核電知識(shí)試題及答案一、單項(xiàng)選擇題（每題2分，共30分）1.核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)持續(xù)進(jìn)行的必要條件是（）A.每次裂變釋放的中子數(shù)小于1B.每次裂變釋放的中子數(shù)等于1C.每次裂變釋放的中子數(shù)大于1D.裂變產(chǎn)物中包含穩(wěn)定同位素答案：C解析：鏈?zhǔn)椒磻?yīng)需要中子增殖，即每次裂變產(chǎn)生的中子數(shù)（有效增殖因子k）大于1，才能維持反應(yīng)持續(xù)進(jìn)行。k=1時(shí)為臨界狀態(tài)，k<1時(shí)反應(yīng)逐漸停止。2.壓水堆核電廠中，一回路的主要功能是（）A.將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量傳遞給二回路B.直接推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電C.作為中子慢化劑D.吸收裂變產(chǎn)物的γ輻射答案：A解析：壓水堆采用三回路系統(tǒng)，一回路通過高壓水（約15.5MPa）將反應(yīng)堆芯的熱量帶出，經(jīng)蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路水，使其汽化推動(dòng)汽輪機(jī)。二回路直接驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)，慢化劑是一回路水的附加功能，γ輻射主要由屏蔽層吸收。3.下列哪種材料常用作壓水堆的中子慢化劑？（）A.石墨B.重水（D?O）C.輕水（H?O）D.金屬鈹答案：C解析：壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）均使用輕水作為慢化劑和冷卻劑；重水堆（PHWR）使用重水，石墨是氣冷堆（如早期Magnox堆）的慢化劑，鈹因成本高較少應(yīng)用。4.核燃料元件包殼的主要作用是（）A.防止裂變產(chǎn)物泄漏到冷卻劑中B.增強(qiáng)燃料棒的機(jī)械強(qiáng)度C.吸收中子以控制反應(yīng)性D.提高燃料的熱導(dǎo)率答案：A解析：包殼（通常為鋯合金）是防止裂變產(chǎn)物（如碘-131、銫-137）釋放的第一道安全屏障，需具備耐高溫、抗腐蝕、低中子吸收截面等特性。機(jī)械強(qiáng)度是次要功能，控制反應(yīng)性由控制棒完成。5.核電站常規(guī)島的核心設(shè)備是（）A.反應(yīng)堆壓力容器B.蒸汽發(fā)生器C.汽輪機(jī)-發(fā)電機(jī)組D.穩(wěn)壓器答案：C解析：核島（NSSS）包括反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等核相關(guān)設(shè)備；常規(guī)島與火電廠類似，主要由汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、凝汽器等組成，負(fù)責(zé)將蒸汽能量轉(zhuǎn)化為電能。6.核電廠縱深防御原則的第五層目標(biāo)是（）A.防止異常工況發(fā)展為事故B.控制事故后果，保護(hù)公眾C.確保設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下安全D.防止初始事件發(fā)生答案：B解析：縱深防御分五層：①預(yù)防異常；②控制異常；③應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故；④控制嚴(yán)重事故；⑤減輕事故對(duì)公眾的影響（如應(yīng)急計(jì)劃）。第五層是最終屏障。7.下列放射性核素中，屬于裂變產(chǎn)物的是（）A.