2025年核安全工程师技术基础(附答案)

2025年核安全工程师技术基础(附答案)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.在压水堆核电厂中，控制棒驱动机构的主要功能是（）。A.调节一回路冷却剂压力B.控制控制棒的移动，从而控制反应堆功率C.提供主泵的轴封水D.调节稳压器水位2.下列关于核裂变反应的描述中，错误的是（）。A.裂变过程中释放出中子B.裂变产物通常具有放射性C.裂变反应一定能维持自持链式反应D.裂变过程伴随着质量亏损，释放巨大能量3.压水堆核电厂一回路冷却剂系统中，用于调节和控制系统压力的设备是（）。A.蒸汽发生器B.稳压器C.主泵D.容积控制箱4.在反应堆物理中，四因子公式不包含以下哪个因子？（）A.快中子增殖因数B.逃脱共振俘获概率C.热中子利用因数D.缓发中子份额5.核电厂专设安全设施（ESF）的主要目的是为了（）。A.提高电厂经济性B.防止或减轻事故后果，确保反应堆安全停堆并排出堆芯余热C.减少放射性废液产生量D.延长燃料换料周期6.下列材料中，常用作压水堆控制棒吸收体材料的是（）。A.不锈钢B.锆合金C.银-铟-镉合金D.镁合金7.在核辐射防护中，用于衡量辐射对人体造成生物效应风险的物理量是（）。A.照射量B.吸收剂量C.当量剂量D.比释动能8.压水堆堆芯中，冷却剂流动方向通常为（）。A.由下向上B.由上向下C.水平流动D.螺旋流动9.事故后安全壳喷淋系统的主要作用是（）。A.降低安全壳内温度，并洗刷掉放射性碘B.防止安全壳超压破裂C.为安全壳提供气密性封堵D.向堆芯注入应急冷却水10.某放射性核素的半衰期为10小时，其衰变常数λ约为（）。A.0.0693B.0.1C.6.93D.69.311.反应堆热工水力设计中，DNBR（偏离核态沸腾比）是用来衡量（）。A.燃料芯块中心温度是否超过熔点B.包壳表面发生偏离核态沸腾（DNB）的裕度C.冷却剂流量是否充足D.反应堆热功率与电功率的比值12.在压水堆化学控制中，加入硼酸的主要目的是（）。A.调节冷却剂pH值B.作为可溶性中子毒物控制反应性C.去除冷却剂中的腐蚀产物D.增加冷却剂导热系数13.下列哪种事故工况属于始发事件中的“二回路破口”事故？（）A.主蒸汽管道破裂B.稳压器安全阀卡开C.控制棒弹棒事故D.一回路小破口失水事故14.反应堆周期（T）与中子密度的相对增长率之间的关系是（）。A.TB.TC.TD.T15.核安全一级设备是指其失效会导致（）的设备。A.电厂停运时间超过一周B.放射性释放超过厂区边界C.堆芯冷却能力丧失，导致严重燃料损坏D.二回路蒸汽品质下降16.华龙一号（HPR1000）采用的双层安全壳结构，其主要特点不包括（）。A.内层为钢制安全壳B.外层为钢筋混凝土结构C.夹层保持负压D.能够抵御大型商用飞机撞击17.在反应堆启动过程中，出现“碘坑”现象的主要原因是（）。A.碘-135的积累导致中毒B.氙-135的积累及其随功率变化的瞬态特性C.钐-149的中毒效应D.控制棒插入过深18.下列关于中子慢化的描述，正确的是（）。A.氢原子核是最好的慢化剂，因为其质量数最大B.慢化剂的主要作用是快中子增殖C.中子与重核碰撞时，每次碰撞损失的能量较少D.压水堆中，水既作冷却剂又作慢化剂19.核电厂在冷停堆状态下，一回路系统的压力通常维持在（）。A.运行压力（约15.5MPa）B.大气压附近C.2-3MPaD.10MPa左右20.