注册核安全工程师考试真题解析2024

注册核安全工程师考试真题解析2024

一、核安全法规与标准

1.题目根据《中华人民共和国核安全法》，核设施营运单位应当对核设施周围环境中所含的放射性核素的种类、浓度以及核设施流出物中的放射性核素总量实施监测，并定期向（）报告监测结果A.国务院生态环境主管部门B.所在地省级人民政府生态环境主管部门C.所在地市级人民政府生态环境主管部门D.所在地县级人民政府生态环境主管部门答案B解析《中华人民共和国核安全法》规定，核设施营运单位应当对核设施周围环境中所含的放射性核素的种类、浓度以及核设施流出物中的放射性核素总量实施监测，并定期向所在地省级人民政府生态环境主管部门报告监测结果省级生态环境主管部门能够对辖区内的核设施环境监测情况进行有效管理和监督，确保核设施周边环境安全选项A国务院生态环境主管部门主要负责宏观层面的政策制定和监督指导；选项C市级和选项D县级人民政府生态环境主管部门在核安全管理方面权限和能力相对有限，主要配合省级部门开展相关工作

2.题目《核动力厂设计安全规定》（HAF102）中，核动力厂纵深防御原则的第五层次防御目的是（）A.防止偏离正常运行

8.检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况C.控制事故的后果D.减轻严重事故的放射性后果答案A解析核反应堆的安全壳在事故工况下的主要作用是防止放射性物质向环境释放安全壳是核反应堆的最后一道屏障，它具有良好的密封性和结构强度，能够在事故发生时将放射性物质限制在安全壳内,减少对周围环境和公众的危害维持反应堆的压力主要由稳压器等设备完成；冷却反应堆堆芯由冷却剂系统负责；控制反应堆的功率由控制棒等设备控制所以选项A正确

20.题目在核反应堆安全分析中，针对超设计基准事故的缓解措施通常包括（）A.加强安全系统的冗余设计B.实施应急堆芯冷却C.启用附加的安全设施D.以上都是答案D解析在核反应堆安全分析中，针对超设计基准事故的缓解措施通常包括多个方面加强安全系统的冗余设计可以提高系统在事故情况下的可靠性，确保即使部分设备失效，仍有其他设备可以发挥作用;实施应急堆芯冷却是为了在事故发生时保证堆芯的冷却，防止堆芯熔化；启用附加的安全设施如备用的安全壳喷淋系统等可以进一步控制事故的发展和后果所以选项D正确

五、核燃料循环与核废物管理

21.题目天然铀中，U-235的丰度约为（）A.

0.711%B.

23.5%C.

99.289%D.

71.1%解析天然铀中，U-235的丰度约为

0.711%,U-238的丰度约为

99.289%U-235是易裂变核素，在核反应堆中起着重要作用，但在天然铀中的含量较低，通常需要进行浓缩处理来提高其丰度以满足反应堆的需求所以选项A正确

22.题目核燃料后处理的主要目的是（）A.回收可裂变材料B.减少核废物的体积C.降低核废物的放射性水平D.以上都是答案D解析核燃料后处理具有多个主要目的回收可裂变材料，如U-235和Pu-239等，可以实现核燃料的循环利用，提高资源利用率;通过后处理过程中的分离和处理，可以减少核废物的体积，便于后续的储存和处置；同时，后处理还可以去除部分放射性物质，降低核废物的放射性水平所以选项D正确

23.题目以下哪种核废物属于高放废物（）A.反应堆运行产生的废树脂B.核燃料后处理产生的高放废液C.核电站的废旧金属部件D.放射性实验室的废手套答案B解析核燃料后处理产生的高放废液属于高放废物高放废物具有高放射性活度和长半衰期的特点，需要特殊的处理和处置方式反应堆运行产生的废树脂、核电站的废旧金属部件和放射性实验室的废手套通常属于中低放废物，它们的放射性水平相对较低，处理和处置方式相对简单所以选项B正确A.利用地质介质的隔离作用，将核废物与人类环境长期隔离B.使核废物在地质介质中自然衰变C.通过地质介质吸收核废物的放射性D.改变核废物的放射性性质答案A解析核废物地质处置的主要原理是利用地质介质的隔离作用，将核废物与人类环境长期隔离地质介质如岩石等具有良好的稳定性和低渗透性，可以阻止放射性物质向周围环境扩散核废物在地质处置库中会自然衰变，但这不是地质处置的主要原理；地质介质主要是起到隔离作用，而不是吸收放射性；目前技术无法改变核废物的放射性性质所以选项A正确

