2025年核電基礎(chǔ)知識考試題庫及答案一、單項選擇題（每題2分，共30分）1.下列關(guān)于核反應(yīng)堆的描述中，正確的是（）。A.核反應(yīng)堆的核心功能是將核能直接轉(zhuǎn)化為電能B.所有核反應(yīng)堆均需通過慢化劑降低中子速度C.壓水堆（PWR）的冷卻劑與慢化劑為同一物質(zhì)D.快中子堆（FBR）的中子能量主要分布在熱中子能區(qū)答案：C（壓水堆使用輕水作為冷卻劑和慢化劑；A錯誤，核能需先轉(zhuǎn)化為熱能再發(fā)電；B錯誤，快堆無需慢化劑；D錯誤，快堆中子為高能快中子）2.鈾-235發(fā)生熱中子裂變時，平均每次裂變釋放的中子數(shù)約為（）。A.1.5個B.2.43個C.3.2個D.4.0個答案：B（鈾-235熱中子裂變平均釋放2.43個中子）3.壓水堆一回路系統(tǒng)的主要功能不包括（）。A.傳遞反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量至二回路B.維持反應(yīng)堆內(nèi)中子慢化環(huán)境C.控制反應(yīng)堆功率和反應(yīng)性D.作為放射性物質(zhì)的第一道安全屏障答案：C（控制反應(yīng)性主要通過控制棒和化學補償，一回路主要功能為熱量傳遞、慢化、屏障）4.下列核素中，屬于可裂變核素的是（）。A.鈾-238B.釷-232C.钚-239D.鈾-234答案：C（可裂變核素指能由熱中子引發(fā)裂變的核素，包括鈾-235、钚-239、鈾-233；鈾-238、釷-232為可轉(zhuǎn)換核素）5.核電廠輻射防護的“ALARA原則”指的是（）。A.盡可能高的輻射水平B.合理可行盡量低C.絕對低于本底輻射D.嚴格符合法定限值答案：B（ALARA即AsLowAsReasonablyAchievable，合理可行盡量低）6.壓水堆蒸汽發(fā)生器的主要作用是（）。A.將一回路冷卻劑的熱量傳遞給二回路水，產(chǎn)生蒸汽B.儲存反應(yīng)堆停堆后的剩余熱量C.過濾一回路中的放射性雜質(zhì)D.控制二回路蒸汽壓力答案：A（蒸汽發(fā)生器是一、二回路的熱交換設(shè)備，將一回路熱量傳遞給二回路生成蒸汽）7.核燃料元件包殼的主要材料是（）。A.不銹鋼B.鋯合金C.鋁合金D.鈦合金答案：B（鋯合金具有低中子吸收截面、良好的耐腐蝕性和機械性能，是壓水堆燃料包殼的標準材料）8.下列關(guān)于核裂變鏈式反應(yīng)的描述中，錯誤的是（）。A.鏈式反應(yīng)需要中子增殖系數(shù)k≥1B.熱中子堆中，慢化劑的作用是降低中子能量以提高鈾-235的裂變概率C.控制棒通過吸收中子調(diào)節(jié)反應(yīng)性D.快堆中，鈾-238吸收中子后可轉(zhuǎn)化為钚-239，實現(xiàn)核燃料增殖答案：A（鏈式反應(yīng)持續(xù)的條件是有效增殖系數(shù)keff≥1，而非中子增殖系數(shù)k）9.核電廠應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）的主要功能是（）。A.在正常運行時維持反應(yīng)堆溫度B.在失水事故（LOCA）時向堆芯注入冷卻水，防止燃料包殼熔化C.處理核電廠產(chǎn)生的放射性廢水D.監(jiān)測反應(yīng)堆內(nèi)中子通量答案：B（ECCS是安全系統(tǒng)，用于事故工況下冷卻堆芯，防止堆芯熔毀）10.下列關(guān)于核輻射的描述中，正確的是（）。A.α射線穿透能力強，需鉛板屏蔽B.β射線主要危害是內(nèi)照射C.γ射線電離能力強，對人體傷害小D.中子射線無法被任何物質(zhì)屏蔽答案：B（α射線穿透能力弱，一張紙即可屏蔽；β射線穿透能力中等，主要危害內(nèi)照射；γ射線電離能力弱但穿透性強，需厚鉛或混凝土屏蔽；中子可被含氫物質(zhì)（如水、石蠟）慢化并吸收）11.