鈾-235B.钚-239C.銫-137D.氚（H-3）答案：C解析：鈾-235是易裂變核素，钚-239由鈾-238俘獲中子生成（增殖產(chǎn)物），氚主要來自中子與輕水的反應(yīng)（如n+2H→3H），銫-137是鈾/钚裂變的典型產(chǎn)物（裂變產(chǎn)額約6%）。8.核電廠安全殼的設(shè)計(jì)壓力通常為（）A.0.1-0.3MPaB.0.5-1.0MPaC.2.0-3.0MPaD.5.0-10.0MPa答案：B解析：壓水堆安全殼（如CPR1000）設(shè)計(jì)壓力約0.4-0.5MPa（事故時(shí)因蒸汽釋放壓力升高），AP1000非能動(dòng)安全殼設(shè)計(jì)壓力略高（約0.58MPa），均遠(yuǎn)低于一回路壓力（約15.5MPa）。9.核燃料富集度是指（）A.鈾-235在鈾元素中的質(zhì)量百分比B.鈾-238在鈾元素中的質(zhì)量百分比C.钚-239在總?cè)剂现械馁|(zhì)量百分比D.可裂變核素的總質(zhì)量百分比答案：A解析：富集度特指鈾-235的豐度，商用壓水堆燃料富集度通常為3%-5%（天然鈾約0.711%），高富集鈾（>20%）用于研究堆或武器。10.下列屬于核電廠專設(shè)安全設(shè)施的是（）A.反應(yīng)堆控制棒B.蒸汽發(fā)生器C.安全注入系統(tǒng)（安注系統(tǒng)）D.汽輪機(jī)潤滑油系統(tǒng)答案：C解析：專設(shè)安全設(shè)施（ESS）是事故工況下投入的應(yīng)急系統(tǒng)，包括安注系統(tǒng)（注入硼酸水冷卻堆芯）、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)等?？刂瓢羰钦＿\(yùn)行控制手段，不屬于專設(shè)。11.核電廠輻射控制區(qū)的劃分依據(jù)是（）A.人員通行頻率B.輻射劑量率水平C.設(shè)備重要性等級(jí)D.通風(fēng)系統(tǒng)類型答案：B解析：根據(jù)《核電廠輻射防護(hù)規(guī)定》，控制區(qū)按劑量率分為監(jiān)督區(qū)（≤10μSv/h）、控制區(qū)（>10μSv/h）和高輻射區(qū)（>100μSv/h），限制無關(guān)人員進(jìn)入。12.核燃料后處理的主要目的是（）A.回收鈾和钚，減少廢物體積B.直接處理高放廢物C.生產(chǎn)新的核燃料元件D.降低鈾-235富集度答案：A解析：后處理通過化學(xué)分離（如PUREX流程）從乏燃料中回收未耗盡的鈾（約96%）和新生成的钚（約1%），剩余3%為裂變產(chǎn)物和次錒系元素（高放廢物），可顯著減少需要地質(zhì)處置的廢物體積。13.下列核反應(yīng)堆中，屬于快中子反應(yīng)堆的是（）A.壓水堆（PWR）B.沸水堆（BWR）C.高溫氣冷堆（HTGR）D.鈉冷快堆（SFR）答案：D解析：快堆無慢化劑，利用高能中子（快中子）維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，常用液態(tài)鈉作為冷卻劑（如法國超鳳凰堆）。壓水堆、沸水堆為熱中子堆（中子需慢化），高溫氣冷堆用石墨慢化。14.核電廠事故中，“堆芯熔化”屬于（）A.一級(jí)事件（異常）B.四級(jí)事件（主要泄漏）C.七級(jí)事件（特大事故）D.五級(jí)事件（具有場外風(fēng)險(xiǎn)）答案：D解析：根據(jù)國際核事件分級(jí)表（INES），堆芯熔化（如三哩島事故）為五級(jí)（場外風(fēng)險(xiǎn)有限），福島事故因大量放射性釋放為七級(jí)，四級(jí)為廠區(qū)內(nèi)主要泄漏（無顯著場外風(fēng)險(xiǎn)）。15.核電廠三廢處理中，低放廢液的常用處理方法是（）A.直接排放B.蒸發(fā)濃縮+水泥固化C.玻璃固化D.