25.题目在核燃料循环中，铀浓缩过程常用的方法是（）A.气体扩散法B.离心法C.激光法D.以上都是答案D解析在核燃料循环中，铀浓缩过程常用的方法包括气体扩散法、离心法和激光法等气体扩散法是早期广泛使用的浓缩方法，利用铀的不同同位素在气体扩散过程中的速率差异来实现浓缩；离心法是通过高速旋转的离心机使不同同位素分离，具有能耗低等优点；激光法是利用激光与铀原子的相互作用来选择性地激发和分离U-235,是一种有发展前景的浓缩技术所以选项D正确

六、辐射防护

26.题目以下哪种射线的穿透能力最强（）A.a射线B.P射线C.Y射线D.中子射线答案C解析Y射线的穿透能力最强a射线是氯原子核，质量较大，在物质中很容易被吸收，穿透能力很弱，一张纸就可以挡住；B射线是高速电子流，穿透能力比a射线强，但一般几毫米厚的铝板就可以阻挡；Y射线是高能电磁波，具有很强的穿透能力，需要较厚的铅板或混凝土等才能有效屏蔽；中子射线的穿透能力也较强，但在常见射线中，Y射线的穿透能力通常是最强的所以选项C正确

27.题目在辐射防护中，外照射防护的三原则是（）A.时间防护、距离防护和屏蔽防护B.时间防护、剂量防护和屏蔽防护C.距离防护、剂量防护和屏蔽防护D.时间防护、距离防护和剂量防护答案A解析在辐射防护中，外照射防护的三原则是时间防护、距离防护和屏蔽防护时间防护是指尽量减少受照时间，以降低累积剂量；距离防护是指增大与辐射源的距离，因为辐射剂量率与距离的平方成反比；屏蔽防护是指在辐射源和人员之间设置屏蔽材料，阻挡辐射的传播剂量防护不是外照射防护的原则，剂量限值是辐射防护中的一个重要概念，但不属于防护原则所以选项A正确

28.题目个人剂量计主要用于测量（）A.环境辐射剂量率B.个人所受的累积辐射剂量C.辐射源的活度D.辐射的能量分布答案B解析个人剂量计主要用于测量个人所受的累积辐射剂量它可以记录个人在一段时间内接受的辐射剂量，反映个人的辐射暴露情况环境辐射剂量率通常由环境辐射监测仪测量；辐射源的活度需要专门的放射性活度测量设备；辐射的能量分布可以通过能谱仪等设备测量所以选项B正确

29.题目在辐射防护中，有效剂量的单位是（）A.贝克勒尔（Bq）B.戈瑞（Gy）C.希沃特（Sv）D.居里（Ci）答案C解析在辐射防护中，有效剂量的单位是希沃特（Sv）贝克勒尔（Bq）是放射性活度的单位，表示单位时间内发生衰变的原子核数;戈瑞（Gy）是吸收剂量的单位，描述单位质量物质吸收的辐射能量；居里（Ci）也是放射性活度的单位，1Ci=

3.7X101°Bq所以选项C正确

30.题目对于放射性物质的表面污染，常用的去污方法不包括（）OA.机械去污B.化学去污C.生物去污D-后］温去污答案D解析对于放射性物质的表面污染，常用的去污方法包括机械去污，如擦拭、冲洗等；化学去污，使用化学试剂溶解或去除放射性物质；生物去污，利用生物的代谢作用去除污染高温去污不是常用的表面去污方法，高温可能会使放射性物质挥发或扩散，增加污染范围,同时也可能对设备和环境造成损坏所以选项D正确

