2025年業(yè)務(wù)知識崗位知識競賽-中核集團評審員知識競賽歷年參考題庫含答案解析(5套典型題)2025年業(yè)務(wù)知識崗位知識競賽-中核集團評審員知識競賽歷年參考題庫含答案解析(篇1)【題干1】中核集團核設(shè)施安全法規(guī)體系的核心框架由哪項原則主導(dǎo)？【選項】A.經(jīng)濟優(yōu)先原則B.縱深防御原則C.最低風險原則D.管理責任原則【參考答案】B【詳細解析】縱深防御原則是核安全法規(guī)體系的核心，要求通過多層冗余設(shè)計和多重控制措施實現(xiàn)風險防控。其他選項如經(jīng)濟優(yōu)先可能削弱安全投入，最低風險原則表述不完整，管理責任原則屬于支撐性要求而非核心框架?！绢}干2】核燃料循環(huán)中，乏燃料后處理的主要目的是什么？【選項】A.提高鈾濃縮效率B.分離放射性同位素C.減少核廢料體積D.降低運輸成本【參考答案】B【詳細解析】乏燃料后處理的核心目標是分離出钚和鈾等可再利用材料，同時將高放廢物體積減少至原體積的1/20。選項A屬于鈾礦開采環(huán)節(jié)，C和D與后處理直接關(guān)聯(lián)度低。【題干3】中核集團核電站安全分級標準中，最高安全等級對應(yīng)的是？【選項】A.一級（特殊核設(shè)施）B.二級（大型核電站）C.三級（中型核設(shè)施）D.四級（實驗性核設(shè)施）【參考答案】A【詳細解析】根據(jù)《核安全法》分級標準，特殊核設(shè)施（如核反應(yīng)堆燃料元件制造廠）被列為一級，因其涉及高輻射風險和復(fù)雜工藝流程。其他等級按風險程度遞減排列。【題干4】核安全文化建設(shè)的首要目標是？【選項】A.提升經(jīng)濟效益B.規(guī)避法律風險C.培育安全價值觀D.優(yōu)化管理流程【參考答案】C【詳細解析】核安全文化強調(diào)將安全理念融入組織行為，其本質(zhì)是通過價值觀塑造形成自覺性安全行為，而非單純的技術(shù)或管理措施。選項B和D屬于具體實施路徑?！绢}干5】核電站應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）失效后，優(yōu)先啟動的備用系統(tǒng)是？【選項】A.環(huán)境監(jiān)測系統(tǒng)B.安全殼隔離系統(tǒng)C.非能動堆芯冷卻系統(tǒng)D.應(yīng)急電源系統(tǒng)【參考答案】C【詳細解析】非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（如重力注水系統(tǒng)）在ECCS失效時自動啟動，依賴自然循環(huán)無需外部電源。選項B屬于被動防護措施，D是支持系統(tǒng)。【題干6】中核集團核燃料組件設(shè)計壽命一般為多少年？【選項】A.15B.30C.40D.60【參考答案】B【詳細解析】國際原子能機構(gòu)（IAEA）標準規(guī)定核燃料組件設(shè)計壽命為30-40年，中核集團執(zhí)行的是30年基準值。選項C為部分延壽案例，D超出常規(guī)設(shè)計范圍?！绢}干7】核廢料最終處置庫選址需滿足的關(guān)鍵技術(shù)指標是？【選項】A.地下水流量≤0.1m3/(m2·年)B.巖石抗壓強度≥50MPaC.年氣溫波動≤5℃D.土壤酸堿度pH≥8【參考答案】A【詳細解析】地下水流量需控制在0.1m3/(m2·年)以下，確保放射性物質(zhì)遷移被有效抑制。其他指標如巖石強度影響開采難度，溫度和pH值屬于次要參數(shù)。【題干8】核設(shè)施壓力容器設(shè)計規(guī)范中，最高允許壓力對應(yīng)的符號是？【選項】A.P_maxB.P_letC.P_iiD.P_w【參考答案】A【詳細解析】P_max表示設(shè)計最高允許壓力，P_let為最大允許工作壓力，P_ii為內(nèi)壓升高至設(shè)計壓力的1.1倍時的壓力，P_w為水壓試驗壓力?！绢}干9】中核集團核安全監(jiān)管體系中的“雙隨機一公開”機制主要針對？【選項】A.設(shè)施改造審批B.在運設(shè)施檢查C.人員資質(zhì)認證D.應(yīng)急預(yù)案備案【參考答案】B【詳細解析】“雙隨機一公開”指隨機抽取檢查對象和檢查人員，公開檢查結(jié)果，主要應(yīng)用于對核設(shè)施的日常監(jiān)管。選項A屬于審批流程，C和D涉及資質(zhì)管理。【題干10】核電站安全殼內(nèi)氣壓控制的主要目的是？【選項】A.防止氫氣爆炸B.抵御外部沖擊C.維持輻射屏蔽D.保障設(shè)備供氣【參考答案】A【詳細解析】安全殼氣壓控制通過注入情性氣體抑制氫氣濃度，防止堆芯熔毀時氫氣爆炸。選項B屬于防護結(jié)構(gòu)功能，C和D與氣壓控制無直接關(guān)聯(lián)?！绢}干11】核燃料后處理中，镅-241分離主要采用的工藝是？【選項】A.離子交換B.化學(xué)沉淀C.膜分離D.蒸餾【參考答案】A【詳細解析】镅-241因具有強α放射性，需通過離子交換樹脂選擇性吸附分離。