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2010年注册核安全工程师考试试题之二
专业实务
一、 单选题
1、 一个铀－235核裂变可以释放出（200MeV）的能量。P8
2、 20度时热中子的最可小速度是2200m/s，相应的能量是（0.0253ev）。P6
3、 下列哪个堆可以用天然铀或稍加浓铀做燃料？（压水堆、费水堆、重水堆、高温气冷堆）？P15
4、 压水堆燃料富集度（3％）。P15
5、 目前已建的核电站中，（压水堆、费水堆、高温气冷堆、快中子堆）的热效率最高。
6、 控制元件总的反应性应当等于（剩余反应性与停堆余量）之和。P44
7、 堆内裂变时释放出的能量，绝大部分的能量集中在（裂变碎片动能一项）。P45
8、 裂变能的绝大部分在（燃料元件内）转换成热能。P46
9、 典型的功率调节系统要求在（15％－100％）的功率范围内稳定工作。P60
10、 当出现小于每分钟正负（5％）线性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。P60
11、 误动作率是保护系统主要设计目标之一，目前已降低到（每年一次）。P61
12、 极限事故发生频率在（10－6／堆年－10－4／堆年）。P75
13、 （到初始装料）前，要完成完整的火灾危害性分析。P87
14、 反应堆压力容器属于核安全（1）级。P93
15、 ASME规范中将承载限值分成（4）级。P95
16、 事故状态包括事故工况（设计基准事故）和严重事故。P97
17、 运行限制和条件在核动力厂运行之前经（国家核安全监管部门）评价和批准。P116
18、 每一条反应堆冷却剂环路包括：一台（反应堆冷却剂泵），一台蒸汽发生器，环路管道和仪器仪表。P125
19、 增加汽轮机的负荷将会使Tavg和（蒸汽压力降低）。P126
20、 根据美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为（110％）的设计压力。P130
21、 核一级容器在设计阶段，所用材料的许用压力强度只保守地取到材料抗拉强度的（1／3）。P143
22、 核材料的不平衡差（MUF），即所谓的无名损失亮，必须是在法规限定的标准误差的（2倍）之内。P157
23、 （γ、η）反应的域能：（10MeV）。
24、 （铀矿工业）对环境公众的集体照射剂量在整个核燃料循环中最大。P186
25、 辐射防护最优化原则是指，在经济核技术可能的条件下，尽可能把工作人员核公众受照剂量控制在（可合理达到的尽可能低）的水平。P188
26、 铀矿的总风量比有色和冶金系统矿山高（5－8）倍，以保证矿井具有足够的满足风质要求的风量。P189
27、 未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高（30％）。P197
28、 从经济、工艺简单、防氡效率等角度考虑，在巷道壁喷涂（混凝土水泥砂浆）降氡。迷惑项：沥青乳液、偏氯乙烯共聚乳液、水基环氧树脂和水基丙烯酸乳液。P218
29、 一般情况下，铀矿冶工作人员有效剂量约束值连续5年的平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均）为（15）mSv／a。P222
30、 纯化工序的冷却、锻烧过程中，主要危害是：（铀尘）。迷惑项：α、β、γ。P234
31、 生产UF6得工业方法几乎都是用核纯级的UF4在高温下与（F2）发生作用而进行氟化。P262
32、 UF6制备UO2过程中，引入氢气和水蒸气的混合气体，其中引入氢气的目的是：（制造还原气氛）。迷惑项之一：除氨。P266
33、 从天然铀原料生产1吨风度为3％的浓缩铀，大约需要（4.3t）分离功。P267
34、 元素或离子被萃取的能力以其分配比值来表征，分配比值的定义为：（在达到萃取平衡之后，某元素或离子在有机相中的浓度与其在水相中的浓度之比），P288。迷惑项如下：
A：某元素或离子在水相中的体积与其在有机相中的体积之比；
B：某元素或离子在有机相中的体积与其在水相中的体积之比；
C：某元素或离子在水相中的浓度与其在有机相中的浓度之比。