七、核设施安全

31.题目核设施的选址需要考虑的因素不包括（）A.地质条件B.气象条件C.人口分布D.交通便利性答案D解析核设施的选址需要综合考虑多方面因素地质条件是重要因素之一，稳定的地质结构可以保证核设施的基础安全，避免地震等地质灾害对核设施造成破坏；气象条件会影响放射性物质的扩散情况,如风向、风速等；人口分布也很关键，应尽量选择人口密度较低的地区，以减少事故情况下对公众的影响而交通便利性虽然在建设和运营过程中有一定作用，但不是核设施选址的关键考虑因素，核设施的安全和环境影响是选址的首要考虑所以选项D正确

32.题目核设施的质量保证体系应覆盖（）A.设计阶段B.建造阶段C.运行阶段D.以上都是答案D解析核设施的质量保证体系应覆盖核设施的整个生命周期，包括设计阶段、建造阶段和运行阶段在设计阶段，质量保证体系确保设计符合安全标准和要求；建造阶段保证施工质量，使核设施能够按照设计要求建成；运行阶段保证核设施的安全稳定运行，及时处理设备故障和异常情况所以选项D正确

33.题目核设施的应急计划应包括（）A.应急响应的组织机构和职责B.应急响应的程序和措施C.应急资源的储备和管理D.以上都是答案D解析核设施的应急计划应包括多个方面应急响应的组织机构和职责明确了在事故发生时各个部门和人员的任务和权限，确保应急工作的有序开展；应急响应的程序和措施规定了在不同事故情况下应采取的具体行动，如撤离、监测等；应急资源的储备和管理保证了在应急过程中有足够的物资和设备支持所以选项D正确

34.题目核设施的安全评价应包括（）A.设计安全评价B.运行安全评价C.退役安全评价D.以上都是答案D解析核设施的安全评价应贯穿核设施的整个生命周期，包括设计安全评价，确保设计符合安全标准和要求，预防潜在的安全问题；运行安全评价，对核设施在运行过程中的安全状况进行评估，及时发现和处理安全隐患；退役安全评价，评估核设施退役过程中的安全风险，制定合理的退役方案所以选项D正确A.人员培训B.制度建设C.安全意识培养D.以上都是答案D解析核设施的安全文化建设应注重多个方面人员培训可以提高工作人员的专业技能和安全知识，使其能够正确操作和维护核设施;制度建设可以规范工作人员的行为，明确安全责任和工作流程；安全意识培养可以使工作人员从思想上重视核安全，自觉遵守安全规定所以选项D正确

八、核技术应用安全

36.题目在放射性同位素仪表的使用中，以下哪种做法是错误的（）A.定期对仪表进行校准B.随意移动放射性源C.对仪表进行日常维护D,配备必要的辐射防护设备答案B解析在放射性同位素仪表的使用中，随意移动放射性源是错误的做法放射性源具有放射性，随意移动可能会导致辐射泄漏，对人员和环境造成危害定期对仪表进行校准可以保证测量的准确性；对仪表进行日常维护可以延长仪表的使用寿命和保证其正常运行；配备必要的辐射防护设备可以保护操作人员的安全所以选项B正确

37.题目医用放射性核素的使用应遵循（）A.正当性原则B.最优化原则C.剂量限值原则D,以上都是答案D解析医用放射性核素的使用应遵循正当性原则，即使用放射性核素进行诊断或治疗必须有充分的理由，利大于弊；最优化原则，在保证诊断和治疗效果的前提下，尽量减少患者和工作人员的受照剂量;剂量限值原则，确保患者和工作人员的受照剂量不超过规定的限值所以选项D正确

38.题目工业探伤中常用的放射性源是（）A.Co-60B.Cs-137C.Ir-192D.以上都是答案D解析在工业探伤中，Co-

60、Cs-137和Ir-192都是常用的放射性源Co-60具有较高的能量和较强的穿透能力，适用于较厚材料的探伤；Cs-137半衰期较长，使用方便；Ir-192能量适中，对中等厚度材料的探伤效果较好所以选项D正确

