2025年民用核設施操縱人品考試練習題及答案解析一、單項選擇題（共20題，每題2分，共40分）1.壓水堆核電廠正常運行時，一回路冷卻劑pH值控制在（）范圍內以抑制材料腐蝕。A.6.0-6.5B.7.0-7.5C.9.0-9.5D.10.5-11.0答案：C解析：壓水堆一回路冷卻劑通過添加氫氧化鋰（LiOH）調節(jié)pH值，正常運行時控制在9.0-9.5（25℃下），此范圍可有效抑制鋯合金包殼和不銹鋼結構材料的腐蝕，同時避免pH過高導致的鋰對混凝土的侵蝕風險。2.下列哪種工況不屬于核電廠“設計基準事故”？A.主蒸汽管道雙端斷裂B.控制棒組件意外彈出C.全廠斷電持續(xù)72小時D.燃料組件制造缺陷導致的局部燃料棒破損答案：C解析：設計基準事故（DBA）是指核電廠設計中考慮的、在預計運行事件（如正常停堆）和嚴重事故之間的事故，需確保放射性后果在允許范圍內。全廠斷電持續(xù)72小時屬于“超設計基準事故”（BDBA），需通過嚴重事故管理導則（SAMG）應對，而非設計基準事故的設計要求。3.壓水堆堆芯反應性控制中，硼酸濃度調節(jié)主要用于（）。A.快速補償功率變化引起的反應性波動B.補償燃耗和裂變產物積累的長期反應性變化C.緊急停堆時的負反應性引入D.控制負荷跟蹤時的功率瞬變答案：B解析：硼酸作為慢化劑中的可溶性毒物，其濃度調節(jié)具有慢響應特性，主要用于補償燃耗（燃料消耗）、釤-149（強吸收裂變產物）和氙-135（動態(tài)裂變產物）的長期反應性變化。快速反應性調節(jié)由控制棒完成，緊急停堆依賴控制棒快速插入，負荷跟蹤的功率瞬變通過控制棒和硼酸濃度聯合調節(jié)。4.核電廠安全殼在LOCA（失水事故）后的主要功能不包括（）。A.限制放射性物質向環(huán)境釋放B.提供堆芯衰變熱導出的最終熱阱C.維持內部壓力和溫度在設計限值內D.防止外部飛射物對堆芯的沖擊答案：B解析：安全殼的核心功能是包容放射性物質（A）、承受LOCA后的壓力/溫度載荷（C）、抵御外部事件（如飛機撞擊）的飛射物（D）。衰變熱導出的最終熱阱通常由安全殼外的應急冷卻水系統(tǒng)（如安全注射系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)）或最終熱阱（如循環(huán)冷卻水塔、大海）提供，而非安全殼本身。5.核電廠運行中，蒸汽發(fā)生器（SG）二次側水位過高可能導致（）。A.蒸汽帶水，汽輪機葉片沖蝕B.傳熱管應力集中，加速腐蝕C.二次側壓力驟降，觸發(fā)安全閥動作D.一回路冷卻劑溫度異常升高答案：A解析：SG二次側水位過高會導致蒸汽攜帶水滴（濕蒸汽）進入汽輪機，高速水滴會沖蝕汽輪機葉片，降低效率并威脅設備安全。水位過高一般不會直接導致傳熱管應力集中（B）；二次側壓力與蒸汽流量相關，水位過高若未超壓則不會觸發(fā)安全閥（C）；一回路溫度由穩(wěn)壓器和冷卻劑流量控制，與SG二次側水位無直接關聯（D）。二、多項選擇題（共10題，每題3分，共30分，錯選、漏選均不得分）1.壓水堆核電廠“三道安全屏障”包括（）。A.燃料包殼B.一回路壓力邊界C.安全殼D.反應堆壓力容器答案：ABC解析：核安全三道屏障依次為：①燃料芯塊（UO?陶瓷），阻止裂變產物釋放；②燃料包殼（鋯合金），包容未被芯塊滯留的裂變產物；③一回路壓力邊界（包括壓力容器、管道、主泵等），防止包殼破損后裂變產物進入安全殼；④安全殼（第四道？不，傳統(tǒng)定義為三道）。