2025年二級(jí)核工程師《核工程原理與核安全技術(shù)》備考題庫(kù)及答案解析單位所屬部門(mén)：________姓名：________考場(chǎng)號(hào)：________考生號(hào)：________一、選擇題1.核反應(yīng)堆中，中子經(jīng)濟(jì)性最好的反應(yīng)堆類(lèi)型是（）A.氣體冷卻堆B.液體金屬冷卻堆C.壓水堆D.快堆答案：D解析：快堆利用快中子引發(fā)裂變，中子經(jīng)濟(jì)性高，因?yàn)榭熘凶硬粫?huì)被慢化，可以更有效地維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，并且可以回收從反應(yīng)堆中取出的乏燃料中的次級(jí)裂變材料，實(shí)現(xiàn)更高的燃料利用率。2.核燃料棒在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生傳熱的主要方式是（）A.輻射傳熱B.對(duì)流傳熱C.傳導(dǎo)傳熱D.熱對(duì)流和熱傳導(dǎo)答案：C解析：核燃料棒在反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的熱量主要通過(guò)燃料棒材料本身進(jìn)行傳導(dǎo)，傳遞到包殼和冷卻劑中。雖然輻射和對(duì)流也存在，但傳導(dǎo)是主要的傳熱方式。3.核電站中，用于監(jiān)測(cè)反應(yīng)堆堆芯功率分布的儀表是（）A.中子劑量率儀B.中子注量率儀C.蒸汽流量計(jì)D.壓力表答案：B解析：中子注量率儀用于測(cè)量反應(yīng)堆堆芯內(nèi)中子注量率的空間分布，從而反映堆芯功率分布情況。這是反應(yīng)堆運(yùn)行監(jiān)控的重要手段。4.核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)中的“三道屏障”不包括以下哪一項(xiàng)（）A.燃料芯塊B.包殼C.堆芯圍板D.安全殼答案：C解析：核反應(yīng)堆的“三道屏障”是指燃料芯塊、包殼和安全殼。燃料芯塊將裂變產(chǎn)物包容在內(nèi)，包殼將芯塊與冷卻劑分開(kāi)，安全殼則將整個(gè)反應(yīng)堆廠房封閉，防止放射性物質(zhì)外泄。5.核燃料循環(huán)中的“后處理”工藝主要目的是（）A.提高燃料利用率B.回收鈾和钚C.增加燃料裂變性能D.減少燃料體積答案：B解析：核燃料后處理是指從乏燃料中分離出鈾、钚等可裂變材料以及長(zhǎng)壽命放射性廢物的過(guò)程，目的是回收有價(jià)值的核燃料，減少高放廢物的體積和放射性水平。6.核電站中，用于冷卻反應(yīng)堆堆芯的冷卻劑通常具有哪些特點(diǎn)（）A.高沸點(diǎn)、高密度、低腐蝕性B.低沸點(diǎn)、低密度、高腐蝕性C.高沸點(diǎn)、低密度、高腐蝕性D.低沸點(diǎn)、高密度、低腐蝕性答案：A解析：反應(yīng)堆冷卻劑需要具備高沸點(diǎn)以適應(yīng)高溫運(yùn)行，高密度以提高冷卻效率，低腐蝕性以保護(hù)反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料。壓水堆常用的水就具有這些特點(diǎn)。7.核輻射防護(hù)中，ALARA原則指的是（）A.盡可能降低輻射暴露B.嚴(yán)格遵守安全規(guī)程C.接受必要的輻射劑量D.使用屏蔽材料答案：A解析：ALARA是"合理可行盡量低"（AsLowAsReasonablyAchievable）的縮寫(xiě)，是核輻射防護(hù)的基本原則，要求在保證工作正常進(jìn)行的前提下，將工作人員的輻射劑量盡可能降低到最低水平。8.核反應(yīng)堆堆芯中，控制棒的主要作用是（）A.吸收中子，調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率B.引發(fā)中子，維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)C.冷卻堆芯，防止過(guò)熱D.分離鈾和钚答案：A解析：控制棒通過(guò)吸收中子來(lái)調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟(jì)性，從而控制反應(yīng)堆的功率水平。插入堆芯越多，吸收中子越多，反應(yīng)堆功率越低。9.核電站中，安全殼的主要功能是（）A.防止放射性物質(zhì)外泄B.維持反應(yīng)堆壓力C.