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注册核安全工程师执业资格关键岗位篇一

q:反应能q应等于反应前后体系()之差（以能量为单位）； a:总质量

q:对()的核反应称之为放能反应；对于q0

q:对于吸能反应而言，()称为核反应阈能tth； a:能发生核反应的最小入射粒子动能ta

q:为保持动量守恒，入射粒子的动能除了要供给被体系吸收的q值外，还要提供()，显然，ta必须()才能发生吸能反应；

a:反应产物的动能;超过q一定的数值

q:要使吸能反应能发生，入射粒子在l系中的动能ta至少(),并定义为反应阈能tth； a:等于(ma+ma)/ ma×q

q:单位时间内()应与()和ns（单位面积内的靶核数ns=ns）成正比，n=σins；σ称为截面，22其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用b表示，1b=()m=()cm；还有毫巴（mb）和微巴（μb）；

a:入射粒子与靶核发生反应数n;i（单位时间的入射粒子数）;一个入射粒子入射到单位面

-28-24积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率；面积;巴;10;10

q:对于一定的入射粒子和靶核，往往存在若干反应道，()称为分截面，各种分截面之和称为总截面，它与分截面的关系为(),它表示产生各种反应的()a:各反应道的截面;σt=σσi；总概率

q:核反应中的各种截面均与()有关，截面随()变化关系称为激发函数，即σ(e)-e的函数关系；与此函数相应的曲线为；

a:入射粒子的能量;入射粒子能量的;激发曲线

q:核反应的产额为()与()之比，y=n/i0；核反应的产额与()、()、()等有关，对靶体，不同深度处的()是不同的；

a:入射粒子在靶体引起的核反应数；入射粒子数；反应截面；靶的厚度；组成；核反应截面

q:在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象；自发裂变的一般表达式为()，在自发裂变的母核与裂变产物间的关系为()，即()守恒；

a:x(z,a)→y1(z1,a1)+y2(z2,a2)；a= a1+a2；z=z1+z2；粒子数

q:自发裂变能qf,s，定义为()qf,s=ty1(z1,a1)+ty2(z2,a2)； a:两个裂变产物的动能之和，22q:由()可以导出：qf,s= m(z,a)c-［m(z1,a1)+m(z2,a2)］×c；qf,s =b(z1,a1)+b(z2,a2)-b(z,a)，式中b为结合能； a:能量守恒

q:自发裂变发生的条件()，即()a:qf,s大于0；两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能；

q:裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于()，另一方面它们是()，所以自发裂变核又是一种()；

a:较高的激发态；远离β稳定线的丰中子而发射中子；很强的中子源

q:超钚元素的某些核素如cm2

44、bk2

49、cf2

52、fm255等()的性质，尤其以cf252最为突出，1g的cf252体积甚小于()，而每秒可发射()个中子；

3a:自发裂变； 1cm；2.31e12

q:当具有()的某粒子a轰击靶核a时，形成的复合核发生裂变，其过程记为a(a,f1)f2表示裂变，其中f1，f2代表()a:一定能量；裂变的裂变碎片；

q:当形成复合核时，复合核一般处于()态，其()时，那么核裂变就会立即发生；

*a:激发；激发能e超过它的裂变位垒高度eb

q:诱发裂变中，()是最重要也是研究最多的诱发裂变； a:中子诱发裂变；

q:诱发裂变的一般表达式为()*a:n+x(z,a)→x(z,a+1)→y1(z1,a1)+y2(z2,a2)；

q:一般假定靶核是静止的，中子的动能为tn；根据复合核激发能和裂变势垒的相对大小，可以分为()和()两种情况； a:热中子核裂变；阈能核裂变

q:裂变后现象是指裂变碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等； a:各种性质；随后的衰变过程及产物；质量；能量；释放的中子；γ射线

q:原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，它们受到()排斥而飞离出去，使得裂变释放的能量大部分转化成碎片的()，这两个碎片称为初级碎片； a:库仑；动能

q:初级碎片是很不稳定的原子核，一方面是由于碎片具有很高的激发能，另一方面它们是远a:离β稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射()个中子）； 1～3 q:发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能（8mev）不足以发射核子，主要以()的形式退激； 发射γ光子

q:在上述过程中发射的中子和γ光子是在裂变后小于()的短时间内完成的，称为瞬发中子和瞬发γ光子；

-16a:10s

q:发射中子后的碎片称为()a:次级碎片或称裂变的初级产物；

q:发射γ光子后初级产物仍是()，经过多次β衰变链，最后转变成()a:丰中子核；稳定的核素；

q:β衰变的半衰期一般是大于()s，相对于瞬发裂变中子和γ射线，这是慢过程；

-2a:10

q:在连续β衰变过程中有些核素可能具有较高的激发能，其激发能超过中子结合能就有可能发射中子，这时发射的中子称为缓发中子（其产额占裂变中子数的()左右）； a:1%

q:在二分裂情况下，碎片y

1、y2的质量分布有两种情况（）和（）； a:对称裂变；非对称裂变

q:对（）的核素，质量对称为概率最大，称为对称裂变；（）的核素其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变，随激发能的提高，非对称裂变向对称裂变过滤；

a:z≤84和z≥100；90≤z≤98

q:对于质量数在228～255的锕系元素，如铀2

33、钚2

39、锎252的非对称裂变后的碎片质量均有ah约为（），而且ah、al互补，这说明ah=140的核特别容易形成，这是壳效应引起的； a:140

q:核裂变重碎片的质量平均数在ah≈140几乎不变，而轻碎片的则随（）而改变； a:裂变核

q:裂变中子包含（）和（）（约点总数的1%）两部分； a:瞬发中子；缓发中子

q：辐射源按其产生来源分为（）和（）；其中天然辐射对人类的照射占总剂量的（）以上；其次是医学辐射，约占总剂量的（）； a：天然辐射源；人工辐射源；90%；4%

q：目前广泛应用的各种放射性同位素基本上都是由（）和（）生产的，其基本原理是由反应堆产生的（）和由加速器产生的（）和（）相互作用，通过(n,f)、(p,n)、(d,n)等各种核反应行到所需要的放射性同位素；