注：本題嚴格按《核安全法》定義，三道屏障為燃料包殼、一回路壓力邊界、安全殼（部分教材將燃料芯塊作為第一道，包殼為第二道，壓力邊界為第三道，安全殼為第四道，但本題選項中A、B、C為標準答案）。2.核電廠運行中需重點監(jiān)測的堆芯中子注量率參數包括（）。A.局部功率密度B.軸向功率偏差（ΔI）C.堆芯平均溫度D.熱點因子（Fq）答案：ABD解析：堆芯中子注量率監(jiān)測的核心是確保功率分布均勻，避免局部過熱點。局部功率密度（A）直接反映燃料棒是否超溫；軸向功率偏差（ΔI）是堆芯上下半部分功率的差值，過大可能導致冷卻劑沸騰；熱點因子（Fq）是最大線功率密度與平均的比值，需控制在設計限值內。堆芯平均溫度（C）由一回路冷卻劑溫度間接反映，不屬于中子注量率監(jiān)測參數。3.核電廠“預計運行事件”（POE）的特點包括（）。A.發(fā)生概率較高（10?2~10??次/堆年）B.需依靠自動保護系統(tǒng)觸發(fā)停堆C.事故后果在設計限值內D.需啟動嚴重事故管理措施答案：AC解析：預計運行事件（POE）是指在核電廠壽期內可能發(fā)生1次或數次的事件（概率10?2~10??次/堆年），如正常停堆時控制棒誤動作、主泵單臺跳閘等。其后果應被設計為無需專設安全設施（如安全注射系統(tǒng)）動作即可控制，或僅需自動保護系統(tǒng)維持安全狀態(tài)（B錯誤，因部分POE可能無需停堆，如負荷階躍變化）；嚴重事故管理措施（D）針對超設計基準事故（BDBA），故排除。4.核電廠一回路冷卻劑中溶解氫的作用包括（）。A.抑制水的輻照分解產生氧B.防止不銹鋼部件的應力腐蝕開裂C.降低冷卻劑電導率D.提高冷卻劑的傳熱效率答案：AB解析：一回路冷卻劑中溶解氫（通常25-35cc/kg）的主要作用是與輻照分解產生的氧反應生成水（2H?+O?→2H?O），抑制氧的積累（A）；同時，氫環(huán)境可降低不銹鋼的氧化電位，減少應力腐蝕開裂風險（B）。溶解氫不影響電導率（C由LiOH濃度和雜質控制），也不直接提高傳熱效率（D由流量和溫度決定）。5.核電廠定期試驗中，“控制棒落棒時間試驗”的目的是（）。A.驗證控制棒在失電時的快速插入能力B.確認控制棒驅動機構（CRDM）電磁線圈性能C.檢查控制棒與導向管的摩擦阻力是否超標D.評估控制棒插入對堆芯反應性的補償能力答案：ABC解析：控制棒落棒時間試驗是定期試驗的關鍵項目，通過切斷CRDM電源，測量控制棒從全抽出位置落至堆底的時間（通常≤2秒）。其目的包括驗證CRDM電磁線圈斷電后釋放控制棒的能力（B）、檢查導向管與控制棒之間的摩擦阻力是否導致落棒延遲（C）、確保失電時控制棒能快速插入以停堆（A）。反應性補償能力由控制棒棒價值試驗（如積分價值測量）評估（D錯誤）。三、簡答題（共5題，每題8分，共40分）1.簡述壓水堆核電廠“功率運行期間”一回路冷卻劑溫度控制的主要手段及原理。答案：壓水堆一回路冷卻劑溫度控制的核心是維持穩(wěn)壓器壓力穩(wěn)定，從而間接控制冷卻劑溫度（因飽和溫度與壓力一一對應）。主要手段包括：（1）穩(wěn)壓器電加熱與噴淋：當冷卻劑溫度降低（如負荷降低導致蒸汽流量減少），穩(wěn)壓器壓力下降，觸發(fā)電加熱器啟動，加熱蒸汽空間使壓力回升；反之，溫度過高時，通過噴淋閥將冷的一回路冷卻劑噴入穩(wěn)壓器，使蒸汽凝結，壓力降低。（2）控制棒調節(jié)：通過調節(jié)控制棒插入深度改變堆芯功率，匹配二回路蒸汽需求，避免冷卻劑溫度大幅波動（如負荷跟蹤時，控制棒與硼酸濃度聯合調節(jié)反應性，維持堆芯功率與蒸汽流量平衡）。