注册核安全工程师试题.doc

1在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（ D ）非弹性散射能量也会有所降低。 A. 钍232 B. 铀233 C. 铀235 D. 铀238 E. 钚2392绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为( D ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C. 函数分布 D. 零阶贝塞尔函数分布。 E. 正比函数分布3核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大（ B ）Mev，A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 164.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20时最可几速度2200m/s，相应的能量为（ A ）ev A. 0.0253 B. 0.0325 C. 0.0352 D. 0.0235 E. 0.3255. 压水堆反应性控制主要通过改变 （ D ）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D. 控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量6. 在国际核能史上，（ C ）成为发生频率最高事故。A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C. 蒸汽发生器传热管破裂事故D.小破口失水事故 E.大破口失水事故7. 堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( E )为先导事件 A. 全厂断电后，未能及时恢复供电 B. 蒸汽发生器传热管破裂，减压失败C. 一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D. 失去一次侧热阱 E. 失去二次侧热阱8. 核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标， 其中第二个层次是 （ D ） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施9核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（ E ）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B. 0.02 C. 0.5 D. 0.05 E. 0.0710.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和( E )A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。 下列哪项不是可熔毒物的优点： （ C ）A.毒物分布均匀 B.易于调节 C.反应性引入速率大 D.可减少控制棒数目 E.减化堆芯。 12钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为 （ E ） A. 7%15% B. 7%20% C. 8%20% D. 12%20% E. 15%20%13重水吸收热中子几率比轻水低（ D ）多倍，吸收中子最弱A. 120 B. 150 C. 180 D. 200 E.22014.核反应堆热工力学的性质主要取决于： ( A )A.冷却剂 B.核燃料类型 C.慢化剂 D.堆芯结构 E。蒸汽发生器15. 构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（ A ）和采用故障安全设计等来实现。 A. 单一故障准则 B.多重性 C.多样性 D.独立性 E. 以上4种方法16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行 （ D ）A.第一层次目的 B.第二层次目的 C.第三层目的 D.第四层目的 E.第五层目的17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（ A ）以上的裕度。A. 60% B.70% C.80% D.85% E.90%18. 安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的 ( A ) A. 假设始发事件 B.设计基准事件 C.预计运行事件 D.严重事件 E.超设计基准事件19安全壳能维持较长时间（ A ）天以上完整性，大部分裂变产物因重力沉降，释除的源项会大大降低。 A.3 B.5 C.7 D.8 E.1220.核材料管制的例行检查，一般由局组织、 日常检查和非例行检查由 ( D )负责。A.营运单位保卫部门 B。