注冊核安全工程師考題2016年全國注冊核安全工程師考試綜合知識真題

1、2016 年全國注冊核安全工程師考試綜合知識真題單選1、原子核的穩(wěn)定性與（）有關(guān)。P5A、質(zhì)量數(shù)B、電子 C、質(zhì)子和中子之間的比例D、中子數(shù)2、衰變常數(shù)與半衰期的關(guān)系（）。P8A、 Ti/2 =ln2/ 入 B、Ti/2 * 入=1 C、T”2 * 入=0.37 D、Ti/2 * 入=0.53、 核反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)繼續(xù)進(jìn)行的條件可以方便地用有效增值系數(shù)K 有效來表示，它定義為 （）。A、新中子與老中子之比B、老中子消失率C、新中子產(chǎn)生率D、新中子與老中子之積4、 在反應(yīng)堆中為了保證鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的持續(xù)進(jìn)行，K 有效應(yīng)（）。 P31A、小于1 B、大于1 C、等于1 D、接近15、壓水堆核電廠使用低富

2、集度的鈾，核燃料是高溫?zé)Y(jié)的（）二氧化鈾陶瓷燃料芯塊。A、圓柱形 B、方塊形C、長方形 D、圓錐形6、我國核電廠在運(yùn)行的頭十年中，每年進(jìn)行一次換料，每次換料更換（）燃料組件。A、 1/3 B、 1/4 C、 1/2 D、 2/37、 反應(yīng)堆壓力容器上冷卻劑出口管嘴到蒸汽發(fā)生器入口的管道稱為（）。 175A、熱管段B、冷管段C、波動管段D、直管段8、蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故在核動力廠設(shè)備事故中居首要位置，約占非計劃停堆事故的 （），可靠性比較低。 68A、 1/3 B、 1/2 C、 1/5 D、 1/49、在目前運(yùn)行的大型壓水堆核電廠中主要采用（）作為主循環(huán)泵。A、軸密封 B、全密封 C、半密

3、封 D、不密封1 0 、第三代高溫氣冷堆中的慢化劑（ ）。A、石墨B、氦氣 C二氧化碳 D、金屬鈉11、 快中子堆是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能力為（）Mev 以上的快中心引起的反 應(yīng)堆。 57A、 0.1 B、 1 C、 0.5 D、 0.212、 在核動力廠的設(shè)計上做到至少（）小時內(nèi)，不需要操作員干預(yù)。105A、 8 B、 30 C、 36 D、 7213 、研究堆是指主要用來作為（）的核反應(yīng)堆。A、中子源 B電子源C、質(zhì)子源 D、核子源1 4 、反應(yīng)堆功率控制是由（ ）系統(tǒng)來實現(xiàn)的。142A、反應(yīng)堆功率控制 B功率調(diào)節(jié) C NSSS系統(tǒng)D、蒸汽發(fā)生器水位調(diào)節(jié)系統(tǒng)15、所有應(yīng)用于設(shè)計和

4、設(shè)計驗證的計算機(jī)分析軟件和試驗設(shè)施，均需通過（）的認(rèn)可。A、國務(wù)院核安全監(jiān)管部門B、設(shè)計部門 C、核行業(yè)主管部門D、營運(yùn)單位16、 對安全的責(zé)任主要由（）承擔(dān)。315A、許可證持有者 B設(shè)計部門 C、政府部門 D、營運(yùn)單位17、 當(dāng)金屬材料在無所次重復(fù)或交變載荷作用下而不致引起斷裂的最大（），叫做疲勞強(qiáng)度。A、塑性B、應(yīng)力 C抗壓 D、斷裂18、在所有鈾氧化物中， （）是最穩(wěn)定的。A、二氧化鈾 B、八氧化三鈾 C、四氟化鈾 D、六氟化鈾19、四氟化鈾是制備六氟化鈾和（）的原材料。 188A、金屬釉B、二氧化鈾 C、八氧化三鈾 D、合金鈾20、非密封源工作場所按放射性核素日等效最大操作量分為（）

5、級。A、一 B、二 C、三 D、四21、電子加速器的能量大于（） Mev 會產(chǎn)生中子，在輻射屏蔽設(shè)計時，要考慮中子的影響。 230A、 10Mev B、 2Mev C、 6Mev D、 8Mev22、在天然輻射源中， （）的短壽命子體最為重要，由它們造成的有效劑量與額外所有內(nèi)照 射輻射源貢獻(xiàn)的 70%。 232222 220 40 226A、Rn B、 Rn C、 K D、Ra23、天然輻射源所引起的全球居民的年集體有效劑量的近似值為（）人 .SVA、 105 B、 106 C、 107 D、 10824、 a射線、B射線、丫射線引起的輻射危害程度來說，外照射（）268A、a> 金 丫