冷卻反應(yīng)堆堆芯D.引發(fā)中子鏈?zhǔn)椒磻?yīng)答案：A解析：安全殼是核電站的重要安全設(shè)施，其設(shè)計(jì)目的是在事故情況下防止放射性物質(zhì)泄漏到環(huán)境中，保護(hù)公眾安全。它具有高機(jī)械強(qiáng)度和密閉性。10.核材料衡算的主要目的是（）A.監(jiān)控核材料的使用情況B.防止核材料非法擴(kuò)散C.確保核反應(yīng)堆安全運(yùn)行D.優(yōu)化核燃料循環(huán)答案：B解析：核材料衡算是對(duì)核材料進(jìn)行系統(tǒng)的記錄和跟蹤，確保核材料得到妥善保管和使用，防止其被非法獲取或擴(kuò)散，是核安全的重要保障措施。11.核反應(yīng)堆冷卻劑在正常運(yùn)行時(shí)，通常處于什么狀態(tài)（）A.液態(tài)B.氣態(tài)C.液態(tài)和氣態(tài)的混合物D.固態(tài)答案：A解析：核反應(yīng)堆冷卻劑在正常運(yùn)行壓力和溫度下，為了有效進(jìn)行熱交換并保持堆芯冷卻，通常處于液態(tài)。例如，壓水堆使用加壓水作為冷卻劑，使其在高溫下保持液態(tài)。12.核燃料棒包殼的主要功能是（）A.固定燃料顆粒B.導(dǎo)出熱量C.包裹裂變產(chǎn)物，防止其逃逸D.減緩中子速度答案：C解析：核燃料棒包殼是包覆在燃料顆粒外面的薄壁金屬管，其主要功能是將燃料芯塊產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物包容在內(nèi)，防止其泄漏到冷卻劑中，維持反應(yīng)堆的安全運(yùn)行。13.核反應(yīng)堆中，控制反應(yīng)堆功率升降的主要設(shè)備是（）A.安全棒B.控制棒C.中子反射器D.燃料棒答案：B解析：控制棒通過(guò)吸收中子的多少來(lái)調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟(jì)性，從而控制反應(yīng)堆的功率水平。提升控制棒吸氘量，反應(yīng)堆功率降低；降低控制棒吸氘量，反應(yīng)堆功率升高。14.核電站安全系統(tǒng)中，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）的主要作用是（）A.在正常功率運(yùn)行時(shí)冷卻堆芯B.在事故工況下向堆芯提供應(yīng)急冷卻C.控制反應(yīng)堆功率D.提供反應(yīng)堆啟動(dòng)功率答案：B解析：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）是核電站的安全系統(tǒng)之一，主要用于在反應(yīng)堆主冷卻系統(tǒng)失效等事故工況下，向堆芯提供應(yīng)急冷卻，防止堆芯過(guò)熱熔化，確保反應(yīng)堆安全。15.核材料管制中的“雙重鎖”措施是指（）A.兩個(gè)人同時(shí)鎖住材料容器B.使用兩種不同的鎖來(lái)保護(hù)材料容器C.在兩個(gè)不同的位置設(shè)置鎖來(lái)保護(hù)材料D.對(duì)材料進(jìn)行兩次稱(chēng)重檢查答案：A解析：核材料管制中的“雙重鎖”措施是指要求至少兩個(gè)人同時(shí)在場(chǎng)并共同操作鎖具才能打開(kāi)含有核材料的容器，這是一種物理保護(hù)措施，用于防止核材料被盜或非法轉(zhuǎn)移。16.核輻射防護(hù)中，時(shí)間防護(hù)是指（）A.增加與輻射源的距離B.減少接觸輻射源的時(shí)間C.使用屏蔽材料D.穿著防護(hù)服答案：B解析：核輻射防護(hù)中的“時(shí)間防護(hù)”是指通過(guò)縮短與輻射源接觸的時(shí)間來(lái)減少輻射劑量接收量。輻射劑量與接觸時(shí)間成正比，減少接觸時(shí)間即可有效降低輻射暴露。17.核反應(yīng)堆壓力容器的主要功能是（）A.容納冷卻劑B.包裹燃料棒C.承受反應(yīng)堆運(yùn)行壓力，并容納堆芯D.引發(fā)中子鏈?zhǔn)椒磻?yīng)答案：C解析：核反應(yīng)堆壓力容器是反應(yīng)堆的核心部件，它是一個(gè)堅(jiān)固的密閉容器，用于承受反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)的高溫高壓，并容納反應(yīng)堆堆芯、燃料棒、控制棒等部件。18.核燃料后處理技術(shù)的主要目的是（）A.生產(chǎn)新的核燃料B.處理核廢料C.