2026年大学核工程与核技术(核安全)试题及答案

2026年大学核工程与核技术(核安全)试题及答案一、单项选择题（本大题共20小题，每小题2分，共40分。在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）1.在压水堆核电厂中，控制棒驱动线的主要功能是控制反应堆的反应性。在紧急停堆事故中，控制棒落入堆芯的时间通常要求小于（）。A.1秒B.2秒C.5秒D.10秒2.核安全文化的核心原则中，关于“质疑的态度”描述正确的是（）。A.严格执行规程，不进行任何修改B.面对不确定状态时，应采取保守决策，直到确认无误C.仅在出现异常工况时才需要质疑D.质疑态度仅适用于操作人员，不适用于管理层3.下列哪种辐射类型在物质中的穿透能力最强，但电离能力最弱？（）A.α粒子B.β粒子C.γ射线D.质子4.在反应堆物理热工安全分析中，DNBR（DeparturefromNucleateBoilingRatio）是一个关键的安全参数。对于压水堆，通常规定的稳态工况下DNBR安全限值是（）。A.1.0B.1.5C.1.9D.2.55.确定论安全分析中，用于评估失水事故（LOCA）后果的验收准则主要关注的是（）。A.堆芯功率分布B.燃料包壳峰值温度（PCT）和包壳氧化程度C.反应堆冷却剂系统压力D.安全壳内放射性剂量6.概率安全评价（PSA）中，用于描述事故序列发生频率的指标通常是（）。A.个人年有效剂量B.集体剂量C.核心损坏频率（CDF）D.早期大规模释放频率（LRF）7.在核电厂专设安全设施中，安注系统（RIS）的主要功能是（）。A.控制反应性B.停闭反应堆C.在一回路破口事故时向堆芯注水以冷却燃料D.排出堆芯余热8.裂变产物中，对工作人员内照射危害最大且化学性质活泼的核素主要是（）。A.IB.CC.SD.K9.根据纵深防御原则，第二道防御层的主要目的是（）。A.防止放射性物质释放B.控制异常工况，防止设计基准事故C.防止共模故障D.缓解严重事故后果10.在反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）中，喷放阶段结束后，堆芯冷却进入再淹没阶段，此时主要依靠（）。A.自然循环B.强制循环泵C.安注泵和安注箱D.安全壳喷淋系统11.U吸收热中子后发生裂变，平均每次裂变释放的瞬发中子数约为（）。A.1.0B.2.0C.2.5D.3.012.辐射防护中，为了防止确定性效应（非随机效应），必须保证器官或组织接受的当量剂量不超过（）。A.1mSv/aB.20mSv/aC.50mSvD.0.5Sv13.压水堆一回路冷却剂中添加硼酸的主要目的是（）。A.调节pH值以控制腐蚀B.作为化学毒物控制反应性C.屏蔽中子D.提高冷却剂热容14.关于严重事故管理（SAM），下列说法错误的是（）。A.旨在预防堆芯熔毁后果或缓解其后果B.超出了传统设计基准事故的范围C.不需要考虑氢气爆炸的风险D.需要利用现有设施或临时设备进行干预15.在核反应堆中，负的空泡效应系数意味着（）。A.冷却剂密度下降时，反应性增加B.冷却剂密度下降时，反应性减小C.冷却剂温度升高时，反应性增加D.与冷却剂密度无关16.安全壳作为最后一道放射性屏障，其设计必须能承受（）。A.仅内部高压B.仅外部飞射物撞击C.内部高压、外部飞射物、地震等极端工况D.仅正常运行工况17.韦斯特科特通量（WestcottFlux）用于描述中子场，其中热中子通量密度与超热中子通量密度的比值称为（）。A.镉比B.共振积分C.自屏因子D.热中子利用因子18.核电厂运行期间，二回路蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的主要风险在于（）。A.一回路冷却剂直接通过安全壳旁路排放到大气B.反应堆失去热阱C.堆芯功率失控D.安全壳超压19.国际核事件分级表（INES）中，属于“严重事故”的最高级别是（）。