39.题目核技术应用中的辐射监测应包括（）A.环境辐射监测40个人剂量监测设备表面污染监测D.以上都是答案D解析核技术应用中的辐射监测应包括多个方面环境辐射监测可以了解核技术应用场所周围的辐射环境状况，及时发现辐射泄漏等问题；个人剂量监测可以掌握工作人员的辐射暴露情况，保障工作人员的健康；设备表面污染监测可以检测设备表面是否存在放射性物质污染，防止污染扩散所以选项D正确

40.题目在核技术应用中，放射性废物的处理应遵循（）A.分类收集原则B.减容原则C.安全运输原则D.以上都是答案D解析在核技术应用中，放射性废物的处理应遵循多个原则分类收集原则可以将不同类型的放射性废物分开处理，便于后续的处理和处置；减容原则可以减少放射性废物的体积，降低处理和处置成本;安全运输原则可以保证放射性废物在运输过程中的安全，防止泄漏和扩散所以选项D正确

九、核应急与核安全监管

41.题目国家核应急组织体系包括（）A.国家核应急协调委B.核设施营运单位应急组织C.省级核应急组织D.以上都是答案D解析国家核应急组织体系包括国家核应急协调委，负责全国核应急工作的统筹协调和决策；核设施营运单位应急组织，负责本单位核设施的应急响应工作；省级核应急组织，负责本省行政区域内的核应急工作所以选项D正确解析核动力厂纵深防御原则分为五个层次第一层次目的是防止偏离正常运行，通过高质量的设计、建造和运行来实现；第二层次是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况，依靠运行监测和控制措施；第三层次是控制事故的后果，针对设计基准事故设置专门的安全系统；第四层次是针对严重事故，采取附加措施以确保安全壳等屏障的完整性；第五层次则是减轻严重事故的放射性后果，通过应急响应等措施将事故对环境和公众的影响降到最低所以选项D正确

3.题目依据《放射性物品运输安全管理条例》，一类放射性物品运输容器设计，应当报审查批准A.国务院核安全监管部门B.省级人民政府核安全监管部门C.国务院交通运输主管部门D.省级人民政府交通运输主管部门答案A解析《放射性物品运输安全管理条例》明确规定，一类放射性物品运输容器设计，应当报国务院核安全监管部门审查批准一类放射性物品具有较高的放射性活度和潜在危险性，国务院核安全监管部门具备专业的技术能力和监管权威，能够对运输容器的设计进行严格审查，确保其符合安全标准，保障放射性物品运输过程中的安全省级人民政府核安全监管部门主要负责本辖区内的一些具体监管工作，但对于一类放射性物品运输容器设计审查权限在国务院核安全监管部门；交通运输主管部门主要负责运输环节的交通管理等工作，并非负责运输容器设计审查所以选项A正确

4.题目在《核安全文化政策声明》中，核安全文化的核心是OA.安全第一B.纵深防御C.保守决策A.许可证制度B.监督检查C.行政处罚D.技术研发答案D解析核安全监管的主要手段包括许可证制度，通过颁发许可证对核设施的建设、运行等活动进行规范和管理；监督检查，对核设施营运单位的活动进行定期或不定期的检查，确保其遵守相关法规和标准；行政处罚，对违反核安全法规的行为进行处罚技术研发主要是推动核技术的发展和进步，不属于核安全监管的主要手段所以选项D正确

43.题目核应急响应的启动条件通常根据（）确定A.辐射监测数据B.事故的严重程度C.气象条件D.以上都是答案D解析核应急响应的启动条件通常根据多个因素确定辐射监测数据可以反映辐射水平的变化，当辐射剂量超过一定阈值时可能需要启动应急响应；事故的严重程度是判断是否启动应急响应的重要依据,如发生重大的核事故；气象条件会影响放射性物质的扩散情况，在不利气象条件下可能需要提前启动应急响应所以选项D正确

