2026年核安全工程师考试真题

2026年核安全工程师考试真题精选一、单项选择题（共40题，每题1分。每题的备选项中，只有1个最符合题意）1.在核反应堆物理中，中子与物质相互作用时，对于快中子而言，在轻核和重核上分别主要发生哪种过程？A.轻核上主要发生弹性散射，重核上主要发生非弹性散射B.轻核上主要发生非弹性散射，重核上主要发生弹性散射C.轻核和重核上都主要发生弹性散射D.轻核和重核上都主要发生非弹性散射2.核电厂纵深防御的五个层次中，第一层防御的目的是什么？A.防止偏离正常运行工况B.控制异常工况，防止设计基准事故C.防止事故工况导致放射性后果D.缓解事故工况下的放射性后果3.关于辐射防护中“正当性”原则的描述，下列哪项是正确的？A.只有在引入的实践带来的利益大于代价时，该实践才是正当的B.所有涉及辐射的实践都必须禁止C.利益必须最大化，无论代价如何D.该原则主要针对事故应急干预，不适用于正常运行4.在压水堆核电厂中，稳压器的主要功能是？A.控制反应堆冷却剂系统的压力和提供超压保护B.控制反应堆的功率水平C.提供应急冷却水源D.存放核燃料5.某放射性核素的半衰期为10小时，其衰变常数λ为多少？A.0.0693B.6.93C.0.1D.1.06.国际辐射防护委员会（ICRP）第103号出版物建议的放射工作人员职业照射的年有效剂量限值是？A.10mSvB.20mSvC.50mSvD.100mSv7.反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）被分为哪几个阶段？A.喷放、再淹没、再湿B.喷放、再淹没、长期冷却C.喷放、再充水、再淹没、长期冷却D.破口、喷放、停堆8.在核安全文化中，所谓“质疑的态度”主要是指？A.怀疑一切管理指令B.在感到不确定时暂停工作，直到问题得到澄清C.拒绝执行常规操作D.频繁更换工作岗位9.贝克勒尔是哪个物理量的单位？A.吸收剂量B.当量剂量C.放射性活度D.照射量10.压水堆核电厂中，化学和容积控制系统（CVCS）的主要功能不包括？A.调节硼浓度以控制反应性B.维持一回路冷却剂体积C.向一回路添加联氨以控制氧含量D.直接向二回路输送蒸汽11.关于确定性效应与随机性效应，下列说法错误的是？A.确定性效应存在剂量阈值B.随机性效应的发生概率与剂量有关，严重程度与剂量无关C.确定性效应的严重程度随剂量增加而增加D.随机性效应在低剂量下通常表现为皮肤烧伤12.核电厂应急计划区通常划分为哪两个区域？A.烟羽计划区和食入计划区B.核岛区域和常规岛区域C.控制区和监督区D.限制区域和非限制区域13.反应堆临界方程=中，代表什么？A.不泄漏概率B.快中子不泄漏概率C.热中子不泄漏概率D.逃脱共振俘获概率14.在辐射监测中，盖革-米勒计数器（GM管）的主要特点是？A.能量响应好，适用于精确剂量测量B.灵敏度高，结构简单，但不能区分粒子能量C.只能测量中子D.适合测量高剂量率场15.核安全法规体系（HAF系列）中，核安全导则的主要作用是？A.具有法律强制力，必须严格执行B.提供建议和推荐性方法，供参考执行C.仅适用于核电厂建设阶段D.仅适用于核电厂运行阶段16.下列哪种材料最适合用作热中子反应堆的慢化剂？A.铅B.铍C.石墨D.钢17.在概率安全评价（PSA）中，核心概念“堆芯损坏频率”（CDF）的单位通常是？A.每年B.每堆年C.每小时D.每运行小时18.压水堆一回路冷却剂中加硼酸的主要目的是？A.调节pH值B.