营运单位监督部门 C.营运单位监督员 D. 地区监督站负责 E. 地区环保部门2112Kg的锂，属于几级核材料 （ D ）160 A. 特级 B. 1级 C。2级 D.3级 E.4级22紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护 （ E ） A. 10Msv B. 100Msv C. 110Msv D. 10 mGY E. 100mGY23.核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由 ( B )统一管理 A. 国家核安全局负责 B.核行业主管部门 C.国防科学技术工业委员 D.营运单位人力部门 E.地方环境保护主管部门 23. .天然铀监测,排放废水的铀用什么方法检测 （ A ） A.分光光度法 B.固体荧光法 C.激光荧光法 D.X射性荧光法 E. 中子活化法24.铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量 （ C ）A.60% B.68% C.80% D.82% E.86%25.铀选冶厂尾矿废渣产生率 （ B ） A. 1.0103t废渣/t铀。 B. 1.2103t废渣/t铀。 C. 1.5103t废渣/t铀。D. 1.8103t废渣/t铀。 E. 2.1103t废渣/t铀。26. 矿井氡析出规律： ( D ) A.与粒度成正比，与品位成正比，与含水量成反比。 B.与粒度成反比，与品位成正比，与含水量成正比。 C.与粒度成反比，与品位成反比，与含水量成正比。 D.与粒度成反比，与品位成正比，与含水量成反比。 E.与粒度成正比，与品位成正比，与含水量成正比。26.地浸工艺对地下水复原技术措施：地下水清除法 反渗透法自然净化法 还原沉淀法 还原沉淀法所采用的还原剂是 （ B ） A.HCL B. H2S C. H2SO4 D.CaOH E.CaCO3 27.对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层（喷涂）如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%。密闭可用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固定，其密闭阻风效果可达90%，防氡效果可达 （ D ） A.78% B.80% C.85% D.88% E.91.5%28.以下那个不是氡累积测量常用方法 ( D )A.活性炭盒法 B.热释光法 C.静电收集法 D.闪炼室法 E.液闪法29.UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化，反应器设计关键 （ B ）A. 氟气利用率，良好气固相接触。B. 最适宜的温度分布，良好气固相接触。C. 最适宜的温度分布和密闭性。 D. 氟气利用率和密闭性 E.密闭性和良好气固相接触。30.铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF4，再转化成六氟化铀（UF6）及其还原的主要工艺过程。一般要求有较高转化率 （ B ）A.90% B. 95% C.96% D.98% E.99%31. 以下那种是UF6的尾气处理方法：（ B ） A.固体中和法 B. UF4吸收法 C.氨还原法 D.氯气还原法 E.酸液洗涤法32分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位，把一定量的铀富集到一定的铀235丰度所需投入的工作量叫做分离功。从天然铀原料生产1T丰度为3%的浓缩铀，大约需 （ B ）分离功 A. 4.2tswu B. 4.3tswu C. 4.4tswu D. 4.5tswu E. 4.6tswu33气体离心法单级分离能力主要取决于( C )和周边线速度。A.转筒转速 B.转筒离心力 C. 转筒长度 D.转子直径 E.转子长度34铀浓缩工厂主工艺回路是处用于（ B ）下工作 A.正压 B.负压 C.常压 D.压力变化 E.超高压35环境影响报告表行政审批的时限 （ B ） A.60 B.30 C.20 D.15 E.1036按照GB11806规定，下列哪项货包设计不需要经核安全监管部门审批。 （ C ） A.装有易裂变材料的工业货包 B.装有易裂变材料的A型货包 C.装有50g六氟化铀的货包 D. B型货包 E. C型货包37 GB11806放射性物质安全运输规定放射性物质运输辐射危害可归结为 辐射照射 核临界和 （ D ） A.腐蚀 B.火灾 C.污染 D. 释热 E.中毒38铀浓缩正常生产时气载流出物对居民产生的剂量，关键途径是食入内照射，关键核素（B ）关键居民幼儿。 A. 233U B. 234U C. 235U D.氚 E. 131I39放射性核素进入人体的途径：吸入 食入 通过破损的皮肤或伤口吸收食入放射性锶的靶组织是 ( C ) A. 甲状腺 B.肺 C.骨骼 D.肺和骨骼 E. 甲状腺和肺40下面哪项不是辐射监测的主要内容： （ A ）A.