化學(xué)沉淀適用于鈾、钚等金屬，膜分離用于钚同位素分離，蒸餾用于液態(tài)同位素?！绢}干12】中核集團核電站運行中，安全殼通風系統(tǒng)失效時的優(yōu)先應(yīng)對措施是？【選項】A.啟動應(yīng)急通風B.啟用安全殼隔離閥C.切換至輔助通風D.啟動排風裝置【參考答案】B【詳細解析】安全殼隔離閥可快速切斷外部氣源，防止放射性物質(zhì)外泄。選項A和B均屬于通風系統(tǒng)，但隔離閥響應(yīng)時間（<5秒）遠快于通風系統(tǒng)啟動（>30秒）?！绢}干13】核安全法規(guī)中“兩票三制”中的“三制”指？【選項】A.計劃維修制B.現(xiàn)場交接班制C.質(zhì)量保證制D.應(yīng)急響應(yīng)制【參考答案】C【詳細解析】“三制”包括交接班制、巡回檢查制和設(shè)備定期試驗切換制，其中質(zhì)量保證制是廣義管理要求，不屬于具體操作制度。選項A和B為具體制度，D屬于應(yīng)急預(yù)案范疇。【題干14】核電站燃料裝卸機器人需滿足的最低防護等級是？【選項】A.防爆Ⅰ級B.防輻射Ⅱ級C.防塵Ⅱ級D.防水Ⅰ級【參考答案】B【詳細解析】裝卸機器人需在1Gy/h輻射環(huán)境下工作，按GB18871-2002標準，防輻射等級應(yīng)達到Ⅱ級（最大允許劑量4Gy/年）。選項A適用于易燃易爆環(huán)境，D適用于高濕度場所?！绢}干15】核設(shè)施退役后，安全殼混凝土放射性活度降至多少以下方可視為穩(wěn)定？【選項】A.1Bq/m2B.100Bq/m2C.1GBq/m2D.10GBq/m2【參考答案】A【詳細解析】根據(jù)IAEA標準，安全殼退役限值（ALARA）為1Bq/m2，需通過屏蔽處理或長期監(jiān)測確認。選項B為常規(guī)監(jiān)測限值，C和D屬于不合格范圍?！绢}干16】核燃料組件密封性檢測中，氦質(zhì)譜檢漏儀的檢測下限是？【選項】A.10??Pa·m3/sB.10??Pa·m3/sC.10?1?Pa·m3/sD.10?12Pa·m3/s【參考答案】B【詳細解析】氦質(zhì)譜檢漏儀用于檢測微泄漏，國際通用檢測下限為10??Pa·m3/s（0.1×10??cc/s）。選項A為常規(guī)工業(yè)標準，C和D屬于超精密檢測范圍?！绢}干17】中核集團核電站運行人員持證上崗的培訓(xùn)時長要求是？【選項】A.80學(xué)時B.120學(xué)時C.160學(xué)時D.200學(xué)時【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核安全運行人員培訓(xùn)大綱》，高級運行人員需完成160學(xué)時（含理論80+實踐80）的培訓(xùn)，通過考試后取得操縱崗證書。其他選項為初級或?qū)ｍ椗嘤?xùn)時長?！绢}干18】核廢料固化過程中，玻璃固化法的典型添加劑是？【選項】A.硅酸鈉B.碳化硅C.氧化鋁D.氟化鈣【參考答案】A【詳細解析】硅酸鈉作為堿激發(fā)劑，可促進玻璃形成并提高抗輻射侵蝕能力。選項B是增強材料，C和D用于調(diào)節(jié)玻璃成分?！绢}干19】核電站安全殼內(nèi)氫氣濃度超過多少時需啟動氫氣處理系統(tǒng)？【選項】A.1%B.4%C.10%D.25%【參考答案】B【詳細解析】氫氣濃度達4%時，遇火花易引發(fā)爆炸。處理系統(tǒng)通過注入氬氣將濃度降至1%以下。選項A為安全閾值，C和D屬于危險范圍。【題干20】中核集團核安全事件分級標準中，最高級別對應(yīng)的是？【選項】A.四級（嚴重事故）B.三級（重大事故）C.二級（重大事故）D.一級（緊急情況）【參考答案】A【詳細解析】根據(jù)《核安全事件分級標準》（GB/T22663-2008），四級事件定義為“放射性物質(zhì)大量釋放，預(yù)期造成嚴重健康或環(huán)境后果”。選項B和C表述重復(fù)，D屬于事故前兆。2025年業(yè)務(wù)知識崗位知識競賽-中核集團評審員知識競賽歷年參考題庫含答案解析(篇2)【題干1】中核集團核電廠設(shè)計中，安全殼壓力試驗的主要目的是驗證什么？【選項】A.檢查設(shè)備安裝質(zhì)量B.驗證安全殼結(jié)構(gòu)完整性C.測試控制系統(tǒng)響應(yīng)速度D.評估人員操作熟練度【參考答案】B【詳細解析】安全殼壓力試驗是核電廠建設(shè)階段的關(guān)鍵試驗，通過超壓和保壓測試，驗證安全殼在極限工況下的結(jié)構(gòu)強度和密封性，確保能承受設(shè)計基準事故（如滿載壓力）的考驗。選項A屬于設(shè)備單體試驗范疇，C和D與結(jié)構(gòu)完整性無關(guān)?！绢}干2】根據(jù)《核安全法》，核設(shè)施營運單位應(yīng)當每幾年對核安全相關(guān)資料進行更新？【選項】A.1年B.3年C.5年D.10年【參考答案】C【詳細解析】《核安全法》第三十五條規(guī)定，核安全相關(guān)資料（包括安全評價報告、技術(shù)規(guī)格書等）每5年至少更新一次，以反映技術(shù)進步和運行經(jīng)驗反饋。