（3）硼酸濃度調整：長期運行中，因燃耗和裂變產物（如氙-135）積累導致反應性變化，需緩慢調整硼酸濃度以維持臨界，間接穩(wěn)定冷卻劑溫度。2.說明核電廠“低功率/停堆工況”與“滿功率工況”下，堆芯氙-135（Xe-135）濃度變化的主要差異及應對措施。答案：氙-135是鈾-235裂變的重要產物（產額約6%），其吸收截面極大（約3×10?barn），對反應性影響顯著。（1）滿功率工況：氙-135的生成（由裂變直接產生和碘-135衰變）與消失（吸收中子裂變和自身衰變）達到動態(tài)平衡，濃度穩(wěn)定。（2）低功率/停堆工況：堆芯中子注量率降低，氙-135的中子吸收消失，僅通過自身衰變（半衰期9.2小時）減少；同時，碘-135（半衰期6.7小時）持續(xù)衰變生成氙-135，導致氙濃度先升高（碘衰變速率＞氙衰變速率），約8-10小時后達到峰值，隨后逐漸下降。應對措施：-停堆前預測氙峰時間和最大濃度，確保剩余反應性足夠重新啟動；-低功率運行時，若需升功率，需提前補償氙-135的負反應性（如提升控制棒或稀釋硼酸）；-長期停堆時，氙濃度最終衰變至本底水平，無需額外操作。3.列舉核電廠“蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）”事故的主要現象及應急操作要點。答案：SGTR事故指蒸汽發(fā)生器（SG）傳熱管因腐蝕、疲勞等原因破裂，一回路冷卻劑泄漏至二次側。主要現象包括：（1）一回路冷卻劑體積下降（穩(wěn)壓器水位降低）；（2）二次側蒸汽管道放射性（如131I、13?Cs）異常升高；（3）SG二次側水位異常升高（泄漏的一回路水進入二次側）；（4）一、二次側壓差減?。ㄕＲ换芈穳毫Γ径蝹葔毫Γ孤┖髩翰罱档停?。應急操作要點：（1）確認事故：通過放射性監(jiān)測、水位/壓力變化判斷破裂SG；（2）隔離故障SG：關閉其主蒸汽隔離閥（MSIV）和給水泵，防止放射性蒸汽釋放至大氣；（3）維持一回路水裝量：啟動高壓安注泵或上充泵補償泄漏；（4）限制一回路壓力：避免因壓力過高加劇泄漏（必要時開啟穩(wěn)壓器卸壓閥）；（5）評估泄漏率：若泄漏率超過可接受范圍（如＞100g/s），需考慮停堆并轉移熱量至其他SG或啟動輔助給水系統(tǒng)。4.解釋核電廠“最小臨界熱流密度比（MCHFR）”的定義及其在運行中的意義。答案：臨界熱流密度（CHF）是指冷卻劑在燃料棒表面發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB）時的最小熱流密度，此時燃料棒表面因蒸汽膜覆蓋導致傳熱惡化，可能引發(fā)包殼熔化。最小臨界熱流密度比（MCHFR）=實際運行熱流密度/臨界熱流密度，是衡量堆芯是否接近DNB的關鍵參數。運行意義：-MCHFR需始終大于1（通常設計值＞1.3），確保不會發(fā)生DNB；-運行中通過堆芯功率分布監(jiān)測（如使用局部功率量程探測器）計算MCHFR，若低于整定值（如1.2），需立即降功率或調整控制棒，避免燃料損傷；-換料后需通過物理啟動試驗驗證MCHFR滿足設計要求，確保堆芯安全裕度。5.簡述《核安全法》中對“民用核設施操縱人員”的資質要求及再培訓規(guī)定。答案：《核安全法》第三十五條至第三十八條規(guī)定：（1）資質要求：操縱人員需通過國家核安全局組織的資格考試，取得《民用核設施操縱人員執(zhí)照》；申請執(zhí)照需具備大專以上核工程相關專業(yè)學歷，在核電廠實習滿1年并通過操作培訓，無重大責任事故記錄。