燃料元件包壳的主要作用不包括（）。A.包容裂变产物，防止其进入冷却剂B.提供燃料芯块的支撑结构C.作为冷却剂流道边界D.作为主要的中子吸收材料21.应急柴油发电机组作为核电厂的备用电源，其启动并带载时间要求通常为（）。A.10秒以内B.2分钟以内C.10分钟以内D.30分钟以内22.在概率安全评价（PSA）中，核心损伤频率（CDF）的单位通常是（）。A.次/年B.次/堆年C.次/运行小时D.次/临界小时23.下列关于放射性衰变规律的公式，正确的是（）。A.NB.NC.ND.N24.压水堆核电厂中，用于将一回路热量传递给二回路并产生蒸汽的设备是（）。A.汽轮机B.凝汽器C.蒸汽发生器D.除氧器25.反应堆功率运行时，如果发生全厂断电事故，首先依靠的电源是（）。A.外部电网B.应急柴油发电机C.蓄电池组D.汽轮机辅助泵26.在核燃料循环中，乏燃料后处理的主要目的是（）。A.直接地质处置B.回收铀和钚，分离高放废物C.重新制造燃料棒而不分离D.仅用于测量燃耗27.安全壳隔离系统的主要功能是（）。A.防止放射性物质在正常运行时泄漏B.在事故状态下自动关闭穿过安全壳的管道，防止放射性外泄C.监测安全壳内辐射水平D.为安全壳内部提供通风28.下列哪种材料具有正的空洞肿胀效应？（）A.锆合金B.奥氏体不锈钢C.碳钢D.镍基合金29.反应堆冷却剂泵（主泵）的轴封水系统通常取自（）。A.化学和容积控制系统（CVCS）的上充流B.二回路给水C.硼酸补给系统D.设备冷却水系统30.在核电厂正常运行中，向环境排放的放射性液态流出物必须（）。A.直接排入大海B.经过处理和监测达标后排放C.混合在固体废物中一起处置D.储存在安全壳内31.严重事故管理中，防止高压熔堆的主要措施是（）。A.及时开启安全壳排放阀B.进行一回路快速卸压C.堆芯注水D.启动安全壳喷淋32.反应堆保护系统的设计原则是（）。A.故障安全B.故障运行C.允许故障D.手动优先33.下列关于贝克勒尔的描述，正确的是（）。A.是放射性活度的单位B.是吸收剂量的单位C.是当量剂量的单位D.是照射量的单位34.压水堆堆芯燃料组件通常采用（）排列。A.正方形B.三角形C.六角形D.同心圆形35.辐射监测中，盖革-米勒计数器（G-M计数管）主要用于测量（）。A.辐射场的精确剂量率B.高强度辐射场C.放射性活度或计数率（常用于防护监测）D.中子通量36.核电厂三废处理系统中，对于含氢废液，通常采用（）工艺处理。A.蒸发B.离子交换C.过滤D.焚烧37.在反应堆物理中，有效增殖因数=1A.次临界状态B.超临界状态C.临界状态D.瞬发临界状态38.洗衣房废液通常属于（）。A.低放废液B.中放废液C.高放废液D.极低放废液39.为防止锆合金包壳在高温下与水发生剧烈放热化学反应（锆-水反应），必须限制（）。A.冷却剂pH值B.燃料包壳温度C.反应堆功率水平D.冷却剂流速40.核安全文化中的“质疑的态度”主要是指（）。A.怀疑领导层的决策B.对异常情况保持警惕，不假设未经验证的事物是正确的C.拒绝执行操作规程D.随意修改安全整定值二、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.核电厂纵深防御通常包含哪些层次？（）A.正常运行与监督B.异常运行与事故保护系统C.专设安全设施D.事故管理与应急响应E.场外应急响应42.压水堆一回路系统的主要功能包括（）。