壓水堆一回路壓力通常維持在（）。A.1-3MPaB.5-8MPaC.15-16MPaD.20-25MPa答案：C（壓水堆一回路壓力約15.5MPa，確保冷卻劑在堆芯高溫下不沸騰）12.核電廠常用的中子探測器不包括（）。A.電離室B.閃爍計數(shù)器C.半導體探測器D.氣壓計答案：D（氣壓計用于測量壓力，非中子探測設(shè)備）13.下列核燃料循環(huán)環(huán)節(jié)中，屬于后處理的是（）。A.鈾礦開采B.鈾濃縮C.乏燃料中鈾、钚的分離回收D.燃料元件制造答案：C（后處理是對乏燃料進行化學處理，分離可回收的鈾、钚和裂變產(chǎn)物）14.快中子堆與熱中子堆的主要區(qū)別是（）。A.快堆使用水作為慢化劑，熱堆不使用B.快堆中子能量高，無需慢化劑C.快堆燃料為天然鈾，熱堆為低濃鈾D.快堆無法實現(xiàn)核燃料增殖答案：B（快堆利用快中子引發(fā)裂變，無需慢化劑；熱堆需慢化劑降低中子能量）15.核電廠“三道安全屏障”不包括（）。A.燃料包殼B.一回路壓力邊界C.安全殼D.汽輪機廠房答案：D（三道屏障為燃料包殼、一回路壓力邊界、安全殼）二、判斷題（每題1分，共10分）1.核裂變釋放的能量主要來自質(zhì)量虧損，符合愛因斯坦質(zhì)能方程E=mc2。（）答案：√2.壓水堆二回路的水與一回路的水直接混合，共同參與循環(huán)。（）答案：×（一、二回路通過蒸汽發(fā)生器間接換熱，無直接混合）3.核電廠放射性廢物中的短壽命核素（如碘-131）可通過放置衰變后再處理。（）答案：√4.快中子堆可以將鈾-238轉(zhuǎn)化為钚-239，實現(xiàn)核燃料的增殖（增殖比＞1）。（）答案：√5.核輻射的生物效應(yīng)中，確定性效應(yīng)有劑量閾值，超過閾值會導致嚴重損傷；隨機性效應(yīng)無閾值，概率隨劑量增加而升高。（）答案：√6.控制棒插入反應(yīng)堆堆芯越深，吸收的中子越多，反應(yīng)性越高。（）答案：×（控制棒插入越深，吸收中子越多，反應(yīng)性越低）7.核電廠的“縱深防御”原則要求設(shè)置多道獨立的安全措施，確保單一故障不導致事故。（）答案：√8.鈾-235的富集度是指鈾-235在天然鈾中的質(zhì)量占比，壓水堆燃料富集度通常為3%-5%。（）答案：√9.核電廠停堆后，堆芯仍會因裂變產(chǎn)物衰變釋放熱量（剩余發(fā)熱），需持續(xù)冷卻。（）答案：√10.輻射劑量的單位是戈瑞（Gy），用于衡量吸收的能量；當量劑量的單位是希沃特（Sv），考慮了不同輻射的生物效應(yīng)差異。（）答案：√三、填空題（每題2分，共20分）1.核反應(yīng)堆按中子能譜分類，可分為熱中子堆、中能中子堆和__________。答案：快中子堆2.壓水堆燃料組件中的燃料棒由__________（填核素）陶瓷芯塊填充，外覆鋯合金包殼。答案：二氧化鈾（UO?）3.核電廠安全殼的主要功能是在嚴重事故下防止__________泄漏至環(huán)境。答案：放射性物質(zhì)4.核裂變鏈式反應(yīng)的臨界條件是有效增殖系數(shù)keff__________（填“＞”“＝”或“＜”）1。答案：＝5.核輻射防護中，外照射防護的三要素是時間、距離和__________。答案：屏蔽6.壓水堆一回路冷卻劑中需添加硼酸，其作用是通過__________吸收中子，調(diào)節(jié)反應(yīng)性。答案：硼-10（1?B）7.核燃料循環(huán)的前端包括鈾礦開采、__________、鈾濃縮和燃料元件制造。答案：鈾轉(zhuǎn)化（或“鈾純化”）8.快中子堆的增殖比（PBR）定義為生成的易裂變核素量與消耗的易裂變核素量之比，當PBR＞1時，可實現(xiàn)__________。答案：核燃料增殖9.核電廠常用的中子慢化劑有輕水、重水和__________（舉一例）。