中和腐蚀产物C.补偿反应性，特别是控制长期的反应性变化D.提高冷却剂导热系数19.当发生全厂断电（SBO）事故时，主要依赖什么设备来排出堆芯余热？A.主泵B.安全注射系统（安注系统）C.辅助给水系统D.汽轮机20.辐射防护的最优化（ALARA）原则是指？A.将剂量降低到本底水平B.在考虑经济和社会因素后，将剂量保持在可合理达到的尽量低水平C.只要剂量低于限值即可，无需进一步降低D.必须使用最高级别的防护设备21.下列哪种同位素常用于制作放射源进行工业探伤？A.碘-131B.钴-60C.氚-3D.锝-99m22.核电厂在役检查（ISI）的主要对象是？A.反应堆堆芯燃料组件B.反应堆冷却剂压力边界及重要部件C.控制室仪表盘D.汽轮机叶片23.关于中子通量密度ϕ的定义，下列表达式正确的是？A.ϕB.ϕC.ϕD.ϕ24.安全壳喷淋系统的主要功能是？A.洗涤安全壳大气中的裂变产物，降低安全壳压力B.仅用于冷却安全壳C.仅用于防止安全壳超压D.为操作人员提供清洗水源25.下列哪项不是核电厂质量保证（QA）体系的基本原则？A.质量保证大纲必须制定并贯彻执行B.必须确定物项和服务的质量要求C.只需对关键人员进行培训D.必须进行验证和监控26.某工作人员在一年内接受了外照射有效剂量5mSv，并摄入了某种放射性核素产生的待积有效剂量3mSv，其总有效剂量为？A.5mSvB.3mSvC.8mSvD.2mSv27.反应堆停堆深度是指？A.控制棒完全插入堆芯时的反应性B.控制棒全部提出堆芯时的反应性C.当次临界状态下的反应性绝对值D.堆芯处于临界状态时的反应性28.在核燃料循环中，后处理厂的主要任务是？A.将铀矿石转化为六氟化铀B.将六氟化铀转化为二氧化铀燃料C.从乏燃料中回收铀和钚D.处理低放废液29.下列关于α粒子的描述，正确的是？A.穿透能力强，电离能力弱B.穿透能力弱，电离能力强C.穿透能力和电离能力都强D.穿透能力和电离能力都弱30.核电厂正常运行期间，对公众产生的最大辐射照射来源通常是？A.反应堆本体B.放射性废液排放C.放射性废气排放D.运输车辆31.确定论安全分析中，通常采用保守假设，其目的是？A.减少计算工作量B.确保计算结果包络现实情况，留有安全裕度C.模拟真实场景D.为了符合监管要求但实际并不需要32.下列哪种事件属于核电厂的始发事件？A.全厂断电B.安全壳喷淋启动C.安注泵启动D.汽轮机跳闸（属于瞬态，但需结合具体语境，通常SBO是更典型的始发事件分类，此处选A作为典型事故起因）33.辐射工作人员的皮肤当量剂量限值（一年）是？A.20mSvB.50mSvC.150mSvD.500mSv34.压水堆核电厂中，蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）的主要特点是？A.一回路放射性直接向二回路释放，且可能通过安全阀向大气释放B.仅导致二回路压力升高C.仅导致一回路水装量损失D.不会导致放射性释放35.关于核设施实物保护，下列哪项不是主要目标？A.防止非法转移核材料B.防止破坏核设施C.防止工作人员受到超剂量照射D.保护核材料和信息36.某点源γ射线的活度为A，距离r处的照射量率̇XA.̇B.̇C.̇D.̇37.严重事故管理（SAM）的重点在于？A.防止设计基准事故B.缓解严重事故后果，维持堆芯可冷却性和安全壳完整性C.加速停堆过程D.优化发电效率38.下列哪种材料通常用作γ射线的屏蔽材料？A.聚乙烯B.铅或贫铀C.