A.将核裂变产生的热量带出堆芯B.作为反应堆的慢化剂C.作为反应堆的冷却剂D.维持高压边界防止放射性外泄E.直接产生蒸汽推动汽轮机43.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.冷却剂温度变化（多普勒效应）D.堆芯燃耗E.汽轮机负荷变化44.典型的压水堆专设安全设施包括（）。A.安全注入系统（安注系统）B.安全壳喷淋系统C.辅助给水系统D.汽轮机旁路排放系统E.应急柴油发电机组45.下列关于辐射对生物体影响的描述，正确的有（）。A.确定性效应存在剂量阈值B.随机性效应发生概率与剂量成正比，严重程度与剂量无关C.躯体效应仅显现在受照者本人身上D.遗传效应可能显现在受照者后代身上E.所有辐射影响都是可以治愈的46.核电厂正常运行时的辐射源项主要来自（）。A.一回路冷却剂的活化B.燃料包壳破损导致的裂变产物泄漏C.二回路蒸汽的放射性携带D.废物处理系统的泄漏E.反应堆压力容器的中子辐照47.反应堆停堆过程中的余热来源包括（）。A.剩余裂变功率B.裂变产物的衰变热C.中子俘获产物的衰变热D.反应堆压力容器的蓄热E.控制棒的放射性衰变热48.下列哪些设备属于核安全一级机械设备？（）A.反应堆压力容器B.稳压器C.主泵D.蒸汽发生器E.安全壳隔离阀49.在失水事故（LOCA）中，堆芯冷却面临的挑战包括（）。A.冷却剂丧失导致传热恶化B.堆芯再淹没过程中的包壳温度峰值C.锆-水反应产生氢气D.安全壳内压力升高E.反应性引入事故50.核电厂严重事故阶段的主要现象包括（）。A.堆芯熔化B.堆芯-混凝土相互作用（MCCI）C.安全壳直接加热（DCH）D.氢气燃烧或爆炸E.高压熔堆51.为了保证核安全，设计基准必须考虑（）。A.正常运行B.运行瞬态C.设计基准事故D.严重事故E.极端外部事件（如地震、洪水）52.下列关于质量保证（QA）在核安全中作用的说法，正确的有（）。A.确保物项和活动满足规定的要求B.贯穿于核电厂全生命周期C.仅适用于制造阶段D.需要建立独立的组织机构E.侧重于文件管理而非执行过程53.压水堆核电厂二回路系统的主要功能是（）。A.接收一回路传递的热量B.将蒸汽的热能转化为机械能C.将机械能转化为电能D.冷凝乏汽回收给水E.控制反应堆功率54.影响核燃料燃耗深度的因素有（）。A.初始富集度B.换料周期C.堆芯功率密度D.慢化剂温度系数E.燃料材料类型55.下列属于放射性固体废物处理方法的有（）。A.压缩B.焚烧C.固化（水泥固化、沥青固化、玻璃固化）D.蒸发E.离子交换56.反应堆保护系统的参数通常包括（）。A.中子通量（功率）B.一回路冷却剂流量C.一回路冷却剂压力D.稳压器水位E.汽轮机转速57.下列关于数字仪控系统（DCS）在核电厂应用的说法，正确的有（）。A.提高了系统的可靠性和可维护性B.容易实现复杂的控制逻辑C.存在共模故障风险D.必须进行严格的软件验证和确认（V&V）E.完全取代了模拟系统，无需冗余58.核电厂在选址阶段需要考虑的外部自然因素包括（）。A.地震B.洪水C.极端气象条件D.龙卷风E.附近工业设施爆炸59.下列关于放射性废物最小化的说法，正确的有（）。A.减少废物的产生量B.降低废物的放射性浓度C.减少废物的体积D.是核安全的重要目标之一E.仅在运行阶段考虑60.氢气风险控制的主要措施包括（）。A.惰化（充氮）B.氢气复合器C.氢气点火器D.