深地質(zhì)處置答案：B解析：低放廢液（如設(shè)備沖洗水）通過蒸發(fā)濃縮減少體積，濃縮液與水泥混合固化后暫存；高放廢液（如后處理廢液）需玻璃固化后地質(zhì)處置；直接排放需嚴(yán)格符合國家標(biāo)準(zhǔn)（如總活度<10?Bq/L）。二、填空題（每空1分，共20分）1.核裂變反應(yīng)中，鈾-235俘獲一個(gè)（熱中子）后分裂為兩個(gè)中等質(zhì)量的原子核，并釋放（2-3個(gè)中子）和能量。2.壓水堆的三大安全屏障是（燃料包殼）、（一回路壓力邊界）和（安全殼）。3.核電廠的“核島”主要包括（反應(yīng)堆壓力容器）、（蒸汽發(fā)生器）、（穩(wěn)壓器）和主泵等設(shè)備。4.中子慢化劑的作用是將（快中子）減速為（熱中子），以提高鈾-235的裂變概率。5.核燃料循環(huán)分為（前端）、（堆內(nèi)燃燒）和（后端）三個(gè)階段，其中前端包括鈾礦開采、（富集）和（燃料元件制造）。6.非能動(dòng)安全系統(tǒng)的核心是利用（自然力）（如重力、對(duì)流、擴(kuò)散）驅(qū)動(dòng)，無需（能動(dòng)設(shè)備）（如泵、風(fēng)機(jī)）的運(yùn)行。7.放射性衰變的基本規(guī)律是（指數(shù)衰變），其數(shù)學(xué)表達(dá)式為（N(t)=N?e^(-λt)），其中λ為（衰變常數(shù)）。8.核電廠應(yīng)急計(jì)劃的“應(yīng)急行動(dòng)水平”分為（預(yù)警）、（緊急防護(hù)行動(dòng)準(zhǔn)備）、（場外應(yīng)急響應(yīng)）和（嚴(yán)重影響）四個(gè)等級(jí)。三、判斷題（每題1分，共10分，正確打√，錯(cuò)誤打×）1.重水堆可以直接使用天然鈾作為燃料，因?yàn)橹厮穆芰Ρ容p水強(qiáng)。（√）解析：重水（D?O）的中子吸收截面（0.0018b）遠(yuǎn)低于輕水（0.66b），可有效慢化中子同時(shí)減少中子損失，因此重水堆（如CANDU堆）可用天然鈾（鈾-235豐度0.711%）。2.核電廠的“熱效率”通常高于火電廠，因?yàn)楹四艿哪芰棵芏雀摺＃ā粒┙馕觯汉穗姀S因一回路溫度限制（壓水堆約320℃），熱效率約33%-35%，低于超超臨界火電廠（45%-50%），能量密度高是燃料體積小的優(yōu)勢，與熱效率無關(guān)。3.控制棒插入反應(yīng)堆芯會(huì)增加反應(yīng)性，使功率上升。（×）解析：控制棒含強(qiáng)中子吸收材料（如硼、鎘），插入會(huì)吸收中子，降低有效增殖因子k，減少反應(yīng)性，使功率下降。4.核電廠乏燃料的放射性主要來自未裂變的鈾-235和钚-239。（×）解析：乏燃料放射性約95%來自裂變產(chǎn)物（如銫-137、鍶-90），5%來自錒系元素（鈾、钚、次錒系核素），但鈾-235和钚-239的活度占比低（主要是長壽命α輻射）。5.安全殼噴淋系統(tǒng)的作用是在事故時(shí)降低安全殼內(nèi)的溫度和壓力，并吸收放射性碘。（√）解析：噴淋系統(tǒng)噴灑含硼水（吸收中子）和氫氧化鈉溶液（中和酸性氣體，捕獲碘），同時(shí)通過相變吸熱降低壓力，是專設(shè)安全設(shè)施之一。6.高溫氣冷堆使用氦氣作為冷卻劑，具有固有安全性，堆芯熔化溫度遠(yuǎn)高于運(yùn)行溫度。（√）解析：高溫氣冷堆（如HTR-PM）燃料元件為包覆顆粒（TRISO），石墨慢化，氦氣冷卻（出口溫度750-950℃），堆芯熔化溫度（>3000℃）遠(yuǎn)高于最高運(yùn)行溫度（約1000℃），事故下可保持完整性。7.核電廠的輻射劑量中，β射線的穿透能力比γ射線強(qiáng)，因此需要鉛板屏蔽。（×）解析：γ射線穿透能力最強(qiáng)（需鉛或混凝土屏蔽），β射線（電子）穿透能力較弱（幾毫米鋁即可阻擋），α射線（氦核）穿透能力最弱（一張紙可阻擋）。8.