考试题复习题(共6页).doc

《考试题复习题(共6页).doc》由会员分享，可在线阅读，更多相关《考试题复习题(共6页).doc（6页珍藏版）》请在淘文阁 - 分享文档赚钱的网站上搜索。

1、精选优质文档-倾情为你奉上考试题：一、问答题：1.中国和安全法规规定的总核安全目标是什么？他由哪几个目标所支持？2.简述辐射防护目标的内容；3.简述技术安全目标的内容；4.美国NRC关于核电厂运行安全目标提出了几个定性安全目标是什么？5.简述美国NRC关于核电厂运行安全目标提出的第一个定性目标的内容。6.简述美国NRC关于核电厂运行安全目标提出的第二个定性目标的内容。7.美国核电厂用户要求文件（URD）针对先进轻水堆ALWR提出的定量概率安全目标值是什么？8.美国核电厂用户要求文件（URD）针对先进轻水堆ALWR提出的堆芯损坏概率值是什么？9. 美国核电厂用户要求文件（URD）针对先进轻水堆A

2、LWR提出的发生大量放射性释放的概率值是什么？10.国际原子能机构（IAEA）核安全顾问组发表的INSAG-12报告提出的核电厂运行定量概率安全目标针对几类核电厂？11.IAEA的INSAG-12提出的堆芯损坏概率小于10-4/堆年的定量概率安全目标值是针对那类核电厂的？12.IAEA的INSAG-12提出的发生大量放射性释放概率小于10-6/堆年的定量概率安全目标值是针对那类核电厂的？13.中国核安全法规HAF103是由中国政府哪个机构颁发的批准发布的？14.中国核安全法规HAF103是关于核动力厂哪方面的安全规定？15.中国核安全法规HAF102是关于核动力厂哪方面的安全规定？16.核安全

3、基本原则涉及哪几个主要方面？17.核安全基本原则的管理责任主要包括哪几方面的内容？18.核动力厂营运单位的核安全责任是什么？19.核动力厂实现核安全的纵深防御原则的第一个目标是什么？20.核动力厂实现核安全的纵深防御原则的第二个目标是什么？21.核动力厂实现核安全的纵深防御原则的第三个目标是什么？22.核动力厂实现核安全的纵深防御有几个策略？23.核动力厂实现核安全的纵深防御的第一个策略是什么？24.核动力厂实现核安全的纵深防御的第二个策略是什么？25.典型压水堆，包容放射性物质的第一实体屏障是什么？26.典型压水堆，包容放射性物质的第二实体屏障是什么？27.典型压水堆，包容放射性物质的最后一

4、道实体屏障是什么？28.核动力厂的运行工况划分为几类？29.核动力厂工况III稀有事故发生频率的定量范围是什么?30.核动力厂工况IV可能导致的事故后果的程度和发生频率的范围是什么？31.美国NRC提出了几个定量的安全目标是根据什么原则提出？33.核动力厂实现核安全的纵深防御的第二个层次是什么？34.核动力厂实现核安全的纵深防御的第五个层次是什么？35.核动力厂实现核安全的纵深防御的第四个层次是什么？ 二、对错选则题，并指出错误、缺陷或无错：1.除极不可能的假设始发事件外，核动力厂设计必须使第一层次至多第二层次防御能够阻止所有假设始发事件升级为事故工况。必须考虑当多层次防御中缺少某一层次防御时

5、，核动力厂仍可进行功率运行。（错，功率运行时所有层次防御必须总是可用的）2.核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在发生事故时减轻其后果。对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低。（缺满足法规标准）3.根据中国现行法规，核电厂设计时的安全分析只需要考虑：核电厂所有计划的正常运行状态；发生预计运行事件时核电厂的性能；设计基准事故。（缺严重事故）4.把单一故障准则运用于一个安全组合时，误动作必须视为故障的一种模式。（无错）5.为获得所必须的可靠性而必须采用多重性设计的那些安全功能或执行这些安全功能的系统均须由“假

