2026年考核评价标准与方法中广核热工水力工程师的绩效评估

2026年考核评价标准与方法：中广核热工水力工程师的绩效评估一、单选题（共10题，每题2分，总计20分）要求：请根据题目要求，选择最符合中广核热工水力工程师工作实际的单项答案。1.中广核某核电站反应堆冷却剂泵的效率下降，可能的主要原因不包括以下哪项？A.水力损失增加B.泵叶轮磨损C.电机功率不足D.冷却剂温度过高2.在反应堆压力容器水压试验中，中广核常用的压力测试介质是？A.空气B.蒸汽C.化学纯水D.油类3.中广核热工水力系统中的热工仪表校准周期通常为多久？A.6个月B.1年C.2年D.5年4.根据中广核HAF003《核动力厂热力水力系统设计规范》，以下哪项不属于热工水力系统设计的关键参数？A.系统压降B.流量偏差C.材料强度D.控制阀响应时间5.中广核某机组发生蒸汽发生器传热管泄漏，初步判断可能的原因是？A.水力冲击B.材料疲劳C.化学腐蚀D.以上都是6.在核电站热工水力系统安全分析中，以下哪项不属于设计基准事故？A.蒸汽发生器传热管破裂B.主泵失去电源C.全厂断电D.小破口失水事故7.中广核反应堆冷却剂系统中的压电式流量计，其测量精度通常受以下因素影响，不包括？A.振幅B.声速C.材料疲劳D.温度变化8.根据中广核内部安全规定，热工水力系统操作人员必须经过何种培训才能上岗？A.基础理论培训B.实操培训C.理论+实操考核D.外部认证9.中广核某机组蒸汽发生器二次侧流量测量偏差超过5%，可能的原因是？A.仪表漂移B.管道堵塞C.控制阀故障D.以上都是10.在核电站热工水力系统事故工况分析中，以下哪项属于严重事故工况？A.一回路失水事故B.蒸汽发生器传热管泄漏C.主泵振动超标D.控制阀卡涩二、多选题（共5题，每题3分，总计15分）要求：请根据题目要求，选择所有符合中广核热工水力工程师工作实际的多项答案。1.中广核反应堆冷却剂系统设计中，需考虑的主要水力参数包括哪些？A.压降B.流量波动C.温度分布D.材料腐蚀率2.根据中广核HAF003规范，以下哪些属于热工水力系统设计的安全性要求？A.局部过热防护B.流动停滞防止C.材料耐腐蚀设计D.泄漏监测系统3.中广核某机组蒸汽发生器传热管发生磨损，可能的原因包括哪些？A.水力冲击B.材料疲劳C.化学腐蚀D.管道振动4.在核电站热工水力系统事故工况分析中，以下哪些属于设计基准事故？A.蒸汽发生器传热管破裂B.主泵失去电源C.全厂断电D.小破口失水事故5.中广核热工水力系统中的关键仪表包括哪些？A.压力变送器B.流量计C.温度传感器D.液位计三、判断题（共10题，每题1分，总计10分）要求：请根据题目要求，判断下列陈述是否正确。1.中广核核电站反应堆冷却剂系统的设计流量必须满足峰值工况要求。（√）2.蒸汽发生器二次侧流量测量偏差超过10%时，应立即停堆检查。（×）3.中广核热工水力系统的安全分析仅考虑设计基准事故。（×）4.压电式流量计适用于反应堆冷却剂系统的流量测量。（√）5.中广核核电站热工仪表的校准周期为1年。（×）6.蒸汽发生器传热管泄漏可能导致一回路失水事故。（√）7.中广核核电站热工水力系统设计中，水力阻力计算必须考虑局部阻力。（√）8.反应堆冷却剂泵的效率下降不会影响反应堆功率输出。（×）9.中广核核电站热工水力系统的安全分析仅针对反应堆堆芯。（×）10.蒸汽发生器二次侧流量测量偏差超过5%时，应立即调整控制阀。（×）四、简答题（共5题，每题5分，总计25分）要求：请根据题目要求，简要回答问题。1.简述中广核核电站热工水力系统设计的主要安全性要求。2.列举中广核反应堆冷却剂系统中常见的故障类型及原因。3.简述中广核核电站热工仪表校准的基本流程。4.说明蒸汽发生器二次侧流量测量偏差的常见原因及处理方法。5.解释中广核核电站热工水力系统事故工况分析的目的和主要内容。五、论述题（共2题，每题10分，总计20分）要求：请根据题目要求，详细论述问题。1.结合中广核核电站的实际案例，分析热工水力系统设计对安全运行的影响。2.