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2020/4/161反应堆专业实务案例12020/4/162一单选题,每题1分(每题有4个选择,其中只有一个是正确的)。1.热中子引发U-235裂变,每次裂变平均释放()个中子。A1,B1.5,C2,D2.5(D)专业实物试题举例22020/4/1632热中子引发裂变,平均每次释放能量为()Mev.A100,B150,C200,D250(C)3一个百万千瓦的四环路压水堆机组,一回路配备()个稳压器。A1,B2,C4,D8(A)32020/4/1644冷却剂回路及设备布置图2020/4/1654在核电厂工程()前,其应急计划应经过批准并经应急演习验证。A确认厂址前B开工前C首次装料前D达到额定功率前(C)5.核电厂在进入应急状态()分钟之内,应向国家核安全局发出应急通告。A15,B30,C45,D60(A)52020/4/1666核电厂防火设计中,一般应优先选择()法。A隔离法B扑灭法C封锁法D覆盖法(C)7核电厂营运单位的核事故应急计划应每()年修订一次。A1,B2,C3,D5(B)62020/4/1678压水堆一回路压力的下述几个表征值中,最高的是()。A运行限值B报警整定值C安全系统整定值D安全限值(D)72020/4/1688预计可能出现不可接受的燃料破损的区域安全限值燃料包壳温度(由监测的冷却剂温度与对应的燃料包壳温度相互关系得到)相应安全限值安全系统整定值响应延迟报警整定值运行限值监测的冷却剂温度避免经常发生报警的裕度避免达到运行限值的实际裕度操纵员响应延迟稳态运行范围图安全限值、安全系统整定值和运行限值之间的关系2020/4/1699压水堆机组的核级承压设备在做水压试验时,应使试验水温不低于RTNDT+()℃。A30,B40,C50,D60(A)10.压水堆机组设计时要保证在役检查的()性。A可达B先进C保守D经济(A)92020/4/1610二多选题,每题2分(有5个选择,必须全部判断正确才能得分)1压水堆机组安全壳内的设备有()。A反应堆B蒸汽发生器C汽轮机组D冷凝器E主变压器(A,B)102020/4/16112压水堆机组工程安全系统的设计要确保其可靠性,为此要保证该系统()。A多重性B设备多样性C符合单一故障准则D符合故障安全原则E不依赖外电源(A,B,C,D)112020/4/16123在进行压水堆各种设计基准事故分析时,认可的先决条件包括()。A失去厂外交流电源B最大价值的一根控制棒卡在堆外C非安全级的设备不起作用D应急柴油机失效E同时发生设计基准地震(A,B,C)122020/4/16134我国核事故应急实行三级管理,包括()核事故应急管理。A国家级B核工业主管部门C省(自治区、直辖市)级D核电厂集团公司E核设施营运单位(A,C,E)132020/4/16145在制定核电厂应急行动水平时,应注意保持其()。A一致性B可操作性C经济型D多重性E多样性(A,B)142020/4/16156核电厂核事故应急状态分级中包括()。A应急待命B应急启动C厂房应急D场区应急E场外应急(A,C,D,E)152020/4/16167压水堆一回路主设备包括()。A反应堆堆芯B蒸汽发生器C稳压器D主冷却剂泵E应急柴油发电机(A,B,C,D)162020/4/16178下列反应堆中属于热中子堆的有()。A压水堆B沸水堆C重水堆D高温气冷堆E快堆(A,B,C,D)172020/4/16189核电厂主要应急设施包括()。A主控室B辅助控制室C应急控制中心D技术支持中心E核辅助厂房(A,B,C,D)182020/4/161910使堆芯中子通量展平的方法包括()。A适当降低一回路压力B合理布置控制棒C适当分布可燃毒物D适当提高堆芯冷却剂流量E用不同富集度的燃料组件沿径向分区装载(B,C,E)192020/4/1620三反应堆专业实物案例分析答题要点:1认真审视题目,往往会在题目中有明显提示;2仔细思考问题,想清楚是在问什么,回答要有明确的针对性;3要分清直接原因和根本原因的区别;4对改进建议的回答要简明扼要,有明确的针对性。