a：反应堆；加速器；中子；带电粒子；靶材料

q：放射性同位素和射线装置在（）、（）、（）领域的应用越来越广泛。a：医学；工业；农业和食品加工

q：在放射性同位素和射线装置应用中，必须遵循（），首先确定应用的（），其次在进行辐射防护时要控制放射工作人员、患者和周围公众的照射剂量（），实现辐射防护（）； a：辐射防护“三原则”；正当性；尽可能低；最优化

q：在使用密封源时，重点防护（），特别要加强放射源的（）管理，防止（）； a：外照射；安全；丢失被盗

q：使用非密封源时，要防止（）和（），要设置有效的（）； a：放射性物质泼洒造成表面污染；内照射；放射性“三废”处理设施

q：使用放射性装置时，要根据不同类型的装置产生的污染源采取不同的防护措施，特别要设置确实可靠的（），防止人员误照射； a：安全连锁装置

q：核燃料循环设施与核反应堆的基本工作原理包括（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知识；

a：铀矿勘探、开采与加工；铀化合物的转化；浓缩（富集）铀的生产；核燃料元（组）件制造；乏燃料储存、运输与后处理；放射性废物管理与核设施退役；核燃料加工、处理设计的核临界安全控制

q：辐射源是可以通过发射（）或释放（）而引起（）的一切（）或（）； a：电离辐射；放射性物质；辐射照射；物质；实体

q：从辐射源的来源分为（）和（）两种； a：天然辐射源；人工辐射源

q：天然辐射源主要来自（）、（）和（）； a：宇宙射线；宇生放射性核素；原生放射性核素

q：宇生放射性核素约（）种，其中氚

3、碳

14、铍7和钠22的贡献较大； a：20

q：原生放射性核素分为两类：一类是（）；另一类是（），如钾40，rb87等；

a：主要以铀系（以铀238为母核的放射性）、锕—铀系系（以铀235为母核的放射性）和钍系（以钍232为母核的放射性）三个系的一些核素；无衰变系列的长寿命放射性核素

q：原生放射性核素广泛存在于地球的岩石、土壤、江河、湖海中，这些元素的浓度和分布随（）不同而变化，其中，（）的活度浓度最高； a：岩石构造的类型；花岗岩

q：土壤和岩石中所含的铀、钍、钾等元素，以（）的活度浓度最高； a：钾40

q：人工辐射源主要有（）、（）和（）；

a：核设施；核技术应用的辐射源；核试验落下灰；

q：反应堆正常运行时的主要辐射源是（）和（）； a：γ辐射源；中子源；

q：铀235每次裂变大约有（）的γ能量在衰变一秒后由裂变产物放出，其中四分之三以上的能量在（）内放出，γ射线能量大部分在（）以下，平均是（）。a：6.65mev；1000秒；2mev；0.7mev

q：裂变中子具有分布很宽的能量，从（）一直到（），峰值位于（），平均能量约（）；反应堆的（）相当大，是一个（）中子源；

a：ev级；18mev；0.8mev；2mev；活性区（堆芯）；体积；

q：裂变产物衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓发中子只有（），而且能量较低； a：0.0158；

q：不论是堆内的辐射场还是堆外的引出束，都是γ射线和中子的混合场，不仅（）高，（）也高，中子场往往又是（）、（）与（）的混合场。a：中子注量；γ辐射剂量；快中子；共振中子；热中子；

q：核燃料循环设施包括核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循环各个工序中，有可能受到各种射线照射，因而在辐射防护上应予以足够的重视； a：生产；加工；储存；后处理设施；

q：密封源是密封在包壳里或紧密的固结在覆盖层里并呈（）的放射性物质。a：固体形态

q：密封源的种类很多，按活度的不确定度可分为（）、（）、（）、（）等；按用途可分为医疗用、工业照相（探伤）用、核仪表用、射线辐照用、放射性测井用、放射性测量及仪表刻度用等；

a：检查源；工作源；参考源；标准源；

q：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）；等；

a：烟雾报警器；静电消除器；放射性避雷器等的离子发生器；210po；238pu；239pu；241am；235u；238u

q：常用的α放射源活度一般较低，一般在（）bq a：104～3.7×109

q：α粒子的能量一般低于（），在空气中的射程小于（），没有外照射的危险；绝大多数α核素属于（）；使用时要特别注意保护源的（）性能，防止将源丢失或被盗；没有使用价值的废源应按规定处理，不能随便拆开或扔掉。a：7mev；6cm；极毒或高毒核素；密封；

q：β放射源主要用于（）和（）β，还可用作放射性测厚仪、皮肤科敷贴器和气相色谱仪的电子捕食器等；常用的β放射性核素有：（）等；

β活度测量；能量响应刻度时的参考源和工作源；3h、14c、58c0、60co、63ni、a：85kr、90sr-90y、147pm和204ti

q：β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强（），能量超过（）的β粒子可穿透皮肤表层，故应考虑（）；

a：100倍；70ke；vβ外照射的防护

q：β粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比β粒子强得多；在使用时不能忽视（）的防护，即使是纯β发射体，也要注意减少轫致辐射的影响。a：轫致辐射；穿透；γ光子

q：屏蔽β作用应选用（）以减少轫致辐射，外面再用（）屏蔽轫致辐射和其他γ光子。

a：低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）；高原子序数的材料

q：低能光子源是利用（）或利用（）制成的源的统称；主要用于（）等仪表；发射低能光子的常用放射性核素有（）等；

a：发射低能γ射线和x射线的放射性核素；β辐射体与靶物质产生的轫致辐射；厚度计、密度计、x射线荧光分析仪;55fe、57co、125i、238pu、241am、244cm

