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（C）有關(guān)。P5

A、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（A）。P8

A、Ti/2=ln2/AB?T/*人=1C、3入=O.37D、A—入=0.5

3、核反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)繼續(xù)進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）o31

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)進行，K有效應(yīng)（C）,P31

A、小于1B、大于1C、等于ID、接近1

5、壓水堆核電廠使用低富集度的鈾，核燃料是高溫?zé)Y(jié)的（D）一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、我國核電廠在運行的頭十年中，每年進行一次換料，每次換料更換（A）燃料組件。

A、1/3B、1/4C.1/2D、2/3

7、反應(yīng)堆壓力容器上冷卻劑出口管嘴到蒸汽發(fā)生器入II的管道稱為（A）。175

A、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（D），可靠

性比較低。68

A、1/3B.1/2C、1/5D,1/4

9、在目前運行的大型壓水堆核電廠中主要采用（A）作為主循環(huán)泵。70

A、軸密封B、全密封C、半密封D、不密封

10、第三代高溫氣冷堆中的慢化劑（A）。

A、石墨B、氣氣C二氧化碳心金屬鈉

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（A）Mev以上的快中心引起的反應(yīng)堆。57

A、0.1B、IC、0.5D、0.2

12、在核動力廠的設(shè)計上做到至少（D）小時內(nèi)，不需要操作員干預(yù)。105

A、8B、30C、36D、72

13、研究堆是指主要用來作為（A）的核反應(yīng)堆。

A、中子源日電子源C、質(zhì)子源D、核子源

14、反應(yīng)堆功率控制是由（A）系統(tǒng)來實現(xiàn)的。142

A、反應(yīng)堆功率控制R功率調(diào)節(jié)6NSSS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)計和設(shè)計驗證的計第機分析軟件和試驗設(shè)施，均需通過（）的認可。

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、營運單位

16、對安全的責(zé)任主要由（）承擔(dān)。315

A、許可證持有者已設(shè)計部門C、政府部門D、營運單位

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（），叫做疲勞強度。

A、塑性B、應(yīng)力C抗壓D、斷裂

18、在所有鈾氧化物中，（B）是最稔定的。

A、二氧化鈾B、八氧化三鈾C、四氟化鈾D、六氟化鈾

19、四氟化鈾是制備六氨化鉞和（A）的原材料。188

A、金屬釉D、二氧化鈾C、八氧化二鈾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（C）級。

A、一B、二C、三D、四

21、電子加速器的能鼠?大于（A）Mev會產(chǎn)生中子，在輻射屏敝設(shè)計時，要考慮中子的影響。

230

A、lOMevB、2MevC、6MevD、8Mev

22、在天然姐射源中，（A）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)照射相射源

貢獻的70%。232

A、222RnB、220RnC、4°KD、226Ra

23、天然輻射源所弓I起的全球居民的仟集體有效劑量的近似值為（C）人,SV

A、105B、106C、107D、103

24、“射線、3射線、丫射線引起的福射危害程度來說，外照射（B）268

A、0>伊丫B、"<3<丫C、a<7<3Ds3<T<a

25、電離和激發(fā)主要是通過對（A）的作用使細胞受到損傷，導(dǎo)致各種健康危害。

A、DNA分子B細胞核C、器官D、組織

26、在福射防護通常遇到的丸量范圍內(nèi)，（C）是一種隨機性效應(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H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（B）0275

A、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（B）

A、熱容B、比熱容C、吸熱能力D、熱容量

29、鈉冷快堆中，在室溫卜.鈉的狀態(tài)（A）。

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（A）個等級。227

A、3B、4C、5D、6

31、白血病是（C）效應(yīng)274

A、軀體B、確定性C、隨機性D、遺傳

32、對氣體擴散廠來說，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，還有舸系產(chǎn)物

和（A）213

A、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（A）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，（B）居于首位。261

A、核動力生產(chǎn)B、核實驗C、醫(yī)療D、核能循環(huán)

36、DT.R當(dāng)量劑量與（A）的乘枳是HT.R平均吸收劑量278

A、輻射權(quán)重因子已有效劑量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（A）。323

A、人的原因B、設(shè)備原因C、管理原因H設(shè)計原因

38、反應(yīng)堆生成的放射性同位素是同一（A）241

A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(A)分離E開P31

A庫侖斥力B引力C撞擊力D

40、中子通量分布的形狀取決于()P33

A幾何形狀B功率C中子通量D

41、控制棒有安全棒、調(diào)節(jié)棒和(B)P43

A補償棒B停堆棒C可燃毒物D可溶毒物

42、研究堆主要生產(chǎn)(B)56

A質(zhì)子B中子C電子D粒子

43、吸收中子最弱的是(A)57

A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(C)MP壓力的氮氣。63

A1B2C3D4

45、目前運行的大型壓水堆核電廠中主要采用(A)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式球床高溫氣冷堆功率是(A)MWo92