放射性工作场所监测 B.外照射剂量 C.空气污染和表面污染 D.内照射剂量 E.流出物监测41. 放射性废物送贮要求，放射性废物的产生单位要向环保部门提出书面申请，将放射性废物数量、种类、核素、活度、购置日期和使用时间等情况报告清楚，并附 （ A ）A.表面剂量报告 B.废物货包等级报告 C.环境影响报告 D.退役审批报告 E. 放射工作许可证复件。42. 下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点： （ B ） A.非社会公益性的， B.非盈利为目的 C无偿服务D.是暂存性质的，短寿命或长寿命，废源在城市暂时贮存时间不超过8年E.收贮任何领域产生的放射性废物43. 下列放射性废物分类，按毒性分那种是高毒性废物 ( B ) A. 90Po B. 90Sr C. 137Cs D. 226Ra E. 239Pu 44 a粒子的射程很短，以5Mev的a粒子为例，空气中的射程是3.5cm，在身体组织内射程只有45Um，a放射性核素都是极毒类，体内最大容许积存量只有 （ B ）左右。A. 120Bq B. 150Bq C. 160Bq D. 185Bq E. 200Bq45. 对于高放废物普遍接受的处理方法，多用( C )法。 A.冰层处置 B.超深钻孔埋葬3-5km C.巷道垂直钻孔叠堆600-1000m D.深岩层熔融处置 E.暂存再处置46核设施退役采取什么策略影响因素很多，许多国家对于大型核设施退役，（ A ）是两大关键因素。A.废物出路和退役经费 B.技术因素和经济因素 C.社会因素和环境因素 D.经济因素和环境因素 E.技术因素和退役经费47废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物 （ D ）A.过滤 B.吸附 C.蒸发 D.离子交换 E.滞留衰变48放射性废物管理以（ ）为核心，（ ）为目标。 ( C ) A.防护 、处置 B.安全 、防护 C.安全 、处置 D.处置 、防护 E.处置 、安全49放射性废气中可能含有：( C )A.放射性气体、气溶胶、粉尘、非放有害气体。B.放射性气体、气溶胶、粉尘、颗粒物。C.放射性气体、气溶胶、颗粒物、非放有害气体。D.放射性气体、颗粒物、粉尘、非放有害气体。E.颗粒物、气溶胶、粉尘、非放有害气体。50高放废物的处置库，可能因地震、断层、火山爆发、冰川等自然事故和人为事故造成事故，其风险几率( E )404 A. 10-9 B. 10-10 C. 10-910-10 D. 10-910-12 E. 10-910-1351. 下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法 ( C )A.钻孔 B.槽探 C.测试开挖 D.地球物理技术 E.实验室实验方法 52设计基准地震动分两个级别SL1和SL2 ,SL2又称SSE为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动。年超越概率（概率风险水平值），我国取值 ( A )446 A. 10-4/a B. 10-5/a C. 10-6/a D. 10-4/a -10-6/a E. 10-5/a-10-6/a53. 核电厂厂址选择初步调查的早期阶段，收集资料是为了筛选可能存在的外部事件潜在源 在厂址选定后，需收集更详细资料，其目的是确定( D )，并提供设计基准参数。 A. 外部自然事件 B.外部人为事件 C. 设计基准外部自然事件 D. 设计基准外部人为事件 E.设计基准外部人为事件和自然事件组合54下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数 （ A ）A.压力 B.压力波 C.产生的飞射物 D.地面振动 E.毒气释放55.根据中.民用核设施安全监督管理条例实施细则之一，核电厂安全许可证申请和颁布HAF001/01核设施质量保证总大纲分为那几个阶段制定 （ D ）470A. 选址与设计、运行、退役 B. 选址与建造、设计、运行、退役 C. 选址与设计、建造、运行、退役D. 设计与建造、调试、运行、退役 E. 选址与建造、调试、运行、退役56. 营运单位质保大纲由 （ A ） 批准。 A.国家核安全局 B. 核行业主管部门 C.地方环境保护部门 D.地方核主管部门 E.本单位法人57. 质保监查分内部监查和外部监查，营运单位质保监查部门对分包单位（供方） （ B ） A. 内部监查 B. 外部监查 C. 内、外部联合监查 D.协助检查 E.无权检查58. 承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据 （ D ） A.质量安全规定并参考其有关导则 B. 被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。 C.质量安全规定并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。 D.