提高核燃料利用率D.研發(fā)新型反應(yīng)堆答案：A解析：核燃料后處理技術(shù)是指從乏燃料中分離出未燃耗的鈾、钚等可裂變材料，以及高放廢料的過(guò)程。其主要目的是回收有價(jià)值的核燃料，用于制造新的核燃料，實(shí)現(xiàn)核燃料的循環(huán)利用。19.核電站中，儀表和控制系統(tǒng)（I&C）系統(tǒng)的主要作用是（）A.監(jiān)測(cè)和控制系統(tǒng)反應(yīng)堆運(yùn)行B.產(chǎn)生反應(yīng)堆所需功率C.冷卻反應(yīng)堆堆芯D.提供反應(yīng)堆啟動(dòng)能量答案：A解析：核電站的儀表和控制系統(tǒng)（I&C）系統(tǒng)負(fù)責(zé)監(jiān)測(cè)反應(yīng)堆的各種參數(shù)（如溫度、壓力、流量、中子注量率等），并根據(jù)預(yù)定程序自動(dòng)或手動(dòng)控制反應(yīng)堆的運(yùn)行，確保反應(yīng)堆在安全、穩(wěn)定的狀態(tài)下運(yùn)行。20.核安全文化是指（）A.遵守核安全法規(guī)B.在組織內(nèi)部建立的一套共享的價(jià)值觀和行為規(guī)范C.使用核安全設(shè)備D.進(jìn)行核安全培訓(xùn)答案：B解析：核安全文化是指在核設(shè)施運(yùn)營(yíng)組織內(nèi)部建立的一套共享的價(jià)值觀、信念、態(tài)度、優(yōu)先次序和行為的總和，它影響組織內(nèi)所有人員的決策和行動(dòng)，是確保核安全的基礎(chǔ)。二、多選題1.核反應(yīng)堆中，影響中子經(jīng)濟(jì)性的主要因素有哪些（）A.燃料類(lèi)型B.中子泄漏率C.中子吸收截面D.冷卻劑特性E.控制棒位置答案：ABCE解析：核反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟(jì)性是指中子利用的效率，主要受燃料類(lèi)型（影響中子吸收和產(chǎn)生）、中子泄漏率（影響中子循環(huán)）、中子吸收截面（影響中子與材料作用的概率）以及冷卻劑特性（影響中子慢化和傳輸）等因素的影響?？刂瓢粑恢猛ㄟ^(guò)改變中子吸收率直接影響反應(yīng)堆功率和運(yùn)行狀態(tài)，也屬于中子經(jīng)濟(jì)性的調(diào)節(jié)因素。2.核電站安全系統(tǒng)中，屬于嚴(yán)重事故工況的有（）。A.堆芯熔化B.一回路壓力容器破裂C.安全殼失效D.蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂E.冷卻劑泵卡澀答案：ABC解析：核電站嚴(yán)重事故工況通常指可能導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中的事件。堆芯熔化、一回路壓力容器破裂導(dǎo)致冷卻劑大量釋放、安全殼失效均屬于嚴(yán)重事故工況。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂可能導(dǎo)致部分放射性物質(zhì)進(jìn)入二回路，引發(fā)放射性水平升高，但通常不直接導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。冷卻劑泵卡澀主要影響冷卻循環(huán)，屬于一般運(yùn)行故障。3.核材料衡算的主要內(nèi)容包括哪些方面（）A.核材料的種類(lèi)和數(shù)量記錄B.核材料的來(lái)源和去向追蹤C(jī).核材料的貯存和運(yùn)輸管理D.核材料的使用和損耗分析E.核材料的防護(hù)和安保措施答案：ABCD解析：核材料衡算是對(duì)核材料進(jìn)行系統(tǒng)的記錄、追蹤和分析，以確保核材料的可追溯性和完整性。這包括核材料的種類(lèi)和數(shù)量記錄（A）、來(lái)源和去向追蹤（B）、使用和損耗分析（D），以及這些活動(dòng)的管理與控制。核材料的貯存和運(yùn)輸管理（C）以及防護(hù)和安保措施（E）是核材料管理的重要組成部分，但衡算本身更側(cè)重于數(shù)量和流向的精確記錄與分析。4.核輻射防護(hù)中，外照射防護(hù)的主要措施有哪些（）A.增加與輻射源的距離B.減少接觸輻射源的時(shí)間C.使用屏蔽材料D.穿著個(gè)人防護(hù)用品E.降低輻射源的強(qiáng)度答案：ABC解析：核輻射防護(hù)中，外照射防護(hù)主要采用“距離防護(hù)”、“時(shí)間防護(hù)”和“屏蔽防護(hù)”三個(gè)原則。