44.题目核安全监管机构的主要职责包括（）A.制定核安全法规和标准B.审批核设施的许可证C.监督核设施的运行安全D.以上都是答案D解析核安全监管机构的主要职责包括制定核安全法规和标准，为核设施的建设、运行等活动提供规范和依据；审批核设施的许可证,对核设施的建设和运行资格进行审核；监督核设施的运行安全，确保核设施营运单位遵守相关法规和标准，保障核安全所以选项D正确

45.题目在核应急状态下，公众防护措施包括A.隐蔽B.撤离C.服用稳定性碘D.以上都是答案D解析在核应急状态下，公众防护措施包括隐蔽，即躲在室内，减少与外界环境的接触，降低受照剂量；撤离，将公众从受影响区域转移到安全区域；服用稳定性碘，防止放射性碘在甲状腺内积累，减少辐射危害所以选项D正确

十、核安全相关前沿知识

46.题目第四代先进核能系统中的钠冷快堆具有以下哪些特点OA.采用液态钠作为冷却剂B.可实现核燃料的增殖C.具有较高的热效率D.以上都是答案D解析第四代先进核能系统中的钠冷快堆采用液态钠作为冷却剂,钠具有良好的导热性能，能够有效地将堆芯产生的热量带出；钠冷快堆可实现核燃料的增殖，通过快中子与可转换核素的反应产生更多的易裂变核素；同时，钠冷快堆具有较高的热效率，能够更有效地将核能转化为电能所以选项D正确

47.题目小型模块化反应堆（SMR）的优势不包括（）A.建设周期短B.可灵活部署C.安全性能低D.适合多种应用场景答案C解析小型模块化反应堆（SMR）具有多个优势建设周期短，由于其模块化设计，可以在工厂预制，现场组装，减少建设时间；可灵活部署，可以根据不同的需求和场地条件进行布置；适合多种应用场景，如偏远地区供电、工业供热等SMR通常采用先进的设计和安全技术，安全性能较高，而不是低所以选项C正确

48.题目核聚变能作为未来能源的优势有（）A.燃料资源丰富B.环境友好C.不会产生核废料D.以上都是答案D解析核聚变能作为未来能源具有显著优势燃料资源丰富，核聚变的主要燃料是氢的同位素气和氤，气可以从海水中提取，储量巨大；环境友好，核聚变反应不产生温室气体和长寿命的放射性核废料;虽然核聚变过程中会产生一些放射性物质，但与核裂变相比，产生的核废料量少且半衰期短所以选项D正确

49.题目人工智能在核安全领域的应用包括（）A.故障诊断B.安全评估C.应急决策支持D.以上都是答案DD.质疑的工作态度答案A解析《核安全文化政策声明》中，核安全文化的核心是“安全第一”安全第一体现了在核设施的规划、设计、建造、运行和退役等全过程中，始终将核安全置于首要位置，所有的决策和行动都以保障核安全为出发点和落脚点纵深防御是核安全的技术原则，用于构建多层次的防护体系；保守决策是在核安全相关决策中采取的一种谨慎态度；质疑的工作态度是核安全文化中工作人员应具备的重要素质,但它们都不是核安全文化的核心所以选项A正确

5.题目《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）规定，职业照射的年有效剂量限值为（）A.20mSv（连续5年平均值），任何一年不超过50mSvB.50mSv（连续5年平均值），任何一年不超过100mSvC.150mSv（连续5年平均值），任何一年不超过200mSvD.200mSv（连续5年平均值），任何一年不超过500mSv答案A解析GB18871-2002规定，职业照射的年有效剂量限值为20mSv（连续5年平均值），任何一年不超过50mSvo这一限值的设定是综合考虑了辐射对人体健康的潜在危害以及实际工作中的可行性等因素过高的剂量限值会增加职业人员受到辐射危害的风险，而过低的剂量限值可能在实际工作中难以实现所以选项A正确

二、核物理与核反应堆物理

6.题目以下哪种粒子不属于轻子（）A.电子

8.中微子C.质子D.口子答案c解析轻子是不参与强相互作用的费米子，电子、中微子和U子都属于轻子电子是常见的轻子，在原子结构和电磁相互作用中起着重要作用；中微子是一种质量极小、几乎不与物质相互作用的轻子；U子类似于电子，但质量比电子大而质子是由夸克组成的重子，参与强相互作用，不属于轻子所以选项c正确