q：低能光子比较容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）； a：高能γ射线;轫致辐射的影响

q：由238pu、241am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生的中子； a：自发裂变;（α，n）反应

q：低能光子的（）相当显著，使用时应考虑对（）的防护； a：散射效应;散射 q：低能光子源常用（）密封，（）不耐酸碱腐蚀，也不耐水，使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免变质； a：铍窗;铍

q：γ放射源是使用最多的放射源，广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部分；为了获得高剂量率的辐射场，装源量多数在（）范围内，大于（）的γ辐照装置已不少见； a：3e15～2e16bq;3e16bq

q：活度在（）的γ放射源主要用于各种仪表（如料位计、核子秤、密度计等）、工业射线照相和人体内腔医疗； a：e8～2e12bq

q：γ射线的贯穿能力很强，使用γ放射源主要防止（）； a：外照射

q：γ源在固定工作场所使用时应利用建筑物的（）和（）进行屏蔽，使屏蔽墙外人员所受照射低于规定的剂量限值；设置（）、（）等；源的使用场所若经常变化临时用栏杆、绳子或其他障碍物围起来；活度小于（）的γ源，一般可利用时间防护和距离防护，对工作场所外的影响很小；

a：墙;门;可靠的安全连锁装置；设置警告信号和标志；50mbq

q：利用α粒子与轻元素（如铍）的(α,n)反应或高能γ射线与铍（或氘）的(,n)反应可制成不同能谱的中子源；常用的中子源有（）镭等；

a：—铍中子源、镅-铍中子源、钋-铍中子源、钚-铍中子源

q：利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源，（）最合适，应用最多；其中子产额高、体积小、可制成点源，因此应用广泛； a：252cf中子源

q：工作场分级：按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲（大于（））、乙（）和丙（）三个等级；

a：4e9bq;2e7～4e9;豁免活度～2e7

q：核素毒性级别修正因子分为极毒、高毒、中毒和低毒四个级别，修正因子分别为（）。操作方式有关的因子（）；

a：

10、1、0.1和0.01；从0.001到1000

q：x射线机产生的x线强度正比于（）、（）和（）；

a：靶物质的原子序数z；电流强度i；电子加速电压（管电压）u的平方

q：反应堆生产放射性同位素主要包括（）、（）、（）和（）a：制靶；反应堆照射；活度测量；分装等步骤；

q：靶子经反应堆中子照射后，产生的放射性同位素的活度与（）、（）、（）、（）、（）及（）等有关；

a：辐照处的中子注量率；辐照时间；靶核的中子反应截面；靶量；丰度；生成核素的半衰期

q：在国际上已确定为临床应用的放射性同位素中，加速器生产的有（）多种，反应堆生产的有（）种 a：40；25

q：加速器生产放射性同位素的产额决定于（）等；

a：加速器加速粒子能量和整流强度、靶材的靶量和丰度、生成核素的核反应截面、打靶时间和生成核素的半衰期

q：核燃料循环包括（）、（）和（）等过程，分为（）、（）和（）三大部分； a：燃料加工；核能利用；燃料后处理；前段；核反应堆；后段

q：按照对乏燃料的管理策略不同，燃料循环基本上有两在模式，也称两大技术路线，及（）和（）。

a：后处理模式；“一次通过”模式

q：铀在地壳中分布广泛，其平均含量为（），其总量约为（）吨；天然铀的同位素有三种（）。自然界大约有种铀矿物；

a：4e-6；4.5e9；238u(99.276%)/235u(0.720%)/234u(0.0056%)；200

q：铀在地壳存在的形式一般以（）的形式存在（如沥青铀矿）；或以（）（如钍、锆、稀土矿物）的结晶格架中；

a：铀矿物；类质同象形式进入其他非铀矿物

q：钍在地壳中平均含量为（），其总量约为（）吨； a：1.2e-5；1.3e10～1.8e10

q：目前核燃料原料的勘探、开发和应用主要是（）资源的开发； 铀矿

q：铀钍矿的特点有：（）、（）、（）、（）。

a：可以是单独的也可以是共生的；具有放射性；射气现象；具有重金属性质

q：铀、钍矿物及伴生放射性矿开采特点如下：由于具有放射性，在开采过程中应制定（）；分为（）和（）；必须具备完整的六大系统：（）；开采流程：（）。

a：较为严密的辐射防护措施；露天开采；地下开采；通风系统、提升运输系统、供排水系统、供电系统、通信调度系统和安全生产保障系统；此外还有辐射防护体系和应急救险保障体系等；辐射取样编录、γ测量、采矿设计、凿岩爆破、矿石检查、放射性分选、运输和三废处理；

q：铀矿加工采用有（）从矿石提取铀； a：湿法冶金（用酸法或碱法）

q： 核燃料组件主要由（）、（）、（）和（）组成；核燃料的特点是（），一座1000mw级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约（）吨低浓铀；

a：上下管座；格架；控制棒导向管；燃料元件棒；能量高度集中；24

q：一般燃料组件在反应堆内使用（）年的时间； a：3～5

q：核燃料组件的制造工艺（从低浓uf6开始到燃料组件成品，主要有以下工序）：（）a：化工转化—制备可烧结uo2粉末；uo2芯块制备；组件零部件制造；燃料元件棒制备；组件组装

q： 乏燃料的组成是（）、（）和（）； a：原有的组成；裂变产物；锕系产物

q：后处理的意义是（）。

a：充分利用核燃料资源；后处理对核废物的长期安全管理也极为重要。

q：依据后处理工艺是否涉及水介质可分为（）和（）两类； a：水法；干法 q：废物最小化是把放射性废物的量和活度减少到（）的水平；包括从核设施设计到退役的各个阶段，减少废物的产生，进行再利用和再循环，对一次废物和二次废物做适当处理等各种措施；

