2026年核电热控工程师面试题集

2026年核电热控工程师面试题集一、专业知识问答（共5题，每题10分，总分50分）1.题：简述核电热控系统的主要功能及其在核反应堆安全运行中的重要性。结合华龙一号堆型特点，说明其热控系统设计的关键技术要点。答：核电热控系统主要功能包括：（1）将反应堆堆芯产生的热量通过一回路传递至二回路，实现热量导出（2）维持反应堆冷却剂温度在安全运行范围内（3）提供反应堆功率调节的反馈信号（4）保证反应堆应急堆芯冷却在核反应堆安全运行中，热控系统至关重要。一旦热控失效，可能导致堆芯过热、燃料元件损坏甚至熔毁，引发严重事故。华龙一号堆型采用先进压水堆技术，其热控系统设计关键要点包括：（1）采用自然循环和强制循环相结合的冷却方式（2）具有双重热交换器系统，提高系统可靠性（3）配备应急堆芯冷却系统（4）热工参数实时监测与智能调节系统2.题：描述核电站二回路给水系统的主要设备组成，并说明其水化学控制的重要性及常用控制方法。答：二回路给水系统主要设备包括：（1）给水泵（2）除氧器（3）给水加热器组（4）省煤器（5）给水调节阀水化学控制对核电站运行至关重要，主要因为：（1）防止设备腐蚀（2）抑制放射性物质析出（3）保证蒸汽发生器传热效率常用控制方法包括：（1）pH值控制：通过添加氨和联氨调节（2）含氧量控制：采用除氧器除氧（3）溶解氧控制：保持系统无氧或低氧环境（4）硅酸根控制：防止硅在高温下析出结垢3.题：解释核电站热工安全参数监测的重要性，列举至少5项关键监测参数及其典型报警阈值范围。答：热工安全参数监测对核电站至关重要，其重要性体现在：（1）及时发现异常工况（2）防止设备损坏（3）保障人员安全（4）确保反应堆安全运行关键监测参数及典型阈值范围：（1）堆芯出口温度：345-350℃（正常范围）（2）主蒸汽温度：540-560℃（3）给水温度：280-300℃（4）蒸汽湿度：5-8%（5）一回路压力：15.5MPa（正常值）（6）二回路压力：0.6-1.0MPa（7）给水流量：设计值的±5%（8）硼浓度：正常值3-5ppm4.题：阐述核电站热控系统常见故障类型及其诊断方法，以某典型故障为例进行详细分析。答：常见故障类型：（1）设备故障：泵、阀门、换热器等损坏（2）控制故障：传感器失灵、控制器参数失调（3）系统故障：循环中断、传热恶化（4）水力故障：流量不足、压降异常诊断方法：（1）参数监测：实时监测关键参数变化（2）趋势分析：分析参数变化趋势（3）对比法：与正常运行参数对比（4）隔离法：逐步隔离故障点（5）振动分析：检测设备异常振动以蒸汽发生器传热恶化为例：现象：出口蒸汽温度异常升高诊断步骤：（1）检查传热管束泄漏（2）测量给水流量是否正常（3）分析二次侧水力阻力（4）检查不凝性气体含量（5）测量管板温度分布5.题：比较压水堆和沸水堆在热控系统设计上的主要区别，并说明这些区别对核电站运行的影响。答：主要区别：（1）冷却剂类型：压水堆使用轻水，沸水堆使用轻水（2）循环方式：压水堆为自然循环和强制循环结合，沸水堆主要为自然循环（3）蒸汽发生器：压水堆为二回路蒸汽发生器，沸水堆为三回路（主蒸汽系统）（4）堆芯冷却：压水堆为液体冷却，沸水堆为汽水混合物冷却对运行的影响：（1）压水堆热工参数稳定性更高（2）沸水堆对负荷变化响应更灵敏（3）压水堆密封要求更高（4）沸水堆堆芯熔化风险较低二、工程设计计算（共4题，每题15分，总分60分）1.题：某核电站1号机组反应堆功率为3000MW，堆芯热负荷为25MW/km²，反应堆堆芯半径为3.5m。计算：（1）反应堆堆芯总面积（2）若冷却剂平均流速为1.5m/s，计算冷却剂流量（3）若冷却剂密度为1000kg/m³，计算冷却剂质量流量答：（1）堆芯总面积=π×(3.5m)²=38.48m²反应堆功率=堆芯热负荷×堆芯面积3000MW=25MW/km²×堆芯面积堆芯面积=3000MW/25MW/km²=120km²=1.2×10⁸m²（2）冷却剂流量=堆芯热负荷/(比热容×温升)假设比热容为4.2kJ/kg·K，温升为50K冷却剂流量=25MW/(4.2kJ/kg·K×50K)=1190.5kg/s（3）质量流量=流体密度×体积流量质量流量=1000kg/m³×1190.5m³/s=1.19×10⁶kg/s2.题：某核电站除氧器设计参数为：除氧器压力1.0MPa，温度105℃，给水温度80℃。