6、B、a< 3< Y C、a< y< 3 D、3< Y< a25、電離和激發(fā)主要是通過對（）的作用使細(xì)胞受到損傷，導(dǎo)致各種健康危害。A、DNA分子 B細(xì)胞核 C、器官D、組織26、 在輻射防護(hù)通常遇到的劑量范圍內(nèi)，（）是一種隨機(jī)性效應(yīng)，表現(xiàn)為受照者后代的身體 缺陷。A、遺傳效應(yīng) B、軀體效應(yīng) C、白血病 D癌癥27、 不帶電粒子在某一體積元內(nèi)轉(zhuǎn)移給次級帶電粒子的初始動能的總和，為（）。275A、比釋動能 B、轉(zhuǎn)移能 C、內(nèi)能D、熱能28、物質(zhì)的質(zhì)量乘比熱，是該物質(zhì)升高一度吸收的熱量，稱為（）A、熱容B、比熱容 C、吸熱能力 D、熱容量29、 鈉冷快堆中，在室溫

7、下鈉的狀態(tài)（）。A、固態(tài) B、液態(tài) C 氣態(tài) D、金屬態(tài)30、 非密封源工作場所按放射性核素日等效最大操作量分為（）個等級。227A、 3 B、 4 C、 5 D、 631、白血病是（）效應(yīng) 274A、軀體 E、確定性 C、隨機(jī)性 D、遺傳32、 對氣體擴(kuò)散廠來說，由于空氣中的水分與六氟化鈾作用后形成（），會堵塞或破壞分離 膜。A、固體粉末 B、液體C、化學(xué)物 D、爆炸物33、 核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生各種核反應(yīng)后，除了仍剩有新燃料中原有元素外， 還有錒系產(chǎn)物 和（） 213A、裂變產(chǎn)物 B、混合產(chǎn)物 C、穩(wěn)定核素 D、鈾34、反應(yīng)堆中主要用（n,r）反應(yīng)生產(chǎn)同位素，所生成的同位素與靶材料一般是（

8、）元素。A、相同B、不同C新D、目標(biāo)35、 世界人口受到的人工輻射源中，（）居于首位。 261A、核動力生產(chǎn)B、核實驗C、醫(yī)療 D、核能循環(huán)36、 D t.r當(dāng)量劑量與（）的乘積是Hr平均吸收劑量278A、輻射權(quán)重因子 B有效劑量 C、次級限制 D、輻射劑量37、INSAG-4安全文化指出除了人們往往稱為“上帝的旨意”外，核電廠發(fā)生的問題主 要因為（）。 323A、人的原因 B、設(shè)備原因 C、管理原因 D設(shè)計原因38、反應(yīng)堆生成的放射性同位素是同一（）241A元素B同位素C核素D粒子39、 原子核裂變后產(chǎn)生兩個質(zhì)量不同的碎片，收到（）分離飛開P31A 庫侖斥力 B 引力 C 撞擊力 D40、

9、中子通量分布的形狀取決于（）P33A 幾何形狀 B 功率 C 中子通量 D41、 控制棒有安全棒、調(diào)節(jié)棒和（）P43A 補(bǔ)償棒 B 停堆棒 C 可燃毒物 D 可溶毒物42、研究堆主要生產(chǎn)（） 56A 質(zhì)子 B 中子 C 電子 D 粒子43、吸收中子最弱的是（） 57A 重水 B 石墨 C 輕水 D 液鈉44、 壓水堆燃料元件彈簧所在空間有（）MP 壓力的氦氣。 63A 1 B 2 C 3 D445、目前運(yùn)行的大型壓水堆核電廠中主要采用（）作為主循環(huán)泵。A 軸封泵 B 全密封泵 C 高壓泵 D 上充泵46、 考了一個注入硼酸溶液的單選75 頁上部 題目不記得47、世界上第一座具有非能動安全的模塊

10、式球床高溫氣冷堆功率是（）MW 。 92A10 B40 C60 D30048、非能動系統(tǒng)設(shè)計成滿足（）準(zhǔn)則，并且采用概率風(fēng)險評價來保證他們的可靠性。110A 單一故障 B 故障安全 C 多樣性 D 獨(dú)立性49、 無保護(hù)事故率=（）X保護(hù)系統(tǒng)非安全故障平均概率。148A事故率 B事故發(fā)生率 C事故發(fā)生起數(shù) D事故平均概率50、 金屬結(jié)構(gòu)材料發(fā)揮作用的主要是（）158A 力學(xué)性能 B 物理性能 C 化學(xué)性能 D 工藝性能51 、屈服強(qiáng)度是指在外力作用下開始產(chǎn)生明顯（）的最小應(yīng)力。159A 塑性變形 B 斷裂 C 彈性變形 D 永久變形52、 （）將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量傳遞給二回路，將二回路的給水變成蒸