a：合理达到的尽量低；

q：放射性废物按放射性水平分为（）、（）、（）、（）、（）。

a：豁免废物；极低放废物；低放废物；中放废物；高放废物；α废物

q：放射性废物经（）、（）和（）后以两种方式进入终态：一是（）；另外是（）。

a：预处理；处理；整备；大体积废气和废液净化后向大气或水体排放；浓集在小体积中的放射性核素

q：核设施退役策略分为（）三种形式； a：立即拆除、延缓拆除和就地埋葬

q：放射性废物是一种（）源和（）源； a：电离辐射；环境污染

q：放射性废物安全管理除遵循（）的管理要求外，还要遵循（）的管理要求，执行（）； a：一般有毒有害物质；电离辐射源；辐射防护三原则

q：放射性废物管理以（）方式实行全过程管理，实现（），向环境排出最小化和受照剂量最小化；

a：优化；废物最小化

q：核临界控制的手段有（）

a：几何控制；质量控制；浓度控制；富集度控制；慢化控制；间距控制；毒物控制。

q：燃料制造过程中的临界安全必须考虑（）现象； a：易裂变物质会出现液、气、固三种形态及其不均匀性

q：为增加乏燃料湿法储存设施的容量，可采取（）储存措施： a：乏燃料密集化

q：应确保乏燃料储存在正常和可信的异常条件下都处于（）状态。临界分析时应考虑双偶然事件原则以及会使储存阵列的反应性达到（）的参数和条件； a：次临界；最大

q：通常乏燃料储存阵列的keff操作限值取（）；有时也可限定为（）；但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要（）； a：0.90；0.95；降低

q：乏燃料后处理厂的核临界安全控制一般应符合（）原则，应尽可能采用几何控制；对于不能采用几何控制的大型设备则应采用（）； a：双重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制

q：核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的（）反应； a：可控自持链式

q：核反应堆由（）堆等组成；

a：芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统

q： 核反应堆系统内中子的消失率为（）加上（）； a：系统内中子的吸收率；系统内中子的泄漏率

q：k=1，链式反应过程处于（）；若k1，这种状态为（）； a：稳定状态；次临界状态；超临界状态

q：有效增殖系数k与（）有关，同时也与（）有关；

a：堆芯系统的材料成份和结构（如易裂变核素的富集度、燃料—慢化剂的比例等）；堆的尺寸和形状

q：一个铀235核裂变可以释放出（）的能量，相当（）j。因此1mw的功率相当于每秒钟有（）个铀235核裂变，每日有（）个铀235裂变。相当于（）g铀235，这就是说反应堆每发出1mwd的能量需要（）g铀235裂变。a：200mev；3.2e-11；3.12e16；2.70e21；1.05；1.05

q：考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生(n,γ)反应而浪费掉（对铀235其σf=583靶，σr=101靶）因此发出1mwd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（σf+σr）/σf≈（）g a：1.23

q：有两个因素影响着核燃料的燃耗浓度：（），在元件尚剩不少铀235（心脏运行中生成的钚239）时就不得不换料：

a：第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数k有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子车照条件下，元件包壳会受到一定操作。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。

q：核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量来衡量。a：燃耗深度

q：为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，大多数现代轻水堆的转化比约为（），高温气冷堆具有较高的转化比，为（），因此有时被称为（）。a：0.6；0.8；先进转化堆

q：以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到（），主要堆型是采用（）作为冷却剂的（）。a：1.2；液态金属钠；钠冷快堆

q：对于同等体积的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大； a：球；圆柱；长方体堆

q：根据最佳体积和加工制造方面的原因，反应堆实际上采用球形的不多，多数是采用圆柱形的。

q：圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：在高度方向上为（）分布、半径方向上为（）分布； a：余弦；零阶贝塞尔函数

q：堆芯内的体积释热率空间分布是随（）而变化的，在对堆芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。a：燃料寿期；

q：裂变核反应率密度的强弱取决于（）a：堆内中子注量率的水平；

q：中子注量率分布的展平方法（）

堆芯径向分区装载；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物

q：以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有（）五种堆型。

a：压水堆（pwr）、沸水堆（bwr）、重水堆（phwr）、高温气冷堆（htgr）和快中子堆（lmfbr）

q：核反应堆的基本特征有（）以及该种堆型的主要特点等。

a：燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路

q：压水堆核电站采用以（）作核燃料，燃料芯块中铀235的富集度约（）；核燃料是高温烧结的（）芯块，将其封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约（）cm，长约（）m。几百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形；

a：稍加浓铀；3%；圆柱形二氧化铀陶瓷燃料；20；3

q：压水堆的冷却剂是（），其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂； 轻水（价格便宜且有优良的热传输性能）

q：压水堆是一种使冷却剂处于（）状态的轻水堆，压水堆冷却剂入口水温一般在（）℃左右，出口水温（）℃左右，堆内压力（），如大亚湾。a：高压；290；330；15.5mpa

q：（）是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备； a：蒸汽发生器

q：在已建、在建和将建的核电站中压水堆占（）左右。压水堆核电站最显著的特点是：（）;（）;主要缺点是（）（）

a：64%；结构紧凑、堆芯的功率密度大；经济上基建费用低、建设周期短；主要缺点之一：必须采用高压的压力容器（压力容器的制作难度和制作费用高）；主要缺点之二：必须采用一定富集度的核燃料

q：沸水堆与（）同属于轻水堆家族，都使用（）作慢化剂和冷却剂、（）作燃料，燃料形态均为（），外包锆合金包壳；堆芯内共有约（）个燃料组件，每个组件为（）正方排列，其中含有（）是燃料元件和（）根空的中央棒（水棒）；

