2016年核电厂核安全思考题

1、2015岗前培训 核电厂核安全思考题（1）：一、单项选择题（每题1分，只有一个是正确的，共10分）1.1991年IAEA发布（ ）文件，首次对安全文化进行定义，并对安全文化进行了全面的阐述 A. INSAG1B. INSAG2C. INSAG3D. INSAG42在核设施集中的地区，由国家核安全局设立派出机构-地区监督站，向核设施制造、建造和运行现场派驻监督员（组），执行核安全监督任务。已成立广东、上海、等（ ）个地区监督站。A. 5B. 6C. 7D. 83核电厂完成首次装料、临界和提升功率后，经试运行（ ）个月后可以申请正式运行的许可证。A6B8C10D124以下各项中，（ ）不属于防人因

2、失误的工具：A 培训 B 独立验证C 三向交流 D 自我检查5ECCS验收准则中最重要的一条，燃料元件包壳的温度不得超过( ）。A 2060 B 960C 1024 D 18066以下各项中法规，不属于我国核法规体系第一层及国家法律的是（ ）A 原子能法 B 放射性污染防治法C 环境保护法 D 核动力厂设计安全规定7在以下事故中，一般不会触发安注系统的是（ ）。A大LOCA B 主蒸汽管道断裂事故 C蒸汽发生器传热管破裂 D 失去正常给水流量8按国际核事件分级表（INES），切尔诺贝利事故和美国三哩岛核电站事故的等级分别为（ ）。A 7 6 B 6 4C 6 5 D 7 59我国现行的 “核与

3、辐射应急干预原则与干预水平”中提出的“通用干预水平”中，隐蔽和撤离的阈值分别为（ ）：A 10mSv 50mSv B 10mSv 20mSvC 20mSv 50mSv D 20mSv 50mSv10失水事故按破口尺寸不同，有不同的过程特性，通常把百万千瓦级压水堆核电厂反应堆失水事故按破口尺寸分成四类,其中中破口事故指破口尺寸在（ ）。A等效直径在16mm25cm的破口 B 等效直径在9.5mm25cm的破口。C等效直径在16mm34cm的破口 D 等效直径在2534cm的破口二、名词解释：（每题5分，共30分）1. 我国事故应急管理工作的方针是？2. 设计基准事故是：3. 事件树分析是：4.

4、预期运行瞬态是？5. 描述ATWS三、填充题 （每题5分，共30分）1我国核事故应急实行三级管理，即 、 及 ，分层次对相应核事故应急管理工作负责。2我国的核安全法规分5个层次，分别为： 、 、 、 、 。3根据核电厂核事故应急管理条例应急状态分为 、 、和 以及 。4. 安全文化有两大组成部分：一是 ；二是 。 5纵深防御设施包含 、 、 、 和以及 五个层次。6.在核电厂安全分析报告中，属于二回路排热增加事故的事故一般包括： 、 、 和 等。四、问答题 （每题6分，共30分）1. 论述核电厂三项基本安全功能。为了保证安全，在各运行状态下，在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在所发生

5、的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行下列 几项 基本安全功能？2严重事故有哪些主要的初因事件？3.简述一回路失水事故的危害？4简述纵深防御的哪五个层次。5. 请描述MSLB事故的主要事故过程，及可能的危害或后果？答案（1）：一、 单项选择题（每题1分，只有一个是正确的，共10分）1、 D2、 B3、 D4、 A5、 C6、 D7、 D8、 D9、 A10、 D二、 名词解释：（每题5分，共30分）1、常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众、保护环境2、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，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。3、建

6、立事件树即进行功能模化，继始发事件之后，把各项与安全相关的功能的失效与否逐级展开，就能得到一系列后果不同的事件序列。4、指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。5、未能紧急停堆的预期瞬态，指反应堆发生了预期运行瞬态（工况），电厂参数偏离了正常运行工况而要求自动紧急停堆时，控制棒不能落下所造成的未能紧急停堆的事故。三、 填充题 （每题5分，共30分）1、国家、核电站所在省或自治区、核电站2、国家法律 、 国务院行政法规、 部门规章 、 指导性文件 、 参考性文件3、应急待命 、 厂房应急 、 场区应急 和 场外应急4、单位内部必要的体制和管理部门的逐级责任制；各级人员