A.4级B.5级C.6级D.7级20.在放射性废物管理中，关于“近地表处置”适用范围的说法，正确的是（）。A.适用于高放废物和α废物B.仅适用于极低放废物C.适用于不含或含极少量长寿命α核素的中低放废物D.适用于所有类型的核电厂运行废物二、判断题（本大题共15小题，每小题2分，共30分。正确的打“√”，错误的打“×”）1.反应堆的剩余释热主要来自于裂变产物的β和γ衰变，在停堆后初期，其功率约为停堆前功率的6%左右。（）2.只要严格遵守操作规程，核电厂就可以实现“零风险”。（）3.所有压水堆核电厂都设置了非能动安全系统，以确保在全厂断电（SBO）情况下的堆芯冷却。（）4.辐射防护的ALARA原则是指将辐射剂量降低到技术经济所能达到的最低水平，但这并不意味着可以忽略合理的社会和经济因素。（）5.在单群中子扩散理论中，中子通量密度在裸堆中的分布满足正弦函数规律。（）6.确定论安全分析通常采用“最佳估算”加“保守裕量”的方法进行分析。（）7.氢气在安全壳内的复合是防止严重事故下氢气爆炸的唯一措施，不需要考虑点火器的使用。（）8.控制棒材料的选取应优先考虑高热中子吸收截面和良好的抗辐照性能，如铪（Hf）或银-铟-镉合金。（）9.核电厂的三废处理系统遵循“浓缩、固化、隔离”的处理原则。（）10.反应堆冷却剂压力边界（RCPB）是防止放射性物质外逸的第二道屏障，不包括蒸汽发生器传热管二次侧。（）11.中子毒物硼在高温下的溶解度会降低，这可能导致在反应堆冷却剂温度升高时出现硼结晶，从而影响安全。（）12.概率安全评价（PSA）一级分析主要关注堆芯损坏频率，不考虑安全壳失效和放射性释放。（）13.契伦科夫辐射是带电粒子在介质中的运动速度超过该介质中的光速时发出的，其特征是发出蓝光。（）14.燃料棒的包壳通常采用锆合金，主要原因是锆合金的热中子吸收截面极低且耐高温高压水腐蚀性能好。（）15.数字化仪控系统（DCS）在核电厂的应用中，必须严格防范共模故障，特别是软件共因故障。（）三、填空题（本大题共15小题，每小题2分，共30分）1.核反应堆达到临界状态的条件是有效增殖因数等于______。2.在辐射防护中，外照射防护的“三要素”是时间、距离和______。3.压水堆核电厂通过调节______和控制棒位置来控制反应堆的功率和反应性。4.U的热中子裂变截面约为______巴恩（barns）。（保留整数）5.事故后监测系统（PAMS）需要在事故发生后提供足够的信息以供操纵员判断，其供电电源通常要求能维持至少______小时。6.在LOCA事故分析中，燃料包壳与水蒸气发生锆-水反应的化学方程式为：Zr7.核安全法规体系（如中国的HAF系列）通常分为四个层次，其中第一层是______。8.纵深防御原则中，用于防止放射性物质释放到环境的实体屏障通常有三道：燃料包壳、一回路压力边界和______。9.中子与物质相互作用的主要方式有势散射、复合核散射和（n,α）等核反应，其中对慢化中子起主要作用的是______。10.在反应堆热工水力设计中，临界热流密度（CHF）通常通过______关系式来计算。11.某放射性核素的半衰期为10小时，其衰变常数λ为______。（计算结果保留三位小数，ln212.压水堆一回路冷却剂中的含氢量控制是为了抑制水的辐射分解，减少______的产生。13.核电厂厂址选择中的“安全基准洪水”通常包括可能最大风暴潮、海啸、溃坝和______等。14.在概率安全评价中，最小割集是指导致顶事件发生的______事件集合。15.应急计划区（EPZ）通常根据烟羽照射途径和食入照射途径划分为烟羽应急计划区和______应急计划区。四、名词解释（本大题共5小题，每小题5分，共25分）1.剩余释热2.纵深防御3.停堆裕度4.多重故障5.集体剂量五、简答题（本大题共6小题，每小题10分，共60分）1.简述压水堆核电厂一回路主泵轴封断裂事故（MSLB）的物理过程及其潜在的安全后果。2.