2025年核电安全二级培训考试题库及答案

2025年核电安全二级培训考试题库及答案一、单项选择题（每题1分，共30分。每题只有一个正确答案，请将正确选项字母填入括号内）1.核安全文化中“质疑的工作态度”最核心的行为表现是（）A.发现问题立即停机B.对异常信号反复确认并拒绝带缺陷运行C.向上级请示后再操作D.记录异常但不中断操作答案：B2.根据HAF1022020，核电厂设计扩展工况（DEC）必须考虑的事件组合数量下限为（）A.5组B.7组C.9组D.11组答案：C3.压水堆主冷却剂系统中，稳压器安全阀开启压力与一回路设计压力之比（相对值）上限为（）A.110%B.120%C.130%D.140%答案：B4.核电厂应急柴油发电机组的启动可靠性目标值（10秒内成功启动并带载）为（）A.≥95%B.≥97%C.≥99%D.≥99.5%答案：D5.在核安全设备活动中，下列哪项属于“特种工艺”必须取得核安全设备无损检验许可证（）A.密封面研磨B.反应堆压力容器筒体环缝超声检测C.主泵动平衡试验D.蒸汽发生器传热管涡流检测答案：B6.核电厂概率安全分析（PSA）Level2主要输出结果是（）A.堆芯损坏频率B.安全壳失效模式及放射性源项C.早期大量释放频率D.个人风险曲线答案：B7.根据GB62492011，核电厂液态放射性流出物年排放限值中，除氚外其余核素总和的限值按堆型分类，PWR机组为（）A.200GBqB.500GBqC.1000GBqD.2000GBq答案：C8.核事故应急状态下，国际核事件分级（INES）中“具有当地风险”对应级别为（）A.3级B.4级C.5级D.6级答案：A9.核电厂技术规格书（TS）中，“LCO”指的是（）A.运行限值B.可用性限值条件C.监督要求D.设计基准答案：B10.反应堆紧急停堆信号“源量程计数率高”属于（）A.核功率保护B.堆芯冷却保护C.反应性控制保护D.辐射防护答案：A11.核电厂定期试验周期9个月对应的编码为（）A.QB.MC.SD.C答案：B12.核安全设备焊工连续操作中断时间超过多少个月需重新考试（）A.3B.6C.9D.12答案：B13.核电厂厂内应急计划演练中，需真实启动应急指挥中心并持续运行时间不少于（）A.2hB.4hC.6hD.8h答案：C14.核电厂最终热阱的设计基准干旱重现期为（）A.50年一遇B.100年一遇C.500年一遇D.1000年一遇答案：D15.核电厂安全级DCS系统冗余度最低要求为（）A.1oo2B.2oo3C.2oo4D.3oo4答案：B16.核电厂主变压器高压侧开关失灵保护动作时间整定一般不大于（）A.100msB.150msC.200msD.250ms答案：C17.核安全法规规定，核电厂运行事件通告国家核安全局时限为（）A.1hB.2hC.4hD.24h答案：C18.核电厂安全壳喷淋系统pH添加剂采用（）A.NaOHB.NaHCO₃C.Na₂CO₃D.Na₂S₂O₃答案：A19.核电厂大修期间，反应堆临界前必须完成的技术规格书动作是（）A.源量程探测器标定B.控制棒落棒试验C.应急柴油发电机启动试验D.安全壳密封试验答案：B20.核电厂辐射控制区绿区剂量率上限为（）A.2.5μSv/hB.25μSv/hC.250μSv/hD.2mSv/h答案：B21.核电厂主泵轴封水注入流量低低信号触发（）A.反应堆紧急停堆B.主泵跳闸C.安全壳隔离阶段AD.高压安注启动答案：B22.核电厂安全级蓄电池组单体电池开路电压最低允许值为（）A.1.75VB.1.80VC.1.85VD.1.90V答案：B23.核电厂设计基准龙卷风最大风速取值下限为（）A.50m/sB.60m/sC.70m/sD.80m/s答案：C24.核电厂最终安全分析报告（FSAR）修订版必须在换料大修结束（）内提交国家核安全局。