增加與輻射源的距離（A）可以使劑量率降低（與距離平方成反比）；減少接觸輻射源的時(shí)間（B）可以直接減少劑量接收量；使用屏蔽材料（C）可以吸收穿透輻射，減少到達(dá)人體的劑量。穿著個(gè)人防護(hù)用品（D）主要是針對(duì)內(nèi)照射防護(hù)或作為附加防護(hù)；降低輻射源的強(qiáng)度（E）是源頭控制，雖然有效，但并非外照射防護(hù)的直接措施。5.核燃料循環(huán)的主要環(huán)節(jié)包括哪些（）A.核燃料的制備B.核燃料的irradiationC.乏燃料的后處理D.核燃料的利用E.核材料的純化答案：ABCD解析：核燃料循環(huán)是指核燃料從制備到最終處置的整個(gè)過(guò)程，主要包括核燃料的制備（A，如鈾濃縮、燃料元件制造）、核燃料在反應(yīng)堆中的利用（D，即裂變過(guò)程）、乏燃料的后處理（C，如分離鈾和钚等有用材料及處理長(zhǎng)壽命廢料）以及核材料的回收和再利用等環(huán)節(jié)。核材料的純化（E）是燃料制備過(guò)程中的一個(gè)步驟，而非獨(dú)立的循環(huán)環(huán)節(jié)。6.核反應(yīng)堆壓力容器的設(shè)計(jì)需要考慮哪些安全要求（）A.承受反應(yīng)堆運(yùn)行壓力B.防止燃料棒破損C.包容堆芯D.保證冷卻劑流動(dòng)E.防止中子輻射損傷答案：AC解析：核反應(yīng)堆壓力容器是核電站最關(guān)鍵的部件之一，其設(shè)計(jì)必須滿(mǎn)足嚴(yán)格的安全要求。首要的是能夠承受反應(yīng)堆正常運(yùn)行和事故工況下產(chǎn)生的高溫高壓（A）。其次，它需要牢固地包容住整個(gè)堆芯，防止其向反應(yīng)堆廠房外泄漏（C）。防止燃料棒破損（B）和保證冷卻劑流動(dòng)（D）是其他系統(tǒng)或部件的功能，壓力容器的主要功能是承壓和包容。中子輻射損傷（E）是壓力容器材料面臨的問(wèn)題，需要在材料選擇和設(shè)計(jì)壽命考慮，但不是設(shè)計(jì)的主要安全功能要求。7.核電站中，安全系統(tǒng)通常具備哪些特點(diǎn)（）A.高可靠性B.高安全性C.獨(dú)立性D.自動(dòng)化E.可冗余配置答案：ACDE解析：核電站的安全系統(tǒng)是為了防止和緩解嚴(yán)重事故而設(shè)計(jì)的，因此必須具備極高的可靠性（A）、安全性和獨(dú)立性（B、C），以確保在正常操作和事故工況下都能有效執(zhí)行安全功能。自動(dòng)化（D）是現(xiàn)代安全系統(tǒng)的重要特征，可以提高響應(yīng)速度和準(zhǔn)確性。為了確保極端情況下系統(tǒng)也能正常工作，安全系統(tǒng)通常采用冗余配置（E），即設(shè)置多套獨(dú)立的安全系統(tǒng)或部件，當(dāng)一套失效時(shí)，另一套可以接管。8.核材料管制的主要目的是什么（）A.防止核材料被盜或非法轉(zhuǎn)移B.確保核材料得到妥善保管和使用C.監(jiān)督核材料的科學(xué)研究D.控制核材料的生產(chǎn)規(guī)模E.保障核設(shè)施安全運(yùn)行答案：ABE解析：核材料管制的主要目的是為了防止核材料（如鈾、钚等）被非法獲取、擴(kuò)散或用于非和平目的（A）。這包括確保核材料在儲(chǔ)存、使用、運(yùn)輸?shù)雀鱾€(gè)環(huán)節(jié)得到嚴(yán)格的保管和使用（B）。有效的核材料管制是保障核設(shè)施安全運(yùn)行（E）和防止核擴(kuò)散的重要手段。監(jiān)督核材料的科學(xué)研究（C）和控制核材料的生產(chǎn)規(guī)模（D）雖然也與核材料管理相關(guān)，但不是核材料管制的核心目的。9.核反應(yīng)堆冷卻劑可能存在的傳熱惡化現(xiàn)象包括哪些（）A.蒸汽空泡B.流動(dòng)沸騰C.流動(dòng)不穩(wěn)定性D.雜質(zhì)沉積E.冷卻劑粘性增加答案：ABC解析：核反應(yīng)堆冷卻劑傳熱惡化是指冷卻劑的傳熱性能下降，導(dǎo)致堆芯局部過(guò)熱。蒸汽空泡（A）的形成會(huì)顯著降低傳熱效率。流動(dòng)沸騰（B）發(fā)生在冷卻劑流經(jīng)堆芯通道時(shí)發(fā)生相變，可能導(dǎo)致傳熱系數(shù)下降和流動(dòng)不穩(wěn)定性。流動(dòng)不穩(wěn)定性（C）本身也可能導(dǎo)致傳熱不均勻和局部惡化。