AI0B40C60D300

48、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。110

A單一故障B故障安全C多樣性D獨立性

49、無保護事故率二()X保護系統(tǒng)非安全故障平均概率。148

A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()158

A力學(xué)性能B物理性能C化學(xué)性能D工藝性能

51、屈服強度是指在外力作用下開始產(chǎn)生明顯()的最小應(yīng)力。159

A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)生的熱量傳遞給一回路.將一回路的給水變成蒸汽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O的原料。196

A二氧化金由B金屬鈾C氟氣D黃餅

54、氣體離心法單機濃縮系數(shù)與氣體擴散法濃縮系數(shù)相差(B)個數(shù)量級。205

A1B2C3D4

55、()在加速器開機時產(chǎn)生，停機后消失。213

A瞬發(fā)輻射B緩發(fā)車§射Cr福射DX射線

56、在年有效劑量中，()占全部天然本底照射水平的48%。259

A235UB238UC222RiiD226Rn

57、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。266

A輻射源事故B基本事件C設(shè)計工況事件D破口事故

58、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-：)引起組織細胞中原子變化。

267

A電離作用B激發(fā)彳“用CD

59、不同類型輻射對機體產(chǎn)生的生物效應(yīng)不同，主要取決于()和穿透能力。268

A電離密度B激發(fā)彳一用C射線作用D

60、吸收劑量是單位質(zhì)量受照物質(zhì)中所吸收的()276

A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OoP10

A^4nB、4n+lC^4n+2D、4n+3E、5n+l

2、3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()。P11

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、丫射線通過物質(zhì)時主要育°P15

A、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)堆在運行過程中，反應(yīng)性將不斷變化，其主要原因O138

A、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()。57

A、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

度局E、濕度大

6、壓水堆核電廠核島主要組成設(shè)備()61

A、汽輪機B、反應(yīng)堆本體C、蒸汽發(fā)生器D、稔壓器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B、硼C、錮D、飴E、銀

8、堆內(nèi)構(gòu)件的功能()°65-66

A、支承和固定燃料組件、承受堆芯重量B、確保控制棒的對中和導(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()069

A、立式U型B、臥式C、立式直流D、帶預(yù)熱器E、螺旋管式

10、API000采用低泄漏裝料方案的優(yōu)點有()°

A、換料程序簡單日減少換料時間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O

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)白,主要部件E、安全殼廠房

12、核燃料循環(huán)是指核燃料的()的全過程。182

A、提取B、加工C運輸D、貯存E、使用

13、化學(xué)采礦與常規(guī)采礦相比的缺點()。187

A、投資核經(jīng)營費用大B、勞動強度大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、與氣體擴散法相比，氣體離心法的主要優(yōu)點()205

A、比能耗低B、單機濃縮系數(shù)大C技術(shù)發(fā)展?jié)摿Υ驞、離心機造價低E、運行壽命長

15、極毒物()

A、210PoB、226RaC、238UD、40KE>137CS

16、醫(yī)療照射的患者是指()265

A、因自身醫(yī)療診斷所受照射為人B、知情自愿都助患者受到照射的自愿者C、生物醫(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()270

A、淋巴組織B、骨骼C、胸腺D、胃腸上皮E、骨靛

18、影響輻射照射的物理因素包括O267

A、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().288

A、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()223

A、點源B、線源C平面源D、網(wǎng)柱源E、中子源

21、內(nèi)防護的一般方法()294

A、包容B、隔離C屏蔽D、凈化E、稀釋

22、根據(jù)IAEA的定義，“安全”系指保護人類和環(huán)境免于輻射危險，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O312

A、核裝置安全B、加射安全C、放射性廢物管理的安全D、放射性物質(zhì)運輸?shù)陌踩獷、

火災(zāi)

23、對決策者的核安全文化要求()326

A、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、機構(gòu)和過程均可作為控制反應(yīng)性的手段()

P42

A、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()228

A、無毒B、低毒C中甫D、高毒E、極毒

26、氣冷堆選擇氨氣的優(yōu)點95

A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()197

A、流程的適應(yīng)性差，對原料要求嚴(yán)格B、生產(chǎn)中無水HF的過剩鼠較大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、運行、維修藥用高

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。231

A、D(d,n)3HeB、T(d,n)4HeC.(n,r)D、(n,c)E、(n,f)

29、中子與物質(zhì)相互作用包括()p16

A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()40-41

A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)輔毆功能。75頁下部

32、快堆可以用的燃料形式有()99

A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()150

A啟動保護B核功率保護C堆芯保護D冷卻劑壓力保護E蒸汽發(fā)生器保護

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。152

A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()153

A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、壓力容器材料要求有較高的(