A.1个月B.2个月C.3个月D.6个月答案：C25.核电厂运行阶段，安全壳大气监测仪（CAM）的报警阈值按容积活度设置为（）A.10DACB.50DACC.100DACD.500DAC答案：C26.核电厂一级PSA中，始发事件清单最小数量要求不少于（）A.20组B.30组C.40组D.50组答案：B27.核电厂技术规格书规定，高压安注系统必须保持至少（）列可用。A.1B.2C.3D.4答案：B28.核电厂大修低低水位期间，必须投入的冷却水源为（）A.设备冷却水系统B.重要厂用水系统C.余热排出系统D.应急给水系统答案：C29.核电厂安全级仪控系统软件V&V活动中，独立验证人员与开发人员同一单位但必须组织独立，该要求出自（）A.HAD102/16B.HAD103/08C.GB/T12727D.GB/T13284答案：A30.核电厂运行许可证有效期届满前（）必须提交延续运行申请。A.1年B.3年C.5年D.10年答案：C二、多项选择题（每题2分，共20分。每题有两个或两个以上正确答案，多选、少选、错选均不得分）31.下列属于核电厂设计基准事故（DBA）的有（）A.大破口失水事故B.蒸汽发生器传热管破裂C.控制棒弹出事故D.全厂断电事故E.反应堆冷却剂泵轴封小破口答案：ABC32.核电厂安全级蓄电池试验项目包括（）A.容量试验B.内阻测试C.纹波电流测量D.开路电压抽检E.冲击放电试验答案：ABDE33.核电厂辐射工作许可证（RP）必须载明的信息有（）A.工作区域剂量率B.预计集体剂量C.主要风险源D.防护措施E.工作负责人签字答案：ABCDE34.核电厂技术规格书“动作声明”中，进入LCO3小时后的允许动作包括（）A.降功率到75%B.降功率到50%C.降功率到热备用模式D.后撤到冷停堆E.申请豁免答案：BCD35.核电厂内部事件PSA分析需考虑的功率运行状态有（）A.功率运行B.启动C.热备用D.热停堆E.冷停堆答案：ABCDE36.核电厂安全壳隔离阀属于安全级1级的有（）A.主蒸汽隔离阀B.给水隔离阀C.安全壳大气隔离阀D.喷淋回水隔离阀E.设备冷却水安全壳贯穿隔离阀答案：ACE37.核电厂应急柴油发电机组月度巡检项目包括（）A.润滑油油位B.冷却水水质C.启动电池电压D.燃油储量E.转速传感器间隙答案：ABCD38.核电厂大修期间，下列哪些作业必须办理“反应堆临界前检查单”（）A.控制棒驱动机构耐压试验B.反应堆压力容器在役检查C.堆芯燃料装载D.源量程探测器安装E.主泵密封环更换答案：ACD39.核电厂运行事件报告（OER）中必须附上的技术资料有（）A.事件时序表B.系统流程图标注C.运行日志复印件D.根本原因分析E.纠正行动清单答案：ABDE40.核电厂厂内应急计划区划分为（）A.控制区B.监督区C.防护行动区D.紧急支援区E.撤离待命区答案：CDE三、填空题（每空1分，共20分）41.核电厂安全级DCS系统要求共因故障β因子取值上限为________。答案：0.0542.根据HAF003，核安全设备焊接工艺评定试件射线检验合格级别为________级。答案：Ⅱ43.压水堆核电厂燃料组件弹簧压紧力设计值一般为________kN。答案：20—2544.核电厂安全壳设计压力一般取________MPa表压。答案：0.4—0.545.核电厂最终热阱水温上限为________℃。答案：3546.核电厂应急指挥中心通风系统过滤效率对0.3μm气溶胶应不低于________%。答案：99.9747.核电厂主泵轴封水注入温度一般控制在________℃。答案：40—5048.核电厂安全级蓄电池10小时率放电终止电压为________V/只。答案：1.8049.核电厂辐射控制区橙区表面污染限值βγ为________Bq/cm²。答案：4050.