11、汽169。A蒸汽發(fā)生器B冷卻劑C反應(yīng)堆D主泵53、UF4是制備UF6和（）的原料。196A 二氧化鈾 B 金屬鈾 C 氟氣 D 黃餅54、 氣體離心法單機(jī)濃縮系數(shù)與氣體擴(kuò)散法濃縮系數(shù)相差（）個數(shù)量級。205A1B2C3D455、 （）在加速器開機(jī)時產(chǎn)生，停機(jī)后消失。213A 瞬發(fā)輻射 B 緩發(fā)輻射 C r 輻射 D X 射線56、 在年 有效劑量中， （）占全部天然本底照射水平的 48%。 259A235U B238U C222Rn D226 Rn57、 潛在照射是指有一定把握預(yù)期不會受到但有可能會因（）的事件或事件序列所引起的照 射。 266A輻射源事故B基本事件C設(shè)計工況事件 D破口事故5

12、8、 人類受到輻射照射后出現(xiàn)的健康危害來源于各種射線通過（）引起組織細(xì)胞中原子變化。 267A 電離作用 B 激發(fā)作用 C D59、 不同類型輻射對機(jī)體產(chǎn)生的生物效應(yīng)不同，主要取決于（）和穿透能力。268A 電離密度 B 激發(fā)作用 C 射線作用 D60、吸收劑量是單位質(zhì)量受照物質(zhì)中所吸收的（）276A總輻射能B平均輻射能量C當(dāng)量劑量D結(jié)合能多選1、天然存在的放射系（） 。 P10A、4n B、 4n+1 C、 4n+2 D、 4n+3 E、 5n+12、B放射源是指可以發(fā)射電子的同位素放射源。它包括發(fā)射（）。A、3 -粒子 B、3 +衰粒子C俄歇電子子 D、內(nèi)轉(zhuǎn)換電子 E、反微中子3、丫射線通

13、過物質(zhì)時主要有（）。P15A、光電效應(yīng) B、康普頓效應(yīng) C、光電效應(yīng) D、電子對效應(yīng) E、核反應(yīng)4、 反應(yīng)堆在運(yùn)行過程中，反應(yīng)性將不斷變化，其主要原因（）。 38A、燃料和重同位素成分的變化B、造成“中毒”和“結(jié)渣”效應(yīng) C、溫度效應(yīng)D、空洞效應(yīng) E、氣泡效應(yīng)5、 輕水作為慢化劑的反應(yīng)堆有一些局限性，如（ ）。 57A、必須使用低富集度的鈾B、必須采用提高堆芯的壓力C、必須使用高富集度的鈾D、溫度高E、濕度大6、 壓水堆核電廠核島主要組成設(shè)備（）61A、汽輪機(jī)B、反應(yīng)堆本體 C、蒸汽發(fā)生器 D、穩(wěn)壓器E、主泵7、 控制棒是由中子吸收截面較大的材料制成，如（）。A、鎘 E、硼 C、銦 D、鉿 E

14、、銀8、堆內(nèi)構(gòu)件的功能（） 。 65-66A、支承和固定燃料組件、承受堆芯重量B、確?？刂瓢舻膶χ泻蛯?dǎo)向C、引導(dǎo)冷卻劑流入和流出燃料組件 D、為壓力容器提供熱屏蔽E為堆芯內(nèi)儀表提供導(dǎo)向和支承9、 壓水堆核電廠中的蒸汽發(fā)生器主要有（）。 69A、立式U型B、臥式C、立式直流 D、帶預(yù)熱器 E、螺旋管式10、AP1000采用低泄漏裝料方案的優(yōu)點(diǎn)有（）。A、換料程序簡單 B減少換料時間 C降低對壓力容器的輻照D、減少中子泄漏 E延遲換料周期11、核安全 1 級設(shè)備主要包括反應(yīng)堆壓力容器邊界的所有設(shè)備，主要有（）A、壓力容器 B、穩(wěn)壓器 C、蒸汽發(fā)生器 D余熱排出系統(tǒng)的主要部件E、安全殼廠房12、 核

