1、冗余度：核電廠完成安全功能的系統(tǒng)采用多個同樣類型的系統(tǒng)連接起來，用以防止在某一個系統(tǒng)失效后余下的系統(tǒng)能夠保證其安全功能。多樣性：采用兩個或者多個獨立的方法或系統(tǒng)來完成同一個功能。獨立性：系統(tǒng)設計中通過功能隔離或實體隔離，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設計的獨立性。故障安全：核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。單一故障：導致某一部件不能執(zhí)行其預定安全功能的隨機故障，包括由該故障引起的所有繼發(fā)故障。單一故障準則：滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發(fā)生單一故障時仍能保持所賦予的功能。核安全文化：安全文化是存在于單位和個人的種種特性和態(tài)度的總和，它建立在一種超出一切之上的觀念

2、，即核電站安全問題由于它的重要性要保證得到應有的重視。始發(fā)事件：能導致放射性核素向環(huán)境釋放的所有起因事件，都可作為核電廠概率安全評價的始發(fā)事件。初因事件：造成核電廠擾動并且有可能導致堆芯損害的事件。固有安全性：當反應堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設備的強制性干預，只是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯時，反應堆芯達到的負反應性。熱流量：單位時間傳遞的熱量。熱通量（熱流密度）：單位時間通過單位面積傳遞的熱量。傳熱系數(shù)：單位時間、單位面積、溫度差為1時傳遞的熱量，即單位傳熱量。對流換熱系數(shù)h：當流

3、體與壁面溫度相差1度時、每單位壁面面積上、單位時間內所傳遞的熱量。大容器沸騰：由浸沒在具有自由表面原來靜止的大容積液體內的受熱面所產(chǎn)生的沸騰飽和沸騰：液體主體溫度達到飽和溫度，壁面溫度高于飽和溫度所發(fā)生的沸騰稱為飽和沸騰。熱管：在堆芯中集中了所有關于核的和合理的不利工程因素的具有最大積分功率輸出、最小冷卻劑流量和最大冷卻劑焓升的冷卻劑通道。熱點：堆芯集中了所有關于核的和合理的不利工程因素，在堆熱工設計準則中定義為限制條件的點。在堆芯內最危險的燃料元件上的點。偏離泡核沸騰：冷卻劑通道中燃料元件表面某一點的臨界熱流量qDNB與該點的實際熱流量的比值子通道模型：認為相鄰通道是相互關聯(lián)的，沿著整個堆芯

4、高度，相鄰通道的冷卻劑間發(fā)生著質量、動量和熱量交換。比放射性活度：單位質量或體積的放射性核素的放射性活度。核燃料線功率密度：單位長度的核燃料棒所釋放的功率。熱阱：接受反應堆排除余熱的場所。核應急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行動以避免核事故發(fā)生或減輕核事故后果的狀態(tài)，又稱“核緊急狀態(tài)”。應急計劃：又稱應急響應計劃。在應急計劃中規(guī)定核設施營運單位、地方破府等向國家和公眾所承擔的應急準備和響應的任務。固有安全：指借助材料的選擇和設計概念以消除或排除或排除固有危害而實現(xiàn)的安全性。1. 核電站安全的特殊性？核裂變釋熱功率的半無限、強放射性、高溫高壓水、剩余反應性、衰變熱2.核安全法規(guī)的各系統(tǒng)編

5、排情況？HAF 0xx/yy/zz通用系列；HAF 1xx/yy/zz核動力廠系列；HAF 2xx/yy/zz研究堆系列；HAF 3xx/yy/zz核燃料循環(huán)設施系列；HAF 4xx/yy/zz放射性廢物管理系列；HAF 5xx/yy/zz核材料管制系列；HAF 6xx/yy/zz民用核承壓設備監(jiān)督管理系列；HAF 7xx/yy/zz放射性物質運輸管理系列；3.核安全管理的主要三種方式？核安全許可證制度、核安全審評、核安全監(jiān)督4.核電廠的基本安全功能？反應性控制(Control)、余熱排出(Cool)、放射性包容(Contain)5.核安全輻射防護目標和技術安全目標？輻射防護目標：確保在正常運

