒸汽經(jīng)釋放閥和安全閥排向大氣。

③大破口失水事故：事故發(fā)展過程迅速，1s內(nèi)穩(wěn)壓器壓力降低到整定值，反應(yīng)堆緊急停閉并啟動(dòng)安全注射系統(tǒng)，堆內(nèi)冷卻劑大量汽化，蒸汽替代了液體，空泡所產(chǎn)生的反應(yīng)性負(fù)效應(yīng)增加了停堆深度。10s內(nèi)一回路系統(tǒng)壓力降到4.7MPa，在安全注射泵投入前，蓄壓注射系統(tǒng)首先啟動(dòng)。當(dāng)一回路壓力降到0.7MPa時(shí)，低壓注射泵投入運(yùn)行，與高壓注射泵一起向堆芯注入換料水箱中2400μg/g的硼水。經(jīng)過一段時(shí)間后，換料水箱中硼水下降到發(fā)出低水位報(bào)警時(shí)，安全注射系統(tǒng)由直接注入向再循環(huán)工況過度，改從地坑汲水。

原因分析：①誤打開穩(wěn)壓器安全閥

②貫穿安全殼的一回路壓力邊界儀表或其他線路系統(tǒng)的破裂

③蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂

④反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種管道破裂產(chǎn)生的失冷事故

⑤一回路管道或與一回路相連的某一個(gè)輔助系統(tǒng)的破裂

⑥上述系統(tǒng)中的一個(gè)閥門的意外打開（或不能回座）

⑦泵的軸封或閥桿泄漏34、核電廠安全評(píng)審和監(jiān)督包括哪些內(nèi)容？

安全評(píng)審方面，應(yīng)對(duì)核電廠安全分析報(bào)告的內(nèi)容和格式作出規(guī)定，并按確定的標(biāo)準(zhǔn)審核評(píng)價(jià)大綱，對(duì)安全分析報(bào)告進(jìn)行全面深入的技術(shù)審查，實(shí)施核安全許可證發(fā)放制度；安全監(jiān)督檢查可分為日常的、例行的和非例行的檢查，內(nèi)容包括核電廠建造、調(diào)試階段的焊接質(zhì)量檢查、安全殼混凝土質(zhì)量檢查、設(shè)備制造質(zhì)量檢查、質(zhì)保有效期檢查、核電廠運(yùn)行安全檢查35、按照相關(guān)規(guī)定，核電廠應(yīng)該設(shè)置哪幾道安全屏障？

由燃料棒包殼構(gòu)成的第一道屏障、由一回路壓力邊界構(gòu)成的第二道屏障、安全殼及其輔助邊界構(gòu)成的第三道屏障36、什么是核電廠正常運(yùn)行限值？

指正常運(yùn)行時(shí)參量的變化范圍37、核電站運(yùn)行工況是如何分類的？

①正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)過程

②瞬態(tài)事故（中等頻率事故）

③稀有事故

④極限事故38、什么是共模故障？指由特定的單一事件或起因?qū)е氯舾稍O(shè)備或部件功能失效的故障39、核電廠安全殼有哪些類型，各有什么特點(diǎn)？

雙層球型鋼安全殼、雙層圓柱形安全殼、單層預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼、雙層預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼40、核反應(yīng)堆第三道安全屏障由哪些部件構(gòu)成？

