2024注冊核安全工程師重點題庫和答案分析1.核安全法規(guī)要求營運單位必須制定并執(zhí)行的文件是（）A.質(zhì)量保證大綱B.安全評價報告C.運行規(guī)程D.應急計劃答案：A答案分析：質(zhì)量保證大綱是營運單位必須制定并執(zhí)行的，用于確保核設(shè)施建造、運行等各環(huán)節(jié)的質(zhì)量，其他選項雖重要但并非法規(guī)要求必須制定并執(zhí)行的基礎(chǔ)文件。2.反應堆冷卻劑系統(tǒng)的主要功能不包括（）A.導出堆芯熱量B.控制反應性C.包容放射性物質(zhì)D.提供中子慢化劑答案：D答案分析：反應堆冷卻劑系統(tǒng)主要功能有導出堆芯熱量、控制反應性、包容放射性物質(zhì)等，中子慢化劑一般由專門的材料如輕水、重水等擔任，不是冷卻劑系統(tǒng)主要功能。3.核安全文化的核心是（）A.安全第一B.預防為主C.縱深防御D.保守決策答案：A答案分析：核安全文化核心是安全第一，將安全置于最優(yōu)先位置，預防為主、縱深防御、保守決策是保障安全的重要原則。4.以下哪種放射性核素是天然放射性核素（）A.鈷-60B.銫-137C.鐳-226D.碘-131答案：C答案分析：鐳-226是天然放射性核素，鈷-60、銫-137、碘-131多為人工放射性核素。5.核設(shè)施退役的主要階段不包括（）A.預退役階段B.退役實施階段C.監(jiān)護階段D.重建階段答案：D答案分析：核設(shè)施退役主要有預退役階段、退役實施階段、監(jiān)護階段，不包括重建階段。6.輻射防護的基本原則不包括（）A.實踐的正當性B.劑量限制和約束C.個人劑量最小化D.防護與安全的最優(yōu)化答案：C答案分析：輻射防護基本原則是實踐的正當性、劑量限制和約束、防護與安全的最優(yōu)化，不是個人劑量最小化。7.反應堆堆芯損壞的主要原因可能是（）A.冷卻劑流量過大B.控制棒提升過快C.燃料元件質(zhì)量太好D.安全殼密封性好答案：B答案分析：控制棒提升過快會使反應性增加過快，可能導致堆芯損壞，冷卻劑流量過大一般不會直接導致堆芯損壞，燃料元件質(zhì)量好是有利因素，安全殼密封性好是保障安全的措施。8.以下哪種監(jiān)測屬于核設(shè)施流出物監(jiān)測（）A.堆芯中子通量監(jiān)測B.環(huán)境γ劑量率監(jiān)測C.排放廢氣中放射性核素濃度監(jiān)測D.反應堆壓力容器應力監(jiān)測答案：C答案分析：核設(shè)施流出物監(jiān)測主要針對排放的廢氣、廢水等中的放射性核素濃度等，排放廢氣中放射性核素濃度監(jiān)測屬于此范疇，其他選項不屬于流出物監(jiān)測。9.核安全監(jiān)管的主要手段不包括（）A.許可制度B.監(jiān)督檢查C.技術(shù)研發(fā)D.事故調(diào)查答案：C答案分析：核安全監(jiān)管手段有許可制度、監(jiān)督檢查、事故調(diào)查等，技術(shù)研發(fā)不是監(jiān)管主要手段。10.放射性廢物分類中，中水平放射性廢物的比活度范圍一般是（）A.10?-10?Bq/kgB.10?-101?Bq/kgC.101?-1012Bq/kgD.大于1012Bq/kg答案：B答案分析：中水平放射性廢物比活度范圍一般是10?-101?Bq/kg。11.核電廠應急計劃的分級不包括（）A.廠區(qū)應急B.場區(qū)應急C.地方應急D.國家應急答案：B答案分析：核電廠應急計劃分級為廠區(qū)應急、地方應急、國家應急，不包括場區(qū)應急。12.反應堆物理參數(shù)中，反應性的單位是（）A.秒B.無量綱C.貝克勒爾D.西弗答案：B答案分析：反應性是無量綱的物理量。13.核燃料循環(huán)中，后處理的主要目的是（）A.提取钚-239B.降低放射性C.回收鈾和钚D.處理高放廢物答案：C答案分析：核燃料循環(huán)后處理主要目的是回收鈾和钚，實現(xiàn)資源再利用。