2025年中国核电安全笔试题目及答案

2025年中国核电安全笔试题目及答案一、单项选择题（每题2分，共30分）1.根据《中华人民共和国核安全法》，核设施营运单位应当对核设施的（）承担全面责任。A.设计质量B.建造进度C.安全和保密D.选址、设计、建造、运行、退役答案：D解析：《核安全法》第二十二条明确规定，核设施营运单位对核设施的选址、设计、建造、运行、退役等全生命周期的安全承担全面责任。2.华龙一号（HPR1000）反应堆采用的安全系统设计理念是（）。A.纯能动安全系统B.纯非能动安全系统C.能动与非能动安全系统结合D.依赖外部电源的安全系统答案：C解析：华龙一号作为我国自主研发的三代核电技术，融合了能动与非能动安全系统（如非能动堆腔注水冷却系统、能动应急堆芯冷却系统），提升了极端工况下的安全性。3.核电厂纵深防御原则中，“第二道防线”的主要目标是（）。A.防止异常工况升级为事故B.控制事故后果，保护公众C.确保正常运行，防止偏离设计基准D.应对超设计基准事故答案：A解析：纵深防御分为五道防线：第一道防线（正常运行）、第二道防线（控制异常工况）、第三道防线（控制设计基准事故）、第四道防线（应对严重事故）、第五道防线（减轻事故后果）。第二道防线通过运行监控和自动触发保护系统，防止异常升级为事故。4.核电厂应急堆芯冷却系统（ECCS）的核心功能是（）。A.维持反应堆功率稳定B.事故时向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳过热C.处理放射性废气D.监测环境辐射水平答案：B解析：ECCS是核电厂关键安全系统之一，在失水事故（LOCA）等情况下，通过高压注入、低压注入等子系统向堆芯注水，冷却燃料组件，避免堆芯熔毁。5.根据《核辐射防护规定》（GB18871-2002），职业照射的年有效剂量限值为（）。A.5mSvB.20mSvC.50mSvD.100mSv答案：B解析：GB18871规定，职业人员年有效剂量限值为20mSv（连续5年平均值），任何单一年份不超过50mSv；公众年有效剂量限值为1mSv。6.核电厂安全壳的主要作用是（）。A.屏蔽反应堆运行时的中子辐射B.防止反应堆压力容器破裂C.包容事故时释放的放射性物质D.支撑反应堆核心结构答案：C解析：安全壳是压水堆的第三道安全屏障（前两道为燃料包壳、一回路压力边界），设计为气密性结构，可承受高温高压，防止放射性物质向环境释放。7.核事故分级表（INES）中，“重大事故”对应的等级是（）。A.4级B.5级C.6级D.7级答案：D解析：INES分级中，7级为“重大事故”（如切尔诺贝利、福岛事故），6级为“严重事故”，5级为“具有场外风险的事故”，4级为“场外无显著风险的事故”。8.核设施退役的主要目标是（）。A.回收反应堆材料用于再利用B.消除或控制辐射风险，使场地可安全利用C.减少核电厂运营成本D.转移放射性废物至其他地点答案：B解析：退役的核心是通过去污、拆除、废物处理等措施，将核设施的辐射风险降至可接受水平，最终使场地达到不受限制或有限制的开放利用标准。9.核电厂运行中，“热停堆”状态指（）。A.反应堆冷却剂系统温度低于100℃B.控制棒完全插入，反应堆次临界，冷却剂系统保持压力和温度C.反应堆冷却剂系统卸压，进行维修D.反应堆功率低于额定功率的5%答案：B解析：热停堆时，反应堆处于次临界状态（控制棒插入），冷却剂系统保持约290℃、15MPa的压力和温度，主泵运行维持冷却，为重新启动保留条件。10.放射性废物分类中，“高放废物”的主要特征是（）。A.半衰期短，放射性水平低B.半衰期长，放射性水平极高C.半衰期短，放射性水平高D.