核反应堆保护系统安全准则(标准状态：废止)
自考系统安全与维护
一：选择 1.支持应用开发的软件属于.（ C ） A. 操作平台软件 B. 编译平台软件 C. 应用平台软件 D. 应用业务软件 2下列示意图的威胁类型。（ B ） A. 中断威胁 B. 截获威胁 C. 篡改威胁 D. 伪造威胁 3.信息系统中的缺陷是安全问题的根源所在主要指的是。（ B ） A. 威胁 B. 脆弱点 C. 漏洞 D. 后门 4TCP/IP 在设计时只考虑了互联互通和资源共享的问题，而没有考虑来自网络的大量安全问题，例如利用TCP/IP 的第三次握手中的脆弱点进行的攻击属于。（ C ） A.DOS 拒绝服务 B.DDOS 拒绝服务 C. SYN Flooding 的拒绝服务 D. ARP 攻击 5.确保信息资源仅被合法的用户、实 体或进程访问，使信息不泄露给未授 权的用户、实体或进程属于数据。（ B ） A. 完整性 B. 保密性 C. 可用性 D. 可控性 A. PDRR 模型 B. IATF 模型 C. DODS 模型 D. V-VPN 模型 7.下列选项中，那一项不属于计算机硬件安全缺陷。（ D ） A. PC 的硬件很容易安装和拆卸 B. 内存空间没有保护机制 C. 容易受到电磁的干扰 D. 系统很容易被病毒破坏 8.根据可信计算平台的工作原理，完整性测量的信任的根是：（ B ） A. CMOS 引导参数 B. BIOS 引导块 C. 硬盘BOOT 引导区 D. 硬盘FAT 文件分区 9. TPM 技术最核心的功能是。 （ C ） A. 网络数据流进行加密 B. 信息数据进行加密 C. CPU 处理数据流进行加密 D.BIOS 处理数据流进行加密 10.下列关于口令，叙述不正确的是。（ D ） A. 是一种容易实现并有效地只让授 权用户进入系统的方法。 B. 是用户与操作系统之间交换的信 物。 C. 是只有用户自己和系统管理员知 道的简单的字符串。 D.是用户本身的特征 11. 为了使每次用户在登录时输入的 口令都不相同，一次性口令 OTP(One-Time Password)的在登录 过程中加入。( C ) A. 变化口令技术 B. 不变因子技术 C. 不确定因子技术 D. 不确定算法技术 12. Winlogon 是一个用户模式进程， 运行的是 \Windows\System32\Winlogon.exe 。在 Windows 系统的登录过程中，激活 Winlogon 进程按键组合是。（ D ） A.Ctrl+Shift+Del B. Alt + Tab +Del C.Ctrl+Alt+ESC D. Ctrl+Alt+Del 13 地址解析协议ARP 的基本功能是（ C ） A. 将目标MAC 地址转换成IP 地址 B. 将ARP 包转换成IP 协议包 C. 将目标IP 地址转换成目标MAC 地址 D.解析发送帧的含义 14. 第五代隔离技术是（ B ）. A. 硬件卡隔离 B. 安全通道隔离 C. 数据转播隔离 D. 空气开关隔离 15.对Web 服务器的安全威胁主要存 在于服务器段操作系统、相关软件存 在安全漏洞和（ C ）。 A. 浏览器劫持(Browser Hijacking) B. 网络钓鱼(Phishing) C. 服务器端的错误配置 D. 客户端随意从Web 站点下载应用 程序在本地运 二：多项选择： 16.计算机信息系统安全的最终目标集中体现为 两大目标是。（ CD ） A. 计算机硬件保护 B. 计算机系统保护 C. 系统保护 D. 信息保护 17.NGSCB 技术提供的新特性是： ( ABCD ) A. 进程隔离 B. 密封存储 C. 安全通路 D. 可验证性 18.TCP/IP 协议包括功能层是。（ ABD ） A. 应用层 B. 传输层 C. 数据链路层 D. 网络接 口层 19.常用反病毒技术有 （ ABCD ） A. 访问控制技术 B. 进程监视技术 C. 完整性监视技术 D. 特征码检测技术 20.下列那一项属于常见的防火墙技 术。（ ABC ） A. 代理技术 B. 状态检测技术 C. 包(分组)过滤技术 D.入侵检测技术 三：名词解释： 21．信息完整性：是指信息资源只能由授权方或以授权的方式修改，在存储或传输过程中不丢失、不被破坏。 22．隐蔽信道：一般可分为存储通道和时间通道，它们都是利用共享资源 来传递秘密信息的，并要协调好时间间隔。 23．中间人攻击：就是攻击者通过将自己的主机插入到两个目标主机通信路径之间，使其成为两个目标主机相互通信的一个中继。 24．缓存区溢出：通过在程序的缓冲区写入超出其长度的内容，从而破坏程序的堆栈，使程序转而执行其他指令，以达到攻击的目的。 25．计算机取证：是简单地将计算机调查和分析技术应用于对潜在的、有法律效力的证据的确定与获取上。 四：填空题（共10分，每题1分） 26.信息保障被定义为：通过确保 信息和信息系统 的可用性、完整性、可验证性、保密性和不可否认性来保护信息系统的信息作战行动，包括综合利用保护、探测和响应能力以恢复系统的功能。 27. 容灾备份是指利用技术、管理手 段以及相关资源确保既定的关键数据、关键数据处理信息系统和关键业 务在灾难发生后可以的 恢复和重 续运营 过程。 28.陷门是一个模块的秘密的未记入 文档的 入口 。 29.黑客攻击可以形成两类威胁：一类 是信息访问威胁，即非授权用户截获或修改数据；另一类是 服务威胁 ，即服务流激增以禁止合法用户使用。 30.国际上把防信息辐射泄漏技术简称为 TEMPEST 技术，这种技术主要研究与解决计算机和外部设备工作时因电磁辐射和传导产生的信息外漏问题。 