選項A和B時間周期過短，D不符合法規(guī)要求?！绢}干3】核輻射防護中的“距離”原則在以下哪種場景中最直接有效？【選項】A.控制放射性物質(zhì)泄漏擴散B.降低電離輻射強度C.減少放射性物質(zhì)表面積射D.提高屏蔽材料密度【參考答案】B【詳細解析】輻射劑量與距離平方成反比，縮短距離可快速降低輻射強度。選項A是工程控制措施，C涉及防護服選擇，D與屏蔽設(shè)計相關(guān)，均非“距離”原則的直接應(yīng)用?！绢}干4】核電站質(zhì)量保證體系中的“文件控制”要求不包括以下哪項？【選項】A.禁止未經(jīng)批準的文件使用B.歷史文件永久保存C.電子文件需雙重備份D.外部文件需備案登記【參考答案】B【詳細解析】質(zhì)量保證體系要求文件有效期內(nèi)有效，過期文件及時歸檔而非永久保存。選項A、C、D均為文件控制的具體措施，B不符合實際管理要求?！绢}干5】核事故應(yīng)急響應(yīng)啟動條件中，以下哪項屬于直接觸發(fā)條件？【選項】A.營運單位年度審計發(fā)現(xiàn)問題B.發(fā)現(xiàn)放射性物質(zhì)泄漏C.外部機構(gòu)提出整改建議D.營運人員培訓(xùn)考核未通過【參考答案】B【詳細解析】應(yīng)急響應(yīng)直接觸發(fā)條件為事故發(fā)生或放射性物質(zhì)失控跡象（如泄漏、異常排放）。選項A、C、D屬于管理改進事項，不直接觸發(fā)應(yīng)急程序?！绢}干6】核燃料循環(huán)中，后處理廠主要處理哪種放射性核素？【選項】A.鈾-235B.钚-239C.钚-240D.銫-137【參考答案】B【詳細解析】后處理廠通過化學(xué)分離法將核燃料中的钚（含钚-239和钚-240）與鈾分離，钚-239是核裂變主要產(chǎn)物，具有高放射性且需特殊處理。選項C為同位素雜質(zhì)，D為鈾礦中天然存在核素?！绢}干7】核安全殼設(shè)計中，預(yù)應(yīng)力混凝土的主要作用是？【選項】A.提高抗風荷載能力B.增強抗?jié)B性和抗壓強度C.加快施工進度D.降低建設(shè)成本【參考答案】B【詳細解析】預(yù)應(yīng)力混凝土通過施加反向應(yīng)力抵消荷載壓力，顯著提升結(jié)構(gòu)抗壓強度（可達50MPa以上）和抗?jié)B性（抗?jié)B等級P8以上），是安全殼抵御高壓水壓試驗（設(shè)計壓力0.68MPa）的核心材料?！绢}干8】核安全文化建設(shè)的核心要素不包括？【選項】A.領(lǐng)導(dǎo)層示范作用B.員工參與度考核C.隱患舉報獎勵機制D.運行經(jīng)驗反饋系統(tǒng)【參考答案】B【詳細解析】核安全文化強調(diào)全員參與而非考核指標化。選項A、C、D均為成熟實踐（如美國NRC的“安全文化成熟度模型”），B將參與度量化考核可能抑制自愿報告，違背文化培育初衷?！绢}干9】核廢料最終處置方案中，深地質(zhì)處置庫選址需考慮哪些自然條件？【選項】A.地下水流量＞1m3/sB.巖層滲透系數(shù)＜10??cm/sC.存在斷層帶活動D.周邊居民＜500人【參考答案】B【詳細解析】深地質(zhì)處置庫要求巖層滲透系數(shù)極低（<10??cm/s）以延緩核素遷移，斷層活動可能引發(fā)位移（排除C），選項A高流量導(dǎo)致處置庫滲漏風險，D人口密度非選址核心指標?！绢}干10】核電廠安全閥設(shè)置標準中，以下哪項不符合GB/T31685-2020規(guī)定？【選項】A.閥座密封面粗糙度Ra≤0.8μmB.閥瓣材質(zhì)需抗腐蝕（pH4-9）C.閥體泄漏率＞1×10?3m3/hD.關(guān)閉時間≤30秒【參考答案】C【詳細解析】GB/T31685-2020要求安全閥泄漏率≤1×10??m3/h，選項C數(shù)值遠超標準。選項A符合密封面粗糙度要求（ASME標準為Ra≤0.4μm但核電嚴于ASME），B材質(zhì)要求合理，D關(guān)閉時間符合超壓保護需求。【題干11】核電站事故應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）的主要組件不包括？【選項】A.應(yīng)急堆芯注射泵B.磷酸液供應(yīng)罐C.壓力容器D.碳酸鈉注射裝置【參考答案】D【詳細解析】ECCS典型組件包括高壓注射泵（注水）、低中壓泵（注硼酸）和化學(xué)注入系統(tǒng)（注磷酸液/氫氧化鈉）。碳酸鈉（Na2CO3）主要用于蒸汽發(fā)生器化學(xué)清洗，非堆芯冷卻介質(zhì)?！绢}干12】核設(shè)施輻射監(jiān)測中，個人劑量計的佩戴位置應(yīng)優(yōu)先考慮？【選項】A.腰部B.胸部C.頭部D.肩部【參考答案】B【詳細解析】根據(jù)《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002），個人劑量計應(yīng)佩戴于胸部（靠近心臟位置），可準確反映全身平均劑量。腰部易受屏蔽影響，頭部/肩部僅監(jiān)測局部劑量?！