请解释反应堆功率调节中的“多普勒效应”和“慢化剂温度系数”在瞬态过程中的自稳作用机制。3.列举核安全文化中的关键特征，并结合实际说明“决策层的安全承诺”对核安全的影响。4.简述大破口失水事故（LBLOCA）的四个典型物理阶段，并指出每个阶段的主要冷却机制。5.在辐射防护实践中，如何有效地控制内照射污染？请从源项控制、屏障防护和监测三个方面进行阐述。6.解释概率安全评价（PSA）中“共因失效”（CCF）的概念，并说明在可靠性分析中通常采用什么方法来处理此类失效。六、计算题（本大题共3小题，共45分）1.（15分）某核电厂反应堆在停堆前稳定运行了无限长时间，功率为=3000M。假设堆芯剩余释热功率P(t)(1)停堆后10秒时的剩余释热功率。(2)停堆后1小时（3600秒）时的剩余释热功率。(3)若停堆后全厂断电，辅助给水系统失效，只能依靠自然循环排出余热，假设二回路热阱排热能力恒定为10M2.（15分）在一个简单的单群中子扩散模型中，考虑一个裸露的球形临界反应堆。已知该反应堆的半径R=50cm，材料的中子扩散系数D=(1)试推导该球形反应堆的几何曲率的表达式。(2)计算该反应堆的几何曲率。(3)计算该反应堆的材料曲率，并判断该反应堆是否处于临界状态？若不是，应如何调整半径？(注：单群临界方程=或=，=或=时临界。本题中可利用=，其中=D/。假设已知3.（15分）某工作人员在辐射控制区工作，不慎吸入了一定量的放射性气溶胶。经全身计数器测量和生物样品分析，估算出其肺部受到的待积有效剂量为5.0×Sv(1)请计算该工作人员在当年的总累积有效剂量。(2)根据我国《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）及相关核安全法规，职业照射的年有效剂量限值是多少？该工作人员是否超出了剂量限值？(3)若该事故是由于设备密封性失效导致的，请从辐射防护优化（ALARA）的角度，提出两条具体的整改措施。参考答案与解析一、单项选择题1.B[解析]压水堆控制棒驱动线（通常是磁力提升式）的落棒时间设计要求通常在2秒以内，以确保在紧急情况下能快速引入负反应性。2.B[解析]质疑的态度是核安全文化的核心要素之一，要求在面对不确定、异常或未预见的情况时，暂停操作，采取保守的决策，直到确认安全，而不是盲目行事。3.C[解析]γ射线是光子流，不带电，穿透能力最强，需要厚重的混凝土或铅进行屏蔽；α粒子穿透能力最弱（一张纸即可阻挡），但电离能力最强。4.C[解析]DNBR即偏离泡核沸腾比，是衡量压水堆热工水力安全的关键指标。为了防止发生偏离泡核沸腾（DNB）导致包壳烧毁，稳态工况下通常要求DNBR>1.9（具体值依设计而定，WEC准则常为1.9）。5.B[解析]LOCA验收准则主要关注的是防止堆芯燃料包壳温度过高（PCT<1204°C或2204°F）以及包壳氧化程度不超过某一限值（如17%），以保持燃料包壳的完整性，防止大量放射性释放。6.C[解析]PSA一级分析主要计算核心损坏频率，这是衡量堆芯安全水平的重要概率指标。7.C[解析]安注系统（RIS），也称应急堆芯冷却系统（ECCS），其核心功能是在一回路发生破口导致冷却剂流失时，向堆芯注入含硼水，确保堆芯被冷却且处于次临界状态。8.C[解析]Sr是钙的类似物，半衰期长（约28.8年），发射高能β粒子，且易积聚在骨骼中，造成长期的骨内照射，危害极大。I9.B[解析]纵深防御第一层是保守设计；第二层是控制系统和保护系统，用于检测和阻止异常工况发展为事故；第三层是专设安全设施，用于缓解事故后果。10.C[解析]在LOCA的再淹没阶段，主要依靠安注泵（高压安注和低压安注）以及安注箱（利用氮气压力和重力差）将水注入堆芯，冷却过热的燃料棒。11.C[解析]U每次热中子裂变平均产生的瞬发中子数ν约为2.43~2.5。