2025年核電站考試題及答案一、單項選擇題（每題2分，共30分）1.壓水堆核電廠中，控制棒的主要材料通常為（）A.鈾-235B.鎘或硼不銹鋼C.鋯合金D.石墨答案：B解析：控制棒需具備強中子吸收能力，鎘（Cd）、硼（B）等材料中子吸收截面大，常與不銹鋼制成復(fù)合棒；鈾-235是核燃料，鋯合金用于燃料包殼，石墨是氣冷堆慢化劑。2.核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自持進(jìn)行的必要條件是（）A.有效增殖系數(shù)Keff=1B.瞬發(fā)中子份額β＞0.0065C.慢化劑溫度系數(shù)為正D.冷卻劑流量大于額定值的80%答案：A解析：有效增殖系數(shù)Keff=1時，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)維持穩(wěn)定（臨界狀態(tài)）；Keff＞1為超臨界，Keff＜1為次臨界。瞬發(fā)中子份額β是固有參數(shù)，與鏈?zhǔn)椒磻?yīng)是否自持無直接必要關(guān)聯(lián)；正溫度系數(shù)會加劇反應(yīng)性變化，不利于安全；冷卻劑流量是熱工參數(shù)，非鏈?zhǔn)椒磻?yīng)自持的必要條件。3.以下關(guān)于壓水堆一回路冷卻劑的描述，錯誤的是（）A.主要成分為去離子水B.添加硼酸用于反應(yīng)性控制C.工作壓力約15.5MPaD.出口溫度高于飽和溫度答案：D解析：壓水堆一回路通過高壓（約15.5MPa）使冷卻劑保持液態(tài)，出口溫度（約327℃）低于該壓力下的飽和溫度（約342℃），避免沸騰；去離子水減少腐蝕，硼酸作為可溶毒物控制反應(yīng)性。4.核電廠安全殼的主要功能不包括（）A.容納一回路壓力邊界破裂后的泄漏物B.防止外部飛射物沖擊反應(yīng)堆C.作為第三道放射性包容屏障D.參與反應(yīng)堆熱工循環(huán)答案：D解析：安全殼是最后一道包容屏障（燃料包殼→一回路壓力邊界→安全殼），用于容納泄漏物、抵御外部沖擊；不參與熱工循環(huán)，熱工循環(huán)由一、二回路完成。5.核電廠縱深防御原則中，“緩解事故后果”屬于第（）層次A.一B.二C.三D.四答案：C解析：縱深防御分為五層：1.設(shè)計保證安全；2.控制正常運行；3.檢測和糾正異常；4.緩解事故后果；5.減輕嚴(yán)重事故影響。6.以下哪種核素是壓水堆乏燃料中主要的長壽命放射性核素（）A.銫-137（半衰期30年）B.鍶-90（半衰期28.8年）C.钚-239（半衰期2.41萬年）D.碘-131（半衰期8天）答案：C解析：钚-239由鈾-238俘獲中子生成，半衰期長（2.41萬年），是乏燃料中需要長期管理的主要核素；銫-137、鍶-90為中等壽命裂變產(chǎn)物，碘-131半衰期短。7.核電廠應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）的主要功能是（）A.在正常運行時維持堆芯溫度B.在失水事故（LOCA）時注入冷卻水C.調(diào)節(jié)二回路蒸汽壓力D.處理放射性廢水答案：B解析：ECCS是專設(shè)安全設(shè)施，用于LOCA等事故時向堆芯注入冷卻水，防止燃料包殼過熱；正常運行由主冷卻劑系統(tǒng)維持溫度，二回路壓力由穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，放射性廢水處理由廢液處理系統(tǒng)完成。8.以下關(guān)于中子慢化的描述，正確的是（）A.快中子與重核（如鈾-238）碰撞后能量損失大B.慢化劑的中子散射截面應(yīng)盡可能小C.壓水堆使用輕水作為慢化劑，因氫核與中子質(zhì)量相近D.慢化過程中中子能量降低至熱中子能區(qū)（約0.025eV）需100次以上碰撞答案：C解析：輕水（H?O）中氫核（質(zhì)子）與中子質(zhì)量相近，單次碰撞能量損失最大（約50%），慢化效率高；重核（如鈾）與中子碰撞能量損失??