2025年民用核设施操纵人品考试真题及答案解析

2025年民用核设施操纵人品考试练习题及答案解析一、单项选择题（共20题，每题2分，共40分）1.压水堆核电厂正常运行时，一回路冷却剂pH值控制在（）范围内以抑制材料腐蚀。A.6.0-6.5B.7.0-7.5C.9.0-9.5D.10.5-11.0答案：C解析：压水堆一回路冷却剂通过添加氢氧化锂（LiOH）调节pH值，正常运行时控制在9.0-9.5（25℃下），此范围可有效抑制锆合金包壳和不锈钢结构材料的腐蚀，同时避免pH过高导致的锂对混凝土的侵蚀风险。2.下列哪种工况不属于核电厂“设计基准事故”？A.主蒸汽管道双端断裂B.控制棒组件意外弹出C.全厂断电持续72小时D.燃料组件制造缺陷导致的局部燃料棒破损答案：C解析：设计基准事故（DBA）是指核电厂设计中考虑的、在预计运行事件（如正常停堆）和严重事故之间的事故，需确保放射性后果在允许范围内。全厂断电持续72小时属于“超设计基准事故”（BDBA），需通过严重事故管理导则（SAMG）应对，而非设计基准事故的设计要求。3.压水堆堆芯反应性控制中，硼酸浓度调节主要用于（）。A.快速补偿功率变化引起的反应性波动B.补偿燃耗和裂变产物积累的长期反应性变化C.紧急停堆时的负反应性引入D.控制负荷跟踪时的功率瞬变答案：B解析：硼酸作为慢化剂中的可溶性毒物，其浓度调节具有慢响应特性，主要用于补偿燃耗（燃料消耗）、钐-149（强吸收裂变产物）和氙-135（动态裂变产物）的长期反应性变化。快速反应性调节由控制棒完成，紧急停堆依赖控制棒快速插入，负荷跟踪的功率瞬变通过控制棒和硼酸浓度联合调节。4.核电厂安全壳在LOCA（失水事故）后的主要功能不包括（）。A.限制放射性物质向环境释放B.提供堆芯衰变热导出的最终热阱C.维持内部压力和温度在设计限值内D.防止外部飞射物对堆芯的冲击答案：B解析：安全壳的核心功能是包容放射性物质（A）、承受LOCA后的压力/温度载荷（C）、抵御外部事件（如飞机撞击）的飞射物（D）。衰变热导出的最终热阱通常由安全壳外的应急冷却水系统（如安全注射系统、安全壳喷淋系统）或最终热阱（如循环冷却水塔、大海）提供，而非安全壳本身。5.核电厂运行中，蒸汽发生器（SG）二次侧水位过高可能导致（）。A.蒸汽带水，汽轮机叶片冲蚀B.传热管应力集中，加速腐蚀C.二次侧压力骤降，触发安全阀动作D.一回路冷却剂温度异常升高答案：A解析：SG二次侧水位过高会导致蒸汽携带水滴（湿蒸汽）进入汽轮机，高速水滴会冲蚀汽轮机叶片，降低效率并威胁设备安全。水位过高一般不会直接导致传热管应力集中（B）；二次侧压力与蒸汽流量相关，水位过高若未超压则不会触发安全阀（C）；一回路温度由稳压器和冷却剂流量控制，与SG二次侧水位无直接关联（D）。二、多项选择题（共10题，每题3分，共30分，错选、漏选均不得分）1.压水堆核电厂“三道安全屏障”包括（）。A.燃料包壳B.一回路压力边界C.安全壳D.反应堆压力容器答案：ABC解析：核安全三道屏障依次为：①燃料芯块（UO₂陶瓷），阻止裂变产物释放；②燃料包壳（锆合金），包容未被芯块滞留的裂变产物；③一回路压力边界（包括压力容器、管道、主泵等），防止包壳破损后裂变产物进入安全壳；④安全壳（第四道？不，传统定义为三道）。注：本题严格按《核安全法》定义，三道屏障为燃料包壳、一回路压力边界、安全壳（部分教材将燃料芯块作为第一道，包壳为第二道，压力边界为第三道，安全壳为第四道，但本题选项中A、B、C为标准答案）。2.核电厂运行中需重点监测的堆芯中子注量率参数包括（）。A.局部功率密度B.轴向功率偏差（ΔI）C.堆芯平均温度D.热点因子（Fq）答案：ABD解析：堆芯中子注量率监测的核心是确保功率分布均匀，避免局部过热点。局部功率密度（A）直接反映燃料棒是否超温；轴向功率偏差（ΔI）是堆芯上下半部分功率的差值，过大可能导致冷却剂沸腾；热点因子（Fq）是最大线功率密度与平均的比值，需控制在设计限值内。堆芯平均温度（C）由一回路冷却剂温度间接反映，不属于中子注量率监测参数。3.核电厂“预计运行事件”（POE）的特点包括（）。A.发生概率较高（10⁻²~10⁻⁴次/堆年）B.需依靠自动保护系统触发停堆C.事故后果在设计限值内D.需启动严重事故管理措施答案：AC解析：预计运行事件（POE）是指在核电厂寿期内可能发生1次或数次的事件（概率10⁻²~10⁻⁴次/堆年），如正常停堆时控制棒误动作、主泵单台跳闸等。