6、行時核電廠及從核電廠釋放的放射性物質引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值；還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術安全目標：有很大把握預防核電廠事故的發(fā)生；對于核電廠設計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率非常低。6.牛頓冷卻定律公式？ = A h( twtf )q = h( twtf )h整個固體表面的平均表面?zhèn)鳠嵯禂?shù);tw固體表面的平均溫度;tf 流體溫度，對于外部繞流，tf 取遠離壁面的流體主流溫度；對于內部流動，tf 取流體的平均溫度。其中q為熱流密度，單位

7、是瓦/平米（W/），為熱流，單位是瓦（W）。7.反應性的控制的三種類型緊急停堆控制、功率控制、補償控制8.反應性的控制的四種方法中子體吸收移動、慢化劑液位控制、燃料控制法、反射層控制法9.事故工況下參與核電廠第三道放射性屏障功能的系統(tǒng)安全殼自動隔離、安全殼噴淋系統(tǒng)、氫氣復合裝置、砂堆過濾器、碘過濾器及核島排氣及疏水系統(tǒng)收集安全殼內廢液及廢氣。10.反應堆的基本安全功能（3C功能）有效地控制反應性、確保堆芯冷卻、包容放射性產(chǎn)物11.專設安全設施的功能發(fā)生失水事故時，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物質向大氣釋放；阻止氫氣在安全殼中濃集；向蒸汽發(fā)生器應急供水。12.專設安全設施的設計原則設備高度可靠、

8、系統(tǒng)要有多重性、系統(tǒng)必須各自獨立、系統(tǒng)應能定期檢查、系統(tǒng)必須備有可靠電源、系統(tǒng)必須具有充足的水源13.核電廠第類和類工況的驗收準則燃料芯塊的最高溫度不超過2260，與燃料末期燃料芯塊的熔化溫度2590相比，留有大于300裕量；燃料線功率不超過59.0kW/m，壓水堆平均線功率約為17.8kW/m，可知堆芯熱點因子Fq不得大于3.3；最小偏離泡核沸騰比DNBR在W-3公式中不得小于1.3，這樣可以保證在95%的置信度下95%的燃料元件不發(fā)生燒毀；燃料元件包殼外壁溫度不超過425。14.核電廠第類工況的驗收準則包殼最高溫度不得超過1204；包殼的局部最大氧化量不超過反應前包殼總厚度的17%；包殼氧

9、化產(chǎn)氫量不得超過假設所有鋯與水反應所釋氫總量的1%；堆芯必須保持可冷卻的幾何形態(tài)；必須能保證事故后排出衰變熱的長期冷卻能力15.輕水堆中子通量監(jiān)測的三個量程源量程、中間量程、功率量程16.核電廠的8大設計基準事故DBA反應性引入事故、失流事故、熱阱喪失事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故、蒸汽管道破裂事故、給水管道破裂事故、冷卻劑喪失事故、未能緊急停堆的預期瞬態(tài)17.大破口失水事故的4個過程噴放、再灌水、再淹沒、長期堆芯冷卻18.ANSI對核電廠事故的4大分類正常運行和運行瞬態(tài)、中等頻率事件（預期運行事件）、稀有事故、極限事故（假想事故）19.ANSI對核電廠事故的分類中的6大稀有事故一回路系統(tǒng)管道

10、小破裂、二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂、燃料組件誤裝載、滿功率運行時抽出一組控制棒組件、全廠斷電(反應堆失去全部強迫流量)、放射性廢氣、廢液的事故釋放20.ANSI對核電廠事故的分類中的6大極限事故一回路系統(tǒng)主管道大破裂、二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂、蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂、一臺冷卻劑泵轉子卡死、燃料操作事故、彈棒事故21.高壓熔堆的后果裂變碎片自壓力容器噴出（高溫熔噴），安全殼內快速積聚大量熱量，溫度和壓力迅速提高，可能引發(fā)安全殼早期超壓失效。22.低壓熔堆的后果熔融物與水接觸可能出現(xiàn)蒸汽爆炸；熔融物或碎片落到混凝土上并與之產(chǎn)生化學反應，混凝土熔化分解，產(chǎn)生H2、CO、CO2；安全殼被熔穿后，熔融物會繼