；慢化劑需大散射截面、小吸收截面；輕水中中子慢化至熱中子約需20次碰撞（重水需約100次）。9.核電廠定期試驗中，“主泵軸封泄漏率試驗”屬于（）A.機械完整性試驗B.熱工性能試驗C.電氣設(shè)備試驗D.儀控系統(tǒng)試驗答案：A解析：主泵軸封泄漏率直接關(guān)系一回路壓力邊界完整性，屬于機械完整性試驗；熱工性能試驗涉及溫度、流量等參數(shù)，電氣試驗針對電機、開關(guān)，儀控試驗涉及控制邏輯。10.以下哪項是核電廠運行技術(shù)規(guī)范（OTP）的核心內(nèi)容（）A.設(shè)備維修周期B.事故處理規(guī)程C.各運行狀態(tài)下的限制條件和行動要求D.人員培訓(xùn)計劃答案：C解析：OTP規(guī)定了核電廠在不同運行狀態(tài)（如啟動、功率運行、停堆）下的允許參數(shù)范圍（如壓力、溫度、反應(yīng)性）、設(shè)備可用狀態(tài)及偏離時的糾正行動，是運行操作的法定依據(jù)。11.壓水堆穩(wěn)壓器的主要功能是（）A.維持一回路壓力穩(wěn)定B.儲存?zhèn)溆美鋮s水C.分離蒸汽中的水分D.監(jiān)測反應(yīng)堆功率答案：A解析：穩(wěn)壓器通過電加熱（升壓）和噴淋（降壓）維持一回路壓力在15.2-16.0MPa范圍內(nèi)，防止冷卻劑沸騰；備用冷卻水由安全注入箱提供，汽水分離是蒸汽發(fā)生器的功能，功率監(jiān)測由中子探測器完成。12.核電廠輻射防護的ALARA原則是指（）A.盡可能合理達(dá)到最低輻射劑量B.絕對避免輻射暴露C.允許劑量限值內(nèi)任意照射D.僅控制工作人員劑量答案：A解析：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）要求在考慮經(jīng)濟和技術(shù)可行性后，將輻射劑量降至最低；絕對避免不可能，需在限值內(nèi)優(yōu)化，同時控制公眾和工作人員劑量。13.以下哪種事故屬于設(shè)計基準(zhǔn)事故（DBA）（）A.反應(yīng)堆壓力容器破裂B.全廠斷電（SBO）C.超設(shè)計基準(zhǔn)的地震D.主蒸汽管道雙端斷裂答案：D解析：DBA是核電廠設(shè)計時考慮的最大可信事故，如主蒸汽管道雙端斷裂（MSLB）、冷管段小破口LOCA等；反應(yīng)堆壓力容器破裂、超設(shè)計基準(zhǔn)地震屬于嚴(yán)重事故，全廠斷電可能升級為嚴(yán)重事故。14.核燃料元件包殼的主要材料是（）A.不銹鋼B.鋯-4合金C.哈氏合金D.鎳基合金答案：B解析：鋯-4合金（含1.5%錫、0.1%鐵等）中子吸收截面?。s0.18barn）、耐高溫水腐蝕，是壓水堆燃料包殼的標(biāo)準(zhǔn)材料；不銹鋼中子吸收截面大（約2.2barn），不適用。15.核電廠二回路系統(tǒng)的主要功能是（）A.將反應(yīng)堆熱量轉(zhuǎn)化為電能B.直接冷卻堆芯C.控制反應(yīng)性D.處理放射性廢物答案：A解析：二回路通過蒸汽發(fā)生器接收一回路熱量，產(chǎn)生蒸汽驅(qū)動汽輪機發(fā)電；一回路直接冷卻堆芯，反應(yīng)性控制由控制棒和硼酸完成，放射性廢物處理由專門系統(tǒng)負(fù)責(zé)。二、簡答題（每題8分，共40分）1.簡述壓水堆核電廠一回路與二回路的隔離措施及其意義。答案：隔離措施包括：（1）物理隔離：一回路與二回路通過蒸汽發(fā)生器（SG）的U型管管壁分隔，管壁為鎳基合金（如Inconel690），厚度約1.2mm，設(shè)計壓力高于一回路；（2）化學(xué)隔離：一回路含硼酸（濃度約1000ppm）和鋰-7（pH調(diào)節(jié)），二回路為高純度除鹽水（電導(dǎo)率＜0.1μS/cm）；（3）輻射隔離：一回路冷卻劑含裂變產(chǎn)物（如銫-137、碘-131），二回路無直接放射性，通過SG泄漏監(jiān)測（如二回路放射性水平）確保隔離完整性。