6、设单一故障”加以确认。（无错）6.当假定某一非能动部件不发生故障时，必须从该部件所受的载荷、所处的环境以及施法时间后要求该部件执行其功能的全时程的角度来论证这种分析方法的合理性。（无错）7.采用多于一套的设备来完成一项特定安全功能，就满足多重性设计要求。（错，应为采用多于最少套数的设备）。8.在构筑物、系统和部件的可靠性设计中，多重性与多样性是等价的。（错，多样性的实现依赖不同属性，工作原理，物理变量，不同的运动状态或不同的厂家制造的产品）；9.设计基准事故就是假想的最严重始发事件。（错，始发事件不是）10.核动力厂事故分析采用两种方法：用确定论方法计算事故发生的频率，用概率论方法确定事故的后

7、果。（错，概率论确定事故频率，确定论计算事故后果）11.为了迅速向公众通报核电厂安全重要事件，按照国际和事件分级表INES把核电厂事件分为4级。（错，分7级）12.对核电厂运行工况的验收准则，我国目前主要参照美国和法国的准则，其中工况II一回路允许运行的压力是不超过120%设计值（错，小于110%）13.对核电厂运行工况III的燃料元件保持可冷却状态的通用判断标准为长时间燃料包壳峰值温度PCT1482oC。(错，PCT1204oC)14.事故分析的四项基本假设之一是假设所有控制棒都全卡在堆芯外。（错，价值最大的一组CR卡在堆芯外）15.概率安全分析2级PSA是确定放射性释放对个人、公众和环境的

8、辐射照射后果的频率（错，2级PSA是确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率和对应的放射性释放源项）16.严重事故中，堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为高压熔堆过程和低压熔堆过程两大类。（无错）17.PSA在安全管理中的应用可大致分为：（1）评价核电厂的安全水平并鉴别需要改进的领域；（2）评价核电厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准则进行比较；（3）评价核电厂的安全水平以帮助核电厂安全运行三个方面。（无错）18.概率分析的结果能够为发展运行规程和操纵员培训提供很好的帮助，也能为严重事故管理和应急计划提供合理的依据。（无错）19.目前我国已经运行的和在建的大多数二代改进型压水堆核电厂发生严重

9、事故的频率已经达到10-5/堆年，已经满足我国国家核安全局2002年批准发布的新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策规定的定量概率安全目标。（错，没有达标）20.为保证核电厂运行符合设计要求，营运单位必须制定包括技术和管理两个方面的运行限制和条件。运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核电厂运行之前经核电厂主管部门评价和批准。（错，经国家核安全监管部门评价和批准）21.核电厂的运行必须遵守国家原子能机构批准的运行限值和条件，并通过制定和实施运行规程来实现。核电厂的运行规程必须与运行限值和条件相一致，并保证运行限值和条件的贯彻执行。（错，遵守国家核安全监管部门批准的运行限值和条件）22.核

10、电厂运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的，为核电厂的安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。（无错）23.中国目前在建的第三代先进非能动安全压水堆核电厂AP1000发生严重事故的频率已经达到10-5/堆年，已经满足我国国家核安全局2002年批准发布的新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策规定的定量概率安全目标。（无错）24.包含运行限值和条件的有关文件都必须备在控制室供控制人员使用，且必须是最新有效文本。（无错）25.大破口失水事故序列可以分成四个连续的阶段：喷放、再灌水、再淹没、大量放射性释放。（错，没有大量放射性释放阶段，而是长期冷却阶

11、段）26.大破口失水事故序列喷放阶段早期，在发生假想的大冷却剂管道切断之后，由于过冷喷放卸压，大约在几分钟就使系统的压力降到流体最高局部饱和压力。（错，几十毫秒）27.大破口失水事故序列再灌水阶段开始于应急冷却水开始向压力壳内注射，结束于水位到达堆芯底部。（错，开始于冷却水到达压力容器下腔室使水位开始重新回升）28.在小破口事故中，由于冷却剂从破口流失，一次系统的压力下降，下降到投入高压注射系统的压力整定值，高压注射系统开始运行后，冷含硼水从换料水箱注入一回路的热管段和冷管段。在小破口失水事故中，主冷却剂泵停车之后，余下的整个时期都是自然循环阶段。（无错）29.未能紧急停堆的预计瞬变是指没有实