（2）再培訓規(guī)定：持照人員每2年需參加由核電廠或授權機構組織的再培訓，內容包括新技術、法規(guī)更新、事故案例分析等；每5年需重新參加資格考核（理論+實操），考核合格方可延續(xù)執(zhí)照；若脫離崗位超過1年，需重新實習并通過考核。四、案例分析題（共2題，每題20分，共40分）案例1：某壓水堆核電廠在100%功率運行時，主控制室報警顯示“穩(wěn)壓器壓力低”，同時“穩(wěn)壓器水位高”，一回路冷卻劑流量正常。（1）分析可能的故障原因；（8分）（2）列出需檢查的關鍵參數；（6分）（3）簡述應急處理步驟。（6分）答案：（1）可能故障原因：穩(wěn)壓器壓力低、水位高通常由穩(wěn)壓器內蒸汽凝結或冷卻劑膨脹導致。結合一回路流量正常（無泄漏），可能原因包括：①穩(wěn)壓器電加熱器故障（如電源中斷或加熱元件損壞），無法維持蒸汽壓力；②穩(wěn)壓器噴淋閥誤開啟，冷的一回路水噴入穩(wěn)壓器，導致蒸汽凝結，壓力下降，同時噴淋水增加穩(wěn)壓器水位；③一回路冷卻劑溫度異常降低（如二回路蒸汽流量突然增加，堆芯功率未及時跟蹤，導致冷卻劑過冷，體積收縮，穩(wěn)壓器水位因冷卻劑回流而升高，但壓力因溫度降低而下降）。（2）需檢查的關鍵參數：①穩(wěn)壓器電加熱器狀態(tài)（是否全部停運或部分故障）；②噴淋閥開度（DCS畫面或就地檢查閥門位置）；③二回路蒸汽流量與堆芯功率匹配情況（比較蒸汽流量信號與反應堆功率量程中子注量率）；④一回路冷卻劑平均溫度（Tavg）與設定值偏差（若Tavg降低，可能為二回路負荷突增）；⑤穩(wěn)壓器壓力控制模式（自動/手動，若為自動，檢查控制器輸出是否異常）。（3）應急處理步驟：①確認報警真實性，檢查冗余儀表（如壓力變送器、水位計）是否一致；②若為噴淋閥誤開，手動關閉噴淋閥，切斷自動控制信號；③若電加熱器故障，切換至備用電源或手動啟動未故障的加熱器，提升穩(wěn)壓器壓力；④若因二回路負荷突增導致Tavg降低，手動提升反應堆功率（通過控制棒上提），或降低蒸汽流量（關小汽輪機調門），使Tavg回升至設定值；⑤監(jiān)視穩(wěn)壓器壓力變化趨勢，若壓力持續(xù)下降接近低壓保護整定值（如14.5MPa），啟動穩(wěn)壓器備用電加熱器或觸發(fā)反應堆保護系統(tǒng)（RPS）停堆（若壓力低于14.0MPa，RPS會自動停堆）；⑥故障排除后，恢復穩(wěn)壓器自動控制模式，記錄事件過程及處理措施。案例2：某核電廠在換料大修后進行冷態(tài)功能試驗，發(fā)現主泵軸封泄漏量持續(xù)超過報警值（正?！?L/h，當前15L/h），且泄漏水溫度偏高（65℃，正?！?0℃）。（1）分析可能的泄漏原因；（8分）（2）說明泄漏對核安全的影響；（6分）（3）提出臨時控制措施及長期解決方案。（6分）答案：（1）可能泄漏原因：主泵軸封泄漏量超標且溫度偏高，通常與軸封系統(tǒng)運行異?；驒C械損傷有關：①軸封水流量不足：軸封水由安全殼外的軸封泵提供，若泵故障、過濾器堵塞或調節(jié)閥誤關，導致冷卻水量減少，軸封摩擦生熱無法有效導出，密封面溫度升高，磨損加劇，泄漏量增加；②軸封動靜環(huán)磨損：大修期間軸封組件安裝不當（如對中偏差）或密封面有異物，運行中動靜環(huán)接觸不均，局部磨損導致間隙增大；③軸封水溫度過高：軸封水冷卻器故障（如冷卻水流量不足或換熱管堵塞），導致進入軸封的水溫升高（正?！?/p>