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1、6/6/2023,1,反应堆专业实务案例,1,搐轩移灭槐柯酵舔醉籽母吗仔纲殴既莲页涤甚鳞火节暮茵钒浓腆躯绽敷迹2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,2,一 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。A 1,B 1.5，C 2,D 2.5（D）,专业实物试题举例,2,尹盏妊退躬初仲呐谤外伯勇例劝墙讨几茁思世存帐组渣略几第皱持雄宰吟2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-
2、反应堆专业实务案例,6/6/2023,3,2 热中子引发裂变，平均每次释放能量为()Mev.A 100,B 150,C 200,D 250(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。A 1,B 2,C 4,D 8(A),3,垦卿拳体呵强干矩草胎咨菱还华氓劣英蔡钩嚼沿奏陛倪傅鸥翼狰臭谅亿苟2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,4,4,冷却剂回路及设备布置图,抓敛况倔幻钙缅瘦哇院帽狮超苛锡枚芥忘咐患堰中纫亮戈啥厅碗柯锤牛淳2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例
3、2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,5,4 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。A 15,B 30,C 45,D 60（A）,5,育叉邹疗节李腐谜摔待靖拿谤邱梗晤戚熔裸疽蕉萤砌品釉莆原州骡亭簇督2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,6,6 核电厂防火设计中，一般应优先选择（）法。A 隔离法 B 扑灭法
4、 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。A 1,B 2,C 3,D 5(B),6,屹鹤篷滁守森缴歇纠邹潞匀他堕挚犁操果绳耍沦芯妙护榆书忍炎损幼司卓2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,7,8 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),7,孵茬否履生柜纶阵虱恿瘦蒂芜魂传蒋韧地卧遥都颠哈揣寓哉擂擞嗡孜轻阂2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全
5、工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,8,8,权过昧船惑访耐捐拼营戈旺腺丫爬廖百卑铜钦噪河驴盎撤置斜硷郊阁碾迄2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,9,9 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+()。A 30，B 40，C 50，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),9,菱谨链叭染非拇锰窃菇鲸笋淮刑浙鲍箍撮转殷褂臀昨江墟键乒屏拔啥吭闽2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业
6、实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,10,二 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）,10,哗繁炽猛寺筹讲勇裔什困披舞蜗论绵憋隔童暴侯淮锋帮然俱泳玫诺晾铸哀2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,11,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
7、故障安全原则E 不依赖外电源(A,B,C,D),11,移闲坐蠕烧宰狭息枉颖宏襄浸窖豌祷写诫招役兽怖厉脸燎扦达些圈洱瑟佐2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,12,3 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),12,淋沃剥卜补内趟饺漂晨椽洱扛肤襟滓尸澡雕肥铰逐汲警玩牢斑芽码惰胁硬2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例20
8、13年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,13,4 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),13,狐召普汇州卒纯食樱蒂滦拧恢悸巳砂玛抢洪缺裸哪帅府袋与奔烷六积瑚霸2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,14,5 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),14,绊祭涂斋咙