7.题目在核反应堆中，中子与原子核的哪种反应会使中子被原子核吸收并放出Y射线（）A.弹性散射B,非弹性散射C.辐射俘获D.裂变反应答案C解析在核反应堆中，辐射俘获反应是指中子被原子核吸收并放出Y射线的过程弹性散射是中子与原子核碰撞后，总动能守恒，中子只是改变运动方向；非弹性散射是中子与原子核碰撞后，原子核被激发到高能态，然后再退激放出Y射线，中子能量降低；裂变反应是重核在中子轰击下分裂成两个或多个中等质量核的过程，会释放大量能量和多个中子所以选项C正确

8.题目核反应堆的反应性温度系数为负表示（）A.温度升高，反应性增加

9.温度升高，反应性降低C.温度降低，反应性降低D.反应性与温度无关答案B解析反应性温度系数描述了反应堆反应性随温度的变化关系当反应性温度系数为负时，意味着随着温度升高，反应性降低这是一种重要的负反馈机制，对于核反应堆的安全运行至关重要当反应堆功率上升导致温度升高时，负的反应性温度系数会使反应性下降，从而抑制功率的进一步上升，保证反应堆的稳定性如果反应性温度系数为正，温度升高会使反应性增加，可能导致反应堆功率失控所以选项B正确10题目以下哪种反应堆类型采用重水作为慢化剂和冷却剂OA.压水堆11沸水堆C.重水堆D.高温气冷堆答案C解析重水堆采用重水作为慢化剂和冷却剂重水具有良好的慢化性能，能够有效地使中子减速，同时也可以作为冷却剂将反应堆产生的热量带出压水堆采用轻水作为冷却剂和慢化剂，通过高压保持水在液态；沸水堆同样使用轻水，水在堆芯内直接沸腾产生蒸汽；高温气冷堆采用氨气作为冷却剂，石墨作为慢化剂所以选项C正确

10.题目核反应堆中，热中子的能量范围大约是A,小于

0.025eVB.

0.025eV-1keVC.1keV-100keVD.大于100keV答案A解析在核反应堆中，热中子是指与周围介质达到热平衡状态的中子，其能量范围大约小于

0.025eVo能量在

0.025eV-1keV的中子通常称为超热中子；1keV-100keV的中子为中能中子；大于100keV的中子为高能中子所以选项A正确

三、核反应堆热工水力

11.题目在核反应堆热工水力分析中，临界热流密度是指OA.核反应堆正常运行时的最大热流密度B.核反应堆发生沸腾危机时的热流密度C.核反应堆堆芯冷却剂的最小热流密度D.核反应堆热效率最高时的热流密度答案B解析临界热流密度是核反应堆热工水力中的一个重要概念，它是指核反应堆发生沸腾危机时的热流密度当热流密度达到临界热流密度时，加热表面会形成蒸汽膜，导致传热恶化，可能会使燃料元件温度急剧升高，威胁反应堆的安全选项A核反应堆正常运行时的最大热流密度应小于临界热流密度；选项C与临界热流密度的定义不符;选项D热效率最高时的热流密度和临界热流密度没有直接关系所以选项B正确

12.题目核反应堆堆芯冷却剂的流动压降主要包括A.摩擦压降局部压降和重位压降B.摩擦压降、加速压降和重位压降C.局部压降加速压降和重位压降D.摩擦压降局部压降和加速压降答案A解析核反应堆堆芯冷却剂的流动压降主要包括摩擦压降、局部压降和重位压降摩擦压降是由于冷却剂与流道壁面之间的摩擦产生的；局部压降是由于流道中的局部阻力，如弯头、阀门等引起的；重位压降是由于冷却剂在垂直方向上的高度变化导致的加速压降在某些情况下也会存在，但不是主要的流动压降组成部分所以选项A正确