意義：防止一回路放射性物質(zhì)泄漏至二回路（避免汽輪機等設(shè)備放射性污染），同時保證二回路水質(zhì)（防止SG結(jié)垢、腐蝕），確保熱交換效率和系統(tǒng)安全。2.說明控制棒的兩種主要驅(qū)動方式及其適用場景。答案：（1）磁阻馬達(dá)驅(qū)動（控制棒驅(qū)動機構(gòu)，CRDM）：通過電磁線圈交替通電產(chǎn)生磁吸力，驅(qū)動控制棒步進(jìn)式移動（步長約15mm）。適用于功率運行時的反應(yīng)性微調(diào)（如補償燃耗、溫度效應(yīng)），控制精度高（誤差＜1步），響應(yīng)時間約0.1秒/步。（2）重力落棒驅(qū)動：控制棒通過自身重力快速插入堆芯（落棒時間＜2秒），用于緊急停堆（SCRAM）。CRDM斷電時，電磁線圈失磁，控制棒在彈簧力或重力作用下快速下落，確保反應(yīng)性迅速引入負(fù)偏移（Δk/k＞-0.01）。3.解釋“反應(yīng)性溫度系數(shù)”的定義及壓水堆中慢化劑溫度系數(shù)（MTC）和燃料多普勒系數(shù)（DFC）的安全意義。答案：反應(yīng)性溫度系數(shù)α=Δρ/ΔT，指溫度變化1℃引起的反應(yīng)性變化（ρ為反應(yīng)性，ρ=(Keff-1)/Keff）。（1）慢化劑溫度系數(shù)（MTC）：慢化劑溫度升高時，水密度降低，中子慢化能力下降（熱中子通量減少），同時鈾-238對快中子的共振吸收增加，導(dǎo)致Keff降低，MTC通常為負(fù)（壓水堆MTC≈-3×10??/℃）。負(fù)MTC是重要的安全特性，溫度升高時自動引入負(fù)反應(yīng)性，抑制功率上升。（2）燃料多普勒系數(shù)（DFC）：燃料溫度升高時，鈾-238的中子共振吸收截面展寬（多普勒展寬），更多中子被共振吸收，Keff降低，DFC始終為負(fù)（壓水堆DFC≈-2×10??/℃）。DFC是瞬發(fā)負(fù)反饋，對功率瞬變（如控制棒彈出）響應(yīng)迅速（毫秒級），防止功率驟升。4.簡述核電廠“專設(shè)安全設(shè)施”（ESS）的主要組成及功能。答案：專設(shè)安全設(shè)施包括：（1）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）：含安全注入系統(tǒng)（低壓安注、高壓安注）、安全殼噴淋系統(tǒng)，用于LOCA時向堆芯注水和安全殼降溫；（2）安全殼隔離系統(tǒng)：通過關(guān)閉貫穿件閥門（如主蒸汽隔離閥、主給水泵隔離閥），防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放；（3）輔助給水系統(tǒng)：在主給水失效時，向蒸汽發(fā)生器提供冷卻水，導(dǎo)出堆芯余熱；（4）設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（RRI）：為安全級設(shè)備（如ECCS泵、應(yīng)急柴油機）提供冷卻，確保其在事故中可用；（5）應(yīng)急電源系統(tǒng)（EPS）：包括應(yīng)急柴油機（EDG）和直流蓄電池，為安全級設(shè)備供電（如CRDM、儀表）。功能：在設(shè)計基準(zhǔn)事故（如LOCA、MSLB）中，維持堆芯冷卻、包容放射性物質(zhì)、保證關(guān)鍵設(shè)備供電，防止事故升級為堆芯熔化。5.分析核電廠“失去主給水”（LOFW）事故的現(xiàn)象、后果及應(yīng)對措施。答案：現(xiàn)象：主給水泵跳閘或主給水管道破裂，蒸汽發(fā)生器（SG）水位下降（低低水位報警，＜15%），二回路蒸汽流量驟降，汽輪機功率下降，一回路溫度和壓力上升（因SG熱交換減少）。