12、现紧急停堆停堆或机组跳闸的预计瞬变，在这些瞬变中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未能插入堆芯。（无错）30.完全失去外电源事故表现为主泵和给水泵停运后，一回路流量迅速下降，堆芯的剩余功率通过各环路中建立的自然循环导出。（无错）三、选择题（选出正确的答案，如果没有全选对，则算错）1.国际原子能机构和安全顾问组的报告INSAG-4提出了对各个层次人员在安全文化方面的要求，对政府决策层：（ABC）A 制定核安全政策； B 明确核安全职责；C 建立独立的核安全监管部门；D 建立和实施完善的监察和审核程序。2. 国际原子能机构和安全顾问组的报告INSAG-4提出了对各个层次人员在安全

13、文化方面的要求，对营运单位管理层： （BCD）A 提供核安全所需的充足财力和称职的人力资源；B明确各级人员的职责和分工；C 制定并检查工作方法；D 对人员进行资格审查和培训。3. 国际原子能机构和安全顾问组的报告INSAG-4提出了对各个层次人员在安全文化方面的要求，对个人： （ABC）A 探索的工作态度；B 严谨的工作方法；C 互相交流的工作习惯；D 建立合理的奖惩制度。4. 核电厂核安全基本原则涉及的管理责任中，营运单位的责任有：（ABCD）A 确定安全政策，在营运单位内部各级划清职责并授予职权；B 确定并验证质保大纲及其他各项管理大纲的满意实施；C 提供充分的人员培训和人员资格鉴定；D

14、提供足够的资源、服务和设施。5. 核电厂核安全基本原则涉及的管理责任中，营运单位的责任有：（ABD）A 建立与设计、建造、制造、安装、调试及其他有关组织机构的联络渠道，以保证传递信息、专门知识和经验以及响应安全问题的能力；B 确定并验证所有运行工况下为确保安全的各项程序；C 发布核安全信息；D 提供适当的公众咨询和联络渠道。6. 核电厂核安全基本原则涉及的管理责任中，核安全监管当局的任务有：（ABCD）A 制定和安全法规；B 通过严格的安全审评，为核设施营运单位颁发核设施安全许可证；C 对核设施安全实施监督检查，在需要时提出整改要求；D 主持和支持核安全研究。7. 核电厂核安全基本原则涉及的基

15、本技术原则有：（ABC）A 安全分级；B 设备鉴定；C 系统和部件的可靠性设计；D 当核设施安全水平达不到可接受的要求时，可以采取必要的执法行为，包括吊销核设施安全许可证；8. 核电厂核安全基本原则涉及的基本技术原则有：（BCD）A 实施纵深防御；B 运行限值和条件；C 设计基准事故；D. 严重事故9. 核电厂核安全基本原则涉及的基本技术原则有：（ABCD）A 火灾和爆炸；B 外部事件；C 安全评价及其独立验证；D 采用经验证的工程实践。10核电厂核安全基本原则涉及的基本技术原则有：（AD）A 辐射防护；B 人员培训；C 制定应急计划；D 其他内部危害。11核电厂核安全基本原则涉及的基本技术原

16、则有：（ABCD）A 应用经验反馈和安全研究成果；B 老化；C 人因考虑；D 人机接口。12 辐射防护的基本原则主要包括：（ABD）A 辐射实践正当化；B 辐射防护最优化；C 独立评价与验证；D 个人剂量限值。13 纵深防御在设计中的基本实施方法包括：（ABC）A预防，即防止偏离正常运行及防止系统失效；B 检测，即监测和纠正偏离正常运行状态，防止预计运行事件升级为事故工况；C 保护，即设置应对设计基准事故的专设安全设施和应急操作规程，将核设施引导到可控状态；D 优化，即安全设备最小化；14 纵深防御在设计中的基本实施方法包括：（AC）A包容，即设置应对严重事故的事故管理导则，尽可能将放射性物质

