2025年核電站入職考試題及答案一、單項(xiàng)選擇題（每題2分，共40分）1.壓水堆核電站中，控制棒的主要材料是（）。A.鈾-235B.鎘或硼C.鋯合金D.石墨答案：B解析：控制棒通過吸收中子調(diào)節(jié)反應(yīng)性，鎘、硼等材料中子吸收截面大，是常用控制棒材料；鈾-235是核燃料，鋯合金用于燃料包殼，石墨是氣冷堆慢化劑。2.以下不屬于核安全“縱深防御”原則的是（）。A.設(shè)計(jì)上防止偏離正常運(yùn)行B.事故后減輕放射性后果C.單一故障準(zhǔn)則D.僅依賴操作員手動(dòng)干預(yù)答案：D解析：縱深防御包含五道防線，涵蓋設(shè)計(jì)預(yù)防、故障控制、事故緩解、包容放射性、應(yīng)急響應(yīng)，不依賴單一手動(dòng)干預(yù)。3.核燃料循環(huán)中，“后處理”的主要目的是（）。A.提取未燃燒的鈾和钚B.生產(chǎn)新的核燃料C.處理低放廢液D.降低燃料富集度答案：A解析：后處理通過化學(xué)方法分離乏燃料中的鈾、钚和裂變產(chǎn)物，實(shí)現(xiàn)資源再利用，減少高放廢物量。4.輻射防護(hù)的“ALARA原則”指（）。A.合理可行盡量低B.絕對(duì)最低輻射量C.平均劑量限制D.事故后快速響應(yīng)答案：A解析：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）是輻射防護(hù)的核心原則，要求在合理可行范圍內(nèi)將劑量降至最低。5.壓水堆一回路冷卻劑的主要功能不包括（）。A.傳遞熱量B.慢化中子C.控制反應(yīng)性D.包容放射性答案：D解析：一回路冷卻劑（含硼水）的功能是傳熱、慢化中子（水的慢化作用）、通過硼濃度調(diào)節(jié)反應(yīng)性；包容放射性主要依靠燃料包殼和壓力容器。6.核電站應(yīng)急計(jì)劃區(qū)中，“煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)”的主要關(guān)注風(fēng)險(xiǎn)是（）。A.地面沉積放射性B.早期放射性煙羽照射C.食物和水的污染D.長(zhǎng)期輻射暴露答案：B解析：煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)（通常半徑3-10公里）重點(diǎn)防范事故初期放射性煙羽的外照射和吸入內(nèi)照射；食入應(yīng)急計(jì)劃區(qū)關(guān)注長(zhǎng)期污染。7.以下哪種射線穿透能力最強(qiáng)？（）A.α射線B.β射線C.γ射線D.中子射線答案：C解析：γ射線是電磁輻射，穿透能力遠(yuǎn)強(qiáng)于α（被紙阻擋）、β（被鋁箔阻擋）；中子射線穿透能力雖強(qiáng)，但需重物質(zhì)（如鉛+石蠟）屏蔽，而γ需鉛或混凝土。8.核反應(yīng)堆處于“次臨界”狀態(tài)時(shí)，有效增殖因子k_eff（）。A.大于1B.等于1C.小于1D.無法確定答案：C解析：k_eff=1為臨界（自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)），k_eff>1為超臨界（功率上升），k_eff<1為次臨界（功率下降）。9.壓水堆蒸汽發(fā)生器的主要功能是（）。A.將一回路熱量傳遞給二回路B.產(chǎn)生高壓蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)C.儲(chǔ)存應(yīng)急冷卻水D.過濾放射性物質(zhì)答案：A解析：蒸汽發(fā)生器是一、二回路的熱交換設(shè)備，一回路高溫高壓水通過U型管將熱量傳遞給二回路水，使其蒸發(fā)為蒸汽。10.核電站“定期試驗(yàn)”的主要目的是（）。A.驗(yàn)證設(shè)備在事故工況下的可用性B.提高機(jī)組發(fā)電效率C.減少放射性廢物產(chǎn)生D.培訓(xùn)操作員應(yīng)急技能答案：A解析：定期試驗(yàn)是核安全法規(guī)要求的預(yù)防性措施，通過模擬異常工況測(cè)試安全系統(tǒng)（如應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)）的功能有效性。11.以下哪種核素屬于高放廢物？（）A.鈷-60（半衰期5.27年）B.