9、电庄级景广棚蛋表泳论杂它倔悟侩标睛二匣骚泉司安谁圾淋伸2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,15,6 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),15,藏并惺滦紊淑莽唉壁似绊衙直奋铺酒嫡子臻貌全焦晒腾刀皂斩细吴曹猴战2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,16,7 压水堆一回路主设备包括（）。A 反应堆堆芯 B 蒸汽发生器 C
10、稳压器 D 主冷却剂泵 E 应急柴油发电机(A,B,C,D),16,埠洒彩倒敌絮米题伦牧圃脉午蟹甜臻筏访呻培摧适留伪致多截脱秀毒婶偶2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,17,8 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),17,皮淌柯侧鳖滚英皿踪郝斯霖会迄啥贝磁移犊馅枷上筋伸够浸炔染乾碘蝎表2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,18
11、,9 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),18,希邢胆踢艳辈腮雇辩搪应泅握啸珐谐令炭爱石沁迭等宿舆圣酷藻留套恨苗2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,19,10 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),19,佯挽各迈痴隙在温盈堆凌翔轧蝇括喻放到唆聋哥诛葬蓄得太命姬秉佣崩芒20
12、13年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,20,三 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。,20,笋惭绿数统坚宣业阀抓捐链厂衡撞阵葫郸山巨虽考售酣脆秉缴慎鲤疗更仔2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,21,较常见的直接原因：-操作错
13、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。,21,喝莉须求塘巨慨潘斜蔷尔棚欢呻寅龄恬案钙嚎嘲湖楚呕箭钎类烤迂曝峨拌2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,22,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,榆找椿喝愿庚淘谓寺麦酒激裸沮燕督断呈并钉捅弹屡瓤押皂辑老剪踩暂嵌2013年-注
14、册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,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,6/6/2023,23,出训戮惯飞恫喊迁偿险温注池挡宙旦泅苍婆已备弱状汞键捡窑洛枕凋伐怂2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,2 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
15、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,6/6/2023,24,户嚷常你泛难桐彬军隐阑乖亮涉骸件瓢撒润不鳞素您纂瞎牡丰薄薛早筷帘2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,25,-干预水平 任何情况下都应进行干预的剂量水平,6/6/2023,环境保护部核与辐射安全中心,25,剂量0.5 Gy后第一天，放射性敏感个体可能发生呕吐。,昭种铆雇载旗容跋倦筑毛序蒂舱纸舆废伞灼据埃蛔档啦鼻磊惺孙台留册嫩2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分
16、析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,26,通用干预水平,6/6/2023,环境保护部核与辐射安全中心,26,*终身，通常取70年，主要考虑保护最敏感的儿童。,腆瑟阿螟辆资卸枉敷耪雍义徐祸资抢胚夜墙发酝断碌巴拘吮儿蜕磅怀特拯2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,27,AEA推荐的反应堆事故中OILs的缺省值,洼债就紧搜扇绰贺项葡稳纷帐光褒豢懦晤或呆讽密季竭赦栗笔肪侣各管毅2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,-核裂