11、續(xù)穿透幾米的地下土層，最后與環(huán)境達到熱平衡。23.安全殼失效模式的分類蒸汽爆炸；安全殼隔離故障；由于氫氣燃燒產(chǎn)生的超壓；由于蒸汽和不凝氣體產(chǎn)生的超壓損壞；地基熔穿；安全殼旁通。24.核電廠事故管理的基本任務預防堆芯損壞；中止已經(jīng)開始的堆芯損壞過程，將燃料滯留于主系統(tǒng)壓力邊界以內；在一回路壓力邊界完整性不能確保時，盡可能長時間地維持安全殼的完整性；萬一安全殼完整性了不能確保，盡量減少放射性向廠外的釋放25.國家核事故應急的任務應急準備、應急對策和應急防護措施、應急狀態(tài)的終止和恢復措施、資金和物質保障26.核電廠和地方政府的應急計劃內容定義、區(qū)域和應用、核電廠概況、應急計劃區(qū)、應急狀態(tài)分級、組織、

12、通知和通信、設施和設備、評價活動、主要防護措施、公眾教育和公眾信息發(fā)布、培訓和演練、應急終止和恢復活動、附件：應急計劃執(zhí)行各種合同書或協(xié)議書27.我國核電廠應急狀態(tài)的4個等級應急待命、 廠房應急、 廠區(qū)應急、場外應急28.核事故應急輻射防護監(jiān)測內容、方式監(jiān)測內容：煙羽特性、地面輻射水平、空氣中放射性氣體和微塵的濃度。監(jiān)測方式：固定監(jiān)測網(wǎng)、空中監(jiān)測、車載監(jiān)測、船載監(jiān)測、實驗室分析。應急決策：根據(jù)后果預測，并考慮社會政治、經(jīng)濟等因素。29.核電廠場外應急的主要措施隱蔽、服用穩(wěn)定碘、控制通道、控制食物水源、撤離遷移、人員去污、區(qū)域去污、醫(yī)學處理、發(fā)布公眾信息30.三里島核事故經(jīng)驗教訓更深入地拓寬事故

13、處理規(guī)程的內涵以增加其應用范圍和有效性；在模擬機上對操作人員進行規(guī)定的再培訓，使他們不僅熟悉正常操作運行工況，也能應付各種不同的事故工況；改善主控室人機接口；將必要的信息集中在安全監(jiān)督盤系統(tǒng)（KPS），操作員、安全工程師、應急支持中心各擁有一個終端；在主控室增加必要的參數(shù)監(jiān)督和欠熱度測量儀；更換穩(wěn)壓器安全閥，使其在水汽并存的工作環(huán)境下仍能回座31.RBMK反應堆的設計缺陷對于一個充分慢化的石墨堆，它可能具有正的反應性系數(shù)，不允許以20%以下的功率運行，正反應性效應就不能被多普勒系數(shù)的負反應性效應所抵償；由于反應堆體積巨大(高7米，直徑12米)，氙-135引起的不穩(wěn)定因素使得該堆的控制變得很復雜

14、；很低的控制棒插入速度(0.4m/s)使得緊急停堆系統(tǒng)難以跟蹤快速瞬變，為此，運行規(guī)則要求堆內始終有一定數(shù)量（30根）的控制棒插入到一定深度，堆內低于15根控制棒時必需立刻停堆；該核電站沒有安全殼32.切爾諾貝利核事故經(jīng)驗教訓設計缺陷，RBMK型反應堆缺乏固有安全性，控制棒和安全棒存在設計錯誤，在低功率不穩(wěn)定的工況下，流量的變化誘發(fā)了這次反應性暴漲事故；沒有一個整體有效的安全殼來包容核島部分；安全分析使用了沒有經(jīng)過驗證的計算機程序；缺乏安全文化；安全監(jiān)管不力；對嚴重事故的預防和緩解沒有重視。33.切爾諾貝利核事故操作員的主要違章操作減少了規(guī)定的后備反應性，即把反應堆活性區(qū)中吸收劑和控制棒的數(shù)量

15、降到了允許值以下；突然降低反應堆的功率，然后使反應堆運行在低于實驗計劃中所規(guī)定的熱功率水平；把全部8臺循環(huán)泵與反應堆連接，超過了操作規(guī)程所規(guī)定的單線程流量。這一錯誤在實驗計劃中已經(jīng)存在了；切除了兩臺汽輪發(fā)電機蒸汽信號的反應堆保護裝置；切除了在汽鼓汽水分離器中的水位和蒸汽壓力的反應堆保護裝置；切除了產(chǎn)生最大設計事故時規(guī)定要求用的應急堆芯冷卻系統(tǒng)。34.核應急管理工作方針常備不懈、積極兼容、統(tǒng)一指揮、大力協(xié)同、保護公眾、保護環(huán)境35.日本福島核電站設計缺陷表現(xiàn)在哪幾方面？4套應急堆芯冷卻系統(tǒng)全部失靈；安全殼設計中未考慮氫氧復合系統(tǒng)；安全殼的設計理念存在缺陷；早期沸水堆設計中未考慮堆芯熔融物穿透壓力