31. 信息保障技术框架从整体、过程的角度看待信息安全问题，其代表理论为“ 纵深防护战略 ”，就是信息保障依赖人、技术、操作三个因素实现组织的任务、业务运作。 32.入侵是指任何企图危及资源的完整性、机密性和 可用性 的活动。 33. 网络隔离主要是指把两个或两个以上可路由的网络通过 不可路由的协议 进行数据交换而达到隔离目的。 34．目前主要的一些软件保护技术有密码保护技术、 电子注册保护技术 、结合硬件的保护技术、基于数字签名的保护技术、软件水印技术、软件的反动态跟踪技术。 35. Windows 安全子系统包含五个关键的组件 安全引用监视器（SRM ） 等模块组成。 五：简答题 36.计算机系统的安全需求有哪些？（6分） 答：（1）保密性（1分） （2）完整性（1分） （3）可用性（1分） （4）可控性（1分） （5）不可抵赖性（1分） （6）可存活性（1分） 37.简述可信计算的研究和发展重点是什么？（5分） 答：（1）基于可信计算技术的可信终端是发展产业的基础。（1分） （2）高性能可信计算芯片是提高竞争能力的核心。（1分） （3）可信计算机理论和体系结构式持续发展的源泉。（1分） （4）可信计算应用关键技术是产业化的突破口。（1分） （5）可信计算相关标准规范是自主创新的保护神。（1分） 38.操作系统安全的主要目标有哪些？（4分） 答：（1）标识系统中的用户并进行身份鉴别；（1分） （2）依据系统安全策略对用户的操作进行存取控制，防止用户对计算机资源的非法存取；（1分） （3）监督系统运行的安全；（1分） （4）保证系统自身的安全性和完整性（1分） 39. 计算机取证的程序包括几个方面的问题？（5分） 答：计算机取证的程序共计包括5个 方面的问题： （1）计算机证据的发现（1分） （2）计算机证据的固定（1分） （3）计算机证据的提取（1分） （4）计算机证据的分析（1分） （5）计算机证据的提交（1分） 40． 简述网络隔离技术要求是什么？ （6分） 答：（1）必须保持内外网络每时每刻物理断开（1分） （2）能打破原有协议格式（1分） （3）具有安全处理功能（1分） （4）使用安全的操作平台（1分） （5）能适度交换数据信息和操作命令（1分） （6）确保隔离模块本身的安全性（1分） 41.ARP 欺骗有几种实现方式？（4分） 答：ARP 欺骗有3种实现方式（1分） （1）发送未被请求的ARP 应答报文。（1分） （2）发送ARP 请求报文。（1分） （3）响应一个请求报文。（1分） 六：论述题（20分） 42.论述使用那些方法可以调高用户口令的安全性？（10分） 答：(1)提高口令质量包括：增加口令空间、选用无规律的口令、多个口令、系统生成口令、对使用口令进行访问采取更严格的控制（3分） （2）口令存储，必须对口令的内部存储实行一定的访问控制和加密处理（1分） （3）在口令传输中施加某种保护（1分） （4）口令管理，使用口令分级制度，管理员有最高权限，一般用户只能更改自己的口令。（2分） （5）口令审计，系统应对口令的使用和更改进行审计。（1分） （6）使用一次性口令（1分） 43.论述目前主要入侵检测技术和方法？（10分） 答：目前，在入侵检测系统中有多种检测入侵的方法和技术，常见的主要有以下几种: （1）统计方法（1分） （2）模式预测（1分） (3) 专家系统（1分） (4) 键盘监控（1分） （5）基于模型的入侵检测方法（1分） （6）状态转移分析（1分） （7）模式匹配（1分） （8）其它新技术:包括如下一些技术和方法：软计算方法、移动代理、计算机免疫学、数据挖掘、协议分析加命令解析技术（3分）
第三章 反应堆保护
第三章 反应堆保护 3.1 概述 3.1.1 反应堆保护系统的功用。 反应堆保护系统的功用主要是保护三大核安全屏障(燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性。 当运行参数达到危及三大核安全屏障完整性的阈值时，保护系统动作触发反应堆紧急停堆和启动专设安全设施。 3.1.2 反应堆保护系统的组成。 广义地讲，反应堆保护系统应包括核岛KRG （过 程测量系统，通常称为SIP ），RPN （核仪表系统）， RPR （反应堆保护系统）以及所有专设安全系统（如 RIS ，RCV ，ETY 等）。 KRG 和RPN 分别对测量数据进行处理，然后将 处理后的模拟信号转成开关量信号送至RPR 系统进行逻辑运算形成保护指令，最终送至执行机构执行保护动作，如图3.1。 3.1.3 保护系统的设计准则 1．单一故障准则 单一故障准则是指某设备组合或系统，在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行正常功能，即系统内的单一故障不会妨碍系统完成要求的保护功能，也不会给出虚假的保护动作信号（误动作）。由该单一故障引起的所有继发性故障均应视为单一故障不可分割的组成部分，该准则要求保护系统内单一故障或单次事件引起的故障不应有损于系统的保护功能。 2．冗余性和独立性 冗余性是为了满足单一故障准则，冗余有整体冗余和部件冗余，各冗余通道之间应有独立性（电气独立和实体独立）。为保证电气独立性，电源系统也应有冗余度，冗余性和独立性为在线周期试验和在线维修提供了手段。 3．多样性 多样性准则针对共模故障，可通过功能多样性和设备多样性来实现。共模故障是指某一事件或条件均能导致同一类（采用同一设计原理或材料的）设备产生相同的故障。 4．故障安全准则 故障安全准则是在某系统中发生任何故障时仍能使该系统保持在安全状态的设计原则。 KRG RPN RPR 执 行 机 构 RIS ，RCV ，ETY ，停堆开关…… 图3.1 反应堆保护系统组成框图