202020/4/1621较常见的直接原因:-操作错误;-仪表失效(未校验、故障、损坏);-观察错误(读错指示、看不见仪表);-系统故障;-外部事件。212020/4/1622较重要的根本原因:-质保体系不健全、管理不严格;-核安全文化培育不够,没有树立安全第一的理念(为抢进度或因经费困难而降低安全要求);-规章制度不健全、操作程序不完备;-培训不充分,相关人员业务水平不够。22核电厂方面的案例中经常会涉及的一些比较重要的概念:1核事故应急状态:-应急待命-厂房应急-场区应急-场外(总体)应急2020/4/16232各种应急状态下的主要响应行动:-应急组织启动-应急监测-应急评价-非应急人员撤离场区-场区出入口管制-应急通知与报警-对场外应急组织的报告与建议-厂区人员、相关居民服用稳定性碘片-相关区域居民隐蔽或撤离-事故缓解与工程抢险2020/4/16242020/4/1625-干预水平①任何情况下都应进行干预的剂量水平2020/4/16环境保护部核与辐射安全中心25器官或组织2天内器官或组织预期吸收剂量(Gy)*全身(红骨髓)1肺6皮肤3甲状腺5眼晶体2性腺3胎儿0.1剂量>0.5Gy后第一天,放射性敏感个体可能发生呕吐。2020/4/1626②通用干预水平2020/4/16环境保护部核与辐射安全中心26紧急防护行动的通用优化干预水平防护行动适宜的持续时间干预水平值(可防止剂量)隐蔽<2天10mSv撤离<7天50mSv碘防护100mGy(甲状腺)较长期防护行动的通用优化干预水平临时避迁<1年第一个月30mSv,随后的每一个月10mSv永久再定居永久终身*1Sv或1-2年内降不到10mSv/月以下*终身,通常取70年,主要考虑保护最敏感的儿童。2020/4/1627AEA推荐的反应堆事故中OILs的缺省值OIL#定义缺省值防护行动缺省值假定条件概述OIL1烟羽环境剂量率1mSv/h撤离或在专设的隐蔽所隐蔽堆芯熔化事故后泄漏的放射性物质导致吸入剂量为烟羽外照射剂量的10倍,烟羽照射4小时,该防护行动的可防止剂量为50mSv。OIL2烟羽环境剂量率0.1mSv/h服用稳定碘和临时隐蔽堆芯熔化事故后泄漏的放射性物质导致吸入甲状腺剂量为烟羽外照射剂量的200倍,烟羽照射4小时,该防护行动的可防止剂量为100mSv。OIL3地面沉积环境剂量率1mSv/h撤离或在专设的隐蔽所隐蔽照射时间一周,由于核素衰减和屏蔽等因素造成剂量减少75%,防护行动的可防止剂量为50mSv。OIL4地面沉积环境剂量率1mSv/h临浓时避迁地面污染核素组成为堆芯熔化混合核素在事故后4天时的典型值,由衰变和环境因素千万的衰减因子为50%,30天该防护行动可防止剂量为30mSv。该OIL适用于停堆后2~7天。OIL5地面沉积环境剂量率0.2mSv/h食物和牛奶的预防性禁用假设由这些高于本底的污染地区生产的食品或牛奶,其污染可能会超过通用行动水平。OIL6地面沉积中131I面活度浓度普通食品牛奶10kBq/m22kBq/m2禁止食用食物禁止食用牛奶1)131I为主要污染核素(适用于停堆2个月后);2)食品受到直接污染或奶牛直接食用受到污染的牧草;3)污染食品未经加工处理。OIL7地面沉积中137Cs面活度浓度普通食品牛奶2kBq/m210kBq/m2禁止食用食物禁止食用牛奶1)137Cs为主要污染核素(适用于停堆2个月后);2)食品受到直接污染或奶牛直接食用受到污染的牧草;3)污染食品未经加工处理。OIL8食物、水或牛奶样品中131I活度浓度普通食品1kBq/kg限制食物1)131I为主要污染核素(适用于停堆2个月后);2)污染食品未经加工处理。牛奶和水0.1kBq/kg限制牛奶和水OIL9食物、水或牛奶样品中137Cs活度浓度普通食品0.2kBq/kg限制食物1)137Cs为主要污染核素(适用于停堆2个月后);2)污染食品未经加工处理。牛奶和水03kBq/kg限制牛奶和水-核裂变产物的三道屏障:燃料元件包壳一回路压力边界安全壳2020/4/1628核电厂设计安全上的五到防线:(1)第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。