13.题目在压水堆中，稳压器的主要作用是（）A.控制反应堆的功率B.调节冷却剂的流量C.维持反应堆冷却剂系统的压力稳定D.去除冷却剂中的杂质答案C解析在压水堆中，稳压器的主要作用是维持反应堆冷却剂系统的压力稳定压水堆需要保持冷却剂在高压下以防止水在堆芯内沸腾,稳压器通过加热和喷淋等方式来调节冷却剂系统的压力，使其在正常运行和事故工况下都能保持在合适的范围内控制反应堆功率主要通过控制棒等方式；调节冷却剂流量由主泵等设备完成；去除冷却剂中的杂质由化学和容积控制系统等负责所以选项C正确

14.题目核反应堆热工水力中的单相对流换热系数与以下哪个因素无关（）A.流体的流速B.流体的物性C.加热表面的形状D.反应堆的功率答案D解析单相对流换热系数与流体的流速、流体的物性以及加热表面的形状等因素有关流体流速越快，对流换热越强烈，换热系数越大；流体的物性如导热系数、比热容等会影响换热能力；加热表面的形状会影响流体的流动状态，从而影响换热系数而反应堆的功率主要影响热流密度等参数，与单相对流换热系数本身并无直接关系所以选项D正确

15.题目在沸水堆中，汽水分离器的作用是（）A.分离蒸汽中的水分，提高蒸汽品质B.分离冷却剂中的杂质C.控制反应堆的压力D.调节冷却剂的流量答案A解析在沸水堆中，汽水分离器的作用是分离蒸汽中的水分，提高蒸汽品质沸水堆中，水在堆芯内直接沸腾产生蒸汽，蒸汽中会携带一定量的水分，通过汽水分离器可以将水分分离出来，使进入汽轮机的蒸汽更加干燥，提高汽轮机的效率和安全性分离冷却剂中的杂质通常由过滤器等设备完成；控制反应堆的压力由稳压器等设备负责;调节冷却剂的流量由主泵等设备调节所以选项A正确

四、核反应堆安全分析

16.题目核反应堆发生失水事故时，以下哪种现象最先出现（）OA,冷却剂温度升高B.冷却剂压力下降C.堆芯功率上升D.放射性物质释放答案B解析在核反应堆发生失水事故时，冷却剂泄漏会导致冷却剂系统压力下降，这是最先出现的现象随着冷却剂压力下降，冷却剂的沸点降低，冷却剂开始沸腾，温度逐渐升高堆芯功率在事故初期可能由于反应性的变化而有所波动，但不是最先出现的放射性物质释放通常是在事故进一步发展，燃料元件包壳破损等情况下才会发生所以选项B正确

17.题目核反应堆概率安全分析（PSA）的主要目的是（）A.确定核反应堆的设计基准事故B.评估核反应堆在各种工况下的风险C.验证核反应堆的安全系统可靠性D.计算核反应堆的热效率答案B解析核反应堆概率安全分析（PSA）的主要目的是评估核反应堆在各种工况下的风险PSA通过对核反应堆可能发生的事件进行概率分析，确定各种事故序列的发生概率和后果，从而全面评估核反应堆的安全性和风险水平确定核反应堆的设计基准事故是传统确定性安全分析的内容；验证核反应堆的安全系统可靠性是PSA的一部分工作，但不是主要目的；计算核反应堆的热效率与PSA无关所以选项B正确

18.题目在核反应堆安全分析中，大破口失水事故（LOCA）的破口尺寸通常定义为（）A.主管道内径的20%以上B.主管道内径的50%以上C.主管道内径的80%以上D.主管道完全断裂答案D解析在核反应堆安全分析中，大破口失水事故（L0CA）的破口尺寸通常定义为主管道完全断裂这种情况下，冷却剂会大量快速泄漏，对反应堆的安全造成严重威胁较小尺寸的破口通常定义为小破口失水事故所以选项D正确

19.题目核反应堆的安全壳在事故工况下的主要作用是（）A.防止放射性物质向环境释放B.维持反应堆的压力C.冷却反应堆堆芯D.控制反应堆的功率。