辐射防护与核电站安全(标准版)
Safety is the goal, prevention is the means, and achieving or realizing the goal of safety is the basic connotation of safety prevention. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 辐射防护与核电站安全(标准版)
辐射防护与核电站安全(标准版)导语：做好准备和保护，以应付攻击或者避免受害，从而使被保护对象处于没有危险、不受侵害、不出现事故的安全状态。显而易见，安全是目的，防范是手段，通过防范的手段达到或实现安全的目的，就是安全防范的基本内涵。 辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。 核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运
核反应堆控制与保护考试大纲
复习提纲 本课程所要求的知识点分为四个层次： 了解★★ 理解★★★ 掌握★★★★ 公式推导/看图分析★★★★★ 参考教材: [1]《核反应堆控制》（张建民，2009，原子能出版社）第1章、第4章、第6章 [2]《大亚湾核电站运行教程》（上册，璞继龙，1999，原子能出版社）第七章 [3]自动控制以及控制系统基本知识参考课件相关内容及其他参考资料。 第1章核反应堆控制概述 1.2核反应堆控制的物理基础 [1] 核反应堆产生的热功率与中子注量率的关系（★★） 中子代时间（★★） 反应堆周期（★★★） 2倍周期（★★） 缓发中子对平均中子代时间和反应堆周期的贡献（★★★★） 1.3反应性控制 剩余反应性（★★） 后备反应性（★★） 反应性控制方式（★★★★） 1.4核电厂稳态运行方案 稳态运行方案的定义（★★★） 各稳态运行方案的优缺点及对应的堆型（★★★） 1.5核电厂运行控制模式 各负荷运行模式的定义（★★） 各负荷运行模式的优缺点（★★★） 第2章自动控制基本知识 2.1自动控制的基本术语（★★★★） [3] 2.2系统的数学模型 物理系统数学模型的表示方法（★★） 建立系统微分方程的步骤（★★★） 传递函数（★★★★） 2.3被控对象的动态特性 自平衡对象（★★★★） 静态特性（★★） 放大系数（★★） 惯性（★★★） 纯迟延（★★★） 流入量、流出量与被控对象输入量、输出量的区别（★★★）
第3章控制系统基本知识 3.1 概述 [3] 自动控制系统的分类（★★★） 开环控制和闭环控制（★★★★） 3.2 控制器控制规律 控制器的作用及控制规律（★★★） 控制系统的性能指标（★★★） 比例积分微分控制律的优缺点（★★★★★） PID的传递函数（★★★） 3.3 串级控制系统 串级控制系统的组成（★★★） 串级控制系统的主要特点（★★） 3.4 计算机控制系统 计算机控制系统的组成（★★） 计算机控制系统的分类（★★） 集散控制系统的组成及特点（★★） [1] 第4章核反应堆动力学模型 4.2核反应堆动态方程 点堆动态方程（★★★） 点堆动态方程的线性化方程（★★★★） 等效单组缓发中子点堆动态方程（★★★★） 常源近似（★★★） 瞬跳近似（★★★） 反应性方程（★★★★） 渐近周期（★★★） 氙的效应和动态方程（★★） 4.3核反应堆的瞬态响应分析 等效单组缓发中子的瞬态响应分析（★★★★） 4.4核反应堆的传递函数 等效单组缓发中子核反应堆的传递函数（★★★★★） 第6章压水堆核电厂控制 6.1概述 [1] 核反应堆控制系统设计的一般要求（★★★） 核反应堆的自稳自调特性（★★★★） 6.2压水堆功率分布控制 热点因子、轴向偏移和轴向偏差的定义（★★★）轴向功率分布的影响因素（★★★） 限制功率分布的有关准则（★★★） 常轴向偏移控制（★★★） 轴向偏差与轴向偏移的关系式（★★★）
反应堆安全分析整理资料
核反应堆安全分析 英文缩写 ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆 APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆 AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂 ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构 AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵 ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams 安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会 ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆 BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故 BOL Beginning Of Life 寿期初 CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆 CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统 CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度
