2023年核電廠安全考試典型例題

綜合測試題(共58個，分值共：)1、決定核安全因素有哪些方面？

設(shè)計、建造、運行、監(jiān)管、退役2、核電廠設(shè)計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、運行和實驗所遵循的基本安全原則，設(shè)計基準內(nèi)部和外部始發(fā)事件，以及保護廠區(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、采購、建造、監(jiān)理、調(diào)試和運行方面的質(zhì)量保證大綱

⑤檢查預(yù)計安排在反應(yīng)堆內(nèi)進行的任何形式實驗的安全問題

⑥類似核電廠的運行經(jīng)驗回顧

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個輔助給水貯存箱、2臺50%額定流量的電動輔助給水泵、1臺100%額定流量的汽動輔助給水泵及相應(yīng)的管路和閥門等；有兩個主要特性：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)置哪幾級防御？（5級）

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

②在滿足第一級防御的各項要求之外，謹慎估計發(fā)生事故、影響安全的可能性及其對策問題

③主要考慮如發(fā)生設(shè)計基準事故，而一些保護系統(tǒng)又同時失效時，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重事故而采取的對策

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

①反應(yīng)堆功率達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，同時水流量和蒸汽流量不平衡

⑧安全注射系統(tǒng)啟動7、什么事單一故障準則？

指某設(shè)備組合在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時仍能執(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、保護和檢測系統(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)電機組9、核電廠安全狀況監(jiān)測--安全參數(shù)顯示系統(tǒng)的作用？

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

當機組處于某一運行模式期間，每一當班運行值接班后為清楚地了解機組的狀態(tài)而執(zhí)行的檢查程序，以確保機組在該運行模式下所必需的最小可用安全系統(tǒng)與設(shè)備滿足運行技術(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系統(tǒng)小泄漏事故時起作用，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當一回路管道發(fā)生破裂而引起壓力急劇下降時，需依靠蓄壓注射管系在最短的時間內(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自動投入運行，其主要作用是炎魔堆芯和保證堆芯內(nèi)水的流動，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）

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)，且事后必須通報國家核安全局

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

④對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。隨后的機組重新臨界前，值班STA口頭將機組重新臨界的相關(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。

⑤對超過安全限值的事故停堆以及國家核安全局認為重要的事故停堆后的重新臨界，必須遵守以下程序：針對事故停堆的根本原因及其后果需制定相應(yīng)的措施及處理計劃，并提交國家核安全局；在機組重新臨界前必須完成事故處理計劃中確定的實驗項目，以驗證安全重要物項滿足原設(shè)計要求和有關(guān)準則，并消除事故對其功能造成的潛在影響；在完成事故處理計劃并確認機組能夠安全運行時，向國家核安全局提交重新臨界申請；國家核安全局批準重新臨界后，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)測參數(shù)的極限值，如果達到該值核電廠可能發(fā)生嚴重損壞17、各種工況下應(yīng)該遵循哪些安全準則？

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

②對第二類工況，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；采取措施后機組應(yīng)能再啟動；不應(yīng)是后果更嚴重的第三類事故或第四類事故的起源

③對第三類工況，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)是后果更為嚴重的第四類事故的起因

④對第四類工況，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)當喪失18、安注系統(tǒng)主要周期試驗有哪些？

①逆止閥的密封性試驗

②所有泵的啟動試驗

③所有泵的入口閥特性試驗

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

⑥當安注信號發(fā)生時，在7000μg/g上隔離閥響應(yīng)及其流量測定試驗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)計上如何防止共模故障？

采用實體隔離和設(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，實施措施有哪些？

在核電廠的設(shè)計、建造、運行和退役期間，為保護人員、社會和環(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？

可以通過改進安全系統(tǒng)以減輕施加在安全殼上的載荷，以及加強安全殼結(jié)構(gòu)，使放射性物質(zhì)的釋放量減小到最低程度；加強其在設(shè)計、建造、運行和監(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)的運作24、什么是動態(tài)控制點程序？

機組在運行模式改變之前，通過使用相應(yīng)的動態(tài)控制點檢查程序，以確保運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)備滿足運行技術(shù)規(guī)范的要求25、核電廠設(shè)計中針對嚴重事故應(yīng)該考慮哪些事項？

①針對特定設(shè)計，確定能導(dǎo)致嚴重事故的重要時間序列

②考慮核電廠的已有能力

③對能降低事故出現(xiàn)概率或能減輕事故后果的修改方案作出評價

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，同時一回路系統(tǒng)壓力下降，穩(wěn)壓器低壓力和低水位報警；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當穩(wěn)壓器壓力低至停堆整定值時，即觸發(fā)穩(wěn)壓器低壓保護而緊急停閉反應(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，當達到穩(wěn)壓器低壓力和低水位整定值時，觸發(fā)安注信號，同時切斷二回路正常給水，啟動輔助給水泵。