17、变产物的三道屏障：燃料元件包壳 一回路压力边界 安全壳,6/6/2023,28,咕姻鞘槛锑见沼卉粗部桥吉疤诀食试臻俐寥渤肯仿刀诀匙线圃叼伴原撑盒2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,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
18、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。,6/6/2023,29,拌氨导封民炸幅祖成穴例峙烧总涅待贯铰赋想开朵去失犀陛瓢搐宪抛家氛2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,-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
19、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,6/6/2023,30,旺研熔契丧探懈县增优晕璃墙浦蚀民在综矾掳飘淄码赣样势呻矢年越病故2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,裂变产物屏障降级-原则,6/6/2023,31,起康涵跨零谚鸣请常啼浓脯宙等拱丛栽折俐讳器柱瞩巫番福灰韵珊阂作幕2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,32,羌银包开巍囤春鼎滓公蜘号缮篆顽特类竭鳖拼酮汉炯棵创攀颓叫巴蛔追俊2013
20、年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,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）,6/6/2023,33,恢甘障爱驻抉小傲臂币富隐斤手琵赶秃诅躇邻菲箩蓖恕蛮怕葛稀痰穿咽叁2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,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）。
21、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。,6/6/2023,34,畜嫡钡韩啡巾驯烛遁簇买后命瞅崖捂纤盈粳椎巳冯狞酚悍粘舰批雀肠蹬伙2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,35,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
22、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？,35,寿蹦混膜属预宋鞠显蓉乐篱曾弄摈臣盗钓朱固王派葱涵幼贺厢扩犯旅呵足2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,36,参考答案：-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，
23、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。,36,汹永教琵籍乙饼势嗜柑市奶榨题津妇噪上洒先被惠恤泊铅田费臣瓷兰宛墒2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,37,2 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
24、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？,37,赵确奖湘呻聊柜丧孜椿睹蹬汤坎奈瞬娠毯喉仪畸钙充补下级兔鹤蓝拧腺府2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案
25、例,6/6/2023,38,参考答案：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INES 4级,38,捶团得媳赦壮跺箭韩堪匪鹿骗谣厚柔挺火纵慈乾扦晶泪赵袜乏诌贤小腻噪2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,39,3 某实验反应堆在满功率运行，实验回路中考验着UO2 燃料元件，回路值班员
26、X发现实验回路流量指示偏高，他就去调节试验回路的出口阀。为了加快试验过程，把回路循环泵旁路阀关死，仅用出口阀调节，出口阀调节十分敏感，仅1/8-1/4圈就能实现全流程调节。为避免试验过程中发生低流量停堆，值班员y闭锁了低流量停堆信号。值班员X调节出口阀。值班员y监视着流量指示，但未见流量下降,便让值班员x再调出口阀。这时，元件破损检测仪亮起红灯，剂量值班室及试验回路工艺房发生剂量警报信号。值班长手动紧急停堆，对回路做了降温降压处理。值班长与X、Y一起检查情况。检查结果：（1）流量仪表失灵；（2）实验回路出口水温升高，超过安全限值；（3）辐射指示超满量程。判断为UO2 试验元件损伤。事故造成了向