核反应堆控制与运行复习题
1、列出压水堆核电站主要控制系统。 2、简述压水堆核电站自稳自调特性，并分析。 3、简述压水堆核电站最佳稳态运行方案。 4、简述压水堆核电站负荷运行方式及优缺点。 5、画出大亚湾核电站运行梯形图。 6、画出核电站A模式运行梯形图 7、简述燃耗对功率分布的影响。 8、简述限制功率分布的有关准则。 9、热管因子、轴向偏移、轴向功率偏差 10、简述控制棒驱动机构提升程序。 11、简述模式G功率补偿棒组控制系统工作原理？ 12、简述冷却剂平均温度调节系统的三通道非线性调节器？ 13、简述稳压器压力控制系统的主要控制变量及控制参数？ 14、描述稳压器水位控制系统的简化框图？ 15、简述依据R棒位置和运行状态点位置硼浓度的稀释操作和硼化操作？ 16、简述稳压器喷淋和电加热器不投入时水位下降的瞬态过程？ 17、稳压器在喷淋和加热器投入时负荷阶跃增加10%的瞬态过程。 18、简述蒸汽发生器的液位控制原理？ 19、为什么压力壳的工作温度一定在脆性转变温度之上？在P-T图上画出一回路系统允许区 和禁止允许区的范围？说明反应堆的“老化”对其运行温度的影响。 20、说明蒸汽发生器水位对核电站运行的影响？ 21、简述稳压器压力提高和降低的保护措施 22、稳压器水位整定值与一回路平均温度的函数关系，核电厂运行时，维持下泄流基本不变， 靠改变上充流量来实现水位调节。 23、硼和水补给系统有五种正常补给的操作方式，即：慢稀释、快稀释、硼化、自动补给和 手动补给。 24、试述RRA系统正常启动和正常停运的外部条件？ 25、主蒸汽隔离阀有三种工作方式：慢速开启（关闭）、快速关闭、部分开启（关闭） 26、简述汽轮机旁路排放系统的”压力控制模式”和“温度控制模式”。 27、除氧器有几个汽源？各在什么情况下使用？ 28、简述主给水调节阀和旁路给水调节阀的控制原理？ 29、凝结水抽取系统主要包括三个控制系统：冷凝器水位控制、再循环流量控制、 除氧器水位控制。 30、高压安注系统的工作分为直接注入与再循环注入阶段。直接注入时，低压安注泵从换料 水箱吸水，再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水。 31、安全壳隔离A阶段伴随安注系统启动同时发生，安全壳隔离B阶段伴随安全壳喷淋系 统启动同时发生。 32、画图并说明辅助给水系统汽动给水泵和电功给水泵的启动条件？ 33、说出9种标准工况的名称及其主要参数 34、解释标准工况P-T图上每个限制的理由 35、简述逼近临界的策略 36、什么是冷态试验，什么是热态试验？ 37、一回路升温、升压过程中压力、温度如何控制？ 38、初次临界实验过程
反应堆安全分析期末考试复习资料
冗余度：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。 多样性：采用两个或者多个独立的方法或系统来完成同一个功能。 独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，实现系统布置和设计的独立性。 故障安全：核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。 单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。 核安全文化：安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电站安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。 初因事件：：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。 固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。 停堆余量（深度）：全部毒物都投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。 热流量：单位时间传递的热量。 热通量（热流密度）：单位时间通过单位面积传递的热量。 传热系数：单位时间、单位面积、温度差为1℃时传递的热量，即单位传热量。 对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时、每单位壁面面积上、单位时间内所传递的热量。 大容器沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾 饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾称为饱和沸腾。热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出、最小冷却剂流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。 热点：堆芯集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点。