计算：（1）水在除氧器中的汽化潜热（2）若除氧器效率为85%，计算实际需要的热量（3）若给水流量为100t/h，计算所需加热功率答：（1）汽化潜热=h_g-h_f查表得：在1.0MPa下，h_g=2769.1kJ/kg，h_f=419.1kJ/kg汽化潜热=2769.1-419.1=2350kJ/kg（2）实际需要的热量=理论热量×效率理论热量=汽化潜热×流量=2350kJ/kg×100t/h/3600s/h=65.3kW实际热量=65.3kW×0.85=55.4kW（3）所需加热功率=实际需要的热量=55.4kW3.题：某核电站蒸汽发生器采用单壳侧U型管设计，管径DN100，管内流速1.2m/s，冷却剂密度1000kg/m³。计算：（1）单根管子的流量（2）若管子有效换热面积为0.5m²，计算换热系数（3）若管子压降为0.1MPa，计算压降引起的温度降答：（1）管子截面积=π×(0.05m)²=0.00785m²单根管子流量=截面积×流速×密度=0.00785m²×1.2m/s×1000kg/m³=9.42kg/s（2）换热系数=热流量/(温差×换热面积)假设热流量为50kW，温差为50K换热系数=50kW/(50K×0.5m²)=2kW/m²·K（3）压降引起的温度降=压降/(密度×比热容×管长)假设管长为10m，比热容为4.2kJ/kg·K温度降=0.1MPa/(1000kg/m³×4.2kJ/kg·K×10m)=0.0024K4.题：某核电站给水加热器采用逆流布置，加热器效率为90%，加热水温度从20℃升至150℃。计算：（1）若加热水流量为50t/h，计算所需加热功率（2）若加热蒸汽压力为1.5MPa，计算所需蒸汽流量（3）若加热器面积效率为150W/m²·K，计算所需换热面积答：（1）所需加热功率=流量×比热容×温升=50t/h×4.2kJ/kg·K×130K/3600s/h=73.6kW（2）所需蒸汽流量=所需加热功率/(蒸汽焓降×效率)查表得1.5MPa蒸汽焓降为2000kJ/kg蒸汽流量=73.6kW/(2000kJ/kg×0.9)=0.041kg/s（3）所需换热面积=所需加热功率/(面积效率×温差)温差=(150℃-20℃)+(150℃-蒸汽凝结温度)蒸汽凝结温度≈111℃（查表）温差=130+39=169K换热面积=73.6kW/(150W/m²·K×169K)=0.29m²三、系统设计与优化（共3题，每题20分，总分60分）1.题：设计一个适用于华龙一号核电站的应急堆芯冷却系统，要求：（1）说明系统组成及工作原理（2）确定关键设备参数范围（3）分析系统可靠性设计要点答：系统组成：应急冷却泵、应急冷却水箱、隔离阀、止回阀、管路系统工作原理：（1）正常运行时，应急系统处于隔离状态（2）事故工况下，隔离阀自动打开，应急泵启动（3）冷却水从应急水箱经管路系统流向堆芯（4）通过自然循环或强制循环实现堆芯冷却关键设备参数：（1）应急泵：流量≥200t/h，扬程≥50m（2）应急水箱：容积≥500m³（3）管路系统：直径DN300，材质不锈钢可靠性设计要点：（1）设备冗余设计（2）自动切换系统（3）无源应急系统（4）隔离安全措施（5）定期维护检查2.题：针对某核电站蒸汽发生器传热管束泄漏问题，提出系统优化方案，要求：（1）分析泄漏原因及影响（2）设计监测与预警系统（3）提出预防性维护措施答：泄漏原因及影响：原因：材料疲劳、腐蚀、制造缺陷影响：传热效率下降、蒸汽品质恶化、设备损坏监测与预警系统设计：（1）安装管束振动监测装置（2）设置二次侧水力阻力监测（3）建立泄漏预警模型（4）定期进行超声波检测预防性维护措施：（1）优化水化学控制（2）加强管束清洗（3）改进管板设计（4）实施定期更换计划3.题：设计一个适用于福建某核电站的给水加热器系统优化方案，要求：（1）分析现有系统存在的问题（2）提出加热器布置优化方案（3）设计水力平衡措施答：现有系统问题：（1）传热效率不足（2）水力阻力过大（3）蒸汽泄漏风险（4）运行稳定性差加热器布置优化：（1）采用逆流布置（2）增加加热器数量（3）优化管束排列（4）改进管板结构水力平衡措施：（1）安装调节阀（2）设置旁路系统（3）优化管径配置（4）进行水力计算校核四、安全与应急（共3题，每题15分，总分45分）1.题：分析核电站热控系统可能导致的严重事故，并说明预防措施。答：可能导致的严重事故：（1）堆芯过热：热控失效导致堆芯温度过高（2）蒸汽爆炸：蒸汽发生器故障引发（3）失水事故：冷却剂大量流失（4）水力冲击：系统快速变化导致预防措施：（1）加强监测与控制（2）设计冗余系统（3）实施定期维护（4）制定应急预案（5）进行安全培训2.题：某核电站发生给水泵故障，导致循环中断。分析后果并说明应急处理措施。答：后果：（1）堆芯温度升高（2）反应堆