严格控制安全壳大气环境E.禁止使用含氢材料三、判断题（共20题，每题0.5分。正确的打“√”，错误的打“×”）61.压水堆中，控制棒不仅用于控制反应性，还用于功率分布的整形。（）62.所有的放射性核素衰变后都变成稳定同位素。（）63.核电厂的设计必须遵循单一故障准则，即系统中任何单一部件故障都不会导致系统丧失其安全功能。（）64.安全壳是防止放射性物质向环境释放的最后一道实体屏障。（）65.快中子反应堆不需要慢化剂，因为裂变主要由快中子引起。（）66.贝可勒尔（Bq）是放射性活度的国际单位制单位，1Bq=1次衰变/秒。（）67.在核电厂中，必须严格遵守“行政隔离”代替“实体隔离”的原则。（）68.反应堆的热功率与电功率的比值称为热效率，压水堆的热效率通常在33%左右。（）69.碘-131是核事故早期对甲状腺辐射危害最大的主要放射性核素之一。（）70.只要反应堆处于临界状态，中子通量密度就会无限增加。（）71.蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）属于设计基准事故。（）72.应急计划区（EPZ）的大小是根据核电厂的设计功率确定的，与堆型无关。（）73.压水堆一回路冷却剂中加氢的主要目的是抑制氧含量，减少材料腐蚀。（）74.核安全法规标准（如中国的HAF系列）是强制执行的，必须严格遵守。（）75.严重事故管理指南（SAMG）是在事故已经超出设计基准，进入严重事故阶段后执行的。（）76.铀-235只能被热中子诱发裂变，不能被快中子诱发裂变。（）77.核电厂的最终热阱通常是海水、河水或大气。（）78.辐射防护的三个基本原则是：实践的正当性、辐射防护的最优化和个人剂量限值。（）79.所有的核安全设备都必须进行抗震鉴定。（）80.数字化保护系统由于逻辑运算速度快，不需要定期进行响应时间测试。（）四、案例分析题（共5题，每题10分。根据题目要求，分析并回答问题，计算题需写出计算过程）81.某压水堆核电厂在运行过程中，化学和容积控制系统发生故障，导致向一回路注入了无硼纯水。请分析：(1)该事件对反应堆反应性有何影响？(2)如果此时反应堆处于自动控制模式，预计控制系统会有何响应？(3)从核安全角度分析，该事件可能导致的后果及应采取的纠正措施。82.某放射性源项的活度为=1000Bq(1)计算该放射性核素的衰变常数λ（结果保留三位小数）。(2)计算30天后该源的剩余活度A((3)计算该源的平均寿命τ。83.某压水堆核电厂发生一回路大破口失水事故（LOCA）。请描述事故进程中的四个典型阶段（喷放、再充水、再淹没、长期冷却），并说明在每个阶段中堆芯冷却面临的主要风险及专设安全设施的主要动作。84.某反应堆堆芯在某一时刻的有效增殖因数=1.002，缓发中子份额=(1)计算此时的反应性ρ。(2)判断反应堆处于何种状态（次临界、临界、超临界或瞬发临界）。(3)简要说明在该反应性下，中子通量随时间变化的趋势。85.某核安全级泵的流量-扬程（Q-H）曲线在经过一段运行时间后出现性能下降。试分析可能导致性能下降的潜在原因（至少列出4点），并阐述为了确保核安全，在设备运维中应采取哪些质量保证措施。答案与解析一、单项选择题1.B。解析：控制棒驱动机构（CRDM）专门用于驱动控制棒组件在堆芯内移动，从而控制反应堆的反应性和功率分布。2.C。解析：裂变反应不一定能维持自持链式反应，是否维持取决于有效增殖因数是否大于等于1。