在堆芯内最危险的燃料元 件上的点。 偏离泡核沸腾：冷却剂通道中燃料元件表面某一点的临界热流量qDNB与该点的实际热流量的比值 子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着整个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量交换。 比放射性活度：单位质量或体积的放射性核素的放射性活度。 核燃料线功率密度：单位长度的核燃料棒所释放的功率。 热阱：接受反应堆排除余热的场所。 核应急：是需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。 应急计划：又称应急响应计划。在应急计划中规定核设施营运单位、地方破府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务。
华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析
华龙一号与M310核电机组反应堆保护系统结构差异性分析 摘要：反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全 系统，福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS 平 台实现，与以往不同，反应堆保护系统的逻辑功能也与以前有很大不同，本文将 通过对比这些差异，发现华龙一号反应堆保护系统提高了系统的可靠性，完善了 系统的调试和维护。 1 引言 反应堆保护系统（RPS - Reactor Protection System）是核电站重要的安全系统，它监测与反应堆安全有关的重要参数，当这些参数达到安全分析确定的整定值时 自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施，以限制事故的发展和减轻事故后果，保证反应堆及核电站设备和人员的安全，防止放射性物质向周围环境释放。 反应堆保护系统包括反应堆紧急停堆系统（RTS - Reactor Trip System）和专设 安全设施驱动系统（ESFAS - Engineered Safety Features Actuation System）两部分，每个系统都是由仪表系统和逻辑系统组成。它包括了用于保护参数测量的测量电路、信号调整、保护逻辑驱动控制接口单元以及辅助电源供给单元。 福清5、6号机组核电站数字化反应堆保护系统基于AREVA公司的TXS 平台 实现。整个系统由4 个保护组（IP、IIP、IIIP、IVP）和2个逻辑系列（A、B）组成。单个通道保护参数的采集处理和阈值比较在保护组完成，停堆和专设逻辑符 合在A，B 列完成。福清1-4号机组核电站数字化反应堆保护系统基于INVENSYS 公司的TRICON平台实现，整个系统也是由4 个保护组（IP、IIP、IIIP、IVP）和2 个逻辑系列（A、B）组成。单个通道保护参数的采集处理和阈值比较在保护组完成，但是停堆逻辑符合在四个保护组完成，专设逻辑符合在A，B 列完成。 2 反应堆保护系统结构差异性分析 2.1 M310机组反应堆保护系统设计 福清1-4核电站保护系统上游为4重冗余的保护组，4 个保护仪表组分布在4 个隔离的连接厂房内。不同的是，每个保护组包括两个多样化子组和一个服务器 子组。每个子组完成安全级过程仪表和核仪表信号的采集，阈值比较以及停堆逻 辑符合，触发单通道的停堆信号和到ESFAS列的驱动专设动作的“局部脱扣信号”；服务器子组采集保护组内的PAMS 信号以及其他需要在非安全级显示和处理的信息，与位于A，B列的服务器子组通讯，并通过列内的服务器子组将PAMS信号 上传到SVDU显示，将其他信息通过网关传输到非安全级系统，类似与福清5、6 号机组通信传输单元TUA/B。4 个保护组之间以及与ESFAS间通过远程IO的方式 进行数据传输。 福清1-4号核电站保护系统下游为两个冗余的ESFAS列，每个列包括两个多 样化子组和一个服务器子组。多样化子组接收来自保护组的“局部脱扣信号”并进 行逻辑符合产生系统级ESF 动作，并根据具体工艺要求进行部件级的ESF 逻辑控制。最终ESF 驱动信号通过硬接线传输到PLM。列服务器子组负责与保护组服务 器子组，SVDU 以及非安全级的通讯。优选模块（PLM）接收来自四个上游系统的 指令信号，按优先级次序依次为ECP 系统级手动控制指令、1E 级Tricon 的ESFAS 指令、ATWT/多样化保护系统指令、来自非安全级系统的指令。PLM模件采用FPGA技术，只完成优选逻辑和定期试验功能，执行器状态信息的显示，驱动命 令的保持和中断等功能由其他系统完成。PLM 模件只接受硬接线信号，对于来自 非安全级系统的信号需进行电气隔离。
反应堆安全