质量安全规定并参考其有关导则及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲E. 质量安全规定并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。 及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲5910个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途 （ E ）A. 核电厂质量保证记录制度 B.核电厂物项制造中质量保证 C. 核电厂调试运行期间质量保证 D. 核电厂设计中质量保证 E.核电厂质量保证监查 60质量保证大纲中规定一般对供货重要，复杂和供货时间超过（ D ）的供方才做外部监查。 A.3个月 B.6个月 C.12个月 D.18个月 E.24个月多选题1. 为提高堆总输出功率需功率展平，功率展平主要措施： （ ABCDE ） A.燃料元件分区布置 B.合理设计和布置控制棒 C.堆芯内可燃毒物合理分布D. 采用化学补偿液 E.堆芯周围设置反射层2. 高温气冷堆特点 （ACD ）ABCD A.核电厂选址灵活，热效率高，可以建在冷却水源不足的地方。B.可充分利用核燃料，铀238转化为易裂变钚239、可将铀235、铀238、钚239加以利用 C.对环境污染小，氦气的中子吸收截面极小，可建在人口较密城镇附近。 D.可实现不停顿换料。E.高温气冷堆负温度系数大，采用混凝土压力壳，容器不会发生突然爆炸事故。3. 核电站化学容积控制系统作用 （ ACD ）ACE A.调节一回路系统中稳压器液位 B. 将反应堆停堆后剩余发热带走。C.调节冷却剂中硼浓度 D. 降低安全壳内压力和温度E.保持一回路水质。4.调节系统电子逻辑回路组成有那些 （ ACDE ） A.主控制回路 B.辅助控制回路 C.整定值确定回路 D.出力不一致回路 E.控制棒驱动回路。5. 下面那些属于 工况极限事故 （ BD ） A.原料元件损坏 B.控制棒组件弹出事故。 C.蒸汽发生器一根传热管破裂 D.反应堆冷却剂丧失事故 E.反应堆冷却剂小管道破裂。6. 核电厂事故分析基本假设有那些： ( BCDE )A.假设安全壳屏蔽失效 B.假设失去厂外电源 C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置。D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。 E.需假设极限单一事故。7.导致堆芯严重损坏的初因事件： （ ABCDE ）A.失水事故后，失去应急堆芯冷却 B.失水事故后，失去再循环 C.失去公用水或失去设备冷却水 D.全厂断电后，未能及时恢复供电 E.一回路系统与其他系统结合部的失水事故 增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败8.安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要，在各种安全壳失效中，特别重要的是事故发生前的( ABE )A.意外开口 B.安全壳旁路 C.安全壳喷淋失效 D.早期失效 E.晚期失效 9. .核动力厂概率安全分析通常的三个级别, 1级概率安全分析工作包括： ( ABCDE ) A. 放射性源和始发事件的确定 B.事故序列的模型化 C.数据评价和参数估计 D.事故序列的定量化 E.文档工作10. 核部件与设备的安全分级包括那些内容 （ ABDE ）A.安全级 B.抗震分类 C.质量分级 D.质量分组 E.质量保证级 12. 核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数： （ ABCDE ）A.压力 B.温度 C. 机械荷载 D. 循环次数 E.瞬态值13. 安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括那些： （ ABCDE ）A.机械老化试验 B.热老化试验 C.辐照老化试验 D.抗震试验 E.失水工况模拟试验14. 核电厂运行限值和条件分几类： ( ABDE )A. 安全限值 B.安全系统整定值 C.在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间。D.正常运行限值和条件 E. 监督要求。15. 核电厂安全监督包括：( ABDE )A.检查 B.处理 C.罚款 D.处罚 E.强制命令16. 核电厂建立营运单位组织机构时，必须考虑的管理职能： （ ABCD ） A.决策职能 B.运行职能 C.支持职能 D.审查职能 E.监督职能17.核动力厂主要调试阶段试验（ ABCDE ） A.预运行试验 B.装料试验 C.初始临界试验 D.低功率试验 E.功率试验18. 核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷，在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展 （ ACE ）ABCA.运行水质不合格 B.