a：压水堆；轻水；低富集度铀；二氧化铀陶瓷芯块；800；8×8；62；2

q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有（）、（）（）三个不同的特点：

a：直接循环；工作压力可以降低；堆芯出现空泡。

q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是（）：

a：辐射防护和废物处理较复杂；功率密度比压水堆小；

q：重水堆是指用重水（d2o）作（）的反应堆；重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是（），这种芯块也是放在密封的外径约为（）mm长约（）mm的锆合金包壳管内构成棒状元件；由（）到（）是数目不等的燃料元件棒组成长约（）mm、外径（）mm左右的燃料棒束组件；

a：慢化剂；烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷瓷块；十几；500；19；43；500；100

q：重水堆反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件的压力管排列而成；压力管（）放置，管内有（）束燃料组件，构成水平方向尺度达（）m的活性区； a：水平；12；6

q：重水堆核电站的特点是（）

a：中子经济性好可以采用天然铀作为核燃料；比轻水堆更节约天然铀；可以不停堆更换核燃料；重水堆的功率密度低；轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重

q：高温气冷堆用（）作为冷却剂的反应堆；其特点：不会发生（）；但气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大；为了提高气体的密度及导热能力，也需要（）； a：气体；相变；加压

q：快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆；一般采用（），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为（）mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒；

a：0.1mev；氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀—碳化钚混合物）；6

q：快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为（）和（）两部分。燃料区；增殖再生区

q：快堆中的冷却剂主要有两种：（）或（）a：液态金属钠；氦气（分为钠冷快堆和气冷快堆）

q：核岛四大部件：（）、（）、（）和（）。

a：堆芯；蒸汽发生器；稳压器；主泵（在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设备的辅助系统）；

q：（）实质上是二回路与三回路之间的热交换器；三回路是一个（）回路； a：冷凝器；开式；

q：在冷凝器里三回路的水与二回路的水也是互不接触的，只是通过（）传递热量； a：冷凝器的管壁

q：二回路系统的主要功能是（）。

a：将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机组做功发电和供电站其他辅助设备使用；

q：保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有（）：

a：化学和容积控制系统、主循环泵轴密封水系统；

q：为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：（）； a：设备冷却水系统、停堆冷却系统

q：在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有（）：； a：安全注射系统、安全壳喷洒系统

q：控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：（）；

a：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、废物处理系统、硼回收系统、取样分析系统

q：一回路其他辅助系统（）：；

a：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系统等

q：二回路辅助系统（）：。

a：主蒸汽排放系统、蒸汽再热及抽汽系统、凝结水给水系统、事故给水系统、蒸汽发生器排污系统、润滑油系统及循环冷却水系统等等

q：核动力厂厂址选择的主要目的是（），同时也应考虑（）；

a：保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响；核动力厂正常的放射性物质的释放对公众和环境的影响

q：核安全基本原则涉及（）、（）及（）原则； a：管理责任；纵深防御；若干基本技术

q：（）应当对核设施的安全负有全面的最终责任，不因有设计方、供货方、合同方和监管方的存在而减轻其责任；

a：营运单位

q：根据国际辐射防护委员会第60号报告，辐射防护基本原则主要包括以下几点：（）a：辐射实践的正当性；辐射防护与安全的最优化；剂量限值和剂量约束；

q：纵深防御的三个目标（）

a：补偿或纠正设备故障或人员差错；维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂；在屏障本身的有效性不能完全保持时，保护从业人员、公众和环境不致受到辐射伤害；

q：纵深防御的两个策略（）

a：预防事故发生；在一旦事故发生时，限制其后果，并防止它向更严重的情况进展；

q：纵深防御在核动力厂设计中的基本实施办法（）a：预防；检测；保护；包容；应急

q：为了履行保证公众健康和安全的责任，核设施营运单位必须遵循（）和（）的要求，制定相应的核设施质量保证大纲，并报（）审核；

a：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》；核安全法规haf003《核电厂质量保证安全规定》；国家核安全部门

q：质量保证大纲包括（）、（）。

a：核设施的质量保证总大纲；每一种工作（单位）的质量保证（分）大纲；

q：辐射防护目标是保证在所有运行状态下辐射照射或由于任何计划排放的放射性物质引起的辐射照射保持（），保证减轻任何事故的放射性后果； a：低于规定限值并且合理可靠尽量低

q：1999年iaea核安全顾问组发表的报告（insag-12）中提出的核电厂运行安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）；大量放射性释放概率为：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）a：10-4；10-5；10-5；10-6

q：2002年5月我国核安全局发表的政策声明《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中提出新建核电厂的安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年；大量放射性释放概率为：（）/堆年。a：10-5；10-6

q：风险的大小既与（）有关，也与（）有关；在数量概念上就是（）与（）的乘积； a：发生危害事件的频率；发生危害事件的后果；频率；后果

q：风险分析方法通常采用（）分析方法和（）分析方法： a：事件树；故障树

q：核电厂概率安全分析（psa）有三个级别：level 1（）；level 2（）；level 3（）。a：堆芯严重损伤的概率分析；大量放射性向环境释放的概率分析；产生重大后果（生命、健康、环境和财产）的概率分析。

q：安全文化的实质是（）

a:价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体；

q：安全文化特性是（）、（）、（）。a:安全第一的思想； 主动精神； 有形导出

q：安全文化是基本的管理原则，由（）和（）这两个主要方面组成； a:体制；个人的响应

q：核安全的实现取决于两方面的因素，一个是（），另一个是（）。a:政策和管理方面的承诺与能力；每个人本身的承诺与能力

q：营运单位的安全管理体系包括（）六个组成部分。a:政策、组织、计划和实施、衡量绩效、审查与监管

q：为了使核安全文化更加奏效，核安全文化的要求是按照不同层次的每个人的响应这样一种方式展开的，具体分为（）三个层次；各个层次的每个人都要真正树立（）的观念，a:决策层、管理层和基层；“安全第一、质量第一”

q：1996年iaea发布和实施了（）；

a: “单位安全文化自我评价和国际原子能机构安全文件评价组导则”（ascot导则）

q：安全文化评价可有三种方式：（）； 在三种评价方式中是最规范的；

a:单位自我评价、iaea安全文化评价组评价和二者结合的评价；iaea安全文化评价组评价

注册核安全工程师执业资格关键岗位篇二

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—239

2．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.16

4．.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.0.325

5.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.0.07 10.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：