安全的总目标：核安全的最终安全目标为：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员，社会及环境免遭放射性危害。辅助目标：1·辐射防护目标2·技术安全目标设计基准事故(DBA)：要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故（DB A）超设计基准：对于有些更严重的事故，这时专设安全设施已不能有效制止事故的发展，这些事故称之为超设计基准事故（BDBA）纵深防御原则分为5个层次：第1层次防御的目的是防止偏离正常运行和系统故障第2层次防御目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防预计运行事件升级为事故工况设置第3层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止，可能发展为更严重的事件。第4层防御的目的是应付可能已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平第5层次即最后层次的防御目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。三道屏障：第一道屏障是燃料元件包壳第二道屏障是将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界第三道屏障是安全壳，即反应堆厂房。单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。核安全许可证制度几个阶段：1核电厂的选址地点2核电厂的建造3核电厂的调试4核电厂的运行5核电厂的退役安全分析报告包括如下内容：1厂址及其环境的描述2建厂的目的，反应堆设计，运行和实验所遵循的基本原则（包括所用的法规，标准和规范），设计基准内部和外部始发事件，以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述；3核电厂系统的描述，包括目的，接口，仪表，检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能4设计，采购，建筑，调试和运行方面的质量保证大纲的描述5对预计安排在反应堆内进行的，对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查6相类似核电厂的运行经验的回顾7假设始发事件及其后果的安全分析条件，包括足够的资料和计算，以便有条件进行独立评价8核电厂的支持安全技术条件，包括安全限制和安全系统整定值，安全运行的限制条件，设备检测要求，组织和管理上的要求。确保反应堆安全的4种安全性要素：1自然的安全性2非能动的安全性3能动的安全性4后备的安全性反应堆安全设施的三大安全功能：1有效地控制反应性2确保堆芯冷却3包容反射性产物根据反应堆运行工况的不同，可把反应性控制分为3种类型：1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制控制棒按其作用不同可分为：补偿棒，调节棒，安全棒（停堆棒）核电厂运行工况分为4类：工况Ⅰ-正常运行和运行瞬变工况Ⅱ-中等频率事件，或称预期运行事件；工况Ⅲ-稀有事故；工况Ⅳ-极限事故（这类事故的发生频率约为10-6-10-4次/（堆·年）安全分析报告分析的典型始发事故安全分析报告的典型始发事故：1二回路系统排热增加2二回路系统排热减少3反应堆冷却剂系统流量减少4反应性和功率分布异常5反应堆冷却剂装量增加6反应堆冷却剂装量减少7系统或设备的放射性释放8未能紧急停堆的预期瞬变最终验收准则：1包壳最高温度不得超过1204℃2包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17％，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂3包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆均与水反应所释氢总量的1％，以限制安全壳内氢爆的危险4堆芯必须保持可冷却的几何形状5必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。反应性引入事故是指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。反应性引入机理：1控制棒失控提升2控制棒弹出3硼失控稀释失流事故概念：核电厂反应堆是借助于主冷却剂泵唧送冷却剂实现强迫循环来冷却的。如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。失流事故包括：流量部分丧失流量完全丧失主泵卡轴和主泵断轴4种，其中后两种属于极限事故。 流量瞬变：取一长度为L，流量横截面为Ai的控制体，则控制体内流体 的压降关系为： 这个公式的物理意义是，任何一段流道流体压降等于该流道的惯性压降，加速压降，摩擦压降和重力压降之和再减去泵所提供的压头。热阱丧失事故定义：热阱丧失事故是由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。热阱丧失事故的始发事件主要可以归结为两方面：1部分或全部给水中断2汽轮机跳闸，同时旁路阀门未打开。冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。大破口失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故。未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。ATWS的事故发生概率等于紧急停堆发生故障的概率和未紧急停堆时由明显后果的事故瞬态频率的乘积。可能导致比较严重后果的始发事件有：失去主给水，汽轮机停机，失去交流电源，失去凝汽器真空，控制棒组意外抽出和稳压器卸压阀意外开启等。其中以主给水丧失引发的ATWS 最具代表性。蒸汽爆炸：蒸汽爆炸是一种声波压力脉冲，由快速传热引起。