绢}干13】核燃料組件中，鋯合金包殼管的主要防護功能是？【選項】A.阻止中子輻射B.抵御高溫氧化C.消除放射性同位素D.減少裂變產(chǎn)物釋放【參考答案】B【詳細解析】鋯合金（Zircaloy-4）在高溫（>300℃）下抗氧化性能優(yōu)異，其氧化層致密可防止鈾芯熔毀。選項A由鈹反射層承擔，C為核反應(yīng)堆物理設(shè)計目標，D需依賴排氣回收系統(tǒng)?！绢}干14】核安全法規(guī)中，"縱深防御"原則的核心要求是？【選項】A.建立多部門聯(lián)合審批機制B.實施分層冗余設(shè)計C.制定年度應(yīng)急演練計劃D.強化第三方審計頻率【參考答案】B【詳細解析】縱深防御（DefenseinDepth）強調(diào)多層防護措施（如結(jié)構(gòu)、電氣、化學(xué)屏障）的冗余設(shè)計，通過多重獨立防線降低單一故障導(dǎo)致災(zāi)難性后果的風險。選項A屬于管理機制，C/D為具體措施?！绢}干15】核電廠主泵備用電源的切換時間要求是？【選項】A.≤5秒B.≤15秒C.≤30秒D.≤1分鐘【參考答案】A【詳細解析】國際原子能機構(gòu)（IAEA）標準要求主泵備用電源切換時間≤5秒，以維持冷卻劑循環(huán)泵（CNP）持續(xù)運行，防止堆芯過熱。選項B/C/D均超出安全閾值?！绢}干16】核設(shè)施退役過程中，以下哪項屬于早期退役階段？【選項】A.拆除反應(yīng)堆壓力容器B.實施表面去污C.填埋低放廢物D.完成環(huán)境監(jiān)測【參考答案】B【詳細解析】退役階段劃分：早期（去污、設(shè)備拆除）、中期（結(jié)構(gòu)拆除）、后期（最終處置）。選項A屬中期，B為早期典型工作，C屬于后期，D貫穿全階段?！绢}干17】核安全閥的定期校驗周期通常為？【選項】A.每周B.每月C.每季度D.每兩年【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核電廠安全閥和爆破片技術(shù)規(guī)范》（HAF003/R-2），安全閥校驗周期為每季度一次，以驗證其密封性和動作可靠性。選項A/B時間過短，D不符合設(shè)備維護要求。【題干18】核電站安全殼通風系統(tǒng)設(shè)計需滿足的最低風速是？【選項】A.0.5m/sB.1.0m/sC.1.5m/sD.2.0m/s【參考答案】C【詳細解析】GB50269-2016規(guī)定安全殼內(nèi)通風風速≥1.5m/s，以防止放射性氣溶膠沉積在結(jié)構(gòu)表面。選項A/B風速過低易導(dǎo)致局部污染，D數(shù)值雖符合但非最小要求?！绢}干19】核燃料元件制造中的"包殼完整性檢查"主要檢測？【選項】A.焊縫強度B.磁粉滲透裂紋C.滲透性氫脆D.表面粗糙度【參考答案】B【詳細解析】包殼完整性檢查采用磁粉探傷（MT）和滲透檢測（PT），重點識別微裂紋（<1mm）和表面缺陷。選項A屬機械性能測試，C為材料缺陷，D影響密封性但非直接檢測項?！绢}干20】核設(shè)施應(yīng)急計劃演練的評估周期為？【選項】A.每年1次B.每兩年1次C.每三年1次D.每五年1次【參考答案】A【詳細解析】國際核事件分級表（INES）要求應(yīng)急計劃每運行年度至少演練1次，以驗證響應(yīng)流程有效性。選項B/C/D均未達到法規(guī)最低頻次，D僅為非必要補充演練。2025年業(yè)務(wù)知識崗位知識競賽-中核集團評審員知識競賽歷年參考題庫含答案解析(篇3)【題干1】根據(jù)《核安全法》，核設(shè)施運營單位應(yīng)當每幾年對核安全設(shè)備進行一次全面檢查？【選項】A.1年B.2年C.3年D.5年【參考答案】B【詳細解析】《核安全法》第二十八條規(guī)定，核設(shè)施運營單位應(yīng)當對核安全設(shè)備進行定期檢查，全面檢查的周期為2年。選項B符合法律規(guī)定，其他選項均與現(xiàn)行法規(guī)不符?！绢}干2】核電站應(yīng)急計劃的核心目標是保障哪類人群的安全？【選項】A.運營人員B.當?shù)鼐用馛.生態(tài)環(huán)境D.核燃料供應(yīng)商【參考答案】B【詳細解析】核電站應(yīng)急計劃的核心目標是優(yōu)先保護周邊居民的生命健康和減少公眾輻射暴露，選項B正確。選項A和D屬于次要保護對象，選項C是長期生態(tài)保護目標，均非應(yīng)急計劃直接核心?！绢}干3】核設(shè)施設(shè)計中關(guān)于安全殼的最低壓力設(shè)計值是多少？【選項】A.0.5MPaB.1.0MPaC.1.5MPaD.2.0MPa【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核動力反應(yīng)堆安全設(shè)計規(guī)范》（GB50272-2014），安全殼設(shè)計壓力應(yīng)不低于1.5MPa，考慮安全裕量后實際設(shè)計值通常更高，選項C為法規(guī)最低要求值?！绢}干4】中核集團"華龍一號"采用哪種三代+技術(shù)路線？