雜質(zhì)沉積（D）和冷卻劑粘性增加（E）會(huì)降低冷卻劑的流動(dòng)性能，可能間接影響傳熱，但蒸汽空泡和流動(dòng)沸騰是更直接的傳熱惡化現(xiàn)象。10.核安全文化包含哪些核心要素（）A.對(duì)核安全的承諾B.安全意識(shí)C.安全技能D.安全責(zé)任E.安全信息的公開(kāi)透明答案：ABCDE解析：核安全文化是指在核設(shè)施運(yùn)營(yíng)組織內(nèi)部建立的一套共享的價(jià)值觀、信念、態(tài)度、優(yōu)先次序和行為的總和。其核心要素包括組織對(duì)核安全的承諾（A）、全體員工的安全意識(shí)（B）、具備必要的安全技能（C）、明確的安全責(zé)任（D）以及安全信息的公開(kāi)透明和有效溝通（E）。這些要素共同作用，形成一種重視安全的組織氛圍，是確保核安全的基石。11.核反應(yīng)堆中，哪些因素會(huì)影響反應(yīng)堆的功率分布（）A.燃料棒位置B.燃料棒燃耗程度C.控制棒插入深度D.冷卻劑流量分布E.中子注量率答案：ABCD解析：反應(yīng)堆的功率分布取決于中子在堆芯中的行為，而中子行為又受到燃料棒特性、幾何布置、控制棒位置、冷卻劑特性和流量分布等因素的影響。燃料棒位置（A）決定了中子在該位置的注量率。燃料棒燃耗程度（B）影響其吸收截面的變化，進(jìn)而影響其功率輸出能力。控制棒插入深度（C）通過(guò)改變局部中子吸收率來(lái)調(diào)節(jié)功率分布。冷卻劑流量分布（D）會(huì)影響燃料棒溫度，進(jìn)而通過(guò)溫度系數(shù)影響功率分布。中子注量率（E）是功率分布的結(jié)果，而非影響因素。12.核電站嚴(yán)重事故預(yù)防措施通常包括哪些（）A.加強(qiáng)反應(yīng)堆堆芯熔化防護(hù)B.提高安全殼完整性C.完善嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)D.優(yōu)化運(yùn)行規(guī)程E.降低一回路壓力答案：ABCD解析：核電站嚴(yán)重事故預(yù)防措施是一個(gè)綜合性的體系，旨在防止嚴(yán)重事故的發(fā)生或減輕其后果。這包括加強(qiáng)反應(yīng)堆堆芯熔化防護(hù)（A），防止堆芯熔化事故的發(fā)生；提高安全殼完整性（B），確保其在事故中能有效包容放射性物質(zhì)；完善嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)（C），如事故蒸汽冷卻劑注入系統(tǒng)（ACIS）、安全殼冷卻系統(tǒng)（CSS）等，以應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故工況；以及優(yōu)化運(yùn)行規(guī)程（D），避免操作失誤導(dǎo)致事故。降低一回路壓力（E）并非通用的嚴(yán)重事故預(yù)防措施，某些事故工況下可能需要維持或調(diào)整壓力。13.核材料衡算在核燃料循環(huán)的哪些環(huán)節(jié)中至關(guān)重要（）A.鈾濃縮B.核燃料制造C.核反應(yīng)堆運(yùn)行D.乏燃料運(yùn)輸E.乏燃料后處理答案：ABCDE解析：核材料衡算在核燃料循環(huán)的各個(gè)關(guān)鍵環(huán)節(jié)都至關(guān)重要。在鈾濃縮（A）環(huán)節(jié)，需要精確控制濃縮鈾的產(chǎn)量和純度。在核燃料制造（B）環(huán)節(jié)，需要確保燃料元件的裝載量和質(zhì)量準(zhǔn)確無(wú)誤。在核反應(yīng)堆運(yùn)行（C）環(huán)節(jié)，需要監(jiān)控燃料棒中鈾和钚的burnup情況。在乏燃料運(yùn)輸（D）環(huán)節(jié)，需要確保運(yùn)輸過(guò)程中的核材料數(shù)量和放射性水平得到精確控制和記錄。在乏燃料后處理（E）環(huán)節(jié)，需要精確分離和計(jì)量鈾、钚等有價(jià)材料和長(zhǎng)壽命廢料。因此，核材料衡算貫穿整個(gè)核燃料循環(huán)。14.核輻射防護(hù)中，內(nèi)照射防護(hù)的主要措施有哪些（）A.使用密閉設(shè)備B.穿著防護(hù)服C.采用無(wú)塵操作D.佩戴呼吸防護(hù)器E.進(jìn)行定期體檢答案：CDE解析：核輻射防護(hù)中，內(nèi)照射是指放射性核素進(jìn)入人體內(nèi)部（如通過(guò)呼吸、食入、皮膚傷口滲入）造成的輻射照射。內(nèi)照射防護(hù)的主要措施是防止放射性物質(zhì)進(jìn)入人體。