其后果应被设计为无需专设安全设施（如安全注射系统）动作即可控制，或仅需自动保护系统维持安全状态（B错误，因部分POE可能无需停堆，如负荷阶跃变化）；严重事故管理措施（D）针对超设计基准事故（BDBA），故排除。4.核电厂一回路冷却剂中溶解氢的作用包括（）。A.抑制水的辐照分解产生氧B.防止不锈钢部件的应力腐蚀开裂C.降低冷却剂电导率D.提高冷却剂的传热效率答案：AB解析：一回路冷却剂中溶解氢（通常25-35cc/kg）的主要作用是与辐照分解产生的氧反应生成水（2H₂+O₂→2H₂O），抑制氧的积累（A）；同时，氢环境可降低不锈钢的氧化电位，减少应力腐蚀开裂风险（B）。溶解氢不影响电导率（C由LiOH浓度和杂质控制），也不直接提高传热效率（D由流量和温度决定）。5.核电厂定期试验中，“控制棒落棒时间试验”的目的是（）。A.验证控制棒在失电时的快速插入能力B.确认控制棒驱动机构（CRDM）电磁线圈性能C.检查控制棒与导向管的摩擦阻力是否超标D.评估控制棒插入对堆芯反应性的补偿能力答案：ABC解析：控制棒落棒时间试验是定期试验的关键项目，通过切断CRDM电源，测量控制棒从全抽出位置落至堆底的时间（通常≤2秒）。其目的包括验证CRDM电磁线圈断电后释放控制棒的能力（B）、检查导向管与控制棒之间的摩擦阻力是否导致落棒延迟（C）、确保失电时控制棒能快速插入以停堆（A）。反应性补偿能力由控制棒棒价值试验（如积分价值测量）评估（D错误）。三、简答题（共5题，每题8分，共40分）1.简述压水堆核电厂“功率运行期间”一回路冷却剂温度控制的主要手段及原理。答案：压水堆一回路冷却剂温度控制的核心是维持稳压器压力稳定，从而间接控制冷却剂温度（因饱和温度与压力一一对应）。主要手段包括：（1）稳压器电加热与喷淋：当冷却剂温度降低（如负荷降低导致蒸汽流量减少），稳压器压力下降，触发电加热器启动，加热蒸汽空间使压力回升；反之，温度过高时，通过喷淋阀将冷的一回路冷却剂喷入稳压器，使蒸汽凝结，压力降低。（2）控制棒调节：通过调节控制棒插入深度改变堆芯功率，匹配二回路蒸汽需求，避免冷却剂温度大幅波动（如负荷跟踪时，控制棒与硼酸浓度联合调节反应性，维持堆芯功率与蒸汽流量平衡）。（3）硼酸浓度调整：长期运行中，因燃耗和裂变产物（如氙-135）积累导致反应性变化，需缓慢调整硼酸浓度以维持临界，间接稳定冷却剂温度。2.说明核电厂“低功率/停堆工况”与“满功率工况”下，堆芯氙-135（Xe-135）浓度变化的主要差异及应对措施。答案：氙-135是铀-235裂变的重要产物（产额约6%），其吸收截面极大（约3×10⁶barn），对反应性影响显著。（1）满功率工况：氙-135的生成（由裂变直接产生和碘-135衰变）与消失（吸收中子裂变和自身衰变）达到动态平衡，浓度稳定。（2）低功率/停堆工况：堆芯中子注量率降低，氙-135的中子吸收消失，仅通过自身衰变（半衰期9.2小时）减少；同时，碘-135（半衰期6.7小时）持续衰变生成氙-135，导致氙浓度先升高（碘衰变速率＞氙衰变速率），约8-10小时后达到峰值，随后逐渐下降。应对措施：-停堆前预测氙峰时间和最大浓度，确保剩余反应性足够重新启动；-低功率运行时，若需升功率，需提前补偿氙-135的负反应性（如提升控制棒或稀释硼酸）；-长期停堆时，氙浓度最终衰变至本底水平，无需额外操作。3.列举核电厂“蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）”事故的主要现象及应急操作要点。答案：SGTR事故指蒸汽发生器（SG）传热管因腐蚀、疲劳等原因破裂，一回路冷却剂泄漏至二次侧。主要现象包括：（1）一回路冷却剂体积下降（稳压器水位降低）；（2）二次侧蒸汽管道放射性（如¹³¹I、¹³⁷Cs）异常升高；（3）SG二次侧水位异常升高（泄漏的一回路水进入二次侧）；（4）一、二次侧压差减小（正常一回路压力＞二次侧压力，泄漏后压差降低）。应急操作要点：（1）确认事故：通过放射性监测、水位/压力变化判断破裂SG；（2）隔离故障SG：关闭其主蒸汽隔离阀（MSIV）和给水泵，防止放射性蒸汽释放至大气；（3）维持一回路水装量：启动高压安注泵或上充泵补偿泄漏；（4）限制一回路压力：避免因压力过高加剧泄漏（必要时开启稳压器卸压阀）；（5）评估泄漏率：若泄漏率超过可接受范围（如＞100g/s），需考虑停堆并转移热量至其他SG或启动辅助给水系统。