半衰期长，放射性水平低答案：B解析：高放废物（如乏燃料后处理产生的废液）具有长半衰期（数万年以上）和极高放射性活度，需通过地质处置（如深地质库）进行隔离。11.核安全文化的核心是（）。A.遵守规章制度B.个人责任感与组织承诺C.提高经济效益D.快速处理故障答案：B解析：国际核安全咨询组（INSAG）定义核安全文化为“存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和”，核心是组织和个人对安全的高度重视与主动责任。12.核电厂定期安全审查（PSR）的主要目的是（）。A.评估核电厂设备的外观状态B.验证核电厂长期运行的安全性，识别潜在风险C.审查运行人员的操作记录D.计算核电厂的发电效率答案：B解析：PSR是核设施营运单位对核电厂设计、运行、管理等全方面的系统性审查，旨在确认其在整个寿期内的安全性，通常每10年开展一次。13.压水堆（PWR）中，慢化剂的作用是（）。A.吸收中子，控制反应性B.降低中子速度，提高裂变概率C.传递反应堆热量至蒸汽发生器D.屏蔽反应堆辐射答案：B解析：压水堆使用轻水（H₂O）作为慢化剂，通过与快中子碰撞降低其速度，使其成为热中子（能量约0.025eV），提高铀-235的裂变概率。14.核电厂严重事故管理的核心目标是（）。A.恢复反应堆功率B.防止堆芯熔化C.控制放射性物质释放，保护公众D.修复损坏的设备答案：C解析：严重事故（如堆芯熔毁）已超出设计基准事故范围，管理重点是通过干预措施（如安全壳隔离、氢气复合）控制放射性释放，减轻对环境和公众的影响。15.核设施环境监测的“本底调查”应在（）阶段完成。A.运行阶段B.退役阶段C.选址阶段D.建造阶段答案：C解析：核设施选址时需开展环境本底调查（如土壤、水、空气的放射性水平），作为后续运行期间环境影响评价的基准数据。二、多项选择题（每题3分，共30分，少选、错选均不得分）1.下列属于我国核安全法规体系的有（）。A.《中华人民共和国核安全法》B.《核动力厂设计安全规定》（HAF102）C.《放射性废物安全管理条例》D.《民用核安全设备监督管理条例》答案：ABCD解析：我国核安全法规体系包括法律（如《核安全法》）、行政法规（如《放射性废物安全管理条例》）、部门规章（如HAF系列）和导则（如HAD系列）。2.核安全文化的要素包括（）。A.质疑的工作态度B.清晰的责任划分C.开放的沟通机制D.持续的学习与改进答案：ABCD解析：核安全文化强调“安全第一”的价值观，具体要素包括质疑态度（不盲目信任）、明确责任（避免推诿）、开放沟通（及时报告异常）、持续改进（从事件中学习）等。3.核电厂“三道安全屏障”包括（）。A.燃料包壳B.一回路压力边界C.安全壳D.汽轮机厂房答案：ABC解析：压水堆的三道安全屏障依次为：燃料包壳（防止裂变产物释放）、一回路压力边界（包容冷却剂和放射性物质）、安全壳（事故时防止放射性物质外溢）。4.核事故应急准备的主要内容包括（）。A.制定应急预案B.开展应急演练C.储备应急物资D.培训应急人员答案：ABCD解析：应急准备需覆盖预案制定（明确职责和流程）、演练（检验预案有效性）、物资储备（如防护装备、辐射监测设备）、人员培训（提升响应能力）等环节。5.下列属于核电厂非能动安全系统的有（）。A.非能动堆腔注水冷却系统（PCC）B.安注箱（ACC）C.主泵D.应急柴油发电机答案：AB解析：非能动安全系统依赖重力、自然循环等自然力驱动，无需外部电源或动力（如华龙一号的PCC通过重力向堆腔注水冷却压力容器；安注箱利用压力差自动注入冷却水）。6.放射性物质的内照射防护措施包括（）。A.佩戴呼吸防护装置B.