采用無(wú)塵操作（C）可以減少放射性粉末的吸入。佩戴呼吸防護(hù)器（D）可以有效阻止放射性氣溶膠進(jìn)入呼吸道。定期體檢（E）是監(jiān)測(cè)內(nèi)照射暴露效果的手段，雖然不是防護(hù)措施本身，但有助于早期發(fā)現(xiàn)健康影響。使用密閉設(shè)備（A）和穿著防護(hù)服（B）主要是外照射防護(hù)措施。15.核反應(yīng)堆壓力容器通常采用哪些材料制造（）A.鋯合金B(yǎng).鍵合金C.鎳基合金D.鉻鉬鋼E.鋼鐵答案：DE解析：核反應(yīng)堆壓力容器是承受高溫高壓的厚壁容器，通常采用具有良好力學(xué)性能、耐腐蝕性和中子輻照抗性的材料制造。鋼鐵（E）是壓力容器主體結(jié)構(gòu)的主要材料，通常為低合金高強(qiáng)度鋼。鉻鉬鋼（D）是用于制造反應(yīng)堆壓力容器的常用鋼種，具有優(yōu)異的高溫強(qiáng)度和韌性。鋯合金（A）主要用于制造反應(yīng)堆的一回路冷卻劑管道和穩(wěn)壓器，而不是壓力容器本身。鍵合金（B）和鎳基合金（C）雖然具有某些優(yōu)異性能，但不是核反應(yīng)堆壓力容器的主要材料。16.核電站安全分析中，通常需要考慮哪些類(lèi)型的事故（）A.設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故B.小概率事件C.嚴(yán)重事故D.運(yùn)行異常E.自然災(zāi)害答案：ABCE解析：核電站安全分析是為了評(píng)估核電站的安全性，需要考慮各種可能發(fā)生的工況和事故。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（A）是核電站設(shè)計(jì)和運(yùn)行所依據(jù)的一組假定可能發(fā)生的、可預(yù)期應(yīng)對(duì)的嚴(yán)重事故，用于驗(yàn)證安全系統(tǒng)的有效性。大概率事件（B）雖然發(fā)生概率高，但通常后果較輕，主要在運(yùn)行規(guī)程和常規(guī)維護(hù)中考慮。嚴(yán)重事故（C）是極端事故工況，可能導(dǎo)致放射性物質(zhì)大量釋放，是安全分析的重點(diǎn)。運(yùn)行異常（D）是指偏離正常運(yùn)行狀態(tài)，但通常不涉及嚴(yán)重安全問(wèn)題。自然災(zāi)害（E），如地震、洪水、海嘯等，是設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的一部分，或需要單獨(dú)進(jìn)行安全分析，因?yàn)槠洳豢深A(yù)見(jiàn)性和潛在破壞力巨大。17.核材料保護(hù)的目標(biāo)是什么（）A.防止核材料丟失B.防止核材料被盜C.防止核材料非法轉(zhuǎn)讓D.防止核材料誤用E.確保核材料賬實(shí)相符答案：ABCDE解析：核材料保護(hù)的目標(biāo)是全面防止核材料的不正當(dāng)流失，這包括多個(gè)方面：防止核材料丟失（A），即確保材料在儲(chǔ)存、使用、運(yùn)輸過(guò)程中不發(fā)生意外失落；防止核材料被盜（B），即防止其被非法盜??；防止核材料非法轉(zhuǎn)讓?zhuān)–），即防止其被非法轉(zhuǎn)給非授權(quán)方；防止核材料誤用（D），即防止其被用于非和平目的；以及確保核材料賬實(shí)相符（E），即確保記錄的材料數(shù)量與實(shí)際擁有的數(shù)量一致，這是實(shí)現(xiàn)其他保護(hù)目標(biāo)的基礎(chǔ)。18.核輻射監(jiān)測(cè)通常包括哪些內(nèi)容（）A.環(huán)境監(jiān)測(cè)B.工作人員劑量監(jiān)測(cè)C.核材料衡算監(jiān)測(cè)D.設(shè)備運(yùn)行監(jiān)測(cè)E.放射性廢物監(jiān)測(cè)答案：ABE解析：核輻射監(jiān)測(cè)是核安全的重要保障措施，旨在了解輻射環(huán)境狀況和保護(hù)工作人員安全。主要包括：環(huán)境監(jiān)測(cè)（A），監(jiān)測(cè)廠區(qū)內(nèi)外環(huán)境的輻射水平，評(píng)估輻射影響；工作人員劑量監(jiān)測(cè)（B），監(jiān)測(cè)工作人員在作業(yè)過(guò)程中接受的輻射劑量，確保其不超過(guò)限值；放射性廢物監(jiān)測(cè)（E），監(jiān)測(cè)放射性廢物的放射性水平和成分，確保其得到妥善處理和處置。