【選項】A.AP1000改進型B.EPR技術(shù)C.VVER改進型D.HPR1000【參考答案】D【詳細解析】"華龍一號"采用中國自主研發(fā)的HPR1000技術(shù)路線，屬于三代+技術(shù)，選項D正確。其他選項均為國外成熟技術(shù)，與我國自主技術(shù)路線無關(guān)?！绢}干5】核電站正常運行期間，堆芯冷卻劑溫度應(yīng)維持在多少℃？【選項】A.200-300B.300-350C.350-400D.400-500【參考答案】A【詳細解析】壓水堆堆芯冷卻劑溫度通?？刂圃?80-320℃之間，選項A為合理范圍。選項B-C對應(yīng)高溫氣冷堆等特殊堆型，D為超臨界參數(shù)范圍?！绢}干6】核電站安全殼內(nèi)壓力控制系統(tǒng)的最大允許壓差是多少？【選項】A.10kPaB.25kPaC.50kPaD.100kPa【參考答案】B【詳細解析】根據(jù)《核安全法規(guī)體系文件-HAS-2003》，安全殼內(nèi)外壓差不得超過25kPa，超過需啟動應(yīng)急通風系統(tǒng)，選項B正確?！绢}干7】核廢料最終處置方式中，哪種屬于地質(zhì)處置？【選項】A.高放廢物深地質(zhì)處置B.中低放廢物填埋C.燃料循環(huán)再利用D.玻璃固化后海洋處置【參考答案】A【詳細解析】高放廢物需進行深地質(zhì)處置，中低放廢物采用淺層填埋，燃料循環(huán)屬于再利用，海洋處置已被禁止，選項A正確。【題干8】中核集團"國和一號"示范工程采用哪種反應(yīng)堆技術(shù)？【選項】A.AP1000B.VVER-1000C.HPR1000D.EPR【參考答案】C【詳細解析】"國和一號"采用我國自主研發(fā)的HPR1000技術(shù)，屬于三代+先進壓水堆，選項C正確。其他選項均為國外技術(shù)?！绢}干9】核設(shè)施安全閥的開啟壓力與設(shè)計壓力的比值應(yīng)滿足？【選項】A.1.1倍B.1.2倍C.1.3倍D.1.5倍【參考答案】C【詳細解析】《核動力裝置安全設(shè)計規(guī)范》規(guī)定安全閥開啟壓力應(yīng)為設(shè)計壓力的1.3倍，選項C正確。其他選項未達到法規(guī)要求的安全裕量?！绢}干10】核電站安全注入系統(tǒng)的設(shè)計流量應(yīng)滿足？【選項】A.1.0倍設(shè)計流量B.1.5倍設(shè)計流量C.2.0倍設(shè)計流量D.3.0倍設(shè)計流量【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核安全法規(guī)體系文件-HAS-2002》，安全注入系統(tǒng)設(shè)計流量應(yīng)為設(shè)計流量的2倍，確保事故工況下的足夠注入能力，選項C正確?！绢}干11】核設(shè)施操縱臺設(shè)計應(yīng)滿足哪種人機工程學(xué)標準？【選項】A.GB/T14776B.ASMENQA-1C.IEC61513D.RAS4400【參考答案】C【詳細解析】IEC61513是國際通用的核設(shè)施人機工程學(xué)標準，選項C正確。其他選項分別對應(yīng)中國標準、美國標準及特定企業(yè)標準?！绢}干12】核電站事故應(yīng)急分級中，最高級別屬于？【選項】A.級B.級C.級D.級【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核電站事故分級規(guī)定》，最高應(yīng)急級別為級，需立即啟動最高響應(yīng)措施，選項C正確?！绢}干13】核燃料組件密封性檢測中，氦氣檢漏的允許泄漏率是？【選項】A.≤1×10^-6Pa·m3/sB.≤1×10^-5Pa·m3/sC.≤1×10^-4Pa·m3/sD.≤1×10^-3Pa·m3/s【參考答案】A【詳細解析】核燃料組件氦檢漏標準為≤1×10^-6Pa·m3/s，選項A正確，其他選項均超出允許值?！绢}干14】核電站安全殼通風系統(tǒng)的設(shè)計風速應(yīng)為？【選項】A.0.5m/sB.1.0m/sC.1.5m/sD.2.0m/s【參考答案】B【詳細解析】安全殼通風系統(tǒng)設(shè)計風速需達到1.0m/s，確保有效稀釋有害氣體，選項B正確?！绢}干15】核設(shè)施退役后，安全殼屏蔽剩余劑量限值是？【選項】A.10Bq/kgB.100Bq/kgC.1kBq/kgD.10kBq/kg【參考答案】A【詳細解析】根據(jù)《核設(shè)施退役安全要求》，安全殼退役后剩余劑量限值為10Bq/kg，選項A正確。【題干16】核電站主泵密封失效時，備用泵的啟動時間不應(yīng)超過？【選項】A.30秒B.1分鐘C.2分鐘D.3分鐘【參考答案】B【詳細解析】主泵密封失效時，備用泵應(yīng)在1分鐘內(nèi)自動啟動，確保冷卻劑流量不中斷，選項B正確?！绢}干17】核廢料玻璃固化過程中，主要使用的穩(wěn)定劑是？【選項】A.硅酸鹽B.磷酸鹽C.碳酸鹽D.氯化物【參考答案】B【詳細解析】磷酸鹽玻璃固化技術(shù)是國際主流方案，選項B正確。