后果：若未及時恢復(fù)給水，SG干涸，一回路熱量無法導(dǎo)出，堆芯余熱導(dǎo)致一回路壓力升高（可能觸發(fā)穩(wěn)壓器安全閥開啟），甚至因冷卻不足引發(fā)燃料包殼溫度升高（＞650℃時鋯水反應(yīng)產(chǎn)氫，存在氫爆風(fēng)險）。應(yīng)對措施：（1）自動觸發(fā)輔助給水系統(tǒng)（ASG）啟動，通過輔助給水泵向SG供水（流量約300m3/h）；（2）手動干預(yù)：確認(rèn)ASG投運，檢查主給水故障原因（如電源恢復(fù)、泵重啟）；（3）若ASG失效，需啟動蒸汽發(fā)生器排污（降低SG壓力，利用二次側(cè)閃蒸導(dǎo)出熱量），同時控制反應(yīng)堆功率（控制棒下插，降低熱功率至＜10%額定值）；（4）監(jiān)測一回路壓力（若超壓，通過穩(wěn)壓器卸壓閥或安全閥釋放，防止壓力邊界破裂）；（5）最終目標(biāo)：恢復(fù)SG水位至正常范圍（＞50%），確保持續(xù)導(dǎo)出堆芯余熱。三、計算題（每題10分，共20分）1.某壓水堆堆芯有效增殖系數(shù)Keff=1.005，中子代時間Λ=1×10??s，瞬發(fā)中子份額β=0.0065。假設(shè)控制棒突然彈出，引入反應(yīng)性ρ=+0.003（以β為單位，即ρ=0.003β），求初始功率變化率（dP/dt）。（提示：點堆動力學(xué)方程近似為dP/dt=ρP/Λ）解：點堆動力學(xué)方程在小反應(yīng)性引入（ρ＜β）時，可簡化為dP/dt≈(ρ/Λ)P?（P?為初始功率）。已知ρ=0.003β=0.003×0.0065=0.0000195，Λ=1×10??s，則dP/dt=(0.0000195)/(1×10??)P?=0.195P?/s。即初始功率每秒增長19.5%（假設(shè)P?=1時，dP/dt=0.195/s）。2.某核電廠燃料組件含264根燃料棒，單棒鈾-235富集度3.5%（質(zhì)量分?jǐn)?shù)），鈾密度10.5g/cm3，棒外徑9.5mm，包殼厚度0.57mm，堆芯共157個組件，計算堆芯鈾-235總質(zhì)量（假設(shè)燃料棒有效長度3.65m，鈾-238占天然鈾的99.3%，忽略钚等超鈾元素）。解：（1）單根燃料棒燃料芯塊直徑：9.5mm-2×0.57mm=8.36mm=0.836cm，燃料芯塊橫截面積：A=πr2=3.14×(0.836/2)2≈0.548cm2，單棒燃料體積：V=A×L=0.548cm2×365cm≈199.0cm3（L=3.65m=365cm），單棒鈾質(zhì)量：m_U=V×ρ=199.0cm3×10.5g/cm3≈2089.5g=2.0895kg，（2）單棒鈾-235質(zhì)量：m_U235=m_U×3.5%=2.0895kg×0.035≈0.0731kg，（3）單組件燃料棒數(shù)264根，單組件鈾-235質(zhì)量：0.0731kg×264≈19.30kg，（4）堆芯157個組件，總鈾-235質(zhì)量：19.30kg×157≈3030kg=3.03噸。四、案例分析題（共10分）案例背景：某壓水堆核電廠在100%功率運行時，主控室報警顯示“穩(wěn)壓器壓力低低（＜14.5MPa）”，同時“一回路流量低（＜90%額定值）”，主泵A、B電流下降，振動值升高。問題：（1）分析可能的故障原因；（2）列出應(yīng)急操作步驟；（3）說明需重點監(jiān)測的參數(shù)及安全目標(biāo)。答案：（1）可能原因：①主泵故障：主泵軸封泄漏（導(dǎo)致一回路水流失，壓力下降）、泵軸斷裂（流量驟降，電流下降）、軸承損壞（振動升高）；②一回路管道泄漏：如主管道小破口（LOCA），冷卻劑流失導(dǎo)致壓力和流量下降；③穩(wěn)壓器加熱器故障：加熱器全停（無法維持壓力），但通常伴隨溫度下降（本題未提及溫