15、燃料循環(huán)是指核燃料的（）的全過程。182A、提取B、加工 C運(yùn)輸 D、貯存E、使用13、 化學(xué)采礦與常規(guī)采礦相比的缺點(diǎn)（）。 187A、投資核經(jīng)營費(fèi)用大B、勞動強(qiáng)度大 C生產(chǎn)勞動環(huán)境差D、只適用于具有一定地質(zhì)、水文地質(zhì)條件的礦床 E、對地下水環(huán)境存在污染14、 與氣體擴(kuò)散法相比，氣體離心法的主要優(yōu)點(diǎn)（）205A、比能耗低 B、單機(jī)濃縮系數(shù)大 C技術(shù)發(fā)展?jié)摿Υ驞、離心機(jī)造價低 E、運(yùn)行壽命長15、極毒物（）A、 210Po B、 226Ra C、 238U D、 40K E、 137CS16、 醫(yī)療照射的患者是指（）265A、因自身醫(yī)療診斷所受照射的人B、知情自愿幫助患者受到照射的自愿者C、生物

16、醫(yī)學(xué)研究計劃中的志愿者所受的照射D、施行診斷人員所受的照射E、照顧患者的家人所受的照射17、高度敏感（） 270A、淋巴組織 B、骨骼C、胸腺 D、胃腸上皮 E、骨髓18、影響輻射照射的物理因素包括（）267A、輻射類型 B、輻射能量 C、吸收劑量 D、劑量率E、生物敏感度19、最常用的參考水平有（） 。 288A、記錄水平 B、行動水平 C、調(diào)查水平 D、干預(yù)水平 E測量水平20、 按放射源的幾何形狀可分為（）223A、點(diǎn)源B、線源 C平面源 D、圓柱源 E、中子源21、內(nèi)防護(hù)的一般方法（） 294A、包容B、隔離 C屏蔽D、凈化E、稀釋22、根據(jù)IAEA的定義，“安全”系指保護(hù)人類和環(huán)境免

17、于輻射危險，以及確保引起輻射危險 的設(shè)施和活動的安全，這里所使用的“安全”包括（） 312A、核裝置安全 B、輻射安全 C、放射性廢物管理的安全D、放射性物質(zhì)運(yùn)輸?shù)陌踩獷、火災(zāi)23、 對決策者的核安全文化要求（）326A、公布核安全政策B、建立管理體系 C提供人力物力資源D、不斷自我完善 E明確責(zé)任分工24、凡能改變反應(yīng)堆有效倍增因子的任何裝置、機(jī)構(gòu)和過程均可作為控制反應(yīng)性的手段（）P42A、改變堆內(nèi)中子吸收B、改變中子慢化能力C、改變中子泄漏 D、向堆內(nèi)加入或提出控制毒物E、改變堆芯幾何形狀25、 放射性核素毒性分為（）228A、無毒 B、低毒 C 中毒 D、高毒 E、極毒26、氣冷堆選擇氦

18、氣的優(yōu)點(diǎn) 95A不與任何物質(zhì)反應(yīng)B與其他位置相容性好C熱效率高D中子吸收截面小 E保證元件不破損27、 四氟化鈾的干法與濕法生產(chǎn)的比較，其缺點(diǎn)（）197A、流程的適應(yīng)性差，對原料要求嚴(yán)格B、生產(chǎn)中無水HF的過剩量較大C、設(shè)備磨損和腐蝕會帶來雜質(zhì) D、工藝過程復(fù)雜 E、工廠的基建、運(yùn)行、維修費(fèi)用高28、 中子發(fā)生器加速離子的能量不高，通常只能利用（）反應(yīng)獲得單能中子。231A、 D（d,n）3He B、 T（d,n）4He C、（n,r） D、（n,c） E、 （n,f）29、 中子與物質(zhì)相互作用包括（）p16A電離B激發(fā)C彈性散射D非彈性散射E核反應(yīng)30、 反應(yīng)堆燃料溫度效應(yīng)包括（）40-41A共振吸收增加B影響中子截面大小 C慢化能力降低D影響反應(yīng)堆幾何尺寸 E密度下降31、 考了安全殼噴淋系統(tǒng)輔助功能。75 頁下部32、 快堆可以用的燃料形式有（）99A金屬合金物 B氧化物C碳化物 D氮化物E硫化物33、 核反應(yīng)堆停堆觸發(fā)系統(tǒng)組成部分（）150A啟動保護(hù)B核功率保護(hù)C堆芯保護(hù)D冷卻劑壓力保護(hù)E蒸汽發(fā)生器保護(hù)34、 民用核安全設(shè)備在（）活動中必須采用成熟且經(jīng)過驗證的技術(shù)或工藝。152A設(shè)計B制造 C安裝 D焊接E無損檢驗35、下列核安全 1 級設(shè)備有（） 153A反應(yīng)堆壓力容器B反應(yīng)堆冷卻劑泵C穩(wěn)壓器 D主管道 E余熱排出系統(tǒng)部件36、壓力容