避免食入受污染的食物C.穿戴防辐射服D.控制工作时间答案：AB解析：内照射指放射性物质通过吸入、食入等进入体内造成的辐射，防护措施包括呼吸防护（如过滤式面罩）、饮食控制（禁止在控制区进食）等；外照射防护主要通过时间、距离、屏蔽（CDS原则）。7.核电厂运行期间需重点监测的参数包括（）。A.反应堆功率B.冷却剂压力和温度C.一回路泄漏率D.安全壳内放射性水平答案：ABCD解析：运行监测需覆盖反应堆状态（功率、中子通量）、冷却系统参数（压力、温度、流量）、放射性控制（一回路泄漏率、安全壳放射性）等，确保反应堆处于安全边界内。8.核设施退役的主要阶段包括（）。A.退役准备（计划制定、资源储备）B.去污与拆除C.废物处理与处置D.场地验证与释放答案：ABCD解析：退役流程通常分为准备阶段（制定计划、培训人员）、实施阶段（去污、拆除设备）、废物管理（处理放射性废物）、终态验证（确认场地安全）四个阶段。9.核事故分级（INES）的判定依据包括（）。A.放射性物质释放量B.对工作人员的辐射剂量C.对环境的影响D.核设施的损坏程度答案：ABCD解析：INES分级综合考虑放射性释放量（如场外剂量）、人员受照剂量、设施损坏程度（如堆芯熔毁）、对环境的长期影响等因素。10.核电厂防人因失误的措施包括（）。A.标准化操作程序（SOP）B.双人确认制度C.工具与设备的防误设计（如独特接口）D.定期开展人因培训答案：ABCD解析：人因失误占核电厂事件的60%-80%，预防措施包括SOP（规范操作）、双人确认（减少单人错误）、防误设计（如设备唯一标识）、培训（提升意识和技能）等。三、判断题（每题1分，共10分，正确填“√”，错误填“×”）1.《核安全法》于2018年1月1日起施行。（）答案：√解析：《中华人民共和国核安全法》由第十二届全国人大常委会第三十次会议于2017年9月1日通过，2018年1月1日起施行。2.核电厂“冷停堆”状态下，冷却剂系统压力需完全卸除。（）答案：×解析：冷停堆时，冷却剂系统压力通常降至约2-3MPa（仍保持一定压力防止空气进入），温度低于100℃，主泵停运。3.辐射防护的ALARA原则是指“合理可行尽量低”。（）答案：√解析：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）原则要求在考虑经济和社会因素的前提下，将辐射剂量降至最低合理水平。4.核事故应急响应中，现场应急指挥由核设施营运单位负责。（）答案：√解析：根据《国家核应急预案》，核设施营运单位是现场应急的责任主体，负责事故初期的控制和现场处置；场外应急由地方政府和国家相关部门协调。5.高放废物可以通过焚烧法进行处理。（）答案：×解析：高放废物放射性极强且半衰期长（如钚-239半衰期约2.4万年），焚烧无法降低其放射性，需通过玻璃固化后进行深地质处置。6.华龙一号采用“单堆布置”，提高了场地利用效率。（）答案：×解析：华龙一号采用“双堆布置”（两台反应堆共用部分辅助系统），降低了建设成本，同时通过物理隔离确保单堆事故不影响另一堆。7.核电厂安全壳在正常运行时需保持微正压。（）答案：√解析：正常运行时，安全壳通过通风系统维持微正压（约250Pa），防止外部空气进入，避免放射性物质泄漏（若发生泄漏，内部压力升高会触发监测）。8.核设施选址时，只需考虑地震、洪水等自然因素，无需评估社会经济条件。（）答案：×解析：核设施选址需综合考虑自然因素（地质、气象、水文）、社会因素（人口分布、交通、应急能力）和经济因素（电网连接、冷却水源）。9.核电厂运行人员需每2年进行一次再培训和资格审查。（）答案：√解析：根据《民用核安全设备人员资格管理规定》，运行人员（操纵员、高级操纵员）需定期参加复训（通常每年），每2年通过考核维持资格。