2025年核工程安全技术考试试卷及答案

2025年核工程安全技术考试试卷及答案一、单项选择题（每题2分，共30分）1.依据2024年修订的《中华人民共和国核安全法实施条例》，核设施营运单位在核事故应急响应中应在多长时间内向国务院核安全监督管理部门报告初始信息？A.15分钟B.30分钟C.1小时D.2小时2.压水堆（PWR）一回路冷却剂系统的设计压力通常为？A.1012MPaB.1416MPaC.1820MPaD.2224MPa3.下列哪项不属于核安全“纵深防御”原则的第五层次？A.场外应急响应B.事故后恢复措施C.保护公众免受放射性释放影响D.防止事故发生4.非能动安全系统的典型应用是？A.压水堆的应急堆芯冷却系统（ECCS）B.高温气冷堆的余热排出系统C.快堆的钠冷系统D.沸水堆的再循环泵5.根据国际核事件分级表（INES），“具有场外风险的事故”对应级别为？A.4级B.5级C.6级D.7级6.核燃料元件包壳的主要功能不包括？A.防止裂变产物泄漏B.承受冷却剂压力C.参与中子慢化D.隔离燃料与冷却剂7.严重事故下，堆芯熔化物与混凝土相互作用（MCCI）可能产生的主要风险是？A.氢气爆炸B.放射性碘释放C.二氧化碳过量D.结构垮塌导致放射性物质释放8.核动力厂设计中，“单一故障准则”要求？A.任何单一设备故障不会导致安全功能丧失B.最多允许两个设备同时故障C.关键系统需设置三重冗余D.非安全级系统无需考虑故障9.下列哪项属于核安全文化的核心要素？A.技术指标达标B.管理层的安全承诺C.设备维护频率D.员工学历水平10.压水堆稳压器的主要功能是？A.控制一回路压力B.调节堆芯中子通量C.储存应急冷却水D.过滤冷却剂中的杂质11.乏燃料水池的设计温度通常控制在？A.2030℃B.4050℃C.6070℃D.8090℃12.核事故中，碘131的主要危害途径是？A.外照射B.吸入或食入后的内照射C.皮肤渗透D.长期辐射积累13.下列哪项是核设施实体保护的重点目标？A.行政办公楼B.放射性废物处理设施C.员工宿舍D.冷却水塔14.核安全监管中，“独立验证”的主要目的是？A.减少监管成本B.确保营运单位自查结果的准确性C.替代营运单位的日常检查D.提高监管效率15.高温气冷堆的固有安全性主要源于？A.高富集度燃料B.石墨慢化剂的热稳定性C.能动冷却系统冗余D.低功率密度设计二、填空题（每空1分，共20分）1.核安全的基本原则包括纵深防御、单一故障准则、多样性与冗余和保守设计。2.压水堆一回路冷却剂的主要成分是去离子水，添加硼酸用于中子吸收控制反应性。3.核事故应急计划区分为烟羽应急计划区和食入应急计划区，前者主要关注放射性烟羽的短期照射，后者关注长期食物和饮水污染。4.国际核事件分级表（INES）中，0级为无安全意义事件，7级为特大事故（如切尔诺贝利、福岛事故）。5.反应堆停堆后，剩余发热主要来自裂变产物衰变热和中子俘获产物衰变热，其中前者占主导地位。6.核燃料元件的包壳材料通常为锆合金，其优点是中子吸收截面小且耐腐蚀性强。7.非能动安全系统依赖重力、自然循环或压缩气体等非能动驱动力，无需外部电源或动力。8.严重事故管理的目标是防止堆芯熔化、控制放射性物质释放和保护公众与环境。9.核安全文化的“四全”要求是全员参与、全过程控制、全方位覆盖和全天候保障。10.核设施退役的三个阶段是立即拆除、安全封存和最终拆除。三、简答题（每题8分，共40分）1.简述核安全“纵深防御”原则的五个层次及其核心目标。答：纵深防御分为五层：第一层次为预防异常事件和故障，通过高质量设计、建造和运行确保系统可靠性；第二层次为控制异常事件，利用保护系统及时触发停堆并维持安全状态；第三层次为缓解事故后果，通过专设安全设施（如ECCS）限制放射性释放；第四层次为限制事故发展，通过严重事故管理措施防止堆芯熔化和安全壳失效；第五层次为保护公众与环境，通过场外应急响应（如撤离、隐蔽）减少辐射暴露。