16、容器壁的嚴重后果；反應堆廠房設計抵御海嘯高度為6.5米，低于極端條件下的海嘯高度36.日本福島核電站的干井主要包括哪些系統(tǒng)與設備？干井包容反應堆壓力容器、控制棒驅動機構、外部循環(huán)泵，以及連接管道和閥門。37.核電廠放射性物質的釋放4種機理氣隙釋放、熔化釋放、汽化釋放、蒸汽爆炸38.5種典型的煙云形狀鏈形、錐形、扇形、漫煙形、屋脊形（城堡形）39.核電廠事故釋放下，核電廠附近居民可能受到的主要輻射途徑放射性煙云的外照射；煙云地面沉積放射性的外照射；吸入空氣中的放射性的內照射；通過食物鏈造成的內照射。40.輻射防護三原則1）輻射事業(yè)的正當化原則；防護水平的合理最優(yōu)化原則；個人所受劑量的限量原則（A

17、LARA ）41.外照射防護措施控制受照時間、增大與輻射源的距離、屏蔽42.核電廠控制區(qū)內照射的防護措施戴呼吸保護裝置（面具、充氣防護衣等）；控制區(qū)不吃、不喝、不吸煙；傷口沒密封保護不進控制區(qū)；建立通風與負壓系統(tǒng)，減少放射性氣溶膠濃度43.URD規(guī)定先進壓水堆的特點：1.提高安全性。要求堆芯熔化概率小于105/ (堆年)；嚴重事故放射性外泄概率106(堆年)；提高自然循環(huán)能力；采用非能動的安全保護系統(tǒng)。2.提高經(jīng)濟性：簡化系統(tǒng)，降低投資，延長電廠壽命至60年，縮短建造周期至小于48個月。3.改善電廠運行特性：提高可利用率達到8790，換料周期達到1824個月，改善負荷跟蹤能力，減少放射性廢物，

18、小于73M3/堆年，作人員輻射劑量小于1人SV/堆年。4.簡化安全審批過程。44.AP600提高經(jīng)濟性的措施采用非能動安全系統(tǒng)簡化了安全系統(tǒng)的設計；減少了設備和部件的數(shù)量，簡化了設計;采用設備標準化，簡化了采購；采用經(jīng)過驗證的系統(tǒng)設備和先進的人機接口，簡化了運行和維修。45.CAP600的總體設計目標基本投資比目前標準型600MW核電廠低20；堆芯損壞頻率應小于1.010-6(堆年) ；電廠可利用率應大于90；換料周期為18個月；建造周期4年；電廠壽期為60年；電廠工作人員輻照劑量70 人rem年。46.CAP600非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的3種非能動水源堆芯補水箱、安全注射箱、安全殼內換料水箱47

19、.固有安全的概念設計中的重要特性由于過剩反應性很低，不可能發(fā)生核反應堆功率驟增現(xiàn)象；不需要電源或不要求向最終熱阱進行能動的熱量傳輸，而是采用熱傳導、自然對流或熱輻射方式在停堆后進行排熱；在冷卻劑喪失事故后采用非能動方法進行熱量排出；通過設計預防冷卻劑喪失事故；在異常事件發(fā)生后完全不需要操縱員采取行動。48.PIUS的工作原理存在兩個水循環(huán)回路：強迫循環(huán)環(huán)路，自然循環(huán)環(huán)路；水力密度鎖：具有熱屏蔽障作用，將冷的池水和一回路中熱水隔離開；停堆后，循環(huán)泵停止運轉，依靠重力建立健全起來的自然循環(huán)將繼續(xù)冷卻堆芯，把衰變熱帶走；反應堆從停堆狀態(tài)啟動進，利用氣體鎖方法，在一回路與安度鎖之間的氣閥空間充滿氦氣，