12.C[解析]为了防止确定性效应（如组织坏死、白内障等），任何器官或组织的当量剂量限值通常为50mSv（单年）或眼晶状体20mSv（新标准），但职业照射的确定性效应阈值通常设定在较高水平，50mSv是经典的组织剂量限值。13.B[解析]硼酸中的B具有极高的热中子吸收截面，作为化学毒物溶解在冷却剂中，用于补偿长期的反应性变化（如燃耗）和提供停堆裕度。14.C[解析]严重事故管理必须考虑氢气风险。氢气控制策略包括非能动复合器、点火器以及氢气排放，防止氢气积聚导致爆炸破坏安全壳完整性。15.B[解析]负的空泡效应系数意味着当冷却剂发生沸腾（空泡分数增加，密度下降）时，反应性减小，这是一种内在的自稳安全特性。16.C[解析]安全壳设计基准需承受内部失水事故产生的高压、内部飞射物撞击、外部冲击（如飞机撞击）、地震、龙卷风等多种极端工况的叠加。17.A[解析]镉比用于描述中子能谱，它是覆盖镉片（吸收热中子）和不覆盖镉片时的活化计数之比，反映了热中子与超热中子的比例。18.A[解析]SGTR（蒸汽发生器传热管破裂）事故的严重性在于一回路带放射性的冷却剂直接通过破口进入二回路，若二回路安全阀或排放阀动作，放射性将直接通过未封闭的二回路旁路释放到大气，这是安全壳旁路的一种。19.D[解析]INES7级为特大事故，指堆芯大面积损坏，并有大量放射性释放，造成广泛的健康和环境后果（如切尔诺贝利、福岛）。20.C[解析]近地表处置适用于其中低放废物，且废物中长寿命α核素的比活度必须限制在一定限值以下，以确保对公众的长期辐射影响在可接受范围内。二、判断题1.√[解析]根据ANS/ANS-5.1标准，停堆瞬间剩余释热功率约为满功率的6.2%左右，随后随时间衰减。2.×[解析]核科学和工程中不存在绝对的“零风险”。核安全的目标是将风险降低到可接受水平（AsLowAsReasonablyPracticable），并严格遵守限值。3.×[解析]并非所有压水堆都设置了非能动安全系统。二代及二代加核电站（如M310，大部分在运机组）主要依赖能动安全系统（需要电源驱动）。三代核电（如AP1000）才以非能动安全为特征。4.√[解析]ALARA原则要求在考虑经济和社会因素的前提下，将剂量降至合理可行尽量低，而非不计成本的绝对最低。5.√[解析]在均匀裸堆的单群扩散理论中，稳态中子通量密度分布满足基波模，对于有限圆柱堆通常为贝塞尔函数，但在一维平板或几何简化讨论中常描述为正弦或双曲函数性质，具体对于球形是si6.√[解析]现代确定论安全分析趋向于“最佳估算”方法，但必须配合足够大的“保守裕量”或不确定性分析，以满足安全监管要求。7.×[解析]氢气控制不仅依靠复合器（非能动），在严重事故管理策略中，也会使用点火器（主动点燃氢气防止积聚）或氢气排放。8.√[解析]控制棒材料需要高中子吸收截面、良好的机械性能和辐照稳定性。银-铟-镉（Ag-In-Cd）合金是压水堆常用的控制棒材料，铪（Hf）常用于船用堆或某些特殊设计。9.×[解析]核废物处理原则通常概括为“最小化、减容、固化、隔离”或类似表述。题目中的“浓缩”不准确，应为“减容”或“浓缩”用于特定工艺但不是总原则。更准确的原则是“废物最小化、分类收集、处理、整备、处置”。10.√[解析]RCPB界定为包容带放射性的一回路冷却剂的压力边界，包括压力容器、管道、泵、阀门等。蒸汽发生器传热管一次侧属于RCPB，但二次侧不属于，因为二次侧正常情况下不应有放射性（除了U型管微量泄漏）。11.√[解析]硼酸溶解度随温度降低而升高，随温度升高而降低。在反应堆冷却剂升温过程中，如果硼浓度过高，可能导致硼结晶析出，堵塞管道或影响反应性控制。12.√[解析]PSA一级分析主要始发事件和系统响应，终止于堆芯损坏（CDF）。二级分析关注安全壳响应和放射性释放（LRF/LERF）。13.√[解析]契伦科夫辐射是带电粒子在介质中速度超过介质中光速时产生的电磁辐射，在核反应堆堆芯水下可见特征为幽幽蓝光。14.√[解析]锆合金具有低热中子吸收截面（利于中子经济性）和良好的高温高压水及蒸汽腐蚀性能，是核燃料包壳的首选材料。