其他選項分別對應(yīng)不同固化技術(shù)或非穩(wěn)定劑?！绢}干18】核設(shè)施操縱臺控制桿力設(shè)計值應(yīng)滿足？【選項】A.≤50NB.≤100NC.≤150ND.≤200N【參考答案】A【詳細解析】核操縱臺控制桿力設(shè)計值標準為≤50N，確保操作人員安全，選項A正確。【題干19】核電站安全殼內(nèi)應(yīng)急照明系統(tǒng)的備用電源持續(xù)供電時間應(yīng)≥？【選項】A.30分鐘B.1小時C.2小時D.3小時【參考答案】C【詳細解析】安全殼應(yīng)急照明備用電源需持續(xù)供電2小時，確保事故期間人員安全撤離，選項C正確。【題干20】核燃料循環(huán)中，哪種燃料組件需進行專項安全評審？【選項】A.普通壓水堆組件B.快堆組件C.HPR1000組件D.燃料循環(huán)試驗組件【參考答案】D【詳細解析】燃料循環(huán)試驗組件因涉及特殊材料與工藝，需進行專項安全評審，選項D正確。其他選項為常規(guī)燃料組件。2025年業(yè)務(wù)知識崗位知識競賽-中核集團評審員知識競賽歷年參考題庫含答案解析(篇4)【題干1】中核集團核安全法規(guī)中，關(guān)于核設(shè)施安全運行的最低要求是什么？【選項】A.僅需滿足設(shè)計基準B.需通過國家核安全監(jiān)管局審查C.依靠企業(yè)自主管理即可D.必須符合國際原子能機構(gòu)標準【參考答案】B【詳細解析】核安全法規(guī)要求核設(shè)施必須通過國家核安全監(jiān)管局的審查，這是國內(nèi)法定的強制條件。選項A僅滿足設(shè)計基準屬于基本要求，但未體現(xiàn)監(jiān)管審查環(huán)節(jié)；選項C企業(yè)自主管理是輔助手段，非唯一要求；選項D國際標準需經(jīng)國內(nèi)法規(guī)轉(zhuǎn)化后適用，不能直接替代國內(nèi)審查程序?！绢}干2】核電站應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）在失去主電源后，優(yōu)先啟動的子系統(tǒng)是？【選項】A.管道隔離閥B.應(yīng)急堆芯冷卻泵C.自然循環(huán)冷卻系統(tǒng)D.燃料包容殼冷卻【參考答案】B【詳細解析】ECCS在失去主電源后，應(yīng)急堆芯冷卻泵通過備用電源驅(qū)動，優(yōu)先啟動以維持冷卻劑循環(huán)。選項A管道隔離閥屬于被動防護措施，需在泵運行后配合使用；選項C自然循環(huán)依賴環(huán)境條件，不可控性強；選項D燃料包容殼冷卻是最終防線，需在核心系統(tǒng)失效后啟用?！绢}干3】中核集團核燃料循環(huán)中，燃料組件制造的核心工藝控制指標是？【選項】A.焊縫滲透檢測合格率B.燃料棒徑向功率偏差≤±3%C.包殼管密封壓力≥0.5MPaD.焊接接頭無損探傷覆蓋率100%【參考答案】B【詳細解析】燃料棒徑向功率偏差直接決定堆芯熱分布均勻性，是影響核電站安全運行的關(guān)鍵指標。選項A和B均屬制造工藝指標，但B與堆芯物理設(shè)計關(guān)聯(lián)性更強；選項C密封壓力屬于設(shè)備完整性指標；選項D探傷覆蓋率是質(zhì)量保證手段，非核心工藝控制目標?！绢}干4】核設(shè)施退役后，放射性廢物最終處置方式需滿足哪些條件？【選項】A.符合國家放射性廢物分類標準B.放射性活度≤1GBqC.半衰期≥30年D.需經(jīng)省級環(huán)保部門批準【參考答案】A【詳細解析】最終處置需依據(jù)《放射性廢物安全管理條例》進行分類，不同類別對應(yīng)不同處置要求。選項B活度閾值適用于低中放廢物短期儲存；選項C半衰期與處置方式無直接關(guān)聯(lián)；選項D審批權(quán)限屬于中間環(huán)節(jié)，最終處置由國家級監(jiān)管機構(gòu)負責?！绢}干5】中核集團核技術(shù)利用場所的輻射劑量監(jiān)測頻率要求是？【選項】A.每月1次常規(guī)監(jiān)測B.每周2次操作前監(jiān)測C.每日工作時段連續(xù)監(jiān)測D.每季度1次環(huán)境監(jiān)測【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核技術(shù)利用場所輻射安全規(guī)程》，工作場所需實時監(jiān)測電離輻射劑量率，確保人員劑量當量≤20mSv/年。選項A/B為固定周期監(jiān)測，無法反映實時變化；選項D環(huán)境監(jiān)測屬補充性措施，非核心要求?！绢}干6】核電廠安全殼內(nèi)壓降超限時，優(yōu)先采取的應(yīng)急措施是？【選項】A.啟動壓縮空氣系統(tǒng)B.打開安全閥釋放蒸汽C.啟動安全殼通風系統(tǒng)D.檢查密封膠條完整性【參考答案】B【詳細解析】安全殼壓降超過設(shè)計壓降極限值時，需立即通過安全閥釋放內(nèi)部壓力，防止結(jié)構(gòu)超壓失效。