核燃料后處理會(huì)產(chǎn)生大量高放廢液，因此我國已全面停止后處理技術(shù)研發(fā)。（×）解析：我國堅(jiān)持閉式燃料循環(huán)，后處理是關(guān)鍵環(huán)節(jié)（如中核集團(tuán)的“龍騰2020”計(jì)劃），通過后處理回收鈾钚可實(shí)現(xiàn)燃料循環(huán)利用，減少天然鈾需求和廢物體積。9.核電廠的“縱深防御”原則要求每一層屏障獨(dú)立，無需考慮其他層的失效。（×）解析：縱深防御各層需冗余設(shè)計(jì)，考慮前一層失效的可能性（如假設(shè)一回路泄漏，依賴安全殼包容），多層屏障協(xié)同作用，而非完全獨(dú)立。10.核電廠的“臨界事故”是指反應(yīng)堆達(dá)到額定功率的狀態(tài)，屬于正常運(yùn)行范圍。（×）解析：臨界事故指意外達(dá)到臨界（k≥1）導(dǎo)致中子通量驟增，可能造成人員過量照射（如1999年日本JCO臨界事故），正常運(yùn)行的臨界是可控的，意外臨界屬于事故。四、簡答題（每題5分，共20分）1.簡述壓水堆三回路系統(tǒng)的流程及各回路的作用。答案：壓水堆采用三回路系統(tǒng)：①一回路（反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）：高壓輕水（約15.5MPa，320℃）在反應(yīng)堆芯吸收裂變熱量，經(jīng)主泵驅(qū)動(dòng)至蒸汽發(fā)生器，通過U型管將熱量傳遞給二回路水后返回堆芯，形成閉合循環(huán)。作用是將堆芯熱量導(dǎo)出并傳遞給二回路。②二回路（蒸汽和動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)）：二回路水在蒸汽發(fā)生器中被一回路加熱汽化（約6.5MPa，280℃），形成的高壓蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)做功，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電；做功后的乏汽進(jìn)入凝汽器，被三回路冷卻水冷凝為水，經(jīng)給水泵送回蒸汽發(fā)生器。作用是將熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能。③三回路（循環(huán)冷卻水系統(tǒng)）：海水或淡水在凝汽器中吸收二回路乏汽的熱量，升溫后通過冷卻塔（或直接排放）散熱，形成開式或閉式循環(huán)。作用是為二回路提供冷源，維持凝汽器真空。2.分析AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)的技術(shù)優(yōu)勢。答案：AP1000是西屋公司設(shè)計(jì)的第三代壓水堆，其非能動(dòng)安全系統(tǒng)（PASS）主要優(yōu)勢包括：①依賴自然力驅(qū)動(dòng)：利用重力（如堆芯補(bǔ)水箱、安全殼儲(chǔ)水箱）、自然循環(huán)（如余熱排出）、蒸發(fā)冷凝（如非能動(dòng)安全殼冷卻）等，無需泵、風(fēng)機(jī)等能動(dòng)設(shè)備，減少設(shè)備故障風(fēng)險(xiǎn)。②簡化系統(tǒng)設(shè)計(jì)：取消傳統(tǒng)壓水堆的安全級(jí)交流電源、應(yīng)急柴油機(jī)等，系統(tǒng)設(shè)備數(shù)量減少約50%，管道長度減少約80%，降低運(yùn)維復(fù)雜度和人因失誤概率。③延長事故緩解時(shí)間：非能動(dòng)系統(tǒng)可在72小時(shí)內(nèi)無需人工干預(yù)自動(dòng)維持堆芯冷卻和安全殼完整性（傳統(tǒng)能動(dòng)系統(tǒng)需4小時(shí)內(nèi)干預(yù)），為應(yīng)急響應(yīng)提供充足時(shí)間。