石蜡D.纯水39.在放射性废物管理中，最小化原则是指？A.减少废物的体积和活度B.将所有废物稀释排放C.尽量减少废物处理的费用D.减少废物的种类40.核安全一级设备是指？A.对安全有重要影响的设备B.失效会导致严重放射性后果的设备（如反应堆冷却剂压力边界）C.常规辅助系统设备D.电气仪表设备二、多项选择题（共20题，每题2分。每题的备选项中，有2个或2个以上符合题意，至少有1个错项。错选，本题不得分；少选，所选的每个选项得0.5分）41.核安全文化的特征包括哪些？A.领导层的承诺B.各级人员的参与C.质疑的态度D.严谨的程序E.开放的交流42.下列哪些因素会影响反应堆的反应性？A.控制棒移动B.硼浓度变化C.堆芯温度变化（多普勒效应、慢化剂温度系数）D.慢化剂密度变化E.汽轮机负荷变化（间接影响冷却剂温度等）43.辐射防护的外照射防护三原则是指？A.时间防护B.距离防护C.屏蔽防护D.源项控制E.个人防护用品44.压水堆核电厂专设安全设施通常包括？A.安全注射系统（RIS）B.安全壳喷淋系统（EAS）C.辅助给水系统（ASG）D.应急柴油发电机组（ECC/LPS）E.汽轮机旁路排放系统（GCT）45.关于放射性废物的分类，依据通常包括？A.放射性浓度（比活度）B.半衰期C.物理形态（气、液、固）D.毒性E.发热功率46.核电厂运行限值和条件主要包括哪几类？A.正常运行限值和条件B.异常运行限值和条件C.事故工况限值和条件D.行政管理要求E.维修限值47.下列哪些是导致核设施人因事故的常见原因？A.规程缺陷B.培训不足C.疲劳和压力D.缺乏安全文化E.设备故障（非人因）48.概率安全评价（PSA）一级分析的主要内容包括？A.始发事件分析B.事件树分析C.故障树分析D.共因失效分析E.人员可靠性分析49.下列哪些核素是压水堆一回路冷却剂中的主要腐蚀活化产物？A.钴-60(CoB.锰-54(MnC.铯-137(CsD.碘-131(I)E.氚(H)50.核电厂在役检查（ISI）常用的无损检测技术包括？A.超声波检测（UT）B.射线检测（RT）C.磁粉检测（MT）D.渗透检测（PT）E.涡流检测（ET）51.关于应急响应，下列哪些行动是正确的？A.立即启动应急响应组织B.进行堆芯状态评估C.通知国家核安全监管部门D.隐瞒事故后果以避免恐慌E.对受影响人员进行防护行动52.反应堆冷却剂材料的选择需要考虑哪些因素？A.中子经济性（低中子吸收截面）B.耐腐蚀性能C.机械强度D.辐照稳定性E.成本低廉53.下列哪些属于核电厂严重事故的物理现象？A.堆芯熔化B.堆芯解体C.蒸汽爆炸D.安全壳底板熔穿（MCCI）E.氢气燃烧或爆炸54.辐射监测仪表的校准需要满足哪些要求？A.使用标准源B.具有溯源性C.定期进行D.仅在故障时进行E.由授权机构进行55.下列哪些是核安全监管部门的职责？A.核设施许可证的颁发B.核设施运行过程的监督检查C.核事故应急响应与协调D.制定核安全法规标准E.直接运营核电厂56.关于双原子分子的辐射分解，下列说法正确的是？A.产生自由基B.产生分子产物C.过程受LET值影响D.只发生在液态水中E.会导致材料性质改变57.下列哪些设备属于反应堆保护系统（RPS）的组成部分？A.反应堆紧急停堆系统B.专设安全设施驱动系统C.堆芯中子通量监测仪表D.汽轮机调节系统E.二回路水质监测系统58.核电厂退役策略主要包括哪几种？A.立即拆除B.安全封存（延缓拆除）C.就地掩埋D.焚烧处理E.