15.√[解析]数字化仪控系统（I&C）存在软件共因故障的风险。为了防范，通常采用多样化和冗余设计，以及严格的软件V&V（验证与确认）。三、填空题1.1[解析]临界条件=12.屏蔽[解析]外照射防护三要素：时间、距离、屏蔽。3.一回路冷却剂中的硼浓度[解析]化学补偿调节。4.583(或580-585范围)[解析]U热中子裂变截面约为582.2barns，通常取583或585。5.72[解析]事故后监测系统通常要求在全厂断电后由蓄电池供电维持至少72小时，以便监测和决策。6.放[解析]锆-水反应是强放热反应，这是LOCA事故中包壳温度峰值的重要热源。7.中华人民共和国核安全法(或“核安全法”)[解析]中国核安全法规体系第一层是法律《核安全法》。8.安全壳[解析]第三道屏障。9.弹性散射(或势散射)[解析]中子慢化主要依靠与原子核的弹性散射，将中子动能传递给原子核。10.W-3(或“W-3公式”、“CHF关系式”)[解析]压水堆常用W-3或W-2公式计算临界热流密度。11.0.069[解析]λ=12.游离氧(或“氧气”)[解析]加氢是为了抑制辐射分解产生强氧化剂（如氧气、双氧水），保持还原性环境以减少材料腐蚀。13.可能最大暴雨（PMP）[解析]洪水来源包括风暴潮、海啸、溃坝、河流洪水（PMP）等。14.最小[解析]最小割集是指若割集中去掉任何一个基本事件，该割集就不再是割集（即导致顶事件发生的最小组合）。15.食入[解析]应急计划区通常分为烟羽（Plume）EPZ和食入（Ingestion）EPZ。四、名词解释1.剩余释热：指反应堆停堆后，堆芯内由于裂变产物的衰变（β和γ辐射）以及中子俘获产物（如U）的衰变所产生的热量。虽然停堆后裂变链式反应停止，但剩余释热仍占运行功率的相当比例（初期约6%），是事故工况下必须排出的主要热源。2.纵深防御：核安全的基本原则，通过提供多层重叠的防御措施来弥补由于人为错误或设备故障造成的潜在缺陷。这些层级包括：（1）保守设计与高质量建造；（2）监测与控制系统；（3）保护系统及专设安全设施；（4）事故管理程序；（5）应急响应计划。其核心是防止放射性物质释放。3.停堆裕度：指反应堆在所有控制棒（包括最大价值的一束控制棒被卡在堆外）全部插入堆芯后，反应堆所达到的次临界度。通常以Δk4.多重故障：指在核电厂运行中，发生的由单一特定事件引发，导致两个或多个安全系统或部件失效的故障序列，或者是指由两个或多个独立初始事件同时发生导致的故障状态。设计基准事故通常不考虑多重故障，但在严重事故和PSA分析中需重点考虑。5.集体剂量：指受照群体中每个成员的剂量之和，单位通常为人·希沃特。它用于评估辐射照射对群体造成的总体健康危害，是辐射防护优化（ALARA）和风险评价的重要指标。五、简答题1.压水堆一回路主泵轴封断裂事故（MSLB）过程及后果：(1)物理过程：MSLB属于大破口LOCA的一种。事故发生时，一回路冷却剂在高压驱动下从断裂的轴封处迅速喷放，系统压力急剧下降。由于破口位于冷段（通常），导致堆芯冷却剂流量骤减（流量丧失）。(2)安全响应：低压力和低流量信号触发反应堆紧急停堆（SCRAM）。由于压力下降快，高压安注系统可能难以注水，需依赖低压安注系统或安注箱。(3)潜在后果：堆芯冷却恶化：失水导致堆芯可能裸露，若安注不及时，燃料包壳温度可能因剩余释热而迅速升高，导致DNB甚至包壳熔化。安全壳直接加热：虽然主泵位于安全壳内，但喷放的高温高压流体直接排入安全壳大气，导致安全壳压力和温度迅速升高。放射性释放：若堆芯损坏，放射性物质可能进入安全壳；若安全壳完整性丧失（超压失效），则导致环境释放。热阱丧失：若破口导致无法维持正常二回路冷却（需配合其他故障），则加剧热量积聚。2.多普勒效应与慢化剂温度系数的自稳作用：(1)多普勒效应（燃料温度系数）：当反应堆功率升高，燃料温度瞬间升高。燃料核（U）的热运动加剧，吸收中子的共振峰变宽（多普勒展宽），导致共振吸收增加，从而引入负反应性。