17、包容在核设施内部；B 防止核扩散，即严格衡算和控制反应堆核燃料，尽可能保证核燃料不被转移；C 应急，即制定应急响应计划，减轻放射性物质释放造成的放射性后果；D 安全裕度，即必须留有足够的设计安全裕度。15 纵深防御在运行中的基本实施方法包括：（ABCD）A 技术规格书和运行规程；B 人因和人员培训；C 维修、在役试验、检查和监督；D 事故控制。16 纵深防御在运行中的基本实施方法包括：（AB）A严重事故的管理；B应急响应；C 核燃料衡算；D 公众接受性宣传。17 预防和缓解事故的基本原则包括：（ABCD）A 以预防为主(保守设计，适当的安全裕量，提高设备可靠性等)。尽可能降低初始事件发生概率；

18、B 充分利用自动系统，尽量减少人的干预；严格执行运行和事故操作规程，防止人因失误；C 依靠核设施的固有安全特性和故障安全设计，设置应对设计基准事故的专设安全设施和应急操作规程，在发生预计的初始事件后将核设施引导到可控状态；D 当万一进入严重事故状态时，尽可能利用核设施内的一切可利用的手段和资源，控制严重事故进展，缓解事故后果；设置多重实体屏障，尽可能保持包容放射性物质屏障的完整性，限制放射性向环境排放，保护公众和环境。18 安全分级方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：（ABCD）A 分级物项要执行的安全功能；B 未能执行其功能的后果；C 需要该物项执行

19、某一安全功能的可能性；D 假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间。19 核电厂中需要安全系统整定值的典型参数、运行事件和保护装置有：（ABCD）A 中子注量率及其分布；B 轴向功率分布因子；C 功率振荡；D 中子注量率变化。20核电厂中需要安全系统整定值的典型参数、运行事件和保护装置有：（ABCD）A 燃料包壳温度或燃料通道冷却剂温度；B 反应堆冷却剂温度；C 反应堆冷却剂温度变化率；D反应性保护装置。21核电厂中需要安全系统整定值的典型参数、运行事件和保护装置有：（ABCD）A 反应堆容器或稳压器水位；B 反应堆冷却剂系统压力；C 一回路放射性水平；D蒸汽管道放射性水平。22

20、INES是国际原子能机构和经济合作与发展组织核能机构，为便于核工业界、新闻媒介和公众之间对核事件的信息沟通制定的国际核事件分级管理办法，同时建立事件报告系统IRS。IRS的规定适用于核电厂。国际原子能机构要求各成员国迅速定级并在24小时内通告国际原子能机构的所发生的核事件为：（BC）A 1级和1级以上核事件；B 引起新闻媒介和公众关注的核事件；C 2级和2级以上的核事件；D 低于1级的核事件。23 运行人员职务级别包括：（ABD）A 运行负责人；B 值长；C 现场质保员；D 操纵员。24 国家核安全局运行事件报告管理办法规定，在核电厂试验和运行期间，营运单位应该向国家核安全局和所在地区监督站报

21、告的所发生的事件为：（ABC）A 违返核电厂技术规格书的事件；B 出现超出核电厂设计基准的工况的事件；C 核电厂技术规格书要求停堆的事件；D 核电厂正常按计划改变功率的事件。25 营运单位必须在核电厂事件发生后口头通告国家核安全局和所在地区监督站的时限是：（C）A 两小时内；B 8小时内；C 24小时内；D 三天内。26 营运单位必须在核电厂事件发生后书面通告国家核安全局和所在地区监督站的时限是：（D）A 30天内；B 8小时内；C 24小时内；D 3天内。27 营运单位应在核电厂事件发生后以公函的方式向国家核安全局和所在地区监督站递交事件报告的时限是：（B）A 3天内；B 30天内；C 60天内；D 90天内。28 作为设计基准事故的反应堆冷却剂装量减少这类事故中的典型事故包括：（ABC）A 压水堆稳压器的一个卸压阀的意外开启；B 蒸汽发生器传热管故障引起放射性后果；C 反应堆冷却剂压力边界内的各种假设的管道破裂引起的失水事故；D 主给水管断裂事故；29作为设计基准事故的未能紧急停堆的预计瞬态这类事故中的典型事故包括：（ACD）A 失去非应急交流电源ATWS；B 反应堆冷却剂管道断裂ATWS C失控提棒ATWS； D失去主给水ATWS；30 核电厂的安全重要设备鉴定方法包括：（ACD）A试验；B专家现场鉴定；C运行经验；D 分析专心-专注-专业