论述中广核核电站热工水力系统安全分析的流程和方法，并举例说明其重要性。答案与解析一、单选题答案与解析1.C解析：电机功率不足主要影响泵的驱动能力，而非直接导致效率下降。水力损失、叶轮磨损和冷却剂温度过高均会影响效率。2.C解析：中广核核电站压力容器水压试验通常使用化学纯水，以避免腐蚀和杂质影响测试结果。3.B解析：根据中广核HAF003规范，热工仪表校准周期通常为1年，确保测量精度符合要求。4.C解析：材料强度属于机械设计范畴，而非热工水力系统设计的关键参数。其他选项均与热工水力系统密切相关。5.D解析：蒸汽发生器传热管泄漏可能由水力冲击、材料疲劳或化学腐蚀引起，需综合判断。6.C解析：全厂断电属于设计基准事故，而其他选项均属于小概率事故或未遂事件。7.C解析：材料疲劳与仪表测量精度无关，振幅、声速和温度变化均影响压电式流量计的测量结果。8.C解析：中广核要求热工水力系统操作人员必须通过理论+实操考核，确保技能水平。9.D解析：流量偏差可能由仪表漂移、管道堵塞或控制阀故障引起，需综合排查。10.A解析：一回路失水事故属于严重事故工况，其他选项属于一般或设计基准事故。二、多选题答案与解析1.A,B,C解析：水力参数包括压降、流量波动和温度分布，材料腐蚀率属于材料科学范畴。2.A,B,D解析：安全性要求包括局部过热防护、流动停滞防止和泄漏监测系统，材料耐腐蚀设计属于机械设计范畴。3.A,B,D解析：水力冲击、材料疲劳和管道振动可能导致传热管磨损，化学腐蚀需结合环境分析。4.A,B,D解析：设计基准事故包括蒸汽发生器传热管破裂、小破口失水事故和主泵失去电源，全厂断电属于外部事件。5.A,B,C,D解析：压力变送器、流量计、温度传感器和液位计均为热工水力系统中的关键仪表。三、判断题答案与解析1.√解析：设计流量需满足峰值工况，确保系统稳定运行。2.×解析：偏差超过10%时应评估严重性，但不一定立即停堆。3.×解析：安全分析需考虑小概率事故和未遂事件，仅考虑设计基准事故不全面。4.√解析：压电式流量计适用于反应堆冷却剂系统的高温高压环境。5.×解析：校准周期通常为1年，但特殊仪表可能缩短。6.√解析：泄漏可能导致一回路失水，引发严重事故。7.√解析：局部阻力（如弯头、阀门）需计入总水力阻力。8.×解析：效率下降会导致功率输出降低。9.×解析：安全分析需考虑一回路、二回路及辅助系统。10.×解析：需先排查原因，如仪表故障或系统异常。四、简答题答案与解析1.中广核核电站热工水力系统设计的主要安全性要求-局部过热防护：防止反应堆堆芯或蒸汽发生器等部件超温。-流动停滞防止：确保冷却剂持续流动，避免堆芯或管道结垢。-泄漏监测系统：实时监测冷却剂泄漏，及时预警。-水力冲击防护：减少泵启动或停机时的水力冲击。2.中广核反应堆冷却剂系统中常见的故障类型及原因-泵故障：叶轮磨损、轴承损坏（水力冲击、腐蚀）。-控制阀卡涩：机械故障、介质结晶（腐蚀、杂质）。-管道泄漏：材料疲劳、腐蚀、焊接缺陷。-仪表漂移：长期运行、环境变化（温度、压力）。3.中广核核电站热工仪表校准的基本流程-制定校准计划：确定校准周期、设备清单。-仪器准备：检查校准设备精度，确保符合要求。-实际校准：对比测量值与标准值，调整偏差。-记录与报告：填写校准记录，存档备查。4.蒸汽发生器二次侧流量测量偏差的常见原因及处理方法-原因：仪表漂移、管道堵塞、控制阀故障。-处理：校准仪表、清洗管道、检查控制阀状态。5.中广核核电站热工水力系统事故工况分析的目的和主要内容-目的：评估系统在事故工况下的安全性，优化设计。-内容：分析设计基准事故（如失水事故、蒸汽管道破裂），确定关键参数（压降、流量）。五、论述题答案与解析1.热工水力系统设计对安全运行的影响中广核核电站热工水力系统设计直接影响反应堆安全运行。例如，某机组因设计时未充分考虑水力冲击，导致泵启动时产生剧烈振动，最终需更换叶轮。此外，蒸汽发生器二次侧流量设计不合理，曾引发局部过热，通过优化设计后显著降低风险。因此，合理设计需综合考虑水力参数、材料科学和安全性要求。2.热工水力系统安全分析的流程和