3.B。解析：稳压器是压水堆一回路系统中的压力控制设备，通过喷雾加热和电加热调节压力。4.D。解析：四因子公式为=ϵpfη，其中ϵ为快中子增殖因数，p为逃脱共振俘获概率，5.B。解析：专设安全设施（ESF）的核心功能是在事故工况下确保堆芯冷却、包容放射性物质，防止事故后果恶化。6.C。解析：银-铟-镉（Ag-In-Cd）合金因其优良的中子吸收性能和机械性能，广泛用作压水堆控制棒材料。7.C。解析：当量剂量H=8.A。解析：压水堆通常采用强迫循环，冷却剂从堆芯底部流入，顶部流出，带走热量。9.A。解析：安全壳喷淋系统在事故后启动，喷淋冷却水以降低安全壳内温度和压力，并溶解和洗刷掉悬浮的放射性碘。10.A。解析：衰变常数λ=11.B。解析：DNBR是临界热流密度（CHF）与实际局部热流密度的比值，用于衡量发生偏离核态沸腾的裕度。12.B。解析：硼酸（B）中的硼-10同位素具有很大的热中子吸收截面，作为可溶性毒物控制反应性。13.A。解析：主蒸汽管道破裂导致二回路压力急剧下降，属于二回路破口事故，会引起一回路冷却剂温度急剧下降和正反应性引入。14.B。解析：反应堆周期T定义为中子密度变化e倍所需的时间，公式为T=15.C。解析：核安全一级设备是构成反应堆冷却剂压力边界或直接关系到堆芯完整性的设备，其失效会导致严重燃料损坏和放射性释放风险。16.A。解析：华龙一号双层安全壳内层通常为钢制（预应力混凝土内衬钢板），但主要结构是钢筋混凝土，外层也是钢筋混凝土。选项A描述不够准确（通常指内层是钢筋混凝土带钢衬里），对比选项D（抗飞机撞击是其显著特征），A选项描述相对不严谨，但若指代内层钢衬里功能，主要还是结构完整性。更正：华龙一号内层安全壳为预应力钢筋混凝土结构（带钢衬里），外层为钢筋混凝土结构。选项A说“内层为钢制安全壳”是不准确的，钢制安全壳是AP1000的特征。故选A作为错误项。17.B。解析：碘坑现象是指在停堆后，由于中子通量下降，氙-135的积累先增加后减少的过程，导致反应性在停堆后一段时间内先下降（中毒加深）再上升的现象。18.D。解析：氢原子核（质子）质量与中子相近，一次碰撞损失能量最大，是最好的慢化剂。轻水（H2O）既是慢化剂也是冷却剂。19.B。解析：冷停堆状态下，一回路开启排气，压力通常降至大气压附近，温度通常低于90°C。20.D。解析：包壳的主要功能是包容裂变产物、提供结构支撑和冷却剂流道。控制棒或硼酸才是中子吸收材料。21.A。解析：为确保安全，应急柴油发电机必须在极短时间内（通常10秒内）启动并带载。22.B。解析：概率安全评价中，核心损伤频率通常以“次/堆年”为单位。23.C。解析：放射性衰变遵循指数衰减规律，N(24.C。解析：蒸汽发生器（SG）是一回路与二回路的热交换设备，将一回路热量传递给二回路给水产生蒸汽。25.C。解析：全厂断电（SBO）初期，依靠蓄电池组为仪表、控制及关键的小型直流负载供电；随后柴油机启动为交流负载供电。但在失去交流电瞬间，直流电源是维持监控的关键。26.B。解析：后处理的主要目的是分离乏燃料中的铀和钚以便复用，并将高放废物进行玻璃固化处理。27.B。解析：安全壳隔离系统在事故信号触发下，自动关闭贯穿安全壳的管道阀门，防止放射性物质外泄。28.B。解析：奥氏体不锈钢（如304、316）在高中子注量率下易产生空洞肿胀。29.A。解析：主泵轴封水通常来自CVCS的高压上充流，用于润滑和冷却轴封，防止一回路冷却剂泄漏。