4.解释核电厂“最小临界热流密度比（MCHFR）”的定义及其在运行中的意义。答案：临界热流密度（CHF）是指冷却剂在燃料棒表面发生偏离泡核沸腾（DNB）时的最小热流密度，此时燃料棒表面因蒸汽膜覆盖导致传热恶化，可能引发包壳熔化。最小临界热流密度比（MCHFR）=实际运行热流密度/临界热流密度，是衡量堆芯是否接近DNB的关键参数。运行意义：-MCHFR需始终大于1（通常设计值＞1.3），确保不会发生DNB；-运行中通过堆芯功率分布监测（如使用局部功率量程探测器）计算MCHFR，若低于整定值（如1.2），需立即降功率或调整控制棒，避免燃料损伤；-换料后需通过物理启动试验验证MCHFR满足设计要求，确保堆芯安全裕度。5.简述《核安全法》中对“民用核设施操纵人员”的资质要求及再培训规定。答案：《核安全法》第三十五条至第三十八条规定：（1）资质要求：操纵人员需通过国家核安全局组织的资格考试，取得《民用核设施操纵人员执照》；申请执照需具备大专以上核工程相关专业学历，在核电厂实习满1年并通过操作培训，无重大责任事故记录。（2）再培训规定：持照人员每2年需参加由核电厂或授权机构组织的再培训，内容包括新技术、法规更新、事故案例分析等；每5年需重新参加资格考核（理论+实操），考核合格方可延续执照；若脱离岗位超过1年，需重新实习并通过考核。四、案例分析题（共2题，每题20分，共40分）案例1：某压水堆核电厂在100%功率运行时，主控制室报警显示“稳压器压力低”，同时“稳压器水位高”，一回路冷却剂流量正常。（1）分析可能的故障原因；（8分）（2）列出需检查的关键参数；（6分）（3）简述应急处理步骤。（6分）答案：（1）可能故障原因：稳压器压力低、水位高通常由稳压器内蒸汽凝结或冷却剂膨胀导致。结合一回路流量正常（无泄漏），可能原因包括：①稳压器电加热器故障（如电源中断或加热元件损坏），无法维持蒸汽压力；②稳压器喷淋阀误开启，冷的一回路水喷入稳压器，导致蒸汽凝结，压力下降，同时喷淋水增加稳压器水位；③一回路冷却剂温度异常降低（如二回路蒸汽流量突然增加，堆芯功率未及时跟踪，导致冷却剂过冷，体积收缩，稳压器水位因冷却剂回流而升高，但压力因温度降低而下降）。（2）需检查的关键参数：①稳压器电加热器状态（是否全部停运或部分故障）；②喷淋阀开度（DCS画面或就地检查阀门位置）；③二回路蒸汽流量与堆芯功率匹配情况（比较蒸汽流量信号与反应堆功率量程中子注量率）；④一回路冷却剂平均温度（Tavg）与设定值偏差（若Tavg降低，可能为二回路负荷突增）；⑤稳压器压力控制模式（自动/手动，若为自动，检查控制器输出是否异常）。（3）应急处理步骤：①确认报警真实性，检查冗余仪表（如压力变送器、水位计）是否一致；②若为喷淋阀误开，手动关闭喷淋阀，切断自动控制信号；③若电加热器故障，切换至备用电源或手动启动未故障的加热器，提升稳压器压力；④若因二回路负荷突增导致Tavg降低，手动提升反应堆功率（通过控制棒上提），或降低蒸汽流量（关小汽轮机调门），使Tavg回升至设定值；⑤监视稳压器压力变化趋势，若压力持续下降接近低压保护整定值（如14.5MPa），启动稳压器备用电加热器或触发反应堆保护系统（RPS）停堆（若压力低于14.0MPa，RPS会自动停堆）；⑥故障排除后，恢复稳压器自动控制模式，记录事件过程及处理措施。案例2：某核电厂在换料大修后进行冷态功能试验，发现主泵轴封泄漏量持续超过报警值（正常≤5L/h，当前15L/h），且泄漏水温度偏高（65℃，正常≤50℃）。（1）分析可能的泄漏原因；（8分）（2）说明泄漏对核安全的影响；（6分）（3）提出临时控制措施及长期解决方案。（6分）答案：（1）可能泄漏原因：主泵轴封泄漏量超标且温度偏高，通常与轴封系统运行异常或机械损伤有关：①轴封水流量不足：轴封水由安全壳外的轴封泵提供，若泵故障、过滤器堵塞或调节阀误关，导致冷却水量减少，轴封摩擦生热无法有效导出，密封面温度升高，磨损加剧，泄漏量增加；②轴封动静环磨损：大修期间轴封组件安装不当（如对中偏差）或密封面有异物，运行中动静环接触不均，局部磨损导致间隙增大；③轴封水温度过高：轴封水冷却器故障（如冷却水流量不足或换热管堵塞），导致进入轴封的水温升高（正常≤