运行状态不稳定 C.违反运行规程 D.长时间停堆 E.长时间冷却19. 核动力厂将应急初始条件按其性质分 （ ABDE ） A.辐射水平或放射性水平异常升高 B.裂变产物屏蔽失效 C.非计划紧急停堆D.自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素 E.系统故障20. 生产UF4的主要设备：卧式搅拌床反应器 流化床反应器 移动床反应器卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标 ( ABC )A.UF4产品质量 B.UF4产品产率 C.HF利用率 D.氟气过剩量 E.灰渣率21.铀浓缩的核安全问题包括： （ ADE ）A.辐射防护 B.火灾爆炸 C.输运核扩散 D.核临界 E.UF6的泄漏22. 工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题，但铀水混合达到一定条件就会发生临界 （ AC ）ABD A.水解反应 B.局部冷凝 C.金属腐蚀 D.氟油溶解 E.晶界转换23. 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括： ( BCE )ABCDE A.乏燃料贮存密集化 B.临界安全控制参数与条件 C.Keff操作限制选取： D.将燃料组件在水下由单层改为双层 E.往水中加入可溶性中子毒物 24. 核燃料加工、处理设置的辐射防护大纲中辐射安全设计包括：（ AD ）ABCDA.设施的分区布置 B.设施的密封原则 C.气流组织 D.人流控制 E.档案管理 25. 实物保护设计要求包括哪些 （ CDE ） A.探测 B. 响应 C.均衡防护 D.冗余原则 E.有效性和完整性 26. 表征放射源的基本参数 ( BCE )ABCE319A.辐射类型 B.放射性活度 C.源的使用期限 D.放射源能量 E.源的外形结构27. 热释光剂量计特点： ( ABCE )ACA.灵敏度高 B.量程范围小 C.重量小、体积小 D.能量响应差 E.受环境影响大28. 高放玻璃固化必须关注安全问题 （ ABCD )A高放废液提取，泵送和进料安全性 B熔炉运行和维修的安全性C产品浇注的安全性 D尾气处理的安全性 E. 高放废物处置的安全性29. 核电站工艺废气中主要核素：( AB )ACE A.85kr B.90Sr C.133Xe D.133I E.14C30. 废水净化处理的方法：( ACDE )ADA. 过滤 B.吸附 C.洗涤 D.蒸发 E.滞留衰变31. 反应堆退役，堆本体放射性水平很高，含有很多活化产物，其退役策略各国有很大差别。核电站各国优选立即拆除策略，倾向缩短封存时间是因为： （ ACD ）ABCDEA.系统包容性降低或恶化 B.辅助系统支持能力减弱，风、电、气、水等的提供要新建设施。C.熟悉设施的人员流失很难找回。 D.档案资料流失 E.处置费用上涨和通货膨胀 32. 核设施退役涉及技术( ABCE )A.源项调查 B.去污 C.切割解体 D.运输 E.场地清污33. 核电厂选址必须考虑的基本因素：( BCDE )BDEA.保护公众和环境免受放射性释放所引起的过量辐射影响。B.厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件C.确定厂址以及厂址与设施之间的适应性D.可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征E.与实施应急计划相关的厂址与环境因素34. 滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素： ( ABDE )ABCA.基准水位 B.极端洪水事件 C.波浪影响以及江河洪水D.潜在自然因素引起的洪水及人类活动对洪水影响等。 E.其他原因引发的洪水35. 影响最终热阱的水文因素包括：（ ACDE ）A.低水位的考虑 B.高水位的考虑 C.最终热阱的可用水温 D.影响最终热阱可靠性的其他因素 E.最终热阱的可用流量36. 低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段 （ ABCD ）A.规划选址 B.区域调查 C.厂址特性评价 D.厂址确定阶段 E.废物处置37. 质量保证工作职责分配要注明内部与外部联系线 （ BCDE ）ADEA领导关系线， B.部门关系线 C.职能关系线 D.质量监督关系线， E.质保监查关系线38. 设计控制包括对 （ BCDE ）ACDEA.设计活动， B. 设计协调， C.设计验证 D.设计变更 E. 设计接口39.对于不符合项处理方式 ( BCD )A. 修改的接受 B不加修改的接受 C.拒收 D.修理或返工 E.降级使用40. 国家核安全局，核设施营运单位和承包单位对各级质量保证审评的方法和重点： ( ABD )A.对质量保证的实际能力的审评方法和重点 B.对质量保证大纲的审评方法和重点 C.对质保导则的审评方法和重点 D. 对不符合项的审评方法和重点 E.对许可证（函）审评方法和重点