无限期监管59.影响核电厂选址安全的因素包括？A.地质构造（地震、断裂）B.洪水、极端气象C.人口分布D.电源水源E.当地经济发展水平60.关于临界安全，下列哪些措施是有效的？A.使用几何安全的容器B.保持中子毒物的存在D.限制易裂变材料的质量和浓度E.增加反射层三、判断题（共20题，每题0.5分。正确的打“√”，错误的打“×”）61.贝克勒尔（Bq）是放射性活度的国际单位制单位，1Bq等于1次衰变每秒。()62.确定性效应（如白内障）没有剂量阈值，只要受到照射就会发生。()63.压水堆核电厂中，稳压器中的电加热器主要用于在压力降低时加热水使其汽化以回升压力。()64.核安全法规规定，核电厂必须设置两套独立的停堆系统。()65.辐射防护中，对于公众的年有效剂量限值为1mSv。()66.α粒子因为质量大、电荷多，所以在空气中的射程比β粒子长。()67.反应堆的热功率与核功率成正比，比例系数约为200MeV/fission。()68.在核电厂中，只要安全壳完整，就一定不会发生放射性物质向环境释放。()69.质量保证（QA）仅适用于制造阶段，不适用于运行阶段。()70.氢气在安全壳内积聚可能导致爆燃或爆炸，威胁安全壳完整性。()71.国际核事件分级表（INES）中，4级及以上事件被称为事故。()72.所有中子都与原子核发生散射或吸收反应，不存在中子穿过物质而不发生任何相互作用的情况。()73.压水堆的负慢化剂温度系数意味着当温度升高时，反应性自动增加，具有自稳特性。()74.核电厂三废处理的原则是尽量复用、少排放、达标排放。()75.人员在控制区工作时，必须佩戴个人剂量计。()76.反应堆冷却剂泵（主泵）轴封水系统失效可能导致LOCA。()77.铀-235只能通过热中子诱发裂变，快中子不能使其裂变。()78.核安全文化的本质是防范人因错误，组织因素是关键。()79.严重事故管理指南（SAMG）是在堆芯已经发生损坏的情况下采取的行动。()80.只要剂量低于限值，辐射防护就不需要考虑最优化（ALARA）。()四、案例分析及计算题（共4题，每题10分）81.某核电厂发生了一起放射性液体意外泄漏事件。一个装有1.0×Bq钴-60(Co)的密封源容器在操作间掉落，导致源包壳破损，部分放射性物质污染了地面（视为平面源）。操作间面积为20，污染均匀分布。钴-60的γ射线照射量率常数Γ≈(1)请计算该工作人员在此期间受到的γ外照射照射量（或近似空气比释动能）。[注：为简化计算，可忽略地面散射和空气吸收，将污染面视为均匀平面源，或假设污染集中在中心点源计算以作保守估计。本题建议采用点源近似进行保守估算](2)针对此事件，从辐射防护和核安全角度，应采取哪些应急响应和补救措施？82.某压水堆核电机组在功率运行期间，由于二回路主蒸汽管道破裂导致汽轮机跳闸。随后因操纵员误操作，导致两台主泵跳闸，反应堆未能在规定时间内自动停堆（假设ATWT信号被屏蔽）。(1)请分析在此始发事件下，堆芯可能面临的物理热工状态（如流量下降、功率变化、压力变化等）。(2)假设反应堆最终通过手动停堆，但在此过程中发生了偏离泡核沸腾（DNB），请说明DNB发生的机理及其对燃料包壳的后果。(3)从事故序列分析，指出该事件在核安全文化方面暴露出的潜在问题。83.某辐射防护实验室需要对一个新的γ辐射场进行屏蔽设计。已知辐射源为铯-137(Cs)点源，活度A=3.7×Bq(1Ci)。工作人员在距离源2米处工作，要求该位置的剂量率不超过2.5μSv(1)请计算无屏蔽时，2米处的剂量率。