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2025年核电电站运行工程师面试题目及答案

一、专业基础与系统认知类问题

问题1：请详细描述压水堆核电站一回路系统（RCS）的核心功能、主要组成及正常运行时的关键参数范围，并说明RCS压力控制的原理与冗余设计逻辑。

答案：

压水堆一回路系统（RCS）的核心功能是通过冷却剂（高纯水）将反应堆堆芯产生的热量导出，传递给二回路蒸汽发生器，同时维持堆芯处于次临界状态，防止冷却剂沸腾。其主要组成包括反应堆压力容器（RPV）、主冷却剂泵（主泵）、蒸汽发生器（SG）、稳压器（PRZ）及连接管道。

正常运行时，关键参数范围为：冷却剂平均温度约290-310℃（具体数值因堆型设计略有差异），系统压力15.2-15.5MPa（由稳压器控制），主泵流量单台约18000-20000m3/h（四台主泵时总流量约72000-80000m3/h），堆芯出口温度与入口温度差约30-35℃（反映换热量）。

RCS压力控制的核心设备是稳压器，其通过电加热元件和喷淋阀实现压力调节：当系统压力低于整定值（如15.4MPa）时，电加热器启动，使稳压器内部分水蒸发为蒸汽，压力上升；当压力高于整定值（如15.6MPa）时，喷淋阀开启，向稳压器注入低温冷却剂，蒸汽凝结，压力下降。冗余设计体现在：稳压器配备多组独立加热元件（通常分主、辅两组）和冗余喷淋管线，同时设置安全阀（通常4台，2台主用、2台备用）作为超压保护的最后屏障，确保单一设备失效时仍能维持压力稳定。此外，RCS压力信号由多个独立传感器（至少4通道）采集，避免单一信号故障导致误动作。

问题2：主蒸汽系统（MSS）的主要隔离逻辑是什么？当某台蒸汽发生器（SG）发生传热管破裂（SGTR）时，如何通过主蒸汽隔离阀（MSIV）实现事故隔离？需结合《核动力厂运行安全规定》（HAF103）说明操作依据。

答案：

主蒸汽系统隔离逻辑的核心是防止放射性物质通过二回路扩散，同时避免一回路冷却剂过度流失。正常运行时，每台蒸汽发生器对应的主蒸汽隔离阀（MSIV）处于开启状态；当触发以下任一条件时，MSIV自动关闭：（1）一回路压力低低（P-6）；（2）蒸汽管道破裂（通过蒸汽流量与给水流量偏差大触发）；（3）蒸汽发生器水位低低（L-3）；（4）反应堆紧急停堆（SCRAM）。

当发生SGTR时，判断依据包括：该蒸汽发生器二次侧放射性监测（如主蒸汽管道γ剂量率）异常升高，蒸汽发生器水位与给水流量、蒸汽流量不匹配（给水流量＞蒸汽流量，因一回路水泄漏至二次侧），一回路冷却剂体积下降（稳压器水位降低）。根据HAF103第5章“运行限值和条件”，此时需立即隔离故障蒸汽发生器，防止放射性物质进入二回路并扩散至环境。

具体操作步骤：（1）确认SGTR信号（核对至少2个独立放射性监测点数据，排除仪表故障）；（2）触发该蒸汽发生器对应的MSIV自动关闭（若未自动动作，手动操作关闭）；（3）关闭该蒸汽发生器的主给水隔离阀，停止向故障SG供水，避免二次侧水体积过度膨胀；（4）检查其他蒸汽发生器运行参数，调整二回路负荷分配（若为多SG机组），维持电网供电稳定性；（5）汇报值长及技术支持部门，启动《蒸汽发生器传热管破裂事故处理规程》（EOP-3），监测一回路压力、稳压器水位及堆芯温度，必要时启动安全注入系统（SIS）补充冷却剂。

二、操作与异常处理类问题

问题3：某压水堆核电站在100%功率运行时，1号主泵轴封泄漏量突然从正常的1.2L/min升至3.5L/min（报警阈值为3L/min），且泄漏温度由45℃升至60℃。请分析可能原因，并描述你作为操纵员的处理流程。

答案：

可能原因分析：主泵轴封系统由三级密封组成，一级密封为机械密封（正常泄漏量约0.5-1.5L/min），二级密封为压力屏障（泄漏量≤0.5L/min），三级密封为安全屏障（正常无泄漏）。泄漏量突然升高且温度上升，可能的原因包括：（1）一级密封面磨损（如动静环间隙增大）；（2）密封水过滤器堵塞（导致密封水流量不足，摩擦生热增加）；（3）密封水热交换器故障（冷却效果下降，密封水温度升高，加剧密封面磨损）；（4）轴封注水压力波动（如轴封泵故障或出口阀门误关，导致密封水压力降低，密封面贴合不紧密）。

处理流程：

（1）立即确认仪表信号（检查DCS画面、就地压力表及泄漏量测量装置，排除传感器故障）；

（2）监测主泵轴承振动、电机电流及一回路压力变化（若泄漏量持续升高可能导致一回路冷却剂流失，压力下降）；

（3）检查轴封系统参数：①轴封注水压力（正常3.5-4.0MPa，低于3.2MPa需启动备用轴封泵）；②密封水流量（正常8-10m3/h，低于7m3/h触发报警）；③热交换器进出口温差（正常约10-15℃，若温差＜5℃可能为热交换器堵塞