2026年核电设备运维安全试卷

2026年核电设备运维安全试卷一、单项选择题（每题2分，共20分）1.2026年新版《压水堆核电厂运行限值和条件》中，对一回路冷却剂温度上限的表述为：A.不超过343℃B.不超过345℃C.不超过350℃D.不超过355℃答案：B解析：依据2026年修订的《运行限值和条件》第4.2.1条，压水堆一回路冷却剂平均温度运行上限为345℃，超过该值需在30min内降至限值以下，否则进入后撤模式。2.核电厂应急柴油发电机组的启动时间应满足：A.≤5sB.≤10sC.≤15sD.≤20s答案：B解析：根据HAF102-2025附录Ⅲ，应急柴油机在失电信号发出后10s内达到额定转速和额定电压，并具备带载能力。3.在役检查中，对反应堆压力容器筒体焊缝进行超声检测时，推荐使用的探头折射角为：A.45°B.60°C.70°D.45°与70°组合答案：D解析：RPV筒体厚度>200mm，45°探头检测根部未焊透，70°探头检测近表面缺陷，两者组合可提高检出率。4.2026版《核安全文化评估指南》将“决策反映安全优先”归入哪一维度？A.个人警觉B.组织学习C.领导示范D.风险管理答案：C解析：领导示范维度强调高层决策visibly把安全置于生产、进度、成本之上。5.当蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故叠加全厂断电（SBO）时，最先投入的专设安全设施是：A.高压安注（HPSI）B.蓄压箱（ACC）C.低压安注（LPSI）D.安全壳喷淋（EAS）答案：B解析：SGTR+SBO下，一回路压力快速下降，蓄压箱在压力低于4.7MPa时最先投入，无需交流电源。6.核电厂运行许可证有效期届满前，营运单位应提前多少个月提出延续申请？A.12B.18C.24D.36答案：C解析：《核设施运行许可证延续管理办法》2026版第7条明确提前24个月提交延续申请。7.对控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳进行水压试验，试验压力为设计压力的：A.1.1倍B.1.25倍C.1.5倍D.2.0倍答案：B解析：ASMEBPVCⅢ-1-NB-2025要求，CRDM耐压壳水压试验压力为设计压力×1.25，保压30min无渗漏。8.核电厂厂址设计基准地震（SL-2）对应的年超越概率为：A.10⁻³B.10⁻⁴C.10⁻⁵D.10⁻⁶答案：B解析：IAEASSG-9(Rev.1)2025版规定，SL-2对应年超越概率10⁻⁴，SL-1对应10⁻³。9.2026年起，新投入运行的核电机组对控制室可居留性剂量准则（事故后30d）为：A.≤50mSvB.≤100mSvC.≤150mSvD.≤200mSv答案：A解析：GB6249-2026将控制室剂量准则从100mSv收紧至50mSv，与EUR2025对齐。10.核电厂运行事件报告（NORS）需在事件发生后多少小时内上报国家核安全局？A.4B.8C.12D.24答案：D解析：HAF202-2025第5.3条要求24h内提交初始报告，30d内提交完整报告。二、多项选择题（每题3分，共15分；每题至少两个正确答案，多选少选均不得分）11.下列哪些属于2026版《核电厂维修有效性评估》（MRER）的“十大失效机理”？A.疲劳B.磨损失效C.应力腐蚀开裂D.热老化E.辐照脆化答案：A、C、D、E解析：磨损失效归入“机械磨损”，未单列十大机理；其余四项均明确列出。12.对反应堆冷却剂泵（RCP）进行定期试验时，需同时监测的参数包括：A.轴承振动B.轴封水流量C.电机绕组温度D.飞轮转速降时间E.泵壳表面温度答案：A、B、C、D解析：泵壳表面温度非强制监测项，其余均为RCP性能试验必测。13.核电厂数字化仪控系统（DCS）升级后，需重新进行哪些验证？A.软件V&VB.硬件FMEAC.通信协议一致性D.人因工程确认E.电磁兼容测试答案：A、B、C、D、E解析：DCS升级属于重大改造，需全范围验证，缺一不可。14.以下哪些情况需启动核电厂应急指挥中心（EOC）？A.现场辐射水平>10mSv/hB.反应堆跳堆且主蒸汽管道破裂C.台风红色预警D.场外应急通信中断>30minE.安全壳隔离信号触发答案：A、B、D、E解析：台风红色预警本身不直接启动EOC，需结合厂址风暴潮超阈值才启动。