2.压水堆小破口失水事故（SBLOCA）的典型发展过程及安全系统响应是什么？答：小破口失水事故指一回路破口尺寸较小（如管道裂纹），导致冷却剂缓慢泄漏。过程包括：①一回路压力下降，稳压器液位降低；②压力低信号触发安注系统（ECCS）启动，高压安注泵向一回路注入冷却水；③同时，安全壳隔离系统启动，防止放射性物质泄漏至环境；④若破口未被控制，一回路逐渐排空，堆芯开始裸露，此时中压/低压安注系统投入，通过自然循环或泵驱动注入含硼水；⑤最终，堆芯被淹没，衰变热通过安全壳冷却系统（如非能动余热排出）导出，事故得到缓解。3.非能动安全系统相比能动系统的主要优势有哪些？答：①可靠性更高：无需外部电源或动力，依赖自然力（如重力、温差），减少人为操作失误；②简化系统设计：减少泵、阀门等能动设备，降低维护成本；③事故应对更及时：无启动延迟，可在事故初期自动响应；④抗外部灾害能力强：如地震、断电等场景下仍能维持功能（如AP1000的非能动余热排出系统）。4.核燃料循环中，后处理阶段的主要安全风险及控制措施是什么？答：主要风险包括：①高放射性废液泄漏（含锕系元素和裂变产物）；②临界事故（浓集铀/钚溶液达到临界质量）；③化学风险（如硝酸等腐蚀性试剂泄漏）。控制措施：①采用防临界设计（如溶液浓度限制、几何控制）；②严格密封和屏蔽（如双层容器、远程操作）；③实时监测辐射水平和溶液参数（如液位、浓度）；④建立应急响应程序（如泄漏时的快速封堵和去污）。5.核安全监管的主要手段包括哪些？举例说明其应用。答：主要手段：①许可证制度：核设施营运需取得建造、运行、退役等阶段的许可证（如我国《核设施安全许可证件的申请和颁发》规定）；②现场监督：监管机构定期派检查员现场检查设备状态、运行记录（如检查反应堆压力容器的裂纹检测报告）；③事件报告与分析：营运单位需报告异常事件（如冷却剂泄漏），监管机构评估其安全影响；④安全审评：对设计变更、改造方案进行技术审查（如AP1000非能动系统的设计审评）；⑤模拟验证：通过事故模拟试验（如LOCA试验）验证安全系统有效性。四、案例分析题（共10分）某压水堆核电厂在满功率运行时，因主泵轴封泄漏导致一回路冷却剂缓慢流失（破口尺寸约20mm）。假设此时：①稳压器压力从15.5MPa降至14.8MPa；②堆芯出口温度上升2℃；③安全壳内辐射水平上升至10μSv/h（正常为0.1μSv/h）。问题：（1）判断该事件属于几级工况（正常运行、异常事件、事故），并说明依据；（2）列出需启动的关键安全系统及动作逻辑；（3）简述后续应采取的缓解措施。答案：（1）该事件属于异常事件（介于正常运行与事故之间）。依据：一回路压力下降但未触发紧急停堆（通常停堆整定值为14.0MPa以下），堆芯温度上升幅度较小（未达燃料包壳安全限值），安全壳辐射水平虽上升但未超过应急行动水平（通常场外应急启动阈值为1mSv/h）。（2）需启动的安全系统及逻辑：①稳压器压力控制系统：通过电加热器或喷雾阀调节压力，尝试维持一回路压力稳定；②安注系统（ECCS）：若压力持续下降至14.5MPa（高压安注整定值），高压安注泵自动启动，向一回路注入含硼水；③安全壳隔离系统：当安全壳辐射水平超过0.5μSv/h（隔离整定值），关闭所有与安全壳相连的非必要阀门，防止放射性物质扩散；④反应堆保护系统（RPS）：若压力降至14.0MPa或堆芯温度升至650℃（包壳临界温度），触发紧急停堆（SCRAM），控制棒快速插入堆芯。（3）后续缓解措施：①确认泄漏点位置（通过一回路流量平衡计算或安全壳内泄漏监测）；②启动辅助给水泵，维持二回路蒸汽发生器水位，确保余