銫-137（半衰期30年）C.钚-239（半衰期2.4萬年）D.氚（半衰期12.3年）答案：C解析：高放廢物含長(zhǎng)壽命、高活度核素（如钚-239、镎-237），需地質(zhì)處置；其他選項(xiàng)多為中低放廢物。12.核安全文化的核心是（）。A.遵守操作規(guī)程B.全員參與和持續(xù)改進(jìn)C.依賴技術(shù)設(shè)備D.事故后追責(zé)答案：B解析：核安全文化強(qiáng)調(diào)“安全第一”的意識(shí)，要求所有人員主動(dòng)參與風(fēng)險(xiǎn)識(shí)別，通過培訓(xùn)和反饋實(shí)現(xiàn)持續(xù)改進(jìn)。13.壓水堆“安注系統(tǒng)”在LOCA（冷卻劑喪失事故）中的主要作用是（）。A.降低安全殼溫度B.向堆芯注入冷卻水，防止燃料熔化C.隔離一回路與外界D.排出堆芯余熱答案：B解析：安注系統(tǒng)（應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)）在一回路大破口時(shí)，通過高壓注射、低壓注射等階段向堆芯注水，維持燃料包殼冷卻，防止堆芯熔毀。14.以下關(guān)于“劑量限值”的描述，錯(cuò)誤的是（）。A.公眾年有效劑量限值為1mSvB.職業(yè)人員年有效劑量限值為20mSv（平均5年）C.孕婦胎兒劑量限值為0.5mSvD.應(yīng)急干預(yù)時(shí)劑量限值可放寬至100mSv答案：D解析：應(yīng)急干預(yù)時(shí)，為搶救生命，可允許職業(yè)人員接受不超過500mSv的劑量（IAEA標(biāo)準(zhǔn)），但需嚴(yán)格評(píng)估必要性。15.核反應(yīng)堆“控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)”的密封方式通常為（）。A.機(jī)械密封B.磁力密封C.填料密封D.焊接密封答案：B解析：壓水堆控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)通過磁力耦合實(shí)現(xiàn)無泄漏驅(qū)動(dòng)，避免一回路壓力邊界的動(dòng)密封泄漏風(fēng)險(xiǎn)。16.以下哪種事故屬于“設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故”？（）A.超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的大飛機(jī)撞擊B.主泵全停導(dǎo)致的自然循環(huán)失效C.地震超過設(shè)計(jì)烈度D.恐怖襲擊破壞安全殼答案：B解析：設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故是核電廠設(shè)計(jì)時(shí)考慮的最大可信事故（如主管道雙端剪切斷裂、主泵全停），其后果需被安全系統(tǒng)控制；超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（如極端外部事件）需額外緩解措施。17.核電站“三廢”處理中，“廢氣”的主要處理方法是（）。A.壓縮固化后填埋B.過濾+延遲衰變后高空排放C.化學(xué)沉淀后蒸發(fā)D.水泥固化后暫存答案：B解析：廢氣（如氙、氪等放射性氣體）通過高效過濾器去除氣溶膠，經(jīng)衰變箱延遲（使短壽命核素衰變）后，通過高煙囪稀釋排放，確保公眾劑量符合限值。18.以下關(guān)于“核臨界安全”的描述，正確的是（）。A.臨界事故不會(huì)釋放大量放射性B.富集鈾溶液的臨界質(zhì)量與體積無關(guān)C.水是中子慢化劑，可能增加臨界風(fēng)險(xiǎn)D.固體鈾金屬的臨界質(zhì)量比溶液低答案：C解析：水的慢化作用會(huì)提高中子與鈾-235的反應(yīng)概率，可能降低臨界質(zhì)量，增加臨界風(fēng)險(xiǎn)；臨界事故會(huì)釋放中子和γ射線，可能伴隨放射性物質(zhì)泄漏；溶液的臨界質(zhì)量與體積、濃度相關(guān)；固體鈾的臨界質(zhì)量通常高于溶液（因溶液中中子慢化更有效）。19.壓水堆“穩(wěn)壓器”的主要功能是（）。A.穩(wěn)定一回路壓力B.調(diào)節(jié)二回路蒸汽流量C.