篇一：核电厂安全知识点
1、 核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放
衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。
2、 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在
一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。
实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
3、 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。
4、 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、
review检查。
监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。
5、 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
6、 我国核安全法规体系分为：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。
7、 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装
料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
8、 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。
9、 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
10、 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保
护环境。
11、 应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
12、 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事
先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。
13、 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
14、 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽 10 撤离50 典防护
100临时性避迁（第一个月 30 第二个月 10）（mSv）永久性在居住 寿期内1Sv
15、 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保
护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。
16、 核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）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、2）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3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。
17、 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：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
18、 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系
统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。
19、 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，
把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。
2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。
20、 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆
芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供
重要见解。二级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，能从放射性释放的严重性方面对造成芯片损坏的各事故序列的相对重要性提供见解并对改善处理事故的方法提供见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。
21、 核电厂运行工况分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）
极限事故
22、 事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽
出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对非安全级设备仅考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障
23、 三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）包容放射性物质和控制运
行排放，以及极限事故释放。
24、 安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不
能完成，这些设备也是安全级设备，因此一些安全系统的支持系统也是安全的。
25、 失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止
运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。
26、 二回路排热减少事故又称为失去热井事故。属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节
器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水等
27、 失水事故造成的危害：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，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。此外冷却剂得猛烈喷放，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人安全壳会使安全壳内的压力温度升高，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反映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。
28、 极限事故工况下典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水阶段3）再淹没阶
段4)长期堆芯冷却阶段。
29、 小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆芯冷却三个阶段
2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）在降压过程中有明显的压力略高于二次侧热井压力的压力平台，大破口事故没有。
30、 与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表指示没有变化2）破