(2)根据计算结果，判断是否需要屏蔽。(3)若需要屏蔽，请计算所需的铅屏蔽厚度（忽略积累因子B或设B=84.某核设施的质量保证（QA）大纲中规定了对某关键安全级阀门的焊接检验要求。在执行过程中，检验人员发现焊缝存在一处未熔合缺陷，长度为5mm。根据相关规范（如ASMEBPVC或RCC-M），该类阀门在特定尺寸下的验收标准规定：未熔合缺陷最大允许长度为3mm。(1)请判断该焊缝是否合格。(2)如果不合格，请描述应采取的处理流程（包括不符合项报告、返修、复检等步骤）。(3)分析如果该缺陷被漏检且阀门安装投入运行，可能带来的风险，并结合“纵深防御”和“质量保证”原则进行讨论。答案与解析一、单项选择题1.A解析：快中子在轻核上主要通过弹性散射损失能量（慢化），而在重核上更容易发生非弹性散射（重核能级激发，快中子损失较大能量跃迁到低能级）。2.A解析：纵深防御第一层是保守的设计、高质量建造和运行，旨在防止偏离正常运行。3.A解析：正当性原则要求引入的实践带来的净利益（利益减去代价）必须大于零。4.A解析：稳压器是压水堆一回路系统的压力调节和超压保护设备。5.A解析：衰变常数λ=6.B解析：ICRP103号建议，放射工作人员职业照射年有效剂量限值为20mSv（5年内平均不超过20，任何单一年不超过50）。7.C解析：LOCA通常分为喷放、再充水、再淹没和长期冷却四个阶段。8.B解析：质疑的态度是指当对状态、规程或指示不确定时，应暂停工作并寻求澄清，防止盲目操作。9.C解析：贝克勒尔是活度单位；希沃特是剂量当量单位；戈瑞是吸收剂量单位。10.D解析：CVCS负责一回路的水化学和容积控制，不直接向二回路输水。11.D解析：确定性效应有阈值（如皮肤红斑、白内障），随机性效应（如癌症）无阈值，严重程度与剂量无关，概率与剂量有关。皮肤烧伤属于确定性效应。12.A解析：核电厂应急计划区通常划分为烟羽计划区（通常7-10km）和食入计划区（通常30-50km）。13.B解析：通常指中子不泄漏概率，有时细分为快中子不泄漏概率和热中子不泄漏概率。在=的简化表达中，代表总的不泄漏概率。但在更细致的公式=中，笼统指代不泄漏概率。若指代具体符号，常指非泄漏概率。根据选项，B最符合通常定义（快中子不泄漏概率通常记为或，热中子记为或，但在四因子公式背景下，不泄漏概率通常指整体。若选项必须选一个，通常指代非泄漏概率整体，但若题目有特定符号习惯，可能指快中子。这里选B作为最接近的物理概念描述，实际考试中需注意符号定义）。修正：在标准教材中，通常指非泄漏概率，但细分时为泄漏概率。此处题目可能有特定语境，选B（快中子不泄漏概率）是常见的特定符号指代，或者选A（总不泄漏概率）。根据常见考题，常指代总的不泄漏概率。但若选项中有细分，通常考察和。本题选B是基于常见出题陷阱，实际上最准确的是不泄漏概率。（注：本题若按严格定义，通常指非泄漏概率，即A。但部分语境下指快中子。鉴于选项，A更符合字面意思Non-Leakage）。14.B解析：GM管灵敏度高，输出脉冲大，结构简单，但不能区分粒子能量，且存在死时间，不适合高剂量率。15.B解析：核安全导则属于推荐性文件，提供方法和要求，不具备法律强制力，但通常被监管要求引用。16.C解析：石墨是良好的慢化剂（轻核，散射截面大）。铍也是，但成本高且有毒。铅和钢不慢化。17.B解析：CDF单位通常是每堆年。18.C解析：硼酸是中子毒物，用于补偿反应性，特别是燃耗和氙毒引起的长期负反应性。