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.220

14.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.12 20.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。

（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。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

21．12kg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.100mgy

23.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.1.0×10t废渣/t铀。b.1.2×10t废渣/t铀。c.1.5×10t废渣/t铀。d.1.8×10t废渣/t铀。e.2.1×10t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：⑴地下水清除法 ⑵反渗透法⑶自然净化法 ⑷还原沉淀法

还原沉淀法所采用的还原剂是（b）

333

33 b.h2s

c.h2so4

3

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

2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 4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.4.6tswu

33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.10

36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 ①辐射照射 ②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.39放射性核素进入人体的途径：①吸入 ②食入 ③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： 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

（b）233u b.234u c.23

5u d.氚 e.1

31i

43.下列放射性废物分类，按毒性分那种是高毒性废物 (b) b.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.200bq

45.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

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)40

4 a.10 b.10-9-10

90 90sr c.137

cs d.226

ra e.239

pu

（d）

c.10～10

-9-10

d.10～10

-9-12

e.10～10

-9-13 51.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sl—1和sl—2 ,sl—2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/a b.10/a c.10/a d.10/a--10/a e.10/a--10/a

53.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.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）470 a.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 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

（d）（a）-4-

5-6

4-6

-6e.《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

59．10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ⅳ——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：

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

(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。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 a.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：①卧式搅拌床反应器 ②流化床反应器 ③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)4产品质量 4产品产率 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）abc）a.辐射防护 b.火灾爆炸 c.输运核扩散 d.核临界 6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 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：

25.实物保护设计要求包括哪些

26.表征放射源的基本参数 (bce)abce319 a.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)ac a.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：

c.30.废水净化处理的方法：

a.过滤 b.吸附 c.洗涤 d.蒸发 e.滞留衰变

(acde)ad 8590

3（ad）abcd a.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

（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

(ab)ace

133

xe d.i e.c

1431.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）abcde a.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

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：

a.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)abc a.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：

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）ade a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）acde

（acde）(bcde)bde(abce)a.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

注册核安全工程师执业资格关键岗位篇三

2012年注册核安全工程师考试专业实务题预测4

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第三章 课后思考题

1、辐射防护的目的与任务是什么？、辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。

辐射防护和核安全的基本任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。

2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少？

来源：天然：1）宇宙射线2）宇生放射性核素3）原生放射性核素

人工：医疗辐射、核爆炸、核电站、3、辐射实践与干预有什么不同？

实践：在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

干预：是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。

4、为什么引入潜在照射的概念？

◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是

对辐射源的安全性的控制。

5、何谓吸收剂量d、当量剂量h与有效剂量e（包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系）

吸收剂量d：电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商

当量剂量：对某个器官或组织，是平均值；

有效剂量：针对全身而言，取平均值。

比释动能：不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。

对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则 吸收剂量=比释动能

6、当量剂量ht(50)、待积有效剂量he(50)、集体当量剂量sh与集体有效剂量se它们分别用在什么场合？

人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量

式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻；（6.16）

是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率；

τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没 有给出积分的时间期限时，成年人－50年； 儿童－70年

受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量ht（τ）经wt加权处理后的总和称为待积有效剂量e（τ），即

集体当量剂量：表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。

集体有效剂量：受照群体每个成员的有效剂量的总和。

7、何谓辐射权重因子wr与组织权重因子wt wr：在当量剂量中，wr 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲。

wt：定义： wt代表组织t接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。

8、影响辐射损伤的因素有哪些？

直接作用：

辐射粒子与生物大分子，如 dna and rna, 直接发生作用，导致细胞的损伤。

间接作用：

辐射粒子与细胞内环境成份（主要是水）发生作用，产生自由基和过氧化物，导致细胞的损伤。剂量大小、细胞的增殖能力

9、论述随机性效应与确定性效应各有何特点，他们和躯体效应与遗传效应有什么联系。

一类是对细胞的杀伤作用，即使受照射细胞死亡或受伤，细胞数目减少或功能减低，结果影响了受照组织或器官的功能，表现为确定性效应，如急性放射病，造血功能障碍。

一类是对细胞的诱变作用 主要表现为诱发细胞发生癌变(致癌)，诱发基因突变(致突)和先天性畸形(致畸)。

随机性效应(stochastic effect)：是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应，不存在剂量的阂值。主要指致癌效应和遗传效应。

确定性效应(deterministic effect)：是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阂值，在阂值以下不会见到有害效应，如放射性皮肤损伤、生育障碍。

10、辐射防护基本原则（辐射防护体系、剂量限制体系）的主要内容是什么？ 1． 辐射实践的正当化

2.剂量限制和潜在照射危险限制

剂量约束和潜在照射危险约束 3.防护与安全的最优化

11、无

12、辐射的防护标准中的基本标准是如何规定的（包括职业照射与公众照射）？

三要素：

时间

距离

屏蔽

措施：充分准备，减少受照时间

剂量率与距离的平方成反比（点源）

措施：§远距离操作；

§任何源不能直接用手操作；

§注意β射线防护。

[3].屏蔽防护(shielding)措施： §设置屏蔽体

§屏蔽材料和厚度的选择：

辐射源的类型、射线能量、活度 1.内照射防护的基本原则

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

13、简述外照射防护的基本原则和基本方法。

基本原则：

尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

14、内照射防护的基本方法和基本原则是什么？

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

内照射防护的一般方法是 ?“包容、隔离” ? “净化、稀释”，?“遵守规章制度、做好个人防护”。

15、对辐射源安全和保安的要求与控制措施有哪些？

（1）确保辐射源的实物保护符合有关要求，并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；（2）不得将辐射源转让给不持有有效批准证件的接收者；