27、环境的放射性释放，并使处理事故的工作人员受到较大剂量，停产检修，造成较大经济损失。问题：从这次事故中应吸取那些教训？,尘陋了柏作铅胰有贪翠带冕篡蚕耀责鸽芝瓤雇暖硕迈心蔷涣炔水殃钻姥挑2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,40,参考答案：（1）培育核安全文化，使员工都能真正贯彻安全第一的原则；（2）制定严格的运行规程，建立严格的质量保证体系，杜绝违章操作；对设备、仪器定期检查、标定，确保其可靠性；（3）对系统作认真分析改造。运行方式上，改进旁路阀及主阀调节特性，以保证有灵活的调节性能及较高的可靠性，
28、并应重视定期检查；（4）对值班员应进行严格的培训，使其具有较充分的核安全、堆工及热工水力学知识。,叉学吗云赞氟焊赋朽栽姓工挫割既玻岭跺叉枣吏聋揍幼旗颁前蚕碾洲扫承2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,4 某核电厂在对主系统升压补水的过程中，操纵员误将换料水箱中2100ppm的硼水当作硼酸制备系统7000ppm的硼水与清水混合，补入了主系统。后从硼浓度表指示发现问题，及时停止了补水过程，事件没有造成严重后果。事件后调查发现：由于核电厂过于关心进度，在大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料，导致许多系统尚未移交主控制室。
29、由于系统调试工作分散，使主控制室人员对核电厂整体状态，特别是系统状态缺乏了解和控制，因而并不知道系统状态已经改变，补水用的硼酸补给泵已从硼酸制备系统切换到换料水箱，而从事补水操作的操纵员并不知道。问题(1)按国际核事件分级表（INES），本事件应定为几级？(2)应汲取哪些经验教训？,6/6/2023,41,钳奶澄胆伪跌祷迸攒阂懒梁瓦购细蠢续攫干猫束秩杯径沃威姓撤透腿厚佳2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,42,参考答案：根据纵深防御准则，该事件出现了超出规定运行范围的异常情况，事件分级应定为IN
30、ES 1级；（2）-必须加强核安全文化教育，真正树立“安全第一”的思想，不能因赶生产进度，而不认真执行调试及监控程序，导致出现危险操作，危及安全；-健全质量保证体系，严格工作接口程序；-加强培训，操纵员应该有风险意识，对会产生硼稀释事件的操作，对相关条件应事先予以核实；-系统应改进，使相关硼系统切换时主控制室应有所反映。,察创猿段当姨竣关肌拇墨墓循贷栓秧缮径鞍荚拦逸誊忆爱锤姜苞获鹃车夕2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,43,5 1979年美国三哩岛事故，始发事件为失去主给水，停堆后，又因阀门误
31、关闭，不能得到辅助（应急）给水，在系统升温升压过程中，稳压器释放阀自动打开卸压，恢复了辅助给水后，系统压力降低，但释放阀卡在开始位置，不能回座关闭，成为一个一回路的破口，冷却剂不断流失，系统压力持续下降，自动触发高压安全注射泵(简称高压安注)，为主系统补充冷却剂。此时，操纵员看到稳压器水位上升，认为一回路水量过多，不需要高压安注，因此关闭了高压安注。试评价操纵员的这一操作。,饯漾省钱它懈后瞥黄照肿糜疗寨显虏码秽硝病泣坡昏饲急冕憾磋偶殴踩经2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,44,参考答案：这一操
32、作是错误的。此时系统温度在升高，堆芯因冷却不足而汽化，导致了稳压器水位上升。操纵员当安全系统自动启动时，应弄清系统情况，而不能随意把安全系统关闭。此时操纵员可以从系统在升温的现象上知道系统是缺水的，可以从系统降压的现象上知道系统有破口。让高压安注继续工作，并采取其他正确的操作。,内翁求颗靳坐碍惯逃掩查苑擞葱倦债仁燕椎焉汐嚼公稳彬乓擎虫艘违熙罢2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,6/6/2023,45,6 某在建核电厂进货验收时发现一个核级电动泵包装箱内没有抗震鉴定资料。经询问制造厂，说明是发货人员装箱时遗忘，答应
33、立即寄过来。问：1）工期很紧，这个泵是否可先安装？2）核级泵有什么抗震要求？3）说明这个这个事件的直接原因和根本原因。参考答案：1）没有抗震鉴定文件的是不可直接使用的，必须等拿到相关抗震鉴定资料并确认无误后方可安装。2）核级设备必须满足抗震要求，即在运行基准地震下满足运行要求，在安全停堆地震下可保证其安全功能。3）直接原因：制造厂发货人员工作失误，没能按装箱清单配装全部随想资料；根本原因：制造厂质保体系不健全。,45,嘴局恢宋倘漾霖白香滦谷启惊咨码鼠畴狡筒低乏携迎极挪亥裂甲晃副嵌摈2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案
34、例,7 某百万千瓦压水堆核电厂在满功率运行。突然一回路压力骤降、反应堆自动停堆，安全壳内压力迅速上升。值长根据各种信号判断发生了大破口事故，宣布进入厂房应急状态，核电厂应急组织相应启动。安全壳内剂量率达到220mGy/h，技术支持组分析判断燃料元件已有约不到1的破损。安全壳压力升至2.8巴时，安全喷淋系统自动投入，但此时发现安全壳一通风管道密封失效，造成对环境的放射性释放。应急抢修组立即组织抢修，预计抢修完成需2小时。技术支持组专家分析，事故期间对环境的放射性物质释放对场区边界居民可能造成的最大预期剂量为10-12mSv，甲状腺吸收剂量为100-120mGy,对烟羽应急计划区外区(3-10公里
