2025年核反應(yīng)堆安全分析考核試卷及答案一、單項(xiàng)選擇題（每題2分，共20分）1.中國(guó)核安全法規(guī)體系中，明確規(guī)定核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位為核安全第一責(zé)任主體的法規(guī)是（）。A.《中華人民共和國(guó)核安全法》B.《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAD102/01）C.《核電廠運(yùn)行安全規(guī)定》（HAD103/01）D.《核安全設(shè)備監(jiān)督管理?xiàng)l例》2.壓水堆（PWR）中，當(dāng)冷卻劑系統(tǒng)壓力低于穩(wěn)壓器安全閥開(kāi)啟壓力但高于安注系統(tǒng)啟動(dòng)壓力時(shí)，最可能觸發(fā)的安全動(dòng)作是（）。A.緊急停堆（SCRAM）B.高壓安注系統(tǒng)（HPSI）投入C.安全殼噴淋系統(tǒng)啟動(dòng)D.輔助給水系統(tǒng)（AFW）切換3.事故容錯(cuò)燃料（ATF）相較于傳統(tǒng)UO?-Zr包殼燃料，其核心安全優(yōu)勢(shì)是（）。A.提高熱導(dǎo)率，降低燃料中心溫度B.增強(qiáng)抗高溫氧化能力，延緩氫氣生成C.減少裂變產(chǎn)物釋放率D.提升燃耗深度，延長(zhǎng)換料周期4.核反應(yīng)堆反應(yīng)性溫度系數(shù)為負(fù)時(shí)，溫度升高會(huì)（）。A.增加反應(yīng)性，加劇功率上升B.降低反應(yīng)性，抑制功率上升C.對(duì)反應(yīng)性無(wú)影響D.先增加后降低反應(yīng)性5.對(duì)于嚴(yán)重事故管理（SAM），以下措施中不屬于緩解堆芯熔化后果的是（）。A.向堆腔注入冷卻水實(shí)施堆內(nèi)熔融物滯留（IVR）B.啟動(dòng)安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)（FCVS）C.投入應(yīng)急硼化系統(tǒng)稀釋冷卻劑D.利用外部水源冷卻壓力容器外表面6.沸水堆（BWR）與壓水堆（PWR）在安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)上的主要差異是（）。A.BWR無(wú)蒸汽發(fā)生器，直接利用反應(yīng)堆冷卻劑驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)B.BWR的控制棒從堆芯頂部插入，PWR從底部插入C.BWR的安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，PWR為單層D.BWR的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）僅包含低壓安注7.核安全文化中“保守決策”原則的核心要求是（）。A.優(yōu)先選擇技術(shù)成熟的方案，避免創(chuàng)新風(fēng)險(xiǎn)B.在不確定性條件下，假設(shè)最不利情況并采取防護(hù)措施C.嚴(yán)格遵循歷史經(jīng)驗(yàn)，不輕易調(diào)整運(yùn)行規(guī)程D.以經(jīng)濟(jì)效益為導(dǎo)向，平衡安全與成本8.計(jì)算堆芯余熱時(shí)，通常采用的經(jīng)驗(yàn)公式是（）。A.點(diǎn)堆動(dòng)力學(xué)方程B.貝克勒爾公式（Beckerleformula）C.韋布爾分布（Weibulldistribution）D.西屋公司余熱經(jīng)驗(yàn)式（Westinghousedecayheatformula）9.以下事故中，屬于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（DBA）的是（）。A.主蒸汽管道雙端斷裂（MSLB）B.反應(yīng)堆壓力容器大破口（大破口LOCA）C.全廠斷電（SBO）持續(xù)72小時(shí)D.地震超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)（SSE+）導(dǎo)致安全殼失效10.核電廠概率安全分析（PSA）中，一級(jí)PSA的主要目標(biāo)是（）。A.評(píng)估堆芯損傷頻率（CDF）B.計(jì)算大量放射性釋放頻率（LERF）C.分析安全殼完整性D.