在压水堆发生严重事故时，当熔化的堆芯物质与水接触时就可能发生这种快速传热。烟羽应急计划区以反应堆为中心7-10km为半径。在此区域内需要依据实际情况作好实际防护措施的准备。在该区域还要考虑在3-5km半径的区域内，作好人员撤离的准备。 食入应急计划区以反应堆为中心，30-50km为半径。在此区域内，应加强辐射监测，并作好食物和饮水控制的准备。风险的定义：风险R（损害/单位时间）=P（事件/单位时间）*C （损害/事件）整个故障树分析工作大致可以分为以下5步：1选择合理的顶事件和系统的分析边界和定义范围，并确定成功与失败的准则；2建造故障树，这是FTA的核心部分之一。通过对已收集的技术资料，在设计，运行管理人员的帮助下，建造故障树；3对故障树进行简化或者模块化；4定性分析。求出故障树的全部最下割集，当割集的数量太多时，可以通过程序进行概率截断或割集阶数截断；5定量分析。这一阶段的任务是很多的，它包括计算顶事件发生概率即系统的点无效度和区间无效度，此外还要进行重要度分析和灵敏度分析。 在核电厂事故释放下，核电厂附近居民可能受到的主要辐射途径有以下4个方面：1放射性烟云的外照射2烟云地面沉积放射性的外照射3吸入空气中的放射性的内照射4通过食物链造成内照射辐射防护工作的基本原则：1辐射事业的正当化原则：除非对社会确有贡献，否则任何涉及辐射照射的活动都是不合适的；2防护水平的合理最优化原则：辐射剂量必须同时考虑经济和社会因素，做到合理可行尽量低；3个人所受到剂量的限制原则：个人所受的最高剂量当量不得超过规定限值，并留有一定的余地。个人剂量当量限值推荐值如下：职业工作人员的剂量当量在5年内平均每年不超过20mSv,其中剂量当量最高的一年不得超过50mSv。 p gH z z g A W e A W iAi A A A dt dW A L p - - - - - - - - - - - - + + - + = ? ρ ρ ρ ρ ρ ρ ρ ρ ) ( 2 2 ] ) ( ) [( 1 2 2 1 2 2 2 2
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析 Ch1: 1.1安全总目标与两个辅助目标 1.2安全设计的基本原则 1.3核安全文化的定义和含义 1.4不要求 Ch2： 2.1四种安全性因素 2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现 2.3专设安全设施的功能及设计原则 Ch3：不要求 Ch4： 4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图 4.2：看看吧 4.3：P66页的图看懂，反馈的作用 4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧 4.10：大体看看吧 Ch5： 5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点 5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程 5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区 Ch7： 单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧 答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。 安全的总的目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。 辅助目标： 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。 安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事
信息系统运行维护及安全管理规定正式样本
文件编号：TP-AR-L4355 There Are Certain Management Mechanisms And Methods In The Management Of Organizations, And The Provisions Are Binding On The Personnel Within The Jurisdiction, Which Should Be Observed By Each Party. （示范文本） 编制：_______________ 审核：_______________ 单位：_______________ 信息系统运行维护及安全管理规定正式样本
信息系统运行维护及安全管理规定 正式样本 使用注意：该管理制度资料可用在组织/机构/单位管理上，形成一定的管理机制和管理原则、管理方法以及管理机构设置的规范，条款对管辖范围内人员具有约束力需各自遵守。材料内容可根据实际情况作相应修改，请在使用时认真阅读。 第一章总则 第一条为了确保总公司信息系统的安全、稳定 和可靠运行，充分发挥信息系统的作用，依据《计算 机信息网络国际联网安全保护管理办法》，结合总 公司实际，特制定本规定。 第二条本规定所称的信息系统，是指由网络传 输介质、网络设备及服务器、计算机终端所构成的， 为正常业务提供应用及服务的硬件、软件的集成系 统。 第三条信息系统安全管理实行统一规划、统一