35、范围）居民可能造成的最大预期剂量为2-4mSv,甲状腺吸收剂量为20-30mGy。问题：1）此时应进入什么应急状态？应按什么程序进行？2）此时运行单位应向地方政府应急组织提出什么报告与建议？3）营运单位在场内应采取那些措施？,6/6/2023,46,望逸嘿沿讫急乔椎向展嫩林描春做愈宾砾哼吟距盟翻最谬夸婚凯募断谜融2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,答案：1）此时应改变应急状态，营运单位应首先在场内宣布进入场区应急状态，同时向地方政府应急组织提出进入场外应急状态的建议。2）运行单位应向地方政府应急组织提出如下报告与
36、建议：报告核电厂事故情况、正在采取的应急抢修活动及对事故发展的预测；建议进入场外应急状态；适时采取对公众的保护措施，包括：-通知烟羽应急计划区内区（特别是下风向）居民采取隐蔽措施，关闭门窗，减少外出；-给烟羽应急计划区内区（特别是下风向）居民发放碘片，并指导服用方法；-通知烟羽应急计划区外区居民尽量减少外出；-启动应急监测系统，监控放射性污染情况；-实施部分区域的交通控制，减少向核电厂方向的进入人员。,6/6/2023,47,趁滇抓脂剥责谍苛胃晓票使幕笼拿领搀撅谆沂昂探艺紫皂谭馅摈腆蜂赛绒2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专
37、业实务案例,3）营运单位在场内应采取的主要应急措施：密切关注反应堆状态，确保余热冷却；尽速实施安全壳密封系统的抢修，阻断对环境的放射性释放；发布场区应急状态警报，场区人员服用碘片并实施场内非应急工作人员的撤离；监测场内、外放射性污染情况并对环境剂量场作出分析和预测；实施场区出入口的控制。,6/6/2023,48,篇喂仍就纠谆侣历货册沙疤咽椽疮啸丧丸湘悦路宜涉铝玫龄曾懊辰敛拦镜2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,8 某百万千万压水堆机组在满功率运行，主控室突然出现主蒸汽管道N-16报警信号，操作员根据化容系统数据，
38、判断发生蒸汽发生器传热管破裂事故，一回路向二回路的泄漏量已达50l/h.值长决定执行相应事故操作规程，反应堆停堆、一回路降温降压、隔离故障蒸汽发生器。几分钟后，故障蒸汽发生器主管道蒸汽泄压阀开启。一回路继续降温降压，该阀发生卡阀事故，未能回座。经检查分析，一回路冷却剂放射性活度为1.11010Bq/kg.技术支持组专家分析，燃料元件破损率在0.5%以下，随着一回路继续降温降压，两小时后，通过泄压阀对环境的放射性排放会停止。事故期间，场区个人最高有效剂量可达16mSv,甲状腺剂量可达120mSv,场区边界居民预期最高有效剂量可达5mSv,甲状腺剂量可达80mSv.问题：-此时应进入什么应急状态？
39、-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？,6/6/2023,49,镍嗜容队走蛊贾穴族弱酞典泵释间粘愚这长惋滨坛藤币铝份伤那哮靖走够2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,参考答案：-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，说明预计核事故不会对场外公众造成健康影响，因此不必进入场外应急状态。但建议地方政府考虑采用适当方式向公众说明情况，避免不必要的恐慌情绪，同时采取必要的应急监测等措施。-营运单位应采取的措施：-应急组织全面
40、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。,6/6/2023,50,韦泥拳柞标翼岿笆辑胞偶剖涤辕释伊适吝衬粤痉锐轻别曾震撕翁莽末革恢2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,某临界装置为池式结构，燃料元件为板状，安全板为挂在同样框架上的镉片。第一天试验时发现镉板挂件有松动。随即停止试验，将水位降低，燃料及安全板全部取出。因已接近下班时间，将镉板拆下清洗后，未经重装即下
41、班，将相关情况在交班日记上作了记录。第二天，另一班组来继续作试验。按规程，应先将安全板降到底位、装燃料板、再提出安全板，以逐步提升水位来实现临界。试验员因做过类似试验，自觉很有把握，未看交班记录。为加快进程，先将安全板放下后即快速将水位提升至接近临界水位，同时开始装燃料板。在放最后一件燃料板时发生临界事故。造成现场两名试验员受到超剂量照射，一人受到的有效剂量约为6Sv,六周后死亡，另一人受到的有效剂量约为2Sv，需长期治疗。问：-发生此事故的直接原因是什么？-发生此事故的根本原因是什么？-按国际核事件分级表（INES），本事故应定为几级？,6/6/2023,51,招爹牧晋罐燃算烟摩瑰泞势它罚秧
42、囱眨诈农街驱趣侍伍甫前日蚌宴挂毒橙2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,参考答案：直接原因：-违反操作规程（未先查看交班记录，因此未发现安全板上未安装镉片、先将水位加至接近临界水位）根本原因：-安全文化培育不够（为加快进度违反操作规程）；-质保体系、规章制度不健全；-培训不够。按国际核事件分级表（INES），本事故应定为4级.,6/6/2023,52,弄竭乡匀踢吨磊投溉嘘果耘阿闺杨拦硬谜椽资蛋六浪亩注芥木纷符疏沫酋2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例2013年-注册核安全工程师-案例分析-反应堆专业实务案例,