選項A/B均屬主動泄壓措施，但安全閥響應(yīng)速度更快；選項C通風系統(tǒng)用于維持環(huán)境條件，非緊急泄壓手段；選項D屬于結(jié)構(gòu)檢查類措施，無法快速緩解壓降。【題干7】中核集團核燃料后處理廠廢液固化采用哪種主要技術(shù)？【選項】A.玻璃固化法B.混凝土固化法C.有機溶劑萃取法D.厭氧消化法【參考答案】A【詳細解析】玻璃固化法通過高溫熔融將高放廢液與玻璃形成體結(jié)合，實現(xiàn)長期穩(wěn)定存儲。選項B適用于低放廢液；選項C是后處理工藝環(huán)節(jié)；選項D用于有機廢物處理，與核廢液無關(guān)。【題干8】核電站操縱員在燃料裝卸期間，必須佩戴的防護裝備不包括？【選項】A.放射性劑量計B.防化手套C.防輻射面罩D.防塵口罩【參考答案】D【詳細解析】燃料裝卸主要防護對象是α粒子，需佩戴防化手套（接觸放射性物質(zhì)）、劑量計（監(jiān)測累積劑量）、防輻射面罩（減少外部照射）。防塵口罩用于防顆粒物，與核輻射防護無直接關(guān)聯(lián)?！绢}干9】中核集團核安全文化的核心要素不包括？【選項】A.風險預(yù)判機制B.責任追溯制度C.獎懲分明體系D.全員安全培訓(xùn)【參考答案】C【詳細解析】核安全文化強調(diào)風險意識與系統(tǒng)思維，責任追溯（B）和全員培訓(xùn)（D）是實施手段，風險預(yù)判（A）是核心要素。獎懲分明體系屬于管理工具，非文化內(nèi)涵?！绢}干10】核電站主泵軸承失效的應(yīng)急處理優(yōu)先級排序是？【選項】A.啟動備用泵→隔離故障泵→降低功率B.隔離故障泵→啟動備用泵→停堆C.降低功率→隔離故障泵→啟動備用泵D.停堆→啟動備用泵→隔離故障泵【參考答案】B【詳細解析】主泵軸承失效需立即隔離故障泵，防止備用泵過載，待停堆后進行檢修。選項B符合縱深防御原則，選項A過早降低功率可能影響廠用電?！绢}干11】中核集團核電站安全系統(tǒng)設(shè)計遵循的可靠性標準是？【選項】A.MTBF≥10^5小時B.MTBF≥10^4小時C.MTBF≥10^3小時D.MTBF≥10^6小時【參考答案】A【詳細解析】安全系統(tǒng)要求單點故障率極低，MTBF（平均無故障時間）需≥10^5小時（約11.4年）。選項B適用于一般輔助系統(tǒng)，選項D標準過高不符合實際。【題干12】核設(shè)施退役階段，公眾溝通的核心目標是？【選項】A.消除所有放射性殘留B.保障公眾知情權(quán)與參與權(quán)C.縮短退役周期D.降低單位成本【參考答案】B【詳細解析】公眾溝通旨在通過透明化信息發(fā)布建立信任，知情權(quán)與參與權(quán)是國際原子能機構(gòu)強調(diào)的核安全文化基礎(chǔ)。選項A是技術(shù)目標，選項C/D屬管理優(yōu)化范疇?！绢}干13】中核集團核電站安全殼通風系統(tǒng)設(shè)計基準風速是？【選項】A.≥0.5m/sB.≥1.0m/sC.≥1.5m/sD.≥2.0m/s【參考答案】B【詳細解析】安全殼通風風速需≥1.0m/s，確保事故期間能快速排出有害氣體并維持正壓。選項A風速過低可能形成死區(qū)，選項C/D標準過高增加設(shè)備成本?！绢}干14】核燃料元件制造中，控制中子吸收截面差異的關(guān)鍵工藝是？【選項】A.燃料棒密封處理B.包殼管氚化處理C.焊縫重熔工藝D.燃料芯塊包覆層厚度【參考答案】D【詳細解析】包覆層厚度直接影響中子吸收截面均勻性，是控制芯塊與包殼間中子吸收差異的核心。選項A/B屬表面處理，選項C影響機械強度而非核特性。【題干15】中核集團核電站安全停堆后，安全殼壓力控制系統(tǒng)的運行要求是？【選項】A.保持安全殼內(nèi)壓高于大氣壓30kPaB.維持安全殼內(nèi)壓波動≤±5kPaC.優(yōu)先恢復(fù)主電源供電D.立即開啟所有安全閥【參考答案】B【詳細解析】安全殼壓力控制系統(tǒng)需保持內(nèi)壓穩(wěn)定，波動范圍≤±5kPa。選項A標準過嚴不符合實際；選項C需在壓控穩(wěn)定后進行；選項D會引發(fā)非計劃停堆?！绢}干16】核技術(shù)實驗室的氣溶膠監(jiān)測預(yù)警閾值設(shè)定為？【選項】A.1×10^3個/cm3B.1×10^4個/cm3C.1×10^5個/cm3D.1×10^6個/cm3【參考答案】B【詳細解析】根據(jù)《實驗室生物安全通用要求》，氣溶膠濃度≥1×10^4個/cm3時需啟動應(yīng)急響應(yīng)。選項A適用于常規(guī)監(jiān)測，選項C/D為緊急泄漏閾值。【題干17】中核集團核燃料元件的質(zhì)量保證體系不包括？【選項】A.全過程質(zhì)量追溯B.第三方獨立驗證C.質(zhì)量成本核算D.設(shè)計變更評審【參考答案】C【詳細解析】質(zhì)量保證體系關(guān)注過程控制與可追溯性，質(zhì)量成本核算屬于經(jīng)濟管理范疇。選項A/B/D均為質(zhì)量保證措施，選項C與體系無關(guān)。【題干18】核電站應(yīng)急給水系統(tǒng)設(shè)計流量下限是？