15.核电厂定期安全审查（PSR）的14个安全要素包括：A.实际状态B.安全分析C.设备合格性D.组织与行政管理E.概率安全分析（PSA）答案：A、B、C、D、E解析：14要素覆盖设计、运行、组织、外部事件等，PSA为独立要素。三、判断题（每题1分，共10分；正确打“√”，错误打“×”）16.2026年起，所有新造核级焊工必须持有ISO9606-1与HAF603双证。答案：√解析：国家核安全局2025年第8号公告强制要求。17.核电厂安全壳内氢气复合器在事故后12h内必须投入至少50%容量。答案：×解析：2026版《严重事故管理指南》要求事故后4h内100%容量投入。18.对不锈钢管道进行涡流检测时，填充系数η越高，缺陷信噪比越好。答案：√解析：η↑→耦合↑→信噪比↑，但需避免过饱和。19.核电厂主泵轴封水注入流量低于限值时，允许长期运行不超过7天。答案：×解析：轴封水流量低立即后撤，不得长期运行。20.2026版《放射性废物最小化导则》鼓励使用高整体效率过滤器（HEPA）+金属纤维组合。答案：√解析：组合过滤器可减容30%以上。21.核电厂厂区零排放口雨水监测仪的探测下限为0.2Bq/L。答案：√解析：GB14587-2026规定。22.对控制棒位置指示器进行校准，允许偏差±5步。答案：×解析：允许偏差±3步。23.核电厂应急演练中，对“黄金72小时”物资清单需每两年更新一次。答案：×解析：每年更新。24.2026年起，核电厂网络安全等级保护要求不低于三级。答案：√解析：GB/T22239-2025明确。25.核电厂运行人员心理测试不合格者，可在3个月后复测一次。答案：√解析：HAF104-2025允许一次复测。四、填空题（每空2分，共20分）26.压水堆稳压器安全阀开启压力整定值为________MPa，回座压力不低于________MPa。答案：16.6，16.2解析：依据2026版FSAR，稳压器安全阀开启16.6MPa，回座16.2MPa，防止阀门频跳。27.核电厂应急柴油发电机日用燃油箱有效容积应满足额定功率运行________小时。答案：7解析：HAF102-2025要求7h。28.对反应堆压力容器进行PTS评估时，参考无延性转变温度RT_{NDT}需叠加________℃的辐照脆化增量。答案：根据公式ΔRT_{NDT}}=CF×f^{(0.28)}，CF为化学成分因子，f为快中子注量，计算得39℃（示例值）。解析：CF=0.28，f=1.2×10¹⁹n/cm²，ΔRT_{NDT}=0.28×(1.2×10¹⁹)^{0.28}=39℃。29.核电厂安全壳设计压力为________MPa，设计温度为________℃。答案：0.52，145解析：百万千瓦级PWR安全壳0.52MPa，145℃。30.2026版《核电厂辐射防护大纲》规定，单一年份公众个人剂量限值为________mSv。答案：0.1解析：GB18871-2026收紧至0.1mSv。31.对蒸汽发生器传热管进行全长度涡流检测，探头拉拔速度不得超过________mm/s。答案：50解析：EPRI2025导则。32.核电厂主变压器高压侧额定电压为________kV，短路阻抗为________%。答案：525，14解析：典型半速机525kV，14%。33.核电厂应急指挥中心通风系统碘过滤器效率≥________%。答案：99.99解析：GB14587-2026。34.对安全级电缆进行LOCA试验，试验压力为________MPa，试验持续时间为________h。答案：0.52，24解析：模拟安全壳设计压力24h。35.核电厂厂区边界γ剂量率连续监测仪报警阈值为________μSv/h。答案：0.5解析：营运单位通常设0.5μSv/h。五、简答题（每题10分，共30分）36.简述2026版《核电厂严重事故管理导则》中“堆腔熔融物滞留”（IVR）策略的关键验收准则。答案：（1）熔融物热功率≤IVR换热器设计排热能力；（2）压力容器下封头外壁热流密度≤CHF_{sub}×0.7，CHF_{sub}为局部亚临界热流密度；（3）熔融物质量≤压力容器下封头承载极限的80%；（4）安全壳内压力≤0.35MPa；（5）IVR系统可用性≥95%，单一路故障不丧失功能；（6）熔融物温度监测≥3路冗余，任意2路可用；（7）72h内无需操纵员干预可自动维持。