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2025年综合类-核安全-核电基础知识历年真题摘选带答案(5卷单选题百道集合)

2025年综合类-核安全-核电基础知识历年真题摘选带答案(篇1)

【题干1】核电站主泵的主要功能是确保一回路冷却剂在反应堆冷却剂泵故障时仍能持续循环，其设计寿命通常为多少年？

【选项】A.15B.30C.40D.60

【参考答案】B

【详细解析】核电站主泵作为关键安全设备，需满足长期运行可靠性要求。国际原子能机构（IAEA）标准规定，主泵设计寿命通常为30年，期间无需更换叶轮。选项A（15年）为常规泵更换周期，选项C（40年）和D（60年）超出当前技术经济可行性范围。

【题干2】核安全壳压力控制系统的核心功能是防止压力升高导致安全壳失效，主要依赖哪种阀门实现紧急隔离？

【选项】A.安全壳隔离阀B.主蒸汽隔离阀C.疏水阀D.安全壳爆破片

【参考答案】A

【详细解析】安全壳隔离阀（SCIV）可在压力超过设定值时切断外部蒸汽供应，维持压力平衡。选项B为主蒸汽隔离阀（MSIV），用于主循环系统；选项C为疏水阀，用于排出冷凝水；选项D为被动泄压装置，非主动控制系统。

【题干3】在核电站正常运行中，控制棒驱动机构的主要作用是？

【选项】A.调节反应堆功率B.启动安全注射系统C.控制冷却剂流量D.切换应急电源

【参考答案】A

【详细解析】控制棒驱动机构通过机械或液压系统驱动控制棒（如镉、硼棒）插入或退出堆芯，精确调节中子通量，从而控制反应堆功率。选项B为安全注射系统（SIS）功能，选项C为循环泵控制，选项D为应急电源切换装置。

【题干4】核电站放射性废物分类中，需进行干式储存的高放射性废物是指半衰期超过多少年的核素？

【选项】A.5年B.10年C.30年D.100年

【参考答案】D

【详细解析】国际辐射防护与辐射防护协会（IRPA）标准规定，半衰期超过100年的核素（如铀-235、钚-239）需采用干式储存系统（如乏燃料水池或干式容器），以减少长期辐射风险。选项C（30年）对应中低放废物，选项A/B为短期废物处理范畴。

【题干5】核电站安全壳内压力释放系统的设计基准压力为多少kPa（千帕）？

【选项】A.50B.100C.150D.200

【参考答案】C

【详细解析】根据IAEA-NS-2标准，安全壳压力释放系统（PSRS）设计基准压力为150kPa（表压），对应地震或火灾等极端工况下的压力峰值。选项A（50kPa）为常规运行压力，选项B（100kPa）为事故工况压力，选项D（200kPa）超出设计上限。

【题干6】核电站应急堆芯冷却系统（ECCS）中最关键的组件是？

【选项】A.环境监测仪B.碱性注射泵C.压力容器D.防辐射屏蔽层

【参考答案】B

【详细解析】碱性注射泵（BIP）负责在事故初期向反应堆内注入硼酸溶液和冷却剂，防止堆芯熔化。选项A为监测系统，选项C为储氢容器，选项D为被动防护结构。ECCS包含非能动（AP）和被动（SP）两类系统，均依赖泵组实现注水。

【题干7】核电站安全壳内氧气浓度控制系统的设计目标是？

【选项】A.将氧气浓度维持在19.5%-20.5%B.保持低于0.1%C.实现氮气完全替代氧气D.控制二氧化碳浓度

【参考答案】A

【详细解析】氧气浓度控制系统（OCS）通过调节氧气浓度防止金属部件在高温下发生氧化反应。IAEA标准要求氧气浓度维持在19.5%-20.5%（空气标准），选项B为氢气浓度控制目标（防爆炸），选项C违反安全壳气体平衡原则。

【题干8】核电站乏燃料储存池的水温通常控制在多少℃？

【选项】A.20B.40C.60D.80

【参考答案】B

【详细解析】乏燃料储存池水温需维持在40℃±5℃，以防止燃料包壳材料（锆合金）因温度梯度产生应力腐蚀开裂。选项A（20℃）为常温环境，选项C/D会导致包壳脆化风险。

【题干9】核电站安全系统中的非能动安全壳冷却系统（APSS）主要依赖哪种自然循环原理？

【选项】A.压力梯度驱动B.热梯度驱动C.浮力效应驱动D.电磁力驱动

【参考答案】C

【详细解析】APSS利用安全壳内蒸汽的自然对流循环冷却堆芯，其驱动机制基于浮力效应（热空气上升、冷空气下沉）。选项A（压力梯度）适用于能动系统，选项B（热梯度）为被动传热过程，选项D为非物理驱动方式。

【题干10】核电站放射性气体的处理系统通常包括哪些关键组件？

【选项】A.碱性吸收塔B.过滤罐C.碳吸附器D.以上均是

【参考答案】D

【详细解析】放射性气体处理系