19.B解析：SBO导致主泵停转和AC电源丧失，依赖安注系统（通常由柴油机或蓄电池驱动汽动泵）排出余热。20.B解析：ALARA原则定义。21.B解析：钴-60能量高（1.17,1.33MeV），半衰期适中（5.27年），适合探伤。22.B解析：在役检查重点关注承压边界和关键安全部件。23.A解析：中子通量密度ϕ=24.A解析：安全壳喷淋系统的主要功能是冷凝蒸汽降低压力，并洗涤去除放射性碘和气溶胶。25.C解析：QA体系要求对所有影响质量的人员进行培训，不仅仅是关键人员。26.C解析：总有效剂量=外照射年剂量+待积有效剂量=5+3=8mSv。27.C解析：停堆深度通常指次临界状态下，反应性偏离临界的量值（负反应性的绝对值）。28.C解析：后处理的主要目的是回收乏燃料中的U和Pu资源。29.B解析：α粒子带电多、质量大，电离能力极强，射程极短（一张纸即可阻挡）。30.B解析：正常运行时，液态流出物（如冷却剂排水）的排放是公众照射的主要来源，其次是气态流出物。31.B解析：确定论分析采用保守假设（如最小流量、最大功率）以包络不确定性，确保安全边界。32.A解析：始发事件是导致正常运行扰动的事件，如LOCA、SBO、瞬态等。汽轮机跳闸也是始发事件，但SBO是更典型的考试考点。33.D解析：ICRP103建议，皮肤年当量剂量限值为500mSv。34.A解析：SGTR导致一回路（高压）向二回路（低压）泄漏，放射性直接进入二回路，若二回路安全阀启跳，则直接向环境释放。35.C解析：实物保护针对盗窃和破坏，防止工作人员超剂量属于辐射防护范畴。36.A解析：照射量率公式̇X37.B解析：SAMG关注严重事故（堆芯熔毁）后的缓解措施，防止安全壳失效和大规模释放。38.B解析：铅和贫铀密度大，原子序数高，适合屏蔽γ射线。聚乙烯、石蜡、水适合屏蔽中子。39.A解析：废物最小化包括体积最小化和活度最小化。40.B解析：核安全一级设备是指其失效会导致一回路失水或后果严重的设备，即反应堆冷却剂压力边界。二、多项选择题41.ABCDE解析：全部选项均为INSAG-4定义的核安全文化关键特征。42.ABCDE解析：控制棒、硼、温度、慢化剂密度、空泡效应（由负荷变化引起）均影响反应性。43.ABC解析：外照射防护三原则是时间、距离、屏蔽。源项控制和PPE属于通用防护措施。44.ABCDE解析：安注、喷淋、辅助给水、应急电源（虽属电气系统但是专设安全功能支持）、汽机旁路（用于热井排热）均属于专设安全设施或支持系统。45.ABCE解析：放射性废物分类依据放射性浓度、半衰期、物理形态。毒性通常不是分类的直接依据，而是处置依据。46.ABCD解析：运行限值包括正常运行、异常、事故工况下的限制，以及行政管理要求。47.ABCD解析：人因失误原因包括规程、培训、环境（疲劳）、文化等。设备故障属于物因。48.ABCDE解析：PSA一级分析包括始发事件、事件树、故障树、共因失效、人因可靠性分析。49.AB解析：Co和M50.ABCDE解析：UT,RT,MT,PT,ET均为常用无损检测方法。51.ABCE解析：应急响应包括启动组织、评估、通知、防护行动。隐瞒是严重违规。52.ABCD解析：冷却剂材料需低中子吸收、耐腐蚀、高强度、抗辐照。成本不是主要安全因素。53.ACDE解析：严重事故现象包括堆芯熔化、蒸汽爆炸、MCCI（熔融物堆芯与混凝土相互作用）、氢气燃烧。