损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污取样系统辐射水平异常。
31、 反应堆冷却剂装量增加包括功率运行时应急堆芯冷却系统误操作和引起反应堆冷
却剂装量增加的化学与容积控制系统误操作两种。
32、 中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有;给水温度下降、给水流量增加、
蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。
33、 弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可将控制棒快速弹出堆
芯。
34、 ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，
尤其猛烈。其验收准则按工况4考虑。最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。
35、 严重事故的主要初因事件1）失水事故后失去应急堆芯冷却2）失水事故失去再循
环3）全场断电后未能及时恢复供电4）一回路系统与其他系统结合部的失水事故5）蒸汽发生器传热管破裂后的减压失败6）失去公用水或失去设备冷却水。
篇二：核电厂安全知识点
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。
特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。
实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。
自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。
安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
我国核安全法规体系分为：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。
核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。 应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。
应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽 10 撤离50 典防护 100临时性避迁（第一个月 30 第二个月 10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv
核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。 核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）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、2）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3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故
4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。
轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：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
概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。
概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。
电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径，并估算其数量及频率，能从放射性释放的严重性方面对造成芯片损坏的各事故序列的相对重要性提供见解并对改善处理事故的方法提供见解，三级概率安全事故分析估计公众健康风险和其他社会风险，并用侏儒公共健康影响或土壤空气水或实物的污染所表示的有害后果对事故的预防和缓解措施的重要性提供见解。
核电厂运行工况分类：1）正常运行和运行瞬态2）中等频率事故3）稀有事故4）极限事故 事故分析的四项基本假设：1）失去场外电源2）最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置3）仅考虑安全级设备的缓解事故作用，对非安全级设备仅考虑其对事故的不利因素4）需要假设极限的单一故障
三项基本安全功能：1）控制反映性2）排除堆芯热量3）包容放射性物质和控制运行排放，以及极限事故释放。
安全级设备：有些设备不直接完成安全功能，但如果没有这些设备，则安全功能不能完成，这些设备也是安全级设备，因此一些安全系统的支持系统也是安全的。
失流事故：当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。失流事故分为部分失流、全部失流、主泵泵轴卡死、主泵泵轴断裂。
二回路排热减少事故又称为失去热井事故。属于二类工况的范围有：蒸汽压力调节器故障致使蒸汽流量减少、失去外电负荷、汽轮机事故停车、冷凝器真空失效、失去非应急交流电源、和失去主给水等
失水事故造成的危害：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，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。此外冷却剂得猛烈喷放，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人安全壳会使安全壳内的压力温度升高，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反映，所产生的氢积存在安全壳内，在一定条件下会产生爆炸5）反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳后，通过安全壳泄露会污染环境。
极限事故工况下典型事故分为四个阶段1）喷放阶段2）再充水阶段3）再淹没阶段4)长期堆芯冷却阶段。
小破口失水事故在物理上的特点：1）只有喷放、在淹没、长期堆芯冷却三个阶段2）降压速度慢，二回路热井在事故早起阶段起着重要的排热作用，大破口几乎不起作用3）在降压过程中有明显的压力略高于二次侧热井压力的压力平台，大破口事故没有。
与LOCA相比，SGTR事故的特征现象;1)事故前后安全壳仪表指示没有变化2）破损SG水位、给水流量异常3）冷凝器排气和SG排污取样系统辐射水平异常。
反应堆冷却剂装量增加包括功率运行时应急堆芯冷却系统误操作和引起反应堆冷却剂装量增加的化学与容积控制系统误操作两种。
中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有;给水温度下降、给水流量增加、蒸汽流量过增和SG安全阀或释放阀误开等。
弹棒事故：若控制棒驱动机构密封套发生破裂，巨大的压差可将控制棒快速弹出堆芯。 ATWS最突出的特点是反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。其验收准则按工况4考虑。最重要的一条是一回路压力不超过1.2倍的设计值。
篇三：核安全知识试题大全
核安全知识试题大全
第1部分 核安全文化及质量保证
1. 你所在部门在质量保证大纲中规定的职责？
2. 核燃料中的有效成份是什么？（铀）U-235
3. 核电站核燃料中铀-235的含量为多少？3%
4. 核电站核燃料会象原子弹一样爆炸吗？不会
5. 度量辐射的剂量单位是什么？度量辐射剂量的单位是希沃特
6. 我国当前核电站的主要堆型是什么？轻水压水堆。
7. 核电站的潜在危险是什么？放射性核素外溢
8. 核工业无损检测人员资格证书的有效期是多少年？5年