反應(yīng)堆廠房或安全殼、構(gòu)成安全殼延伸的某些管道、安全殼隔離系統(tǒng)管道、其他41、核電廠基本安全限值有哪些？

燃料溫度限制，包殼溫度限值，冷卻劑壓力限值42、廣義的核安全含義是什么，包含的內(nèi)容有哪些？指涉及核材料及放射性核素相關(guān)的安全問題，其主要包括放射性物質(zhì)管理、前端核資源開采利用設(shè)施安全、核電廠安全運(yùn)行、乏燃料后處理設(shè)施安全及全過程的防核擴(kuò)散等議題43、核電廠運(yùn)行人員的作用？保證反應(yīng)堆的安全運(yùn)行、實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的技術(shù)反饋、探討反應(yīng)堆的故障預(yù)兆、什么是核電廠縱深防御？縱深防御理念是核電廠設(shè)計(jì)安全原理的重要組成部分。此理念必須貫徹于與核電廠安全有關(guān)的全部活動(dòng)中，包括與組織、設(shè)計(jì)或人員行為有關(guān)的方面，以保證這些活動(dòng)均置于重疊措施的防御之下，做到即使有一種防御失效，亦可得到其他防御的補(bǔ)償或糾正。44、最小核安全運(yùn)行值？即核電廠對(duì)于正常運(yùn)行和事故工況下維持和保障電站核安全水平所必需的最少運(yùn)行人數(shù)和他們的最低素質(zhì)要求的規(guī)定。核電廠（雙機(jī)組）當(dāng)值運(yùn)行人員的最低要求為18人，對(duì)于一臺(tái)機(jī)組已經(jīng)卸料的情況，為16人45、什么是核安全文化？研究核安全文化意義何在？

核安全文化是存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核安全問題由于它的重要性須得到應(yīng)有的重視。46、發(fā)生反應(yīng)性事故的現(xiàn)象，原因，處理有哪些？（重點(diǎn)）

現(xiàn)象與危險(xiǎn)：發(fā)生反應(yīng)性事故時(shí)，反應(yīng)性上升引起熱流密度增加，接著引起燃料元件溫度和冷卻劑溫度升高，可能會(huì)出現(xiàn)瞬發(fā)臨界，有導(dǎo)致偏離泡核沸騰的危險(xiǎn)；若進(jìn)一步導(dǎo)致超功率，有可能引起燃料元件融化，反應(yīng)堆有失控的危險(xiǎn)；堆芯內(nèi)反應(yīng)性的變化，在局部熱點(diǎn)處有可能出現(xiàn)偏離泡核沸騰和超功率，將引起反應(yīng)堆中熱流密度和溫度空間分布的改變。如果在功率運(yùn)行工況下發(fā)生反應(yīng)性事故，堆內(nèi)將出現(xiàn)嚴(yán)重過熱，可能造成一回路系統(tǒng)壓力邊界的破壞。

原因分析：一是機(jī)械故障，如控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)失靈，或控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)罩殼破裂；二是電氣故障，如控制棒調(diào)節(jié)系統(tǒng)的故障；三是人因引起故障。

處理：①當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生啟動(dòng)過程中發(fā)生控制棒組件失控抽出事故時(shí)，其瞬態(tài)過程比較緩慢且異常，負(fù)反饋系統(tǒng)會(huì)觸發(fā)報(bào)警。此時(shí)操縱員應(yīng)能夠及時(shí)地發(fā)現(xiàn)事故，并快速做出反應(yīng)，通過手動(dòng)操作將控制棒組件停堆棒組插入

②當(dāng)功率運(yùn)行時(shí)發(fā)生控制棒組件失控抽出事故，為防止危及堆芯安全，反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)將有以下動(dòng)作：P151

③在反應(yīng)堆功率運(yùn)行過程中，如果發(fā)生硼酸的失控稀釋事故，將引起反應(yīng)堆功率上升。在不同模式下的響應(yīng)如下：P153

④彈棒事故的處理與預(yù)防：P155

反應(yīng)性事故保護(hù)參數(shù)P156表8-547、核安全有哪三大原則？

縱深防御原則、事故預(yù)防原則、事故緩解原則48、反應(yīng)堆余熱向最終熱阱輸送需要考慮哪些問題？

必須恰當(dāng)?shù)剡x擇經(jīng)考驗(yàn)的部件，并采用多重性、多樣性、實(shí)體分隔、相互連接以及隔離等措施，必須考慮自然事件和人為事件的影響49、哪些情況安注系統(tǒng)必須啟動(dòng)？（重點(diǎn)）

①穩(wěn)壓器低壓力和低水位信號(hào)相符合

②各蒸汽管道之間有高壓差

③任意兩條蒸汽管道的高蒸汽流量和低蒸汽壓力信號(hào)相符合，或者高蒸汽流量和冷卻劑低平均溫度相符合

④安全殼出現(xiàn)高—高壓力信號(hào)50、安全殼是如何分階段設(shè)置隔離系統(tǒng)的？當(dāng)安全注射時(shí)，對(duì)安全殼實(shí)施第一階段隔離；當(dāng)安全殼噴淋系統(tǒng)啟動(dòng)時(shí)，實(shí)施第二