答案：石墨（或“鈹”）10.核事故分級（INES）中，7級為最嚴重級別，歷史上__________（填事故名稱）和福島核事故被定為7級。答案：切爾諾貝利核事故四、簡答題（每題5分，共20分）1.簡述壓水堆（PWR）的主要特點。答案：壓水堆的主要特點包括：①采用輕水（H?O）作為冷卻劑和慢化劑；②一回路壓力高（約15.5MPa），確保冷卻劑在堆芯高溫（約300℃）下不沸騰；③二回路與一回路通過蒸汽發(fā)生器間接換熱，避免二回路水被放射性污染；④使用低濃鈾（U-235富集度3%-5%）作為燃料；⑤安全系統(tǒng)完善，設(shè)置三道安全屏障（燃料包殼、一回路壓力邊界、安全殼）。2.說明核輻射“外照射”與“內(nèi)照射”的區(qū)別及防護措施。答案：外照射是放射性物質(zhì)在體外對人體的照射（如γ射線、中子），防護措施為縮短接觸時間、增大與源的距離、設(shè)置屏蔽（如鉛板、混凝土）；內(nèi)照射是放射性物質(zhì)通過吸入、食入或皮膚進入體內(nèi)后的照射（如α、β射線核素），防護措施為防止放射性物質(zhì)進入體內(nèi)（如佩戴防護面罩、避免直接接觸污染物品、嚴格遵守操作規(guī)范）。3.什么是核反應(yīng)堆的“剩余發(fā)熱”？為什么停堆后仍需冷卻？答案：剩余發(fā)熱是核反應(yīng)堆停堆后，堆芯因裂變產(chǎn)物衰變（約占90%）和錒系元素衰變（約占10%）繼續(xù)釋放的熱量。停堆后若不持續(xù)冷卻，剩余發(fā)熱會導致堆芯溫度升高，可能造成燃料包殼熔化、放射性物質(zhì)泄漏。例如，福島核事故中，地震導致應(yīng)急電源失效，冷卻系統(tǒng)停運，最終引發(fā)堆芯熔毀。4.簡述壓水堆“三道安全屏障”的具體內(nèi)容及其作用。答案：①燃料包殼：由鋯合金制成，密封二氧化鈾燃料芯塊，防止裂變產(chǎn)物（如碘-131、銫-137）釋放到一回路；②一回路壓力邊界：包括反應(yīng)堆壓力容器、管道和主泵，形成封閉系統(tǒng)，防止一回路帶放射性的冷卻劑泄漏；③安全殼：由厚鋼筋混凝土（約1米）或鋼襯里構(gòu)成，在嚴重事故（如失水事故、堆芯熔毀）下，包容放射性物質(zhì)，防止其擴散至環(huán)境。五、計算題（10分）已知鈾-235每次裂變釋放約200MeV能量，1MeV=1.6×10?13J，阿伏伽德羅常數(shù)N?=6.02×1023mol?1，鈾-235的摩爾質(zhì)量為235g/mol。計算1kg鈾-235完全裂變釋放的總能量（單位：kJ）。解：（1）1kg鈾-235的物質(zhì)的量n=1000g/235g/mol≈4.255mol；（2）鈾原子數(shù)N=n×N?=4.255mol×6.02×1023mol?1≈2.56×102?個；（3）總能量E=N×200MeV=2.56×102?×200×1.6×10?13J=8.192×1013J；（4）轉(zhuǎn)換為kJ：E=8.192×1013J=8.192×101?kJ。答案：約8.19×101?kJ（或8.2×101?kJ）六、案例分析題（10分）假設(shè)某壓水堆核電廠發(fā)生小破口失水事故（LOCA），一回路冷卻劑通過破口泄漏，壓力下降。請分析：（1）事故可能引發(fā)的后續(xù)現(xiàn)象；（2）核電廠安全系統(tǒng)的應(yīng)對措施。答案：（1）后續(xù)現(xiàn)象：①一回路壓力下降，冷卻劑沸點降低，部分水蒸發(fā)為蒸汽，堆芯冷卻能力下降；②堆芯溫度升高，燃料包殼可能因過熱（＞1200℃）發(fā)生鋯水反應(yīng)（Zr+2H?O→ZrO?+2H?），產(chǎn)生氫氣，存在氫氣爆炸風險；③反應(yīng)堆保護系統(tǒng)（RPS）觸發(fā)緊急停堆（控制棒快速插入），但堆芯仍有剩余發(fā)熱；④若冷卻劑持續(xù)泄漏，堆芯可能裸露，導致燃料熔化，