35、 燃料剪切过程中，通过控制（剪切组件数量）来防止临界。P297
36、 下列哪个属于放射性物质货包类型：（A型）。迷惑项：P型、M型。P310
37、 按照GB18871规定，将放射工作场所分为：（控制区和监督区）。P274
38、 目前工业最常用的α辐射源的放射性同位素是：（241Am）。P322
39、 放射性碘的靶组织：（甲状腺）。P328
40、 辐照装置的照射室一般都采用迷宫作为进出通道，迷宫建成（L）型。迷惑项：S型。P364
41、 为控制活化空气以气态流出物方式排入环境，应该设置（安装过滤装置的通风系统）。迷惑项之一：循环设施。P336
42、 环境监测包括（运行前的调查）和运行期间的监测。P336
43、 辐照装置一般都设置在固定的地点和（辐照室内）进行辐照。P363
44、 α废物是指半衰期大于30年的α核素的放射性比活度在单个包装中大于（4×106Bg／kg）的废物。P371
45、 废物最小化的原则，是指放射性废物的（活度和体积）应保持在实际可行的最低限度。P371
46、 发生放射性同位素丢失和被盗事件时，事故单位应当（保护好现场）。迷惑项：清理现场、封闭现场。P374
47、 放射性废物是指由放射性物质或被放射性物质所污染、其（活度或活度浓度）大于规定的清洁解控水平。P379
48、 放射性废物管理必须确保不给后代造成（不适当）的负担。迷惑项之一：严重的。P381
49、 低、中放废物处置场要保证安全隔离（300年）。P397
50、 硼硅酸盐玻璃固化分离出黄色第二相（黄相）。黄相中含有较多易溶的90Sr和137Cs，因此（降低固化产品的品质）。迷惑项：抗压强度降低、包容性减少。P401
51、 放射性废物的特点：
52、 核电厂区域调查范围半径大于（150km）。P442
53、 核电厂周围应设置非居住区，其半径不得小于（500m）。P454
54、 源项调查是（核电厂退役各个阶段都具有）的工作。迷惑项：退役前期特有。
55、 HAF003的适用范围（核电厂和其他核设施）。P469
56、 HAF003包括（10）个导则。P484
57、 质量保证导则是（指导性）文件。迷惑项：强制性。P484
58、 管理部门审查是指（单位的最高管理者组织的对本单位的质保大纲实施的状况和适用性的审查）。P501
59、 样机鉴定试验应尽可能在受验证的特定设计特性的（最恶劣）设计工况下进行。P506
二、 多选题

61、 原子核由（质子、中子）组成。
62、 下列哪些能被热中子诱发裂变（233U、235U、238U、232Th、239Pu）
63、 下列哪些堆不可以用天然铀或稍加浓铀做燃料？（压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆）P15
64、 冷却剂回路的压力边界包括（压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器）。
65、 压水堆核电站的主要缺点（必须采用高压的压力容器、必须采用有一定富集度的核燃料、付出较高的燃料费用）。P17
66、 重水堆核电站与轻水堆相比，其特点（中子经济性好，可采用天然铀作核燃料、节约天然铀、可不停堆换料、功率密度低、基建投资大）P24
67、 高温气冷堆特点（）。P27
68、 下列哪些属于一回路辅助系统（）。P39
69、 划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：P68
70、 根据国际经验，国家核安全局在“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中，归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施如下（）。P83
71、 对火灾防护的纵深防御概念包括三个层次（）。P85
72、 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制于监督管理方面的基本差别（）。P91
73、 系统安全分级和部件安全分级的关系（）。P94
74、 运行限制和条件可以分为以下几类（安全限制、安全系统整定值、正常运行的限制和条件、监督要求）。P116