儲(chǔ)存硼酸溶液D.監(jiān)測(cè)堆芯中子通量答案：A解析：穩(wěn)壓器通過電加熱或噴淋水調(diào)節(jié)一回路壓力，防止超壓或欠壓導(dǎo)致的冷卻劑沸騰（欠壓時(shí)）或設(shè)備損壞（超壓時(shí)）。20.以下哪種材料用于核反應(yīng)堆的中子屏蔽？（）A.鉛B.聚乙烯C.不銹鋼D.銅答案：B解析：聚乙烯含大量氫原子，可有效慢化中子（氫的質(zhì)量與中子相近，碰撞后中子能量快速降低）；鉛主要屏蔽γ射線。二、判斷題（每題1分，共10分）1.核反應(yīng)堆的“停堆”意味著鏈?zhǔn)椒磻?yīng)完全終止，堆芯無余熱產(chǎn)生。（）答案：×解析：停堆后，裂變產(chǎn)物的衰變?nèi)詴?huì)產(chǎn)生余熱（約為額定功率的3%-5%），需持續(xù)冷卻。2.輻射防護(hù)中，“外照射”的主要防護(hù)手段是時(shí)間、距離、屏蔽，“內(nèi)照射”的主要手段是防止吸入或食入。（）答案：√解析：外照射通過減少接觸時(shí)間、增加距離、設(shè)置屏蔽（如鉛板）防護(hù)；內(nèi)照射需通過控制放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)（如佩戴口罩、避免直接接觸）。3.壓水堆一回路與二回路是直接連通的，因此二回路水帶有放射性。（）答案：×解析：一、二回路通過蒸汽發(fā)生器隔離，二回路水正常情況下無放射性；若蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂，二回路可能被污染。4.核安全法規(guī)要求核電站必須設(shè)置“多重冗余”的安全系統(tǒng)，以應(yīng)對(duì)單一故障。（）答案：√解析：?jiǎn)我还收蠝?zhǔn)則要求系統(tǒng)在任何單一故障（如一臺(tái)泵失效）下仍能完成安全功能，需通過冗余設(shè)計(jì)（如多臺(tái)泵并聯(lián)）實(shí)現(xiàn)。5.氡氣是天然放射性物質(zhì)，與核電站運(yùn)行無關(guān)。（）答案：√解析：氡氣（Rn-222）是鈾-238衰變鏈產(chǎn)物，廣泛存在于土壤和巖石中，屬于天然本底輻射，與核電站無關(guān)。6.核燃料“富集度”越高，臨界質(zhì)量越小，因此高富集鈾的臨界安全風(fēng)險(xiǎn)更大。（）答案：√解析：富集度越高，鈾-235含量越多，中子吸收概率越大，臨界質(zhì)量（引發(fā)自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的最小質(zhì)量）越小，更易發(fā)生臨界事故。7.核電站“安全殼”的主要作用是防止外部事件（如地震、臺(tái)風(fēng)）破壞反應(yīng)堆。（）答案：×解析：安全殼是放射性物質(zhì)的最后一道屏障，主要功能是在事故（如LOCA）時(shí)包容一回路泄漏的放射性物質(zhì)，防止向環(huán)境釋放。8.核電廠“定期安全審查”僅需在機(jī)組投運(yùn)后10年進(jìn)行一次。（）答案：×解析：定期安全審查（PSR）需周期性進(jìn)行（通常每10年一次），以評(píng)估老化設(shè)備、技術(shù)進(jìn)步和法規(guī)更新對(duì)安全的影響，確保機(jī)組長(zhǎng)期安全運(yùn)行。9.輻射劑量的單位“希沃特（Sv）”是衡量輻射對(duì)人體生物效應(yīng)的當(dāng)量劑量單位，1Sv=1000mSv。（）答案：√解析：希沃特（Sv）是當(dāng)量劑量單位，反映不同射線的生物效應(yīng)差異；1Sv=1000mSv=1000000μSv。10.壓水堆“堆芯補(bǔ)水箱”在正常運(yùn)行時(shí)處于滿水狀態(tài)，用于事故時(shí)向一回路補(bǔ)水。（）答案：×解析：堆芯補(bǔ)水箱（安注系統(tǒng)的一部分）正常運(yùn)行時(shí)充氮?dú)饧訅海瑑?chǔ)存含硼水，事故時(shí)通過壓力差自動(dòng)向一回路注入。三、簡(jiǎn)答題（每題8分，共40分）1.簡(jiǎn)述壓水堆核電站的“五大關(guān)鍵系統(tǒng)”及其核心功能。