9. 压水堆核电站中设备的核安全级别主要分为几级？核安全一级、核安全二级和核安全三级
10. 核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则。纵深防御包括几道防线：五道防线
11. 核电站设计寿命一般为多少年？40-60年
12. 我国第一套国产化百万千瓦压水堆核电厂主管道是什么时候正式举行发运仪式的？2008年2月24日
13. 核电厂反应堆冷却剂主管道属于核安全几级设备？属于核安全一级设备
14. 岭澳核电二期3号机组在什么时候开始正式商业运营？2010年9月20日
15. 秦山二期扩建工程在什么时候开始正式运营？2010年10月5日
16. 《民用核安全设备监督管理条例》是哪一年以国务院500号文发布的？2007年
17. 《民用核安全设备监督管理条例》从什么时候正式实施？2008年1月1日
18. HAF 601从什么时候正式实施？2008年1月1日
19. HAF 601的文件全称是什么？民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管
理规定
20. HAF 601 由国家哪个部门发布的？国家环境保护部（国家环境保护总局）
21. 前苏联切尔诺贝利核电站核安全事故发生在什么时间？1986年4月26日
22. C2核电站建在哪个国家？巴基斯坦
23. 我们常说的“HAF”表示什么？核安全法规
24. 民用核安全设备标准的制定原则是什么？ 安全可靠、技术成熟、经济合理
25. 民用核安全设备标准分为几个层次？国家标准、行业标准和企业标准三个层次
26. 按照核安全法规要求核电厂应当对设备供应商进行哪些工作？对制造活动进行
质量管理和过程控制，做好验收工作。
27. 核安全设备在制造活动开始前，项目质量保证大纲应该由谁批准？报谁备案？
由核电营运单位（核电厂）批准，报国家核安全局备案。
28. CPR1000型主管道1台机组共几条环路？3条
29. 对违反《民用核安全设备监督管理条例》规定，被依法吊销许可证的单位自吊
销许可证之日起多少时间内不得重新领取许可证？自吊销许可证之日起1年内不得重新申请领取许可证。
30. 我国的核安全法律法规体系的总方针是什么？安全第一，质量第一。
31. HAF 601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》的制订依据
是什么？
HAF 601制订的依据是《民用核安全设备监督管理条例》。
32. HAF 601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》共有七章四
十九条和几个附件？ 3个附件
33. 我国核电站的发展路线明确以什么堆型为主？压水堆为主要堆型
34. 核安全文化是建立的基础是什么？法规与规章制度
35. HAF 603的全称是什么？《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》
36. HAF 602的全称是什么？《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》
37. HAF 003的全称是什么？《核电厂质量保证安全规定》
38. 质量保证大纲在制造企业中属于第几层次文件？第一层次文件
39. HAF 603的适用范围是什么？适用于民用核安全设备焊工、焊接操作工的资格管
理
40. 民用核安全设备焊工、焊接操作工能否同时在两个以上单位中执业？不能
41. 民用核安全设备焊工、焊接操作工违反操作规程，导致严重焊接质量问题的，
由国务院核安全监管
42. 部门进行怎样的处罚？吊销其资格证书。
43. 核安全设备制造中，什么人员有资格编写和签署无损检验结果报告？无损检验
Ⅱ级人员
44. HAF 602自什么时间开始正式实施？2008年1月1日
45. 申请民用核安全设备制造许可证的单位应该有与拟从事活动相关或者相近的工
作业绩，并且满多少年以上？5年
46. 民用核安全设备在制造过程中出现重大质量问题，应当在多少时间内向国家核
安全监管部门报告？24小时内
47. 产品制造中质量控制点一般有哪几种？H 点、W点、R点；
48. 质量保证的英文缩写是什么？QA
49. 质量检验的英文缩写是什么？QC
50. NCR的实际意义是什么？不符合项
51. 核电设备产品制造适用文件清单由哪个部门发布？核电项目办公室
52. 对供应商评价由哪个部门负责？质保部
53. 核电设备产品制造外部接口的联络以什么方式进行？书面文件
54. 核电设备产品制造中为什么要对所有上岗人员进行培训、考核与评定？根据质
量保证大纲规定
55. 秦山核电站在什么地方？浙江省海盐
56. 质量保证体系文件共分几个层次？3个层次
57. 计量器具和试验设备的定期标定、标识、监督使用由哪个部门负责？计量中心
58. 为什么要对计量器具和试验设备进行定期标定、标识和监督使用？
59. 确保计量器具和试验设备在使用期间保持规定的精度及准确性
60. 焊接工艺评定任务书由哪个部门下达？技术工艺部
61. 核工业无损检测人员技术资格等级中的高级证书是（C ） A． I级 B．II
级 C．III级 D．IV级
62. 核电站常规岛不同于火电站主要是因为核电站使用（B ）A. 过热蒸汽B. 饱
和蒸汽C. A+BD. 核燃料
63. 质量保证大纲的定义是：“为保证 质量 而规定的和完成的 全部工作综合在一
起构成质量保证大纲。”
64. 质量保证大纲按 HAF003 的要求建立， 总经理 对核电厂设备制造质量负全责。
65. 质量保证部门 具有组织独立性，在处理质量问题时有足够的权力和独立性，包
括不受经费和进度的影响。
66. 总经理 每年组织进行管理部门审查，保证大纲的适用性。
67. 文件的分发包括受控分发、非受控分发 。
68. 质检部 必须实施工艺全过程的检查，并形成记录或报告，按质量计划要求，对
“R、W、H”点进行 验证 。
69. 质保部对实施工艺全过程进行 监督 ，并形成记录。
70. 试验控制：试验必须按规定的程序进行，以保证试验的先决条件具备，试验环
境条件合适，由合格的人员使用 检定合格的并在有效期内 的试验设备进行。
71. 质检部（探伤）和材料管理办公室负责出具不符合项报告。
72. 中广核的不符合项分为： I 和 E 类两种。
73. 中核的不符合项分为内部、 I 、II 、III 类四种。
74. 不符合项的最终处置决定有：照原样接收、返工、返修、报废。
75. 在制造过程中出现不符合项时，质检部检查员/探伤员应出具“不符合项报告” ，
在报告中填写不符合项描述及验收准则，经内部审核并在 质量计划 中该工序备注栏内注上星号标记。
76. 不符合项一经发现，检查员/探伤操作人员应在该 不符合项实物标记牌上 贴上
不符合项标签，直到不符合项得到解决。
77. 质量保证记录的分为永久性记录和非永久记录两大类。
78. 按照对清洁度的要求严格程度规定了I、II、III级工作区。
79. 质量计划、质量计划要求的适用文件要放在操作现场。
80. 工序完成后，该工序的操作人员应签署姓名和日期，只有在前道工序 完工签字
后，才能开始下道工序。
81. 在工序执行到“H”点时必须 停止 ，只有在指定H点的机构到达现场以后工作
方可恢复，除非事先已得到该机构签发的书面放弃认可单。
82. 在正常情况下，所有工序必须按照质量计划的顺序进行。当有特殊情况需要进
行工序调整，生产部按“跳序制造控制单”的要求提出书面申请。
83. 制造车间负责对不符合项实物按不符合项报告的最终处置意见进行返工、返修
等工作。
84. 根据国家核安全局文件国核安函（2008）89号文件要求，对于核安全1级设备，
按照不符合项分类方法将最高级别和次一级别的不符合项在开启后3个工作日上报。
85. 质量计划中适用文件编号变更，由技术工艺部授权人员直接在质量计划上划改，
并在划改处签署姓名、日期。
86. 文件只有经过内部审批或经过必要的外部审查“无意见”后，将文件状态由PRE
改为CFC并履行签字手续后才能分发。
87. 外来文件是指合同中用户提供的技术、图纸及管理文件。
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