7、的响应5、正常运行设施 、 停堆保护系统 、 专设安全设施 、 特殊安全设施 和 厂外应急设施6、给水温度下降 、 给水流量增加 、 蒸汽流量过增 、SG安全阀或释放阀误开四、问答题 （每题6分，共30分） 1、（1）控制反应性；（2）排出堆芯热量；（3）包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放。 2、失水事故后失去应急堆芯冷却；失水事故后失去再循环；全厂断电后未能及时恢复供电；一回路系统与其他系统结合部的失水事故；蒸汽发生器传热管破裂后减压失败；失去公用水或失去设备冷却水。 3、失水事故会造成下述多种危害。（1）事故开始时，在破口处的冷却剂突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波

8、，这种冲击波以声速在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到破坏。此外，冷却剂的猛烈喷放，其反作用会造成管道甩动，破坏安全壳内设施。（2）堆芯冷却能力大为下降，使燃料元件受到损坏。（3）高温高压的冷却剂喷入安全壳，使安全壳内气体的压力、温度升 高、危及安全壳的完整性。（4）燃料元件的锆包壳在高温时会与水蒸气发生剧烈的化学反应所产生的氢，积存在安全壳内，在一定的条件下，有可能爆炸。（5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄漏， 会污染环境。 4、第一层高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生。第二层设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故。第三

9、层设置专设安全设施，限制设计基准事故的后果，防止发生堆芯熔化的严重事故。 第四层利用特殊设计设施，进行事故管理。当事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策，以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制。第五层厂外应急设施和措施。5、 请描述MSLB事故的主要事故过程，及可能的危害或后果？I. 描述MSLB事故的主要事故过程：主蒸汽管道如发生破裂，大量蒸汽将从破口喷出，蒸汽发生器二次侧压力及温度下降，一回路向二回路传热增加，引起慢化剂温度降低，从而造成堆芯反应性增加，若反应堆处在停堆状态下（热态零功率），可造成停堆裕度降低，甚至重返临界和重返功率。若反应堆处在；功率

10、运行下，将引起功率水平提高，从而触发超功率保护，此后冷却堆芯的过程与初始零功率工况相同。但在功率运行下，一回路贮能较多，停堆裕度大，二次侧水装量较小，所以情况通常不如初始零功率工况严重。 II. 可能的危害或后果：（1）局部热流密度过大，造成燃料元件损坏（在控制棒插入时，功率不均匀系数大）；（2）向环境释放放射性物质；（3）危及安全壳的完整性。思考题（2）：一、单项选择题（每题1分，只有一个是正确的，共10分）1. 国家核安全局在收到申请者提交的申请书及安全分析报告后，应于（ ）个月内确认接受或不接受该项申请 A0.5 B1 C1.5 D. 2.02（ ）必须对核动力厂的安全运行负全面责任A.

11、 国家B. 地方政府C. 营运单位D. 操纵员3以下各条中，不属于事故分析需遵循四项基本假设的是（ ）。A假设失去厂外电源B假设最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置C仅考虑安全级设备的缓解事故的作用D不考虑操纵员的干预4以下各项中，（ ）不属于防人因失误的工具：A 培训 B 独立验证C 三向交流 D 自我检查5国务院主管全国核安全的职能部门是（ ）。A 国家核安全局 B 建设部C 核工业部 D 全国核学会6以下各项中法规，原子能领域中具有最高法律效力的文件是（ ）A 原子能法 B 放射性污染防治法C 环境保护法 D 核动力厂设计安全规定7国际核事件分级表将事件分类为（ ）级。A 6 B 7C 8

12、 D 98核电站每个运行班组中至少有（ ）个持照人员，其中至少（ ）个为持高操执照人员。 （ ）。A 2 1 B 3 2C 4 2 D 3 19目前核电厂安全目标为发生严重堆芯熔化事故的频率低于（ ）/堆年，但这一指标还是不够满意的，国际原子能机构的国际安全咨询组（INSAG）提出达到更先进的指标，堆要求芯熔化事故频率每堆年不超过（ ）次：（ ）A 10-3 10-4 B 10-3 10-5C 10-2 10-3 D 10-4 10-5 10通常把百万千瓦级压水堆核电厂反应堆失水事故按破口尺寸，分为下列四类，其中小破口指的是（ ）。A等效直径在16mm25cm的破口 B 等效直径在9.5mm2