④提高固有安全性：結(jié)合堆芯熔融物捕集器（IVR）等設(shè)計(jì)，確保嚴(yán)重事故下堆芯熔融物被安全包容，避免安全殼失效。3.說明核燃料循環(huán)中“貧鈾”和“乏燃料”的區(qū)別。答案：貧鈾與乏燃料的區(qū)別主要體現(xiàn)在來源、成分和放射性上：①來源：貧鈾是鈾濃縮過程的副產(chǎn)品（鈾-235豐度<0.711%的鈾）；乏燃料是反應(yīng)堆中燃燒過的核燃料元件（在堆內(nèi)停留約3-6年）。②成分：貧鈾主要含鈾-238（>99.8%），鈾-235和鈾-234含量極低；乏燃料含未裂變的鈾（約96%，鈾-235豐度約0.8-1.2%）、新生成的钚（約1%，主要是钚-239）、裂變產(chǎn)物（約3%，如銫-137、鍶-90）和次錒系核素（如镅-241、镎-237）。③放射性：貧鈾主要發(fā)射α射線（鈾-238半衰期45億年），活度較低；乏燃料含大量短壽命（如碘-131，半衰期8天）和長壽命（如銫-137，半衰期30年；钚-239，半衰期2.4萬年）裂變產(chǎn)物，γ和β輻射強(qiáng)，需嚴(yán)格屏蔽。4.簡述核電廠輻射防護(hù)的“ALARA原則”及其實(shí)施措施。答案：ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）原則即“合理可行盡量低”，要求在考慮經(jīng)濟(jì)和社會(huì)因素的前提下，將人員受照劑量降至可接受的最低水平。實(shí)施措施包括：①源項(xiàng)控制：優(yōu)化燃料管理（如減少裂變產(chǎn)物泄漏）、設(shè)備密封（防止放射性物質(zhì)釋放）。②時(shí)間控制：縮短人員在輻射區(qū)的工作時(shí)間（如采用遠(yuǎn)程操作、快速檢修）。③距離控制：利用長柄工具、機(jī)器人等增加人與輻射源的距離（輻射劑量率與距離平方成反比）。④屏蔽控制：設(shè)置鉛板（屏蔽γ射線）、有機(jī)玻璃（屏蔽β射線）、混凝土（綜合屏蔽）等屏蔽層。⑤個(gè)人防護(hù)：配備個(gè)人劑量計(jì)（如TLD、電子劑量計(jì)）、防護(hù)服（防表面污染）、呼吸防護(hù)（防放射性氣溶膠）。⑥管理措施：制定輻射工作許可制度、培訓(xùn)人員防護(hù)知識(shí)、定期監(jiān)測工作場所和人員劑量。五、綜合分析題（共20分）以福島第一核電站事故為例，分析其發(fā)生的原因、主要后果及對(duì)核電安全設(shè)計(jì)的啟示。答案：事故原因：2011年3月11日，日本東北部海域發(fā)生9.0級(jí)地震，引發(fā)約15米高的海嘯，福島第一核電站（6臺(tái)BWR機(jī)組）因以下原因?qū)е率鹿剩孩偻獠渴录O(shè)計(jì)基準(zhǔn)：海嘯高度（15米）遠(yuǎn)超電廠設(shè)計(jì)的5.7米防波堤高度，淹沒應(yīng)急柴油機(jī)房（位于地面層），導(dǎo)致交流電源喪失（全廠斷電，SBO）。②能動(dòng)安全系統(tǒng)失效：應(yīng)急柴油機(jī)損壞后，直流電源（蓄電池）僅能維持8小時(shí)，冷卻系統(tǒng)停轉(zhuǎn)，堆芯因衰變熱無法導(dǎo)出逐漸升溫，燃料包殼（鋯合金）與水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣（2Zr+2H?O→2ZrO?+2H?↑）。③安全殼設(shè)計(jì)缺陷：BWR采用“馬克I型”安全殼（容積小，壓力承受能力低），氫氣積聚后發(fā)生爆炸（1-3號(hào)機(jī)），導(dǎo)致安全殼破損，放射性物質(zhì)泄漏。主要后果：①放射性釋放：約10PBq（101?Bq）放射性物質(zhì)進(jìn)入環(huán)境，其中碘-131（約3.5PBq）、銫-137（約0.15PBq）擴(kuò)散至周邊地區(qū)