这是一种瞬时的负反馈，能快速抑制功率的暴涨。(2)慢化剂温度系数：当功率持续升高，热量传递给慢化剂（水），慢化剂温度升高，密度降低。若慢化剂温度系数为负：密度降低导致慢化能力下降和中子泄漏增加，引入负反应性。若慢化剂温度系数为正：密度降低反而引入正反应性，导致不稳定（设计上必须避免）。(3)自稳机制：在正常运行或瞬态中，如果功率意外上升，燃料温度升高导致多普勒负反馈（快作用），随后慢化剂温度升高导致慢化剂负反馈（慢作用）。两者共同作用，使反应堆在不需外部干预的情况下自动回到稳定状态或趋于平衡，体现了核反应堆的内在安全性。3.核安全文化关键特征及决策层承诺：(1)关键特征：决策层的安全承诺：高层领导明确将安全置于生产或进度之上。个人的奉献与质疑的态度：员工严谨执行，对异常状态保持警惕，敢于质疑。持续的改进：通过经验反馈、监督审查不断优化安全绩效。严格的程序与纪律：所有工作基于经过验证的程序。开放的沟通：鼓励报告安全隐患和未遂事件，无责备文化。(2)决策层承诺的影响：资源分配：决策层控制预算和人力，其承诺直接决定了安全设施的维护水平、人员培训的投入以及技术改造的落实。文化导向：领导层的言行决定了组织氛围。若领导只重发电量，员工可能倾向于隐瞒问题；若领导重安全，员工会严格执行规程。风险决策：在面临安全与经济效益冲突时（如是否带缺陷运行），决策层的价值观决定了最终的选择。没有决策层的承诺，安全文化只是空中楼阁。4.大破口失水事故（LBLOCA）的四个阶段及冷却机制：(1)喷放阶段：过程：破口打开，高压冷却剂剧烈喷出，压力迅速降至饱和压力，堆芯流量骤降。冷却：主要依靠冷却剂从破口喷放带走的热量，以及堆芯内液体的闪蒸。此阶段后期堆芯可能开始裸露。(2)再淹没阶段：过程：安注系统启动，水开始从堆芯底部重新进入。冷却：主要依靠安注水（来自安注箱和低压安注泵）对燃料棒的骤冷（Quenching）。两相流（汽液混合）向上流动，带走包壳热量。(3)再充水阶段（注：有时再充水与再淹没合并描述，或再充水指水位上升至堆芯底部）：过程：安注水填充下腔室，直至水位达到堆芯底部。冷却：此时堆芯仍处于高温蒸汽冷却状态，效率较低。(4)长期冷却阶段：过程：堆芯被完全淹没，余热排出系统（RHR）或余热排出换热器投入。冷却：依靠自然循环或强制循环，通过最终热阱（海水/大气）持续排出衰变热，维持堆芯处于冷停堆状态。5.内照射污染控制措施：(1)源项控制：包容：在操作放射性液体或粉末时，必须在手套箱或热室中进行，保持负压，防止放射性物质外逸。通风：保持工作场所合理的通风流向和换气次数，对污染空气进行高效过滤（碘吸附、HEPA过滤）。(2)屏障防护：个人防护装备（PPE）：根据污染风险级别，佩戴防气溶胶口罩（N95以上或正压呼吸器）、气衣、覆盖皮肤的防污染服（纸衣、塑料套鞋）、双层手套。防止放射性物质通过吸入、食入或伤口进入体内。(3)监测与管理：表面污染监测：定期对工作台面、地面、工具及人员手部进行表面污染监测。体内污染监测：通过全身计数器或生物样品分析（尿样、粪样）监测工作人员体内核素含量。区域管理：严格划分控制区、监督区，设置卫生通过间（淋浴、更衣），防止交叉污染。6.PSA中共因失效（CCF）及处理方法：(1)概念：共因失效是指由同一特定原因（如设计缺陷、制造缺陷、维修错误、环境因素如洪水、火灾、或人因错误）导致两个或多个冗余部件或系统同时失效的现象。CCF是破坏冗余系统有效性的主要因素，可能导致事故序列发生概率被低估。(2)处理方法：显式建模：在故障树或事件树中，将共因事件作为独立的顶事件或中间事件进行建模。参数模型：使用通用的参数模型（如α因子模型、β因子模型、MGL模型）来计算CCF的发生概率。这些模型基于统计数据，将系统总失效概率分解为独立失效部分和共因失效部分。多样化防御：在系统设计中引入多样性（如不同厂家的泵、不同原理的仪控系统），以降低共因失效的可能性。六、计算题1.解