優(yōu)化運(yùn)行規(guī)程二、簡(jiǎn)答題（每題8分，共40分）1.簡(jiǎn)述壓水堆喪失主給水事故（LOFW）的發(fā)展過(guò)程及關(guān)鍵緩解措施。2.解釋“反應(yīng)性控制”在核反應(yīng)堆安全中的作用，并列舉三種主要反應(yīng)性控制手段。3.對(duì)比分析小破口失水事故（SBLOCA）與大破口失水事故（LBLOCA）在事故序列、安全系統(tǒng)響應(yīng)上的差異。4.說(shuō)明核電廠安全殼的功能分級(jí)（初級(jí)功能、次級(jí)功能），并舉例說(shuō)明其失效模式。5.結(jié)合2023年IAEA最新版《核動(dòng)力廠安全要求》（NS-R-1），簡(jiǎn)述“縱深防御”原則的五層具體措施。三、計(jì)算題（每題10分，共20分）1.某壓水堆堆芯熱功率為3400MW，停堆后1小時(shí)的余熱功率為額定功率的3%。若此時(shí)應(yīng)急冷卻系統(tǒng)的排熱能力為120MW，計(jì)算堆芯每小時(shí)的蓄熱量（假設(shè)堆芯平均比熱容為3.5kJ/(kg·℃)，堆芯總質(zhì)量為80噸），并判斷是否存在超溫風(fēng)險(xiǎn)（提示：蓄熱量=余熱功率-排熱能力）。2.某反應(yīng)堆燃料組件的慢化劑溫度系數(shù)為-2×10??Δk/k·℃，冷卻劑平均溫度因事故升高50℃。若初始有效增殖因子k?ff=1.005，計(jì)算溫度變化后的k?ff值，并判斷反應(yīng)性是否可控（提示：反應(yīng)性ρ=(k?ff-1)/k?ff，溫度引起的反應(yīng)性變化Δρ=溫度系數(shù)×ΔT）。四、案例分析題（20分）某百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電廠在滿功率運(yùn)行時(shí)，主控室報(bào)警顯示“穩(wěn)壓器壓力低”（壓力從15.5MPa降至14.8MPa），同時(shí)“穩(wěn)壓器水位低”（水位從50%降至35%）。后續(xù)監(jiān)測(cè)到一回路冷卻劑流量下降0.5%，二回路蒸汽流量與給水流量基本平衡。（1）分析可能的故障原因；（2）描述運(yùn)行人員應(yīng)采取的應(yīng)急操作步驟；（3）若故障未及時(shí)緩解，可能引發(fā)哪些后續(xù)事故序列？2025年核反應(yīng)堆安全分析考核答案一、單項(xiàng)選擇題1.A（《核安全法》第三條明確營(yíng)運(yùn)單位主體責(zé)任）2.B（安注系統(tǒng)啟動(dòng)壓力通常低于安全閥開(kāi)啟壓力，優(yōu)先注入冷卻水）3.B（ATF的核心目標(biāo)是延緩高溫下包殼氧化，減少氫氣生成）4.B（負(fù)溫度系數(shù)意味著溫度升高會(huì)引入負(fù)反應(yīng)性，抑制功率上升）5.C（應(yīng)急硼化用于反應(yīng)性控制，不直接緩解堆芯熔化）6.A（BWR無(wú)蒸汽發(fā)生器，冷卻劑直接進(jìn)入汽輪機(jī)）7.B（保守決策要求在不確定時(shí)假設(shè)最壞情況）8.D（余熱計(jì)算常用西屋或ANSI/ANS-5.1標(biāo)準(zhǔn)公式）9.B（大破口LOCA是典型DBA，其他選項(xiàng)為超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故）10.A（一級(jí)PSA聚焦堆芯損傷頻率）二、簡(jiǎn)答題1.發(fā)展過(guò)程：主給水喪失→蒸汽發(fā)生器（SG）水位下降→SG二次側(cè)熱量無(wú)法有效導(dǎo)出→一回路熱量積累→冷卻劑溫度、壓力上升→穩(wěn)壓器安全閥可能開(kāi)啟→冷卻劑通過(guò)安全閥排放至安全殼→一回路壓力下降→觸發(fā)緊急停堆（SCRAM）→若輔助給水（AFW）未及時(shí)投入，SG持續(xù)干涸→燃料包殼溫度升高→可能導(dǎo)致包殼氧化及裂變產(chǎn)物釋放。關(guān)鍵緩解措施：①立即啟動(dòng)輔助給水系統(tǒng)，恢復(fù)SG給水；②確認(rèn)緊急停堆觸發(fā)，控制棒全插入；③監(jiān)測(cè)穩(wěn)壓器壓力，必要時(shí)手動(dòng)隔離安全閥；④若AFW失效，啟動(dòng)安全注入系統(tǒng)向一回路補(bǔ)水，通過(guò)SG二次側(cè)排熱（需確認(rèn)SG完整性）。2.作用：反應(yīng)性控制是維持反應(yīng)堆臨界狀態(tài)、防止超功率運(yùn)行的核心手段，確保在正常運(yùn)行、功率調(diào)節(jié)及事故工況下反應(yīng)性始終可控。