核材料衡算監(jiān)測(cè)（C）側(cè)重于材料數(shù)量和流向的核查，雖然與輻射安全相關(guān)，但性質(zhì)不同。設(shè)備運(yùn)行監(jiān)測(cè)（D）屬于常規(guī)運(yùn)行維護(hù)范疇，不是輻射監(jiān)測(cè)的直接內(nèi)容。19.核燃料循環(huán)后處理技術(shù)的優(yōu)點(diǎn)可能包括哪些（）A.提高鈾資源利用率B.減少高放廢物體積C.生產(chǎn)新的核燃料D.降低核材料裂變產(chǎn)物毒性E.實(shí)現(xiàn)核能可持續(xù)發(fā)展答案：ABCE解析：核燃料循環(huán)后處理技術(shù)的主要優(yōu)點(diǎn)包括：提高鈾資源利用率（A），通過(guò)回收乏燃料中的鈾和钚，可以大幅增加核燃料的供應(yīng)；減少高放廢物體積（B），后處理可以將乏燃料中的長(zhǎng)壽命放射性核素與短壽命核素分離，顯著減少需要長(zhǎng)期處置的高放廢物體積；生產(chǎn)新的核燃料（C），回收的鈾和钚可以重新制成核燃料，用于核反應(yīng)堆；實(shí)現(xiàn)核能可持續(xù)發(fā)展（E），通過(guò)燃料循環(huán)利用，可以更有效地利用核資源，延長(zhǎng)核能供應(yīng)時(shí)間。降低核材料裂變產(chǎn)物毒性（D）是后處理的目標(biāo)之一，但效果取決于具體的后處理技術(shù)和流程，并非所有裂變產(chǎn)物毒性都能同等程度降低。20.核安全文化建設(shè)的核心在于（）A.高層管理層的承諾和參與B.全體員工的共同責(zé)任C.建立有效的安全管理系統(tǒng)D.強(qiáng)化的安全培訓(xùn)和教育E.持續(xù)的安全改進(jìn)答案：ABCDE解析：核安全文化建設(shè)的核心是一個(gè)系統(tǒng)工程，需要多方面的要素共同作用。高層管理層的承諾和參與（A）是安全文化建設(shè)的根本，決定了資源的投入和優(yōu)先級(jí)。全體員工的共同責(zé)任（B）意味著安全是每個(gè)人的分內(nèi)事。建立有效的安全管理系統(tǒng)（C）提供了安全管理的框架和流程。強(qiáng)化的安全培訓(xùn)和教育（D）提升了員工的安全意識(shí)和技能。持續(xù)的安全改進(jìn)（E）意味著安全文化不是一成不變的，需要不斷評(píng)估和完善。這五個(gè)方面相輔相成，共同構(gòu)成了堅(jiān)實(shí)的核安全文化。三、判斷題1.核反應(yīng)堆的功率主要由燃料棒中的核裂變反應(yīng)產(chǎn)生。（）答案：正確解析：核反應(yīng)堆的核心功能是通過(guò)受控的核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)產(chǎn)生熱能，進(jìn)而驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。燃料棒是核裂變發(fā)生的場(chǎng)所，其中包含的鈾或钚等可裂變材料在吸收中子后發(fā)生裂變，釋放出巨大的能量，這些能量主要以中子動(dòng)能和裂變碎片動(dòng)能的形式存在，隨后轉(zhuǎn)化為熱能，使燃料棒溫度升高。因此，核反應(yīng)堆的功率主要來(lái)源于燃料棒中的核裂變反應(yīng)。2.核安全文化是一種有形的物質(zhì)財(cái)富。（）答案：錯(cuò)誤解析：核安全文化是指在一個(gè)組織內(nèi)共享的價(jià)值觀、信念、態(tài)度、優(yōu)先次序和行為的總和，它影響組織內(nèi)所有人員的決策和行動(dòng)，以保障核安全。核安全文化是一種無(wú)形的管理理念和意識(shí)，存在于組織成員的頭腦中，并通過(guò)他們的行為表現(xiàn)出來(lái)。它不是一種有形的物質(zhì)財(cái)富，而是保障核設(shè)施安全運(yùn)行的重要軟實(shí)力。3.任何情況下，核反應(yīng)堆冷卻劑都不能發(fā)生相變。（）答案：錯(cuò)誤解析：核反應(yīng)堆冷卻劑在運(yùn)行過(guò)程中會(huì)經(jīng)歷高溫高壓，其狀態(tài)可能會(huì)發(fā)生變化。例如，在壓水堆中，冷卻劑（水）在正常運(yùn)行時(shí)保持液態(tài)，但在某些事故工況下，如失水事故，冷卻劑可能會(huì)發(fā)生沸騰，即從液態(tài)轉(zhuǎn)變?yōu)闅鈶B(tài)（相變）。因此，說(shuō)任何情況下核反應(yīng)堆冷卻劑都不能發(fā)生相變是不正確的。