10.核事故后，公众的碘防护措施是服用碘化钾片，阻断甲状腺对放射性碘（如I-131）的吸收。（）答案：√解析：碘化钾中的稳定碘可饱和甲状腺，减少其对放射性碘的吸收，降低甲状腺癌风险，需在暴露前或暴露后几小时内服用。四、简答题（每题6分，共30分）1.简述核安全文化中“安全第一”原则的具体体现。答案：“安全第一”是核安全文化的核心原则，具体体现为：（1）决策优先性：在设计、运行、维修等所有环节中，安全目标优先于进度、成本等其他目标；（2）资源保障：为安全相关系统（如安全级设备、应急设施）分配充足的资金、人力和技术资源；（3）风险管控：对任何可能影响安全的活动（如修改程序、设备改造）进行严格的安全分析和论证；（4）全员参与：从管理层到一线员工，均需将安全作为行为准则，主动报告潜在风险。2.说明压水堆“小破口失水事故（LOCA）”的发展过程及关键安全系统的响应。答案：小破口LOCA指一回路管道破裂（破口直径小于200mm），导致冷却剂缓慢泄漏，发展过程为：（1）泄漏导致一回路压力下降，稳压器水位降低；（2）压力低于整定值时，应急堆芯冷却系统（ECCS）的高压安注泵启动，向一回路注入含硼水，补偿泄漏并控制反应性；（3）若泄漏持续，低压安注系统（通过安全壳地坑再循环）启动，利用回收的冷却剂持续注水；（4）同时，安全壳隔离系统触发，关闭非安全相关阀门，防止放射性物质外溢；（5）最终，堆芯冷却得以维持，事故被控制。3.简述核电厂辐射监测的主要类型及其目的。答案：核电厂辐射监测分为三类：（1）工作场所监测：测量控制区、监督区的辐射水平（如γ剂量率、中子通量），确保人员受照剂量符合限值；（2）流出物监测：监测气载、液态流出物的放射性活度（如I-131、Cs-137浓度），防止超标排放；（3）环境监测：测量厂界外土壤、水、空气、生物中的放射性水平，评估核电厂对环境的影响，对比本底数据验证安全性。4.说明核设施退役的“立即拆除”和“安全监护暂存”两种策略的区别。答案：（1）立即拆除：退役后短时间内（通常10-20年）完成设备拆除、去污和场地清理，优点是缩短辐射风险期，减少长期监护成本；缺点是初期工作量大，需投入大量资源。（2）安全监护暂存：退役后将核设施封闭并监护（通常30-50年），待放射性衰变降低后再拆除，优点是降低拆除时的辐射风险，减少人员受照剂量；缺点是需长期维护（如通风、防泄漏），监护成本高。我国根据设施类型和放射性水平选择策略，多数退役研究堆采用立即拆除，部分高放设施采用暂存。5.简述核事故应急响应的“场内应急”与“场外应急”的主要职责划分。答案：（1）场内应急（核设施营运单位负责）：①控制事故源（如隔离泄漏系统、启动安全系统）；②监测场内辐射水平和放射性释放；③保护场内人员（如撤离非必要人员、发放防护装备）；④向场外应急指挥机构报告事故信息。（2）场外应急（地方政府负责）：①划定应急响应区域（如烟羽应急区、食入应急区）；②组织公众防护（如撤离、隐蔽、服用碘片）；③监测环境辐射水平，评估公众受照剂量；④协调医疗、交通、通讯等资源，保障应急行动。五、案例分析题（20分）背景：某压水堆核电厂在换料大修后启动过程中，主控室监测到一回路压力缓慢下降（从15.5MPa降至15.0MPa，持续30分钟），稳压器水位从60%降至50%，同时安全壳内放射性碘（I-131）浓度升高至1×10⁴Bq/m³（正常运行时<1×10³Bq/m³）。问题：1.分析可能的事故原因。（5分）2.列出操纵员应执行的关键操作步骤。（7分）3.说明需启动的安全系统及功能。（8分）答案：1.可能的事故原因：根据现象（一回路压力下降