（3）对可移动的辐射源定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。

16、辐射防护监测的主要内容有哪些？

辐射防护监测的对象就是人与环境两大部分，具体监测有四个领域：个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。

17、一位放射工作人员在非均匀照射条件下工作，18、简述辐射防护大纲的主要内容。

为实现可合理达到的尽可能低的原则，必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括：健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。

19、应急准备的主要内容有哪些？

减 小潜在照射意味着采取必要的措施，确保辐射源的安全（对核设施即为核安全），预防事故或事件（事件序列）的发生，降低潜在照射的产生概率；另一方面，事故 或事件一旦发生，则减缓其后果，尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下，应实施必要的核事故应急干预，减小公众的 受照剂量

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第三章 课后思考题

1、辐射防护的目的与任务是什么？、辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。

辐射防护和核安全的基本任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。

2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少？

来源：天然：1）宇宙射线2）宇生放射性核素3）原生放射性核素

人工：医疗辐射、核爆炸、核电站、3、辐射实践与干预有什么不同？

实践：在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

干预：是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。

4、为什么引入潜在照射的概念？

◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是

对辐射源的安全性的控制。

5、何谓吸收剂量d、当量剂量h与有效剂量e（包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系）

吸收剂量d：电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商

当量剂量：对某个器官或组织，是平均值；

有效剂量：针对全身而言，取平均值。

比释动能：不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。

对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则 吸收剂量=比释动能

6、当量剂量ht(50)、待积有效剂量he(50)、集体当量剂量sh与集体有效剂量se它们分别用在什么场合？

人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量

式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻；（6.16）

是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率；

τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没 有给出积分的时间期限时，成年人－50年； 儿童－70年

受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量ht（τ）经wt加权处理后的总和称为待积有效剂量e（τ），即

集体当量剂量：表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。

集体有效剂量：受照群体每个成员的有效剂量的总和。

7、何谓辐射权重因子wr与组织权重因子wt wr：在当量剂量中，wr 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲。

wt：定义： wt代表组织t接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。

8、影响辐射损伤的因素有哪些？

直接作用：

辐射粒子与生物大分子，如 dna and rna, 直接发生作用，导致细胞的损伤。

间接作用：

辐射粒子与细胞内环境成份（主要是水）发生作用，产生自由基和过氧化物，导致细胞的损伤。

剂量大小、细胞的增殖能力

9、论述随机性效应与确定性效应各有何特点，他们和躯体效应与遗传效应有什么联系。

一类是对细胞的杀伤作用，即使受照射细胞死亡或受伤，细胞数目减少或功能减低，结果影响了受照组织或器官的功能，表现为确定性效应，如急性放射病，造血功能障碍。

一类是对细胞的诱变作用 主要表现为诱发细胞发生癌变(致癌)，诱发基因突变(致突)和先天性畸形(致畸)。

随机性效应(stochastic effect)：是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应，不存在剂量的阂值。主要指致癌效应和遗传效应。

确定性效应(deterministic effect)：是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阂值，在阂值以下不会见到有害效应，如放射性皮肤损伤、生育障碍。

10、辐射防护基本原则（辐射防护体系、剂量限制体系）的主要内容是什么？ 1． 辐射实践的正当化

2.剂量限制和潜在照射危险限制

剂量约束和潜在照射危险约束 3.防护与安全的最优化

11、无

12、辐射的防护标准中的基本标准是如何规定的（包括职业照射与公众照射）？

三要素：

时间

距离

屏蔽

措施：充分准备，减少受照时间

剂量率与距离的平方成反比（点源）

措施：§远距离操作；

§任何源不能直接用手操作；

§注意β射线防护。

[3].屏蔽防护(shielding)措施： §设置屏蔽体

§屏蔽材料和厚度的选择：

辐射源的类型、射线能量、活度 1.内照射防护的基本原则

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

13、简述外照射防护的基本原则和基本方法。

基本原则：

尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

14、内照射防护的基本方法和基本原则是什么？

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

内照射防护的一般方法是 ?“包容、隔离” ? “净化、稀释”，?“遵守规章制度、做好个人防护”。

15、对辐射源安全和保安的要求与控制措施有哪些？

（1）确保辐射源的实物保护符合有关要求，并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；

（2）不得将辐射源转让给不持有有效批准证件的接收者；

（3）对可移动的辐射源定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。

16、辐射防护监测的主要内容有哪些？

辐射防护监测的对象就是人与环境两大部分，具体监测有四个领域：个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。

17、一位放射工作人员在非均匀照射条件下工作，18、简述辐射防护大纲的主要内容。

为实现可合理达到的尽可能低的原则，必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括：健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。

19、应急准备的主要内容有哪些？

减 小潜在照射意味着采取必要的措施，确保辐射源的安全（对核设施即为核安全），预防事故或事件（事件序列）的发生，降低潜在照射的产生概率；另一方面，事故 或事件一旦发生，则减缓其后果，尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下，应实施必要的核事故应急干预，减小公众的 受照剂量

一、某厂在反应堆停堆过程中，为了将检修工具运至安全壳内，工作人员在 只请示了值班人员，而未与运行人员沟通的情况下，将安全壳内外闸门同时打开，这违反了国家核安全监管部门批准的运行限制和条件（技术规格书）（安全壳内外闸门不能同时打开）。但由于处于冷停堆状态，未见明显的辐射问题，没有造成人员和财产伤害。请问：