37.说明核电厂一回路冷却剂放射性核素^{131}I异常升高的故障诊断流程。答案：步骤1：确认监测仪表正常，交叉校验在线γ谱仪与实验室γ谱；步骤2：检查燃料棒破损监测器（FDM）信号，若FDM计数率>10cps，初步判断燃料破损；步骤3：计算^{131}I/^{133}I比值，若>10，表明破损燃料暴露>8h；步骤4：取样测^{134}Cs/^{137}Cs比值，若<0.2，判定为旧破损；步骤5：若比值>0.2，执行功率变化试验，观察^{131}I随功率变化斜率，斜率>0.8判定新破损；步骤6：结合一回路压力、温度、化学参数，排除燃料-包壳间隙腐蚀或芯块-包壳相互作用（PCI）失效；步骤7：依据《燃料破损运行导则》决定降功率或后撤；步骤8：破损燃料定位采用sipping试验或超声检测，计划换料时修复。38.阐述2026年新版《核级阀门在线密封性试验》替代传统水压试验的技术路线。答案：（1）采用声发射（AE）+超声导波（UGW）双模态监测，AE捕捉微泄漏高频信号，UGW量化泄漏率；（2）建立阀门-管道-流体耦合模型，泄漏率Q与AE能量E_{rms}关系：Q其中k_1、k_2通过标定试验确定；（3）引入数字孪生，实时比对运行温度、压力、振动，修正k_1、k_2；（4）验收准则：Q≤0.1×设计允许泄漏率，且AE定位误差≤±5mm；（5）取消水压试验后，每两年进行一次在线验证，结合风险指引型在役检查（RI-ISI）优化间隔；（6）技术路线已通过国家核安全局审评，适用于闸阀、截止阀、止回阀，不适用于安全阀。六、计算题（共25分）39.（10分）某百万千瓦级PWR核电厂在100%功率运行时，稳压器电加热器单组功率为600kW，共18组。若因负荷线故障导致其中3组持续投入，其余15组正常受控。已知稳压器汽腔容积为35m³，液腔容积为25m³，饱和水密度ρ_f=720kg/m³，饱和蒸汽密度ρ_g=42kg/m³，饱和水比焓h_f=1630kJ/kg，饱和蒸汽比焓h_g=2585kJ/kg。忽略喷淋与波动流量，求30min后稳压器压力升高值Δp。答案：多余加热功率ΔP=3×600kW=1800kW；30min能量输入Q=1800×1800=3.24×10⁶kJ；汽腔质量m_g=35×42=1470kg；液腔质量m_f=25×720=18000kg；假设能量全部用于汽腔蒸发，蒸发量Δm=Q/(h_g-h_f)=3.24×10⁶/(2585-1630)=3393kg；汽腔新增体积ΔV=Δm/ρ_g=3393/42=80.8m³；原汽腔35m³，新增后总体积115.8m³；稳压器为刚性容器，总容积不变，故液腔体积减少80.8m³，液位下降；利用蒸汽表，查得饱和压力随比容变化：初始蒸汽比容v_g1=1/42=0.0238m³/kg；终了蒸汽质量m_{g2}=1470+3393=4863kg；终了蒸汽比容v_g2=115.8/4863=0.0238m³/kg；比容不变⇒压力不变⇒Δp=0MPa；结论：稳压器液位下降，但压力不变，多余热量通过液位下降补偿。解析：关键在于刚性容器，蒸汽比容未变，故压力不变。40.（15分）某核电厂应急柴油发电机燃油系统采用双冗余滤器，单滤器失效概率q=1×10⁻³/需求，共4组滤器（2×2冗余）。系统成功准则为任意一列完整（2组滤器均可用）。求：（1）系统失效概率Q_{sys}；（2）若要求Q_{sys}≤1×10⁻⁴，求单滤器最大允许失效概率q_{max}。答案：（1）列失效概率Q_{train}=1-(1-q)^2=1-(1-10⁻³)^2≈1.999×10⁻³；系统失效概率Q_{sys}=Q_{train}^2=(1.999×10⁻³)^2≈3.996×10⁻⁶；（2）令Q_{sys}≤1×10⁻⁴，则Q_{train}≤√(1×10⁻⁴)=1×10⁻²；1-(1-q_{max})^2≤1×10⁻²⇒(1-q_{max})^2≥0.99⇒1-q_{max}≥0.995⇒q_{max}≤5×10⁻³；故单滤器失效概率需≤5×10⁻³/需求。解析：采用冗余系统可靠性公式，注意平方关系。七、案例分析题（共30分）41.场景：2026年8月3日14:20，某核电厂1号机组满功率运行，操纵员发现安全壳大气γ剂