30.B。解析：放射性液态流出物必须经过收集、处理（如过滤、蒸发、离子交换）并监测合格后，才能在受控条件下排放。31.B。解析：高压熔堆可能导致安全壳早期失效，因此严重事故管理策略中，通过一回路卸压使系统尽早进入低压状态，防止高压熔堆。32.A。解析：故障安全原则是指系统或部件发生故障时，应倾向于使系统进入安全状态（如停堆）。33.A。解析：贝克勒尔是放射性活度的单位。34.A。解析：压水堆燃料组件通常采用正方形排列（如17x17）。35.C。解析：G-M计数管具有高灵敏度，主要用于测量放射性计数率，常用于辐射防护监测，但不适合精确测量高剂量率（会有饱和效应）。36.A。解析：含氢（氢水）废液含有放射性気（氚），难以通过常规方法去除，通常采用蒸馏（蒸发）方法处理，将気化水蒸汽冷凝后单独处理或排放。37.C。解析：=138.A。解析：洗衣房废液通常含有较低浓度的放射性物质，属于低放废液。39.B。解析：锆-水反应在高温下（约1200°C以上）急剧加速，产生氢气并释放大量热量，因此必须限制包壳温度。40.B。解析：质疑的态度是核安全文化的重要特征，指对未经验证的现象、假设或异常情况保持警惕，不盲目相信。二、多项选择题41.ABCDE。解析：纵深防御包含五个层次：正常运行、异常运行与保护、专设安全设施、事故管理、场外应急。42.ABCD。解析：一回路功能包括冷却、慢化、压力边界、放射性包容。E选项错误，二回路才产生蒸汽。43.ABCD。解析：控制棒、硼浓度、温度（多普勒效应、慢化剂密度效应）、燃耗、毒物（氙、钐）都会影响反应性。E选项汽轮机负荷变化本身不影响反应性，是通过引起一回路温度变化间接影响。44.ABC。解析：专设安全设施主要包括安全注入系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）、辅助给水系统（ASG）。汽轮机旁路属于二回路系统，应急柴油发电机属于电源系统，虽重要但通常不归类于狭义的堆芯专设安全设施（尽管广义上属于安全支持系统）。45.ABCD。解析：确定性效应有阈值，随机性效应无阈值（概率相关）。躯体和遗传效应分类正确。E错误，某些辐射损伤是不可逆的。46.ABCE。解析：主要源项包括一回路活化（N-16等）、裂变产物泄漏（包壳破损）、二回路携带（主要是以气态形式或泄漏带入）。D是事故或泄漏。47.ABCD。解析：余热包括剩余裂变功率、裂变产物及俘获产物衰变热、堆芯构件蓄热。控制棒发热相对较小且非主要余热源。48.ABCD。解析：反应堆压力容器、稳压器、主泵、蒸汽发生器（一次侧）属于核安全一级设备。49.ABCD。解析：LOCA导致冷却剂丧失、再淹没困难、包壳升温锆水反应产氢、安全壳升压。E是另一类始发事件。50.ABCDE。解析：严重事故现象包括堆芯熔化、MCCI、DCH（针对某些堆型）、氢气燃烧、高压熔堆等。51.ABCE。解析：设计基准主要针对正常运行、运行瞬态、设计基准事故和外部事件。严重事故通常超出了设计基准，但在现代设计中需予以考虑（虽然题目问设计基准，严重事故管理已纳入设计延伸，严格来说D属于超设计基准，但现代法规要求考虑。此处选ABCE更为稳妥，D属于严重事故管理范畴）。52.ABD。解析：QA贯穿全生命周期，需要独立机构。C错误，不仅限于制造。E错误，侧重过程控制。53.ABCD。解析：二回路功能包括热传输、做功、发电、冷凝回收。E错误，二回路不直接控制反应堆功率。