20、使一回路水與池水隔開，然后稀釋一回路水硼濃度使堆芯重新達到臨界49.快堆的作用充分合理地利用有限的核資源，保證核能長期穩(wěn)定地發(fā)展；引入快堆可達到合理的核燃料封閉循環(huán)；快堆有利于解決長壽命錒系元素的最終處置問題50.92U238 和90Th232的轉換增殖方程92U238 + 0n192U239+ (Fertile) (n, ) 93Np239 + 1 0 (Fissile) 94Pu239+ 1 090Th232 + 0n190Th233+ (Fertile) (n, ) 91Pa233 + 1 0 (Fissile) 92U233+ 1 051.快堆池式布置方式的優(yōu)點一回路鈉設備和很短的管線

21、都布置在主容器中，它們即使發(fā)生泄漏，也不會引起堆芯失冷，主容器外層還有保護容器，可確保不使放射性外泄。池式快堆鈉容量大，有很大的熱惰性，鈉的熱導率又大，堆芯不易過熱，即使失去全部熱阱，一回路鈉的升溫也很慢，抗瞬變能力強。所以，池式快堆有固有安全性。池式快堆布置緊湊，經(jīng)濟性好，對生物屏蔽要求簡化。52.快堆回路式布置方式的優(yōu)點和缺點回路式布置的優(yōu)點：回路式分散布置，各設備間隔開，總體結構簡單，維護、維修均比較方便；中間熱交換器可布置于較高位置，提高了自然循環(huán)能力。回路式布置的缺點：管線長、焊縫多，一回路鈉溫度高，增加了一回路放射性鈉從一次鈉設備和從管線泄漏的可能性。53.核能發(fā)展所經(jīng)歷的四個階段

22、原理驗證、工程開發(fā)、工程示范、商業(yè)示范54. 快堆的固有安全性負的功率反應性系數(shù)自然的安全性；冷卻劑壓力低；熱容量大非能動安全性；多道安全屏障后備的安全性55.快堆的典型主要設計基準始發(fā)事件反應堆誤停閉；在燃料傳輸和貯存系統(tǒng)中的多重故障；常規(guī)的火災；組件跌落； 部分組件冷卻故障；主泵和二次泵故障；主泵與柵板連接內部構件的泄漏和破裂；中間熱交換器(IXH)二次回路或反應堆直接冷卻回路(DRC)大泄漏；極端的天氣狀況；內部或外部溢流； 一根控制棒的不可控提出；地震；在二次安全池內主鈉回路泄漏；蒸汽發(fā)生器大泄漏；氣體不正常通過堆芯；覆蓋氣體的大泄漏；燃料誤裝載；主鈉池泄漏56.快堆鈉火問題的兩種類型

23、池式鈉火、霧式鈉火57. 快堆鈉火的起因池式鈉火可能出現(xiàn)于鈉逸人設備間或反應堆廠房的地板上時；鈉霧火是由于管道破裂或者在堆芯破壞事故下鈉從堆芯頂部噴出形成的。ASME american society of mechanical engineers 美國機械工程師協(xié)會 ASCOT Assessment of Safety Culture in Organizations Team Service 組織團隊服務的安全文化評價CVCS chemical and volume control system化學容積控制系統(tǒng) RCP reactor coolant pump 主泵RHR residual

24、 heat removal 余熱排出SG steam generator 蒸汽發(fā)生器 NRC nuclear regulatory commission美國核管會 INSAG international nuclear safety advising group國際核安全咨詢組 LOCA loss of coolant accident失水事故 LOFW loss of boilen feed water 喪失蒸汽發(fā)生器給水 LPIS low pressure injection system低壓安注系統(tǒng) LOFA loss of flow accident 失流事故LOOP loss of

25、offsite power 失去場外電事故 SGTR steam generator tube rupture 蒸汽發(fā)生器傳熱管道破裂事故ANSI American national standards institute美國國家標準協(xié)會 DNBR departure from nuclear boiling ratio偏離泡核沸騰比 MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂事故ECCS emergency core coolant system應急堆芯冷卻系統(tǒng) ESF engineered safety features專設安全設施 RIA reactivity

26、insertion accident 反應性引入事故 CHF critical heat flux臨界熱流密度 SBLOCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故CSS containment spray system安全噴淋系統(tǒng) ATWS anticipated transient without scream未能停堆的預計瞬變初因事故 EOL end of life堆芯壽期末BOL beginning of life 堆芯壽期初 BDBA beyond design basic accident超設計基準事故ESD emergency shutdown system緊急停堆系統(tǒng) MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔離閥CSRDM control and safety rod drive mechanism 控制棒安全棒驅動機構HPIS high pressure injection system高壓安注系統(tǒng)EFS emergency feedwater sys