答案：壓水堆核電站的五大關(guān)鍵系統(tǒng)包括：（1）核島系統(tǒng)（NSSS）：包含反應(yīng)堆壓力容器、一回路主管道、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵等，負(fù)責(zé)實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)并將核能轉(zhuǎn)化為熱能。（2）常規(guī)島系統(tǒng)（BOP）：包括汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、凝汽器、給水泵等，將二回路蒸汽的熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能，再轉(zhuǎn)化為電能。（3）安全系統(tǒng)（如應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)）：在事故工況下維持堆芯冷卻，防止放射性物質(zhì)釋放。（4）輻射防護(hù)與三廢處理系統(tǒng)：包括輻射監(jiān)測(cè)儀表、廢氣/廢液處理裝置（如衰變箱、蒸發(fā)塔）、固體廢物壓縮/固化設(shè)備，確保輻射劑量符合限值，減少廢物排放。（5）儀控系統(tǒng)（DCS）：通過分布式控制系統(tǒng)監(jiān)測(cè)和控制反應(yīng)堆功率、溫度、壓力等參數(shù)，實(shí)現(xiàn)自動(dòng)調(diào)節(jié)和事故報(bào)警。2.說明“核安全文化”的內(nèi)涵及對(duì)核電站運(yùn)行的意義。答案：核安全文化是組織和個(gè)人在核安全方面的價(jià)值觀、態(tài)度和行為模式的總和，核心是“安全第一”的意識(shí)。其內(nèi)涵包括：（1）全員參與：從管理層到一線員工均需主動(dòng)承擔(dān)安全責(zé)任，而非僅依賴監(jiān)管。（2）質(zhì)疑態(tài)度：對(duì)異?，F(xiàn)象保持警惕，不盲目遵循經(jīng)驗(yàn)，需驗(yàn)證后再行動(dòng)。（3）學(xué)習(xí)與改進(jìn)：通過事件分析（包括自身和行業(yè)內(nèi)事件）持續(xù)完善流程和培訓(xùn)。（4）透明與溝通：信息及時(shí)共享，避免因信息不對(duì)稱導(dǎo)致決策失誤。意義：核安全文化是技術(shù)和管理措施的補(bǔ)充，能減少人為失誤（如操作錯(cuò)誤、隱瞞異常），確保安全系統(tǒng)的有效性，是核電站長(zhǎng)期安全運(yùn)行的根本保障。3.列舉三種常見的核反應(yīng)堆事故類型，并簡(jiǎn)述其應(yīng)對(duì)措施。答案：（1）冷卻劑喪失事故（LOCA）：一回路管道破裂導(dǎo)致冷卻劑泄漏，堆芯可能失冷。應(yīng)對(duì)措施：觸發(fā)安注系統(tǒng)（高壓/低壓注射）向堆芯注水；啟動(dòng)安全殼噴淋系統(tǒng)降低安全殼壓力和溫度；隔離破口管道，防止放射性擴(kuò)散。（2）主泵全停事故（失去廠外電源）：主泵停運(yùn)導(dǎo)致一回路自然循環(huán)能力不足，堆芯余熱無法有效導(dǎo)出。應(yīng)對(duì)措施：?jiǎn)?dòng)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)恢復(fù)主泵供電；若柴油發(fā)電機(jī)失效，依靠蓄壓箱向堆芯注入含硼水；監(jiān)測(cè)堆芯溫度，必要時(shí)啟動(dòng)安全殼隔離。（3）蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）：一回路放射性水泄漏至二回路，可能污染汽輪機(jī)系統(tǒng)。應(yīng)對(duì)措施：隔離故障蒸汽發(fā)生器；啟動(dòng)二回路放射性監(jiān)測(cè)，若劑量超標(biāo)，緊急停堆；通過一回路補(bǔ)硼控制反應(yīng)性，防止功率回升。4.解釋“輻射防護(hù)三原則”及其在核電站中的具體應(yīng)用。答案：輻射防護(hù)三原則為：（1）實(shí)踐的正當(dāng)性：任何涉及輻射的實(shí)踐需帶來的利益大于可能的危害。核電站應(yīng)用：建設(shè)前需進(jìn)行環(huán)境影響評(píng)價(jià)，論證發(fā)電效益（如減少碳排放）大于輻射風(fēng)險(xiǎn)。