堆芯解体是极快超瞬态的假设（如CDA），不是典型的严重事故发展序列现象（严重事故通常指堆芯熔毁过程）。54.ABCE解析：需使用标准源、定期校准、有溯源性、由授权机构进行。仅在故障时做是不对的。55.ABCD解析：监管部门负责许可、监督、应急协调、制定法规。不负责直接运营。56.ABCE解析：辐射分解产生自由基和分子，受LET影响，导致材料老化。不只发生在水中。57.ABC解析：保护系统包括停堆系统、专设安全设施驱动系统、堆芯监测仪表。汽机调节和二回路水质监测不属于反应堆保护系统。58.AB解析：退役策略主要有立即拆除、安全封存（延缓拆除）。就地掩埋是处置方式，不是退役策略。59.ABCD解析：选址考虑外部事件（地震、洪水）、人口分布、水源电源。经济发展水平不是安全要素。60.ABCD解析：临界安全措施包括几何安全、毒物、质量浓度控制。增加反射层会提高反应性，不利于安全。三、判断题61.√解析：1Bq=1s。62.×解析：确定性效应有阈值。63.√解析：电加热器用于在压力低时加热水汽化升压；喷淋阀用于在压力高时喷淋冷凝降压。64.×解析：法规通常要求两套独立的停堆手段（如控制棒和注硼），但并不一定硬性规定为“两套独立的停堆系统”（通常一套RPS包含多重逻辑），且不同堆型要求不同。但一般要求有多样性和冗余性。注：严格来说，通常要求两种不同的停堆手段，控制棒和第二停堆系统（如硼酸）。如果题目指“两套系统”，在现代PWR中通常有控制棒系统RPS和加硼系统。但若指硬件系统，通常是一套RPS。此题判断较依赖具体语境，但一般判断为√，因为有冗余要求。但更准确的说法是“两种手段”。修正：根据HAF102/103，必须提供至少两种独立的停堆手段。所以“两套”可以理解为两种手段的体现。但通常认为是√。65.√解析：公众年有效剂量限值1mSv。66.×解析：α粒子射程比β短得多。67.√解析：每次裂变释放约200MeV能量。68.×解析：安全壳完整是最后一道屏障，但仍可能通过气体泄漏（虽然极少）或贯穿件泄漏。且题目说“一定”太绝对。如果安全壳完整且隔离，则不会向环境释放，但“一定”忽略了内部转移等。通常判断为×，因为绝对化表述。69.×解析：QA适用于核设施全生命周期，包括设计、制造、建造、运行、退役。70.√解析：氢气风险是安全壳完整性威胁之一。71.√解析：INES4-5级为事故，0-3级为事件/偏差。72.×解析：中子可能穿过而不发生作用（穿透），概率取决于截面和厚度。73.×解析：负温度系数意味着温度升高->反应性降低->功率下降，具有自稳特性。题目说“反应性自动增加”是错的。74.√解析：三废处理原则。75.√解析：控制区必须监测剂量。76.√解析：主泵轴封失效可能导致LOCA（虽然通常较小，但仍属LOCA范畴）。77.×解析：铀-235也能发生快中子裂变，只是截面较小。78.√解析：核安全文化核心是防范人因，组织是根本。79.√解析：SAMG适用于堆芯已损坏的严重事故阶段。80.×解析：ALARA原则适用于所有剂量水平，即使低于限值。四、案例分析及计算题81.答案：(1)计算：采用点源近似进行保守估算（将所有活度视为中心点）：活度A=距离r=钴-60Γ(照射量率常数)≈1.3照射量率̇X停留时间t=总照射量X=(注：1C/kg=或者用传统单位计算更直观：A=1.0×≈13.2r=̇X0.5小时接受的照射量X=换算为空气比释动能（近似）：1R≈10结果约为0.0178R。(2)措施：1.立即撤离：撤离操作间人员，划定控制区。2.