4.核材料衡算的目的是確保核材料得到妥善保管和使用。（）答案：正確解析：核材料衡算是對(duì)核材料進(jìn)行系統(tǒng)的記錄、追蹤和分析，以確定其數(shù)量、位置和流向，確保核材料的可追溯性和完整性。其目的是防止核材料丟失、被盜或非法轉(zhuǎn)移，并確保核材料得到合法、合理的保管和使用，是核安全管理和核不擴(kuò)散的重要手段。5.個(gè)人劑量計(jì)主要用于監(jiān)測(cè)外照射輻射劑量。（）答案：錯(cuò)誤解析：個(gè)人劑量計(jì)是用于監(jiān)測(cè)工作人員接受的輻射劑量的一種儀器，它主要用于評(píng)估外照射輻射對(duì)工作人員的照射情況。然而，個(gè)人劑量計(jì)也能記錄一部分內(nèi)照射劑量，因?yàn)轶w外照射產(chǎn)生的電荷可以影響劑量計(jì)內(nèi)的氣體電離。但主要功能是監(jiān)測(cè)外照射。6.核燃料后處理可以完全消除放射性廢料。（）答案：錯(cuò)誤解析：核燃料后處理的主要目的是將乏燃料中的鈾、钚等可裂變材料分離出來(lái)，制成新的核燃料，并處理掉其中的長(zhǎng)壽命放射性核素，形成高放廢物和次級(jí)钚。后處理可以顯著減少高放廢物的體積和長(zhǎng)期放射性，但不能完全消除所有放射性廢料，仍會(huì)產(chǎn)生需要長(zhǎng)期管理的放射性廢物。7.核安全分析報(bào)告只需要在事故發(fā)生后進(jìn)行編寫(xiě)。（）答案：錯(cuò)誤解析：核安全分析報(bào)告是核設(shè)施安全許可和運(yùn)行監(jiān)管的基礎(chǔ)文件，它需要在核設(shè)施設(shè)計(jì)階段、建造階段和運(yùn)行階段都進(jìn)行編制和更新。事故后編寫(xiě)的安全分析報(bào)告主要用于評(píng)估事故后果和經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，但日常運(yùn)行和監(jiān)管也需要基于最新的安全分析來(lái)進(jìn)行。8.安全殼是核電站防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的第一道屏障。（）答案：錯(cuò)誤解析：核電站防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的屏障系統(tǒng)通常包括多層屏障。最內(nèi)層是燃料芯塊，其次是燃料包殼，然后是反應(yīng)堆壓力容器，接著是冷卻劑管道，再往外是安全殼。安全殼是位于其他屏障之外，用于在事故情況下進(jìn)一步包容放射性物質(zhì)的堅(jiān)固密閉結(jié)構(gòu)，通常被認(rèn)為是防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的第二道（或更外層）屏障。9.中子注量率是指單位時(shí)間內(nèi)通過(guò)單位面積的中子數(shù)。（）答案：正確解析：中子注量率（NeutronFlux）是描述單位時(shí)間內(nèi)通過(guò)單位面積的中子數(shù)目的物理量，其單位通常是中子/（cm2·s）或中子/(m2·s)。它是反應(yīng)堆物理分析中的一個(gè)重要參數(shù)，反映了反應(yīng)堆堆芯內(nèi)中子的時(shí)空分布情況，直接影響著反應(yīng)堆的功率分布和運(yùn)行狀態(tài)。10.核電站的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）是在正常運(yùn)行時(shí)用于冷卻堆芯的。（）答案：錯(cuò)誤解析：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）是核電站的安全系統(tǒng)，其主要目的是在反應(yīng)堆主冷卻系統(tǒng)失效等嚴(yán)重事故工況下，向堆芯提供應(yīng)急冷卻，以防止堆芯過(guò)熱熔化。它不是在正常運(yùn)行時(shí)使用的系統(tǒng)，正常運(yùn)行時(shí)由主冷卻系統(tǒng)負(fù)責(zé)堆芯冷卻。四、簡(jiǎn)答題1.簡(jiǎn)述核反應(yīng)堆中中子經(jīng)濟(jì)性的概念及其重要性。答案：中子經(jīng)濟(jì)性是指反應(yīng)堆中中子利用的效率，即有效中子（能夠引起裂變的中子）占總中子數(shù)的比例，以及中子能在堆芯內(nèi)循環(huán)往復(fù)引發(fā)