(2)第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况。(3)设置第三层次防御是基于设计基准事故,必须配置必要的工程安全设施,使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。(4)第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的,并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。(5)第五层次,即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。2020/4/1629-四类始发类别为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核电厂使用的应急行动水平文件中,按下列四种识别类型分类:A类——异常辐射水平/放射性排放物F类——裂变产物屏障降级H类——影响核电厂安全的危害和其他条件S类——系统故障2020/4/1630裂变产物屏障降级-原则2020/4/16312020/4/1632可能涉及的核电厂事故类型:-大破口-小破口-蒸汽发生器破管事故-全厂断电-外部事件(地震、洪水等)2020/4/1633研究堆方面的案例比较重要的概念1安全保障-培育安全文化、树立安全第一的理念;-严格执行操作规程;-严格管理试验程序;-严格执行安全保障措施(例如:涉及安全的重要操作执行确认制度)。2临界事故-事先的严格、详细的安全分析;-坚决杜绝为抢进度而冒险简化程序、加快试验的行为。2020/4/16342020/4/16351某压水堆核电厂在满功率运行。突然,主控室出现安全壳放射性超标报警信号。操纵员经检查、核实系一回路小破口事故。根据应急计划及应急行动水平,值长宣布进入厂房应急状态并立即向厂应急总指挥报告,营运单位应急组织启动。半小时后,破口进一步扩大,喷淋系统故障不能投入,安全壳内压力迅速上升至接近设计压力。技术支持组分析判断,已有部分燃料元件破损,预测两小时后需对安全壳采取过滤排放措施,以防止安全壳超压失效。问:-此时是否需改变应急状态?如需改变,应按什么程序执行?-此时应向地方政府应急组织提出什么建议?-核电厂营运单位此时应采取那些应急措施?352020/4/1636参考答案:-应改变应急状态,首先核电厂应急总指挥应宣布进入场区应急状态。-同时向地方政府应急组织报告事故现状及对事故发展的预测,建议进入场外应急状态。建议地方政府考虑适时采取保护公众措施(撤离、隐蔽、服用碘片、交通管制等)。-营运单位应采取的措施:-应急组织全面启动;-采取一切必要和可能的措施,保护反应堆安全及安全壳的完整性;-发布场区应急报警信号-场区人员服用碘片并开始撤离场区非应急人员;-实施场区出入口控制;-开展应急监测;-评估事故发展及环境后果。362020/4/16372某试验堆燃料元件损坏事故某试验堆进行一项材料辐照考验。在考验试验的过程中,水质逐渐变差,甚至达到严重恶化的程度,继而发生运行的不稳定。但如果根据水质极度恶化就停堆处理,则较长时间的考验就会前功尽弃,经济损失也较大。考虑到试验已接近尾声,为了不影响进度,在侥幸心理的指使下继续冒险运行。结果发生了因流道不畅导致燃料元件损坏事故,造成放射性物质外泄,事故处理发生额外的集体剂量,经济上也有很大损失。问(1)事故的直接原因和根本原因是什么?(2)此事故应属INES几级?372020/4/1638参考答案:直接原因:水质变坏,流道不畅,继续运行致使元件过热损坏。根本原因:-核安全文化培育差,追求经济利益而违背了安全第一的原则;-没有健全的质保体系,系统维护不好;-没有健全的规章制度,系统状态不好却可继续运行;-运行人员培训不充分,对运行工况判断不清。此事故应定INES4级382020/4/16393某实验反应堆在满功率运行,实验回路中考验着UO2燃料元
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