54.ABCE。解析：富集度、换料周期、功率密度、燃料类型都影响燃耗深度。慢化剂温度系数主要影响安全性，不直接决定燃耗深度极限。55.ABC。解析：压缩、焚烧、固化是常见的固体废物处理方法。蒸发和离子交换主要用于废液处理。56.ABCD。解析：保护参数包括中子通量（功率）、流量、压力、稳压器水位等。汽轮机转速通常属于二回路保护，不直接触发反应堆停堆（除非引起大的瞬态）。57.ABCD。解析：DCS优点是可靠、维护性好、逻辑灵活；风险是共模故障；必须严格V&V。E错误，仍需冗余配置。58.ABCDE。解析：选址需考虑地震、洪水、极端气象、龙卷风、外部人为事件（如爆炸、飞机坠毁）。59.ABCD。解析：废物最小化包括减少产生量、减少体积、降低活度，是重要目标。贯穿全过程。60.ABCDE。解析：氢气控制措施包括惰化、复合、点火、环境控制及限制含氢材料使用。三、判断题61.√。解析：控制棒移动既改变总反应性，也改变轴向功率分布。62.×。解析：有些放射性核素衰变后生成的子核仍不稳定，会继续衰变，形成衰变链。63.√。解析：单一故障准则是核安全设计的重要原则。64.√。解析：安全壳是最后一道放射性屏蔽屏障。65.√。解析：快中子堆利用快中子引发裂变，不需要慢化剂。66.√。解析：定义正确。67.×。解析：实体隔离是防止共模故障的重要手段，优先于行政隔离。68.√。解析：压水堆热效率通常在30%-33%之间。69.√。解析：碘-131易被甲状腺吸收，是早期主要防护对象。70.×。解析：临界状态下（k=1），中子通量保持稳定，不会无限增加；超临界（71.√。解析：SGTR属于IV类工况，即设计基准事故。72.×。解析：应急计划区大小取决于堆型、功率及源项分析，不仅仅是功率。73.√。解析：加氢去除溶解氧，保持还原性环境，减少不锈钢和镍基合金的腐蚀及腐蚀产物释放。74.√。解析：核安全法规具有强制性。75.√。解析：SAMG用于缓解严重事故后果，是在设计基准被超越后介入。76.×。解析：铀-235主要发生热中子裂变，但在高能中子下也能发生裂变，只是截面较小。77.√。解析：最终热阱是接受电厂排出热量的环境介质。78.√。解析：辐射防护三原则正确。79.√。解析：所有承担安全功能的设备都必须进行抗震鉴定（I类物项需抗震I类）。80.×。解析：数字化系统也需定期测试，包括响应时间、逻辑功能等，以防止软件老化或硬件漂移。四、案例分析题81.参考答案：(1)影响分析：注入无硼纯水会导致一回路冷却剂中的硼浓度稀释。硼是中子吸收体，硼浓度降低会引入正反应性。(2)系统响应：反应堆处于自动控制模式时，如果正反应性引入导致功率上升或周期缩短，反应堆保护系统可能会监测到功率或中子通量变化率超过设定值。如果调节系统能够补偿，控制棒会自动下插以抵消正反应性；如果反应性引入速率过快超出调节能力，将触发紧急停堆（安注）。(3)后果与措施：后果：可能导致反应堆功率意外升高，甚至触发停堆。在极端情况下，若控制棒价值不足或反应性引入极大，可能导致超临界风险。此外，稀释操作还会影响一回路化学性质。措施：立即停止注水操作；检查硼酸补给系统；对一回路加硼以恢复硼浓度；检查反应堆状态；审查操作规程，防止此类误操作。82.参考答案：(1)计算衰变常数：公式：λ代入：λ(2)计算剩余活度：公式：A代入：A计算得：≈A((3)计算平均寿命：公式：τ代入：τ83.参考答案：一回路大破口失水事