核电厂技术规格书规定，高压安注泵出口隔离阀关闭时间不得超过________s。答案：551.核电厂概率安全分析中，人员可靠性分析（HRA）基本概率值取________量级。答案：10⁻²—10⁻³52.核电厂设计基准地震水平向峰值加速度（SL2）下限为________g。答案：0.1553.核电厂安全壳喷淋泵额定流量约为________m³/h。答案：800—100054.核电厂主变压器高压侧额定电压一般为________kV。答案：52555.核电厂大修期间，反应堆压力容器开盖后24小时内必须完成________测量。答案：堆腔水位56.核电厂运行事件24小时电话通告后，正式书面报告时限为________天。答案：3057.核电厂一级PSA模型中，始发事件频率单位采用________。答案：/堆年58.核电厂安全级仪控系统软件生命周期模型推荐采用________模型。答案：V59.核电厂应急柴油发电机组带载试验周期为________个月。答案：660.核电厂技术规格书规定，控制棒位置偏差允许限值为________步。答案：12四、判断题（每题1分，共10分。正确打“√”，错误打“×”）61.核电厂安全级电缆可在商用级基础上加防火套管替代。（）答案：×62.核电厂大修期间，只要源量程计数率低于设定值即可临界。（）答案：×63.核电厂应急柴油发电机组的启动成功率统计包含误启动事件。（）答案：×64.核电厂安全壳喷淋系统可兼作最终热阱。（）答案：×65.核电厂辐射控制区绿区作业可不办理RP许可证。（）答案：×66.核电厂技术规格书动作声明中的“后撤时间”指进入模式2的时限。（）答案：√67.核电厂一级PSA结果中，CDF＜10⁻⁵/堆年即可认为满足安全目标。（）答案：×68.核电厂安全级阀门电动头必须满足1E级抗震要求。（）答案：√69.核电厂运行事件根本原因分析必须采用根因分析法（RCA）。（）答案：√70.核电厂大修低低水位期间，余热排出系统可退出运行。（）答案：×五、简答题（每题5分，共30分）71.简述核电厂“深度防御”五道屏障的具体内容。答案：1.燃料基体；2.燃料包壳；3.一回路压力边界；4.安全壳；5.场外应急响应。72.列出核电厂应急状态分级中的四种状态并给出主要判定依据。答案：应急待命——异常事件可能危及安全；厂房应急——辐射后果限于厂房局部；场区应急——辐射后果超厂房但限于场区；场外应急——辐射后果超场区边界需场外防护。73.说明核电厂技术规格书中“LCO”与“SR”的关系。答案：LCO规定设备可用性限值条件，SR规定验证LCO满足所需的监督试验项目、周期与准则，SR是LCO的配套验证手段。74.概述核电厂内部事件一级PSA建模主要步骤。答案：始发事件分析→事件树构建→系统故障树分析→数据赋值→定量化计算→不确定性及敏感性分析→结果评价。75.列举核电厂大修期间“反应堆临界前检查单”中三项关键物理试验。答案：控制棒落棒时间试验、硼酸浓度化学分析、源量程探测器响应试验。76.简述核电厂应急柴油发电机组月度巡检发现启动电池电压低时的处理流程。答案：立即切换备用电池组→测量单只电池开路电压→对低于1.80V单体进行均衡充电→48h后复测→仍不合格则更换→填写缺陷报告并更新可靠性统计。六、计算题（每题10分，共20分）77.某PWR机组功率运行期间，主蒸汽管道发生双端剪切断裂，断裂流率按Moody模型计算得临界流率G=7200kg/(m²·s)，断裂面积A=0.12m²，安全壳自由容积V=50000m³，初始空气温度45℃，假设全部蒸汽滞留在安全壳内并完全混合，求安全壳最终平衡压力。（已知：蒸汽比容0.003m³/kg，空气气体常数287J/(kg·K)，忽略壳壁吸热）答案：1.断裂总质量流：m=G·A·t，取t=10s，m=7200×0.12×10=8640kg2.蒸汽体