规范、分级管理和分级负责的原则。 第二章管理机构及职责 第四条总公司办公室是公司信息系统运行维护和安全管理的主管部门，其安全管理职责是：（一）负责总公司机关内互联网的运行管理，保证与城建局、各所属单位网络连接的畅通； （二）负责总公司机关局域网的运行维护管理； （三）落实安全技术措施，保障总公司信息系统的运行安全和信息安全； （四）指导、协调所属单位局域网系统的安全运行管理。 第五条总公司各所属单位信息员负责本单位局域网的运行维护和安全管理，服从总公司办公室的指导和管理。其安全管理职责是： （一）负责广域网本单位节点、本单位局域网的
核反应堆安全分析考试要点
一、安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护 纵深防御目的1：防止偏离正常运行及系统故障 2：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：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。 5、减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果 三道屏障：1燃料元件包壳：2一回路压力边界3安全壳 安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。 四确保反应堆安全的四种安全性要素：(1) 自然的安全性。2非能动的安全性。 (3) 能动的安全性。。(4) 后备的安全性。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。四、反应堆安全设施有特定的安全功能：在所有情况下，正常运行或反应堆停闭状态1有效地控制反应性，2确保堆芯冷却，3包容放射性产物 五、专设安全设施的原因及功能 原因，当反应堆运行发生异常或事故工况下，仅仅依靠正常的控制保护系统仍不足以保障堆芯的冷却在压水堆核电厂中，一旦发生因冷却系统管道破裂的失水事故是及时反应堆紧急停闭也可以是燃料包壳烧毁，甚至熔化同时会危及安全壳的完整性。功能：1发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；2. 阻止放射性物质向大气释放3.阻止氢气在安全壳中浓集4向蒸汽发生器应急供水。
核电站环境影响与安全
核电站环境影响与安全 摘要根据国家能源发展的中长期规划,我国未来十年将有大批核电建成投产。介绍核电运行的基本原理,分析历史上的重大核泄漏事故的原因及危害,讨论核电站的辐射等因素对周围环境与人员的影响,以及为保证核电站的安全所采取的部分保障措施。 关键词核电站;核事故;核安全;核辐射 核能是一种经济的能源。来自欧盟的报告显示,欧洲通过比较各种燃料循环的外部成本得出的结论是:燃煤和燃油发电,相关的外部成本5美分左右,天然气约1美分,核电的平均成本在0.35美分左右。我国第一座自己研究、设计和建造的核电站是秦山核电站,该电站于1984年破土动工,1991年12月15日并网发电,从那时起走到今年,我国投入运行的核电装机只有908万千瓦,即未来十年的核电装机量将比现阶段总量大的多。 核电站大体可分为相对独立的两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀,铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器通过热交换使二回路内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。这就是世界上最普及的压水反应堆核电站的工作原理。 从第一座反应堆运行至今出现过三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故两次重大核事故。1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站研究人员在做一次安全实验时,切断了反应堆所有的安全措施,却又要启动反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,制订的计划又极不认真,极不负责。这个试验造成第四号反应堆大厅起火,并发生化学爆炸,反应堆厂房顶盖被炸掀,放射性物质随着蒸汽和烟云进入大气,造成了对周围环境的严重污染。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。这是一次严重的责任事故,而且前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区。在该工作区时温度增加后核反应会加剧而不是减慢,这在反应堆的设计上是不能允许的。另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳,这也使该事故危害加大。 三哩岛和切尔诺贝利核电站事故,促使有核电站运行的所有国家重新仔细检查了核电站的基本安全特性。通过经验教训分析反馈,促进了更先进的反应堆的研究与开发工作,以提高核反应堆的安全性和可靠性。这两次事故也促进了正在运行的核电站安全可靠性的提高。核电其实是一种安全性能好的能源,采取了各种安全措施,并且正确的选择核反应堆的堆型,就可以做到核电站发生事故的机率为4×10-6/堆·年,即100个核电站运行2500年,才有可能发生一次堆芯熔化的事故。而且随着时代的发展和科技的进步,人们还可以进一步地减小这一机率。即