13、5cm的破口。C等效直径在16mm34cm的破口 D 等效直径在2534cm的破口二、名词解释：（每题5分，共30分）1. 安全文化的定义是什么？2. 什么是设计基准事故？3. “三向”交流是？4. 核电安全总目标是什么？ 5. 什么叫预期运行瞬态？6. 什么叫单一故障？三、填充题 （每题5分，共30分）1许可证制度是指通过颁发批准书或许可证的办法对核电厂的 、 、 、 、 和 等阶段进行安全管理的一种制度。2我国的核安全法规分5个层次，分别为： 、 、 、 、 。3根据核电厂核事故应急管理条例应急状态分为 、 、 和 和 。4. 为了在核事故发生时能够及时、有效地采取保护公众的防护行动，事先

14、在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域，称为“应急计划区”。它划分为“ 应急计划区”和“ 应急计划区” 5为防止放射性物质的释放，轻水堆核电厂普遍采用四道实体屏障，即 、 、 和 。6. 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以 方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于 方法。四、问答题 （每题6分，共30分）1. 场内核事故应急计划、场外核事故应急计划应当包括哪些内容？2四类工况通用的验收准则是什么？3.简述与LOCA相比，SGTR事故的几个特征现象？4简述纵深防御的五个层次。5. 根据HAF102核动力厂设计安全规定和国家核安全局第二代改进

15、型核电项目核安全审评原则的要求，新建核电厂必须采用概率论分析方法对核动力厂设计安全评价。其主要目的是？答案（2）：一、 单项选择题（每题1分，只有一个是正确的，共10分）1、B2、C3、D4、A5、A6、A7、B8、D9、A10、B二、名词解释：（每题5分，共30分）1、安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种 超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要得到应有 的重视。2、 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， 并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。3、信息发送者发出信息，接收者确认信息，发送者确认接收者接收到

16、的信 息的正确性，即为“三向”交流。4、核安全总目标是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、社会和环境免受危害。5、指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的所有运行 过程。6、导致某个（某些）设备不能执行其预定的安全功能的一起偶发事件。三、填充题 （每题5分，共30分）1、 选址 、设计 、 建造 、 调试 、 运行 和 退役 2、国家法律 、 国务院行政法规、 部门规章 、 指导性文件 、 参考性 文件3、应急待命 、 厂房应急 、 场区应急 和 场外应急4、烟羽 、 食入5、芯块 、 燃料元件包壳 、 反应堆冷却剂系统承压边界 和 安 全壳及安全壳系统

17、6、确定论、概率论四、问答题 （每题6分，共30分） 1、（1）核事故应急工作的基本、任务；（2）核事故应急响应组织及其职责；（3）烟羽应急计划区和食入应急计划区的范围；（4）干预水平和导出干预水平；（5）核事故应急准备和应急响应的详细方案；（6）应急设施、设备、器材和其他物资；（7）核电厂核事故应急机构同省级人民政府指定的部门之间以及同其他 有关方面相互配合、支援的事项及措施。2、工况引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的整定值。工况当达到规定的限值时，保护系统能够关闭反应堆。但是进行了必要的校正动作后，反应堆可重新投入运行。工况事件不得诱发后果严重的事件（工况及工况事故）。工况引起反应堆

18、中受损伤的燃料元件数不得大于某一小定值，不影响堆芯的几何形状，并认为堆芯冷却是正常的。工况事故不会引起工况IV事故，不得进一步损伤反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳屏障。放射性释放不得停止或限制居民使用厂外附近地区。工况IV可以导致燃料元件重大损伤，但堆芯几何形状不受影响，堆芯冷却可以保持。工况事故不得引起限制其后果的系统丧失功能。反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳厂房不会受到附加的损伤。放射性释放在许可限度内。 3、（1）事故前后安全壳仪表指示没有变化在SGTR事故中，没有一回路或二回路液体进入安全壳，不会出现异常的安全壳压力、温度、湿度、辐射水平或地坑水位。安全壳工况正常与否是区分SGTR事故与其他失水事故或安全壳内二回路系统管线破裂的一个标志。（2）破损SG水位、给水流量异