（2）劑量限制：職業(yè)人員和公眾的劑量不得超過法規(guī)限值（職業(yè)人員年均20mSv，公眾1mSv）。核電站應(yīng)用：通過設(shè)置輻射控制區(qū)（如紅區(qū)、黃區(qū)、綠區(qū)）限制人員進(jìn)入高劑量區(qū)域；為員工配備個(gè)人劑量計(jì)，定期監(jiān)測(cè)。（3）ALARA原則（合理可行盡量低）：在考慮經(jīng)濟(jì)和社會(huì)因素后，將劑量降至最低。核電站應(yīng)用：優(yōu)化檢修流程（如縮短高劑量區(qū)域工作時(shí)間）；采用遠(yuǎn)程操作工具（如機(jī)械臂）減少人員直接接觸輻射源；改進(jìn)屏蔽設(shè)計(jì)（如增加鉛板厚度）降低劑量率。5.簡(jiǎn)述“核燃料循環(huán)”的主要環(huán)節(jié)，并說明“閉式循環(huán)”與“開式循環(huán)”的區(qū)別。答案：核燃料循環(huán)包括：（1）前端環(huán)節(jié)：鈾礦開采→鈾濃縮（提高鈾-235豐度）→燃料元件制造（如壓水堆燃料棒）。（2）堆內(nèi)環(huán)節(jié)：燃料在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生裂變，釋放能量。（3）后端環(huán)節(jié)：乏燃料處理（存儲(chǔ)→后處理或直接處置）。閉式循環(huán)與開式循環(huán)的區(qū)別：-開式循環(huán)（一次通過）：乏燃料經(jīng)短期冷卻后直接地質(zhì)處置，不回收鈾、钚等可裂變材料，資源利用率低（約1%），但工藝簡(jiǎn)單，無擴(kuò)散風(fēng)險(xiǎn)。-閉式循環(huán)：乏燃料經(jīng)后處理分離鈾、钚，再制成混合氧化物燃料（MOX）返回反應(yīng)堆使用，資源利用率可提升至約60%，但后處理技術(shù)復(fù)雜，存在核擴(kuò)散風(fēng)險(xiǎn)（钚可用于制造武器）。四、案例分析題（每題15分，共30分）案例1：某壓水堆核電站在滿功率運(yùn)行時(shí)，主控制室顯示“一回路壓力快速下降”，同時(shí)“穩(wěn)壓器水位降低”，“安全殼壓力上升”。問題：（1）判斷可能的事故類型；（2）列出操作員應(yīng)采取的應(yīng)急操作步驟；（3）說明需重點(diǎn)監(jiān)測(cè)的參數(shù)及目的。答案：（1）可能事故：一回路主管道破裂導(dǎo)致的冷卻劑喪失事故（LOCA），屬設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。（2）應(yīng)急操作步驟：①立即手動(dòng)觸發(fā)停堆（插入所有控制棒），終止鏈?zhǔn)椒磻?yīng)；②確認(rèn)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（安注系統(tǒng)）自動(dòng)啟動(dòng)：高壓注射泵向一回路注入含硼水，低壓注射泵從換料水箱取水持續(xù)注水；③啟動(dòng)安全殼噴淋系統(tǒng)，通過噴灑含硼水降低安全殼壓力和溫度，減少放射性物質(zhì)泄漏；④隔離與一回路相連的非安全相關(guān)系統(tǒng)（如化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的取樣管線），防止放射性擴(kuò)散；⑤通知應(yīng)急指揮中心，啟動(dòng)廠內(nèi)應(yīng)急響應(yīng)程序，準(zhǔn)備向場(chǎng)外應(yīng)急機(jī)構(gòu)報(bào)告。（3）重點(diǎn)監(jiān)測(cè)參數(shù)及目的：-一回路壓力/溫度：判斷堆芯冷卻狀態(tài)，壓力低于飽和壓力可能導(dǎo)致冷卻劑沸騰，加劇燃料包殼損壞；-堆芯出口溫度（如RCS溫度）：監(jiān)測(cè)是否出現(xiàn)過熱點(diǎn)，溫度異常升高可能預(yù)示燃料熔化；-安全殼壓力/濕度：評(píng)估安全殼完整性，壓力持續(xù)上升可能提示噴淋系統(tǒng)失效或破口擴(kuò)大；-放射性監(jiān)測(cè)（如安全殼大氣中的碘-131、銫-137活度）：判斷放射性釋放量是否超過場(chǎng)外應(yīng)急行動(dòng)水平（如需疏散周邊居民）。案例2：某核