主要手段：①控制棒（吸收中子，快速調(diào)節(jié)反應(yīng)性）；②化學(xué)補(bǔ)償（硼濃度調(diào)節(jié)，用于長(zhǎng)期反應(yīng)性控制）；③可燃毒物（如Gd?O?，補(bǔ)償初始過(guò)剩反應(yīng)性）。3.差異：-事故序列：SBLOCA破口較?。ㄈ鏒N50管道斷裂），一回路壓力下降較慢，冷卻劑流失速率低；LBLOCA破口大（如主管道雙端斷裂），壓力驟降，冷卻劑快速排空。-安全系統(tǒng)響應(yīng)：SBLOCA觸發(fā)高壓安注（HPSI）持續(xù)注入，同時(shí)低壓安注（LPSI）可能因壓力降低較晚啟動(dòng)；LBLOCA因壓力驟降，HPSI很快失效，LPSI和安全殼再循環(huán)模式快速投入，需依賴堆芯再淹沒(méi)能力。4.功能分級(jí)：-初級(jí)功能：包容放射性物質(zhì)，防止向環(huán)境釋放（如正常運(yùn)行時(shí)的密封作用）；-次級(jí)功能：提供事故工況下的附加防護(hù)（如承受LOCA壓力、溫度載荷，過(guò)濾排放）。失效模式：①設(shè)計(jì)缺陷導(dǎo)致密封失效（如貫穿件泄漏）；②超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)壓力導(dǎo)致結(jié)構(gòu)破裂；③長(zhǎng)期高溫高壓下材料老化（如混凝土開(kāi)裂）。5.縱深防御五層措施（依據(jù)IAEANS-R-12023版）：①第一層：高質(zhì)量設(shè)計(jì)與建造，確保設(shè)備可靠性（如冗余安全系統(tǒng)）；②第二層：運(yùn)行管理，嚴(yán)格遵守規(guī)程（如定期試驗(yàn)、培訓(xùn)）；③第三層：應(yīng)急停堆與事故緩解（如ECCS投入）；④第四層：嚴(yán)重事故管理（如IVR、安全殼冷卻）；⑤第五層：場(chǎng)外應(yīng)急（如應(yīng)急計(jì)劃區(qū)劃分、公眾防護(hù)）。三、計(jì)算題1.蓄熱量計(jì)算：余熱功率=3400MW×3%=102MW排熱能力=120MW（注意：此處排熱能力大于余熱功率，實(shí)際蓄熱量應(yīng)為負(fù)，但需按題目提示計(jì)算）蓄熱量=余熱功率-排熱能力=102MW-120MW=-18MW（即堆芯每小時(shí)釋放18MJ熱量，無(wú)超溫風(fēng)險(xiǎn)）。（注：若題目中排熱能力為120MW是“排熱能力不足”，可能為筆誤，實(shí)際應(yīng)余熱功率大于排熱能力才會(huì)蓄熱。假設(shè)題目中“排熱能力為120MW”為“排熱能力為80MW”，則蓄熱量=102-80=22MW=22×10?J/s×3600s=7.92×101?J；堆芯溫升ΔT=Q/(mc)=7.92×101?J/(80×103kg×3.5×103J/(kg·℃))≈283℃，存在超溫風(fēng)險(xiǎn)。但按原題數(shù)據(jù)，答案應(yīng)為無(wú)風(fēng)險(xiǎn)。）2.反應(yīng)性變化計(jì)算：初始反應(yīng)性ρ?=(1.005-1)/1.005≈0.004975（約497.5pcm）溫度引起的反應(yīng)性變化Δρ=-2×10??×50=-1×10?3（-1000pcm）最終反應(yīng)性ρ=ρ?+Δρ=497.5pcm-1000pcm=-502.5pcm最終k?ff=1/(1-ρ)=1/(1+0.0005025)≈0.9995（k?ff<1，反應(yīng)性可控）。四、案例分析題（1）可能原因：①穩(wěn)壓器電加熱器故障（無(wú)法維持壓力）；②穩(wěn)壓器噴淋閥內(nèi)漏（冷卻水進(jìn)入穩(wěn)壓器，降低壓力和水位）；③一回路微小泄漏（如閥門、管道焊縫滲漏，導(dǎo)致冷卻劑流失，壓力和水位緩慢下降）；④壓力傳感器故障（需驗(yàn)證其他參數(shù)一致性）。（2）應(yīng)急操作步驟：①確認(rèn)穩(wěn)壓器壓力、水位趨勢(shì)，檢查一回路其他參數(shù)（如冷卻劑溫度、流量）是否匹配；②手動(dòng)啟動(dòng)穩(wěn)壓器電加熱器，提升壓力（若加熱器正常）；③隔離噴淋閥（若判斷為噴淋閥內(nèi)漏）；④啟動(dòng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（CVCS）向一回路補(bǔ)水，維持穩(wěn)壓器水位；⑤監(jiān)測(cè)安