75、 在核动力厂运行寿期内，必须根据（经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更）对运行限制和条件进行复审。P118（迷惑项：核电厂累计发电量、投资回收情况）
76、 借助下述自动功能（）自动地保证反应堆堆芯安全限制要求得到满足。P128
77、 核事故应急状态分为四级，即（应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急）。P169
78、 氡累计测量的方法：（径迹蚀刻法、活性炭盒法、热释光法）。迷惑选项：裂变室法、电离法。P206
79、 常规铀矿井降氡方法：（通风降氡、密闭氡源、控制入风污染、排除矿坑水、分区通风、正压通风、清除堆积的铀矿石）。P215
80、 铀矿开采的工艺有：（地表堆浸、原地爆破浸出、原地浸出、地下堆浸）。迷惑项：常规开采。P241
81、 地浸工艺过程对地下水的复原技术措施：（地下水清楚法、反渗透法、自然净化法、还原沉淀法）。迷惑项：激光法。P246
82、 尾矿库关闭后，必须对尾矿堆进行稳定化处理，主要稳定化方法有：（物理稳定法、化学稳定法、植被稳定法、综合稳定法）。迷惑项：生物稳定法。P249
83、 铀矿开采工业的职业病是：（矽肺、肺癌）
84、 气体离心法和气体扩散法相比，其主要优点是：（比能耗低、单击浓缩系数大、技术发展潜力大）。 P270
85、 乏燃料贮存的密集化措施有：（将燃料组件在水下由单层改为双层排列；将组件拆卸成元件单棒排列；向水中加入可溶性中子毒物；水池或格架中设置固态中子毒物）。迷惑项：净化水质。P295
86、 核材料的实物保护是指：（防止核材料的被盗和非法转移）。迷惑项：防止UF6泄露；防止核设施被破化。P304
87、 应急的最优化原则是指：（形式、规模、持续时间）必须是最优化的。P300
88、 辐射监测包括：P336
89、 下列那些核素属于极毒性废物：（210Po、226Ra、239Pu）。迷惑项：14C、3H。P383
90、 处置场覆盖层的主要功能：（防渗、防生物侵扰、辐射屏蔽、防水土流失、阻滞核素释出核减少蒸腾作用）。迷惑项：防地震。P398
91、 废物接收必须满足经过审管部门批准的废物接受标准。发送处置废物必须提前递交废物处置申请单，其内容包括：（废物来源、废物货包体积和重量、放射性活度和主要核素、表面剂量率、货包编号、废物处理和准备说明、发送日期）。P398
92、 加速器的感生放射性包括：（结构材料活化、空气活化、冷却水活化、土壤的活化）。P334
93、 对放射性物质释放的环境影响评价包括：（确定源项、建立弥散模型所需的厂址环境参数、选择适当的弥散模型）。迷惑项：气象条件。P455
94、 关于低、中放废物近地表处置场选址时，考虑场址所在地水文地质条件时应遵循的准则为：（地下水埋深较大、地下水流速低、流程厂、能限制放射性核素迁移）。迷惑项：地下水埋深浅、地下水流速高。P460
95、 好场址标准：
96、 为使监查活动有效实施，监查人员应具有足够的权力和组织独立性。监查小组：（对被监查的方面负有直接责任的人不得参与监查小组；对被监查的工作负有直接责任的人不得参与挑选监查小组人员的工作）。迷惑项：监查人员必须全部来自质保部门。P498
97、 必须保证所确定的有关设计输入（核安全法规要求、设计基准、规范和标准）都正确的体现在技术文件中。P504

总结：
1、第一章（核反应堆工程）：
单选题22道，多选题18道。总计58分，占41.42％；
2、第二章（铀（钍）矿与伴生放射性矿）：
单选题7道，多选题6道。总计19分，占13.57％；
3、第三章（核燃料加工、处理与放射性物质运输）：
单选题8道，多选题4道。总计16分，占11.43％；
4、第四章（核技术利用）：
单选题9道，多选题1道。总计11分，占7.86％；
5、第五章（放射性废物管理和核设施退役）：
单选题4道，多选题4道。总计12分，占8.57％；
6、第六章（核设施选址）：
单选题2道，多选题3道。总计8分，占5.71％；
7、第七章（质量保证）：
单选题5道，多选题2道。总计9分，占6.43％；
8、数字题21道，总计21分，占15％