1、说明安全壳的安全功能、安全分级、抗震分级和抗震设计要求。

2、如果必须执行某项操作，而该操作违反技术规格书，怎么办？

3、按照国际核事件分级标准，此事件为几级？

4、此事件的经验教训。

二、某铀矿初建时，严格执行审管要求，井下氡及氡子体浓度合格。之后领 导管理松懈，很长时间未对氡及氡子体浓度检测。三年多后，由于矿井巷道部分损毁，矿井通风不良，导致井下氡及氡子体浓度严重超标，工作人员受超剂量照射。请问：

1、该矿井氡及氡子体浓度严重超标，工作人员受超剂量照射的直接原因是什么？

2、该矿井存在的问题？安全文化方面有哪些问题？

3、防止氡及氡子体浓度超标的措施？

三、某x射线装置使用单位，审管部门要求同时安装辐射报警装置、工作指 示灯等。领导甲为尽早创造经济效益，在只安装了工作指示灯的情况下，就开始安排调试工作。工作人员乙，为赶进度，某日，工作人员乙在未安排调试计划的情况下，明知工作指示灯不能正常显示，仍进入操作室进行调试工作。领导甲来到，工作指示灯没亮，也知当天未安排调试计划，于是为检查设备进入设备间，后发现x射线装置在工作中。之后头晕眼花、胸闷气短。请问：

1、领导甲有什么问题？

2、工作人员乙有什么问题？

3、应吸取什么经验教训？安全文化有何不足。

四、某厂为转产，不再生产放射性产品，决定对放射源库退役，该库中存放 有13枚放射源。于是请当地环保监督部门为其对辐射水平进行测量和将现有源作为废源处理。环保监督部门根据废物处置办法规定，随即前往该厂进行测量，但发现该厂某工作人员已擅自将放射源库推平。检测人员通过随身携带的剂量仪器找到了13枚源。并立即报告了相关部门，相关部门开会讨论了处理方案。请问：

1、此事件的直接原因。

2、该事件的直接责任人，该厂存在的主要问题。

3、如何防止此类事件的发生。

五、背景材料同教材p54 请问：

1、焊丝在采购过程中，有哪些方面违反质保要求？

2、根据haf003，对供方的评价和选择有什么要求？并列出评价的方法。

1、核电厂三回路系统进海水，对蒸汽发生器有何影响。

2、民工违章作业导致电厂发电机组短路保护性停机，进而反应堆停堆。操作人员处理不当，本应调节化容系统，却加注冷却水，使系统和设备受冷冲击，另外导致冷却剂通过调节阀进入厂房。问题：对事件分级；操作技术和管理上有何问题；有什么教训。

3、辐照研究所辐照装置年久失修，保养较差，外防护门关闭不灵活，关闭时间长，实验人员因工作任务重，时间紧，要求操作人员解除联锁装置以加快实验进度，解除后，因操作人员和实验人员电话联系有问题，致使实验人员在以出束的情况下误创实验厅，造成辐照事故，受到70msv的照射量。问题：管理上有什么问题；操作人员和实验人员有什么问题，应吸取什么教训。

4、国外某地上世纪50年代将放射性废物用钢和木板包装后埋于土沟中，用土覆盖，本世纪发现土沟附近和当地地下水、河水中均有放射性核素存在，既有中低放废物，也有长寿命高放废物的核素发生迁移，问题：按我国标准，如此处置废物有什么问题；现在应如何处置这些废物；有何经验和教训。

5、某工厂在运输放射性物品到机场去时，经机场检测发现有一个货包表面剂量超标，要求返回重新处理，在返回途中，押运员有私事处理，改变了行车路线，改变后行车路途颠簸使一个货包路途丢失，发现后报告了环保和公安部门共同查找，最后在路上找到了货包。经调查，工厂辐射安全人员开了假的货包表面剂量合格单。问题：该工厂管理上有什么问题；在运输上有什么问题应吸取什么教训；通过此事件，应吸取什么教训。

注册核安全工程师执业资格关键岗位篇四

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—239

2．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.16

4．.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 a.0.0253 b.0.0325 c.0.0352 d.0.0235 e.0.325

5.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。

ev）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.0.07

10.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.220

14.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.12

20.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

21．12kg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.100mgy

23.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.1.0×103t废渣/t铀。b.1.2×103t废渣/t铀。c.1.5×103t废渣/t铀。d.1.8×10t废渣/t铀。e.2.1×10t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：⑴地下水清除法 ⑵反渗透法⑶自然净化法 ⑷还原沉淀法

还原沉淀法所采用的还原剂是（b） b.h2s c.h2so4 3

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33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%

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 2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 4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.4.6tswu 33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.10

36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 ①辐射照射 ②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.131i

39放射性核素进入人体的途径：①吸入 ②食入 ③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.200bq

45.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.48．放射性废物管理以（）为核心，（）为目标。a.防护、处置 b.安全、防护 c.安全、处置 d.49．放射性废气中可能含有：

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。

滞留衰变

处置、防护 e.(c)处置、安全

(c)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.10-9～10-10 d.10-9～10-12 e.10-9～10-1

351.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sl—1和sl—2 ,sl—2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/a 53.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）470

a.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

59．10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.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

《核电厂设计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ⅳ——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：

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。

(abde)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 a.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

abc）20.生产uf4的主要设备：①卧式搅拌床反应器 ②流化床反应器 ③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)4产品质量 4产品产率 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 6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 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 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）abcd

a.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

ac）abd（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)abce319

a.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)ac

a.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：

a.85kr b.90sr c.133xe d.133i e.14c 30.废水净化处理的方法：

(acde)ad(ab)ace a.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）abcde a.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：

a.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

(bcde)bde 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)abc

a.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）ade a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）acde a.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