③反應(yīng)堆停閉信號觸發(fā)汽輪機組脫扣，蒸汽通過旁路閥進入凝汽器。若同時發(fā)生失去外電源供電的情況，則蒸汽旁路閥自動關(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)生器外泄的嚴重后果。

④蒸汽發(fā)生器排污液體檢測器和凝汽器抽氣器的放射性檢測器報警，指示二回路系統(tǒng)放射性物質(zhì)急劇增加，并自動終止蒸汽發(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；其次是由于震動造成疲勞損壞

①由于機械加工、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，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)流動狀況惡化，引起管壁過熱而導(dǎo)致失效

自動保護系統(tǒng)主要保護功能有

①穩(wěn)壓器低壓力報警

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警

③穩(wěn)壓器壓力低，緊急停堆、汽輪機脫扣、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27、核安全運行程序包括哪些小程序？

①系統(tǒng)運行程序

②機組正常啟動/停機程序

③換料大修/停機維修運行程序

④系統(tǒng)報警手冊

⑤系統(tǒng)故障運行程序

⑥定期試驗程序

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

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

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

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)的動作條件和動作對象有哪些？

P115圖5-1132、安全注入系統(tǒng)有哪些功能？

①當一回路主系統(tǒng)的管道或設(shè)備發(fā)生破裂而引起失水事故時，為堆芯提供應(yīng)急的和持續(xù)的冷卻

②當化學(xué)和容積控制系統(tǒng)失效時，補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，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）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)自動調(diào)整上充下泄流量進行補償，并投入第二臺上充泵維持穩(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：補水能力已不足以彌補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。當穩(wěn)壓器壓力達到低壓整定值或安全殼出現(xiàn)高壓信號后，反應(yīng)堆緊急停閉。當穩(wěn)壓器低壓力和低水位信號相符合時，安全注射系統(tǒng)啟動。同時，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，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。當一回路壓力降到0.7MPa時，低壓注射泵投入運行，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)過一段時間后，換料水箱中硼水下降到發(fā)出低水位報警時，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輔助系統(tǒng)的破裂

⑥上述系統(tǒng)中的一個閥門的意外打開（或不能回座）

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

安全評審方面，應(yīng)對核電廠安全分析報告的內(nèi)容和格式作出規(guī)定，并按確定的標準審核評價大綱，對安全分析報告進行全面深入的技術(shù)審查，實施核安全許可證發(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行限值？

指正常運行時參量的變化范圍37、核電站運行工況是如何分類的？

①正常運行和運行瞬態(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？

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、核電廠安全運行、乏燃料后處理設(shè)施安全及全過程的防核擴散等議題43、核電廠運行人員的作用？保證反應(yīng)堆的安全運行、實現(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)的全部活動中，包括與組織、設(shè)計或人員行為有關(guān)的方面，以保證這些活動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償或糾正。44、最小核安全運行值？即核電廠對于正常運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行人數(shù)和他們的最低素質(zhì)要求的規(guī)定。核電廠（雙機組）當值運行人員的最低要求為18人，對于一臺機組已經(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）

現(xiàn)象與危險：發(fā)生反應(yīng)性事故時，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，可能會出現(xiàn)瞬發(fā)臨界，有導(dǎo)致偏離泡核沸騰的危險；若進一步導(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；堆芯內(nèi)反應(yīng)性的變化，在局部熱點處有可能出現(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。如果在功率運行工況下發(fā)生反應(yīng)性事故，堆內(nèi)將出現(xiàn)嚴重過熱，可能造成一回路系統(tǒng)壓力邊界的破壞。

原因分析：一是機械故障，如控制棒驅(qū)動機構(gòu)失靈，或控制棒驅(qū)動機構(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當反應(yīng)堆發(fā)生啟動過程中發(fā)生控制棒組件失控抽出事故時，其瞬態(tài)過程比較緩慢且異常，負反饋系統(tǒng)會觸發(fā)報警。此時操縱員應(yīng)能夠及時地發(fā)現(xiàn)事故，并快速做出反應(yīng)，通過手動操作將控制棒組件停堆棒組插入

②當功率運行時發(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)堆保護系統(tǒng)將有以下動作：P151

③在反應(yīng)堆功率運行過程中，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?shù)剡x擇經(jīng)考驗的部件，并采用多重性、多樣性、實體分隔、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？（重點）

①穩(wěn)壓器低壓力和低水位信號相符合

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50、安全殼是如何分階段設(shè)置隔離系統(tǒng)的？當安全注射時，對安全殼實施第一階段隔離；當安全殼噴淋系統(tǒng)啟動時，實施第二