【選項】A.200噸/小時B.300噸/小時C.400噸/小時D.500噸/小時【參考答案】A【詳細解析】應(yīng)急給水系統(tǒng)需在主泵故障時提供基本冷卻，流量下限200噸/小時可滿足安全殼冷卻需求。選項B/C/D適用于更嚴苛工況，非設(shè)計最低標準?！绢}干19】中核集團核設(shè)施輻射屏蔽設(shè)計需考慮的主要射線類型是？【選項】A.光子射線B.α粒子C.中子D.β粒子【參考答案】C【詳細解析】中子輻射因穿透力強且易被材料吸收，是屏蔽設(shè)計的核心對象。光子（A）和β粒子（D）可通過常規(guī)混凝土屏蔽，α粒子（B）因電離性強需特殊防護，但中子屏蔽成本最高且技術(shù)難度最大。【題干20】核電站安全閥開啟壓力與設(shè)計壓力的比值范圍是？【選項】A.1.1:1至1.25:1B.1.05:1至1.15:1C.1.2:1至1.3:1D.1.0:1至1.1:1【參考答案】A【詳細解析】安全閥開啟壓力需為設(shè)計壓力的1.1至1.25倍，確保在超壓10%至25%時及時泄壓。選項B標準適用于一般工業(yè)閥門，選項C/D范圍過寬或過窄。2025年業(yè)務(wù)知識崗位知識競賽-中核集團評審員知識競賽歷年參考題庫含答案解析(篇5)【題干1】中核集團核安全法規(guī)體系中，關(guān)于核設(shè)施運行許可證的有效期規(guī)定為多少年？【選項】A.3年B.5年C.10年D.無固定期限【參考答案】C【詳細解析】根據(jù)《核安全法》第二十五條，核設(shè)施運行許可證的有效期為10年，需經(jīng)國家核安全局審查批準后延續(xù)。選項C正確，其他選項與現(xiàn)行法規(guī)不符?！绢}干2】核電站安全殼設(shè)計需滿足的最低壓力邊界完整性要求是？【選項】A.1.2倍設(shè)計壓力B.1.5倍設(shè)計壓力C.2.0倍設(shè)計壓力D.3.0倍設(shè)計壓力【參考答案】B【詳細解析】國際原子能機構(gòu)（IAEA）標準及我國《核安全設(shè)計規(guī)范》規(guī)定，安全殼設(shè)計壓力邊界完整性需達到1.5倍設(shè)計壓力，確保極端工況下結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性。選項B為正確答案，其他選項超出合理范圍?！绢}干3】中核集團核燃料循環(huán)管理中，乏燃料后處理的核心工藝流程不包括以下哪項？【選項】A.壓縮B.蒸發(fā)C.燃燒D.溶解【參考答案】C【詳細解析】乏燃料后處理典型流程為溶解（酸化）、純化、分離、固化。燃燒工藝屬于煤化工領(lǐng)域，與核燃料循環(huán)無關(guān)。選項C為正確答案。【題干4】核電站應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）中，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（IPSCS）的核心組件是？【選項】A.主泵B.應(yīng)急堆芯冷卻劑泵C.堿性注射系統(tǒng)D.碳酸注射系統(tǒng)【參考答案】D【詳細解析】IPSCS依賴自然循環(huán)冷卻，通過注入碳酸鈉溶液維持堆芯冷卻，無需外部電源。選項D正確，其他選項為主動式系統(tǒng)組件?！绢}干5】中核集團核電廠輻射防護設(shè)計中，“最大允許劑量”的限值標準依據(jù)哪項國際標準？【選項】A.IEC60617B.IEC61513C.IEC62443D.IEC62734【參考答案】B【詳細解析】IEC61513《核設(shè)施電氣設(shè)備安全》明確輻射防護中工作人員年劑量限值為20mSv，其他標準涉及網(wǎng)絡(luò)安全、工業(yè)自動化等領(lǐng)域。選項B為正確答案。【題干6】核電廠安全縱深防御體系中的“縱深防御”概念最早由哪國提出？【選項】A.美國B.法國C.蘇聯(lián)D.英國【參考答案】A【詳細解析】縱深防御理論源于美國1970年代核安全研究，強調(diào)多層級冗余設(shè)計。選項A正確，其他選項國家無此理論起源記錄。【題干7】中核集團核燃料組件制造中，燃料棒導(dǎo)向管材料需滿足的耐輻射脆化性能指標是？【選項】A.<1%B.<5%C.<10%D.<15%【參考答案】A【詳細解析】根據(jù)ASMENQA-1標準，導(dǎo)向管材料在快速瞬態(tài)導(dǎo)熱（FTGR）試驗中脆化率需<1%，確保長期運行可靠性。選項A為正確答案?！绢}干8】核電站安全停堆保護系統(tǒng)（SPS）中，觸發(fā)停堆的關(guān)鍵信號是？【選項】A.溫度超過設(shè)計限值B.壓力超過安全殼極限C.中子通量下降至臨界以下D.輻射劑量率異常【參考答案】C【詳細解析】SPS通過監(jiān)測中子通量自動觸發(fā)停堆，確保堆芯臨界狀態(tài)終止。選項C正確，其他選項屬于輔助保護參數(shù)?！绢}干9】中核集團核電站安全殼通風系統(tǒng)設(shè)計需滿足的換氣次數(shù)下限值為？【選項】A.10次/小時B.20次/小時C.30次/小時D.50次