14.輻射劑量率的單位是（）A.戈瑞B(yǎng).西弗C.戈瑞/秒D.貝克勒爾答案：C答案分析：輻射劑量率是單位時間的劑量，單位是戈瑞/秒。15.核設(shè)施選址時，不需要考慮的因素是（）A.地質(zhì)條件B.人口密度C.電力需求D.周邊礦產(chǎn)資源答案：D答案分析：核設(shè)施選址需考慮地質(zhì)條件、人口密度、電力需求等，周邊礦產(chǎn)資源一般不是主要考慮因素。16.以下哪種材料可用于反應堆的中子屏蔽（）A.不銹鋼B.鉛C.硼聚乙烯D.銅答案：C答案分析：硼聚乙烯對中子有較好的屏蔽作用，不銹鋼、鉛、銅主要用于屏蔽γ射線等。17.核安全相關(guān)的國際公約中，《核安全公約》主要針對（）A.核材料運輸安全B.核設(shè)施安全C.放射性廢物管理D.核事故應急答案：B答案分析：《核安全公約》主要針對核設(shè)施安全。18.反應堆運行過程中，反應性控制的方法不包括（）A.控制棒控制B.化學補償控制C.改變冷卻劑溫度D.增加燃料裝載量答案：D答案分析：反應性控制方法有控制棒控制、化學補償控制、改變冷卻劑溫度等，增加燃料裝載量不是運行中常用的反應性控制方法。19.放射性物質(zhì)進入人體的途徑不包括（）A.吸入B.食入C.皮膚吸收D.電磁感應答案：D答案分析：放射性物質(zhì)進入人體途徑有吸入、食入、皮膚吸收等，電磁感應不會使放射性物質(zhì)進入人體。20.核設(shè)施安全分析報告應包含的內(nèi)容不包括（）A.設(shè)計基準事故分析B.廠址特征描述C.設(shè)備采購合同D.應急響應計劃答案：C答案分析：核設(shè)施安全分析報告包含設(shè)計基準事故分析、廠址特征描述、應急響應計劃等，設(shè)備采購合同不屬于安全分析報告內(nèi)容。21.以下哪種放射性核素的半衰期最長（）A.碘-131B.銫-137C.鈷-60D.鐳-226答案：D答案分析：鐳-226半衰期較長，碘-131半衰期較短，銫-137和鈷-60半衰期適中。22.核安全重要構(gòu)筑物的設(shè)計原則不包括（）A.單一故障準則B.冗余性C.經(jīng)濟性優(yōu)先D.多樣性答案：C答案分析：核安全重要構(gòu)筑物設(shè)計原則有單一故障準則、冗余性、多樣性等，不是經(jīng)濟性優(yōu)先。23.輻射防護中，外照射防護的三要素不包括（）A.時間B.距離C.屏蔽D.通風答案：D答案分析：外照射防護三要素是時間、距離、屏蔽，通風主要用于內(nèi)照射防護和空氣環(huán)境改善。24.核電廠安全殼的主要功能不包括（）A.防止放射性物質(zhì)泄漏B.承受內(nèi)部壓力C.提供人員居住空間D.抵御外部災害答案：C答案分析：安全殼主要功能是防止放射性物質(zhì)泄漏、承受內(nèi)部壓力、抵御外部災害，不是提供人員居住空間。25.核燃料元件的包殼材料一般是（）A.不銹鋼B.鋯合金C.鋁合金D.銅合金答案：B答案分析：核燃料元件包殼材料一般用鋯合金，其具有良好的中子吸收性能和抗腐蝕性能。26.核安全監(jiān)管機構(gòu)的職責不包括（）A.制定核安全法規(guī)B.頒發(fā)核設(shè)施許可證C.參與核技術(shù)研發(fā)D.監(jiān)督核設(shè)施運行答案：C答案分析：核安全監(jiān)管機構(gòu)職責有制定核安全法規(guī)、頒發(fā)核設(shè)施許可證、監(jiān)督核設(shè)施運行等，不參與核技術(shù)研發(fā)。27.反應堆功率調(diào)節(jié)的主要方式是（）A.改變冷卻劑流量B.移動控制棒C.改變?nèi)剂蠞舛菵.調(diào)節(jié)蒸汽壓力答案：B答案分析：反應堆功率調(diào)節(jié)主要通過移動控制棒改變反應性來實現(xiàn)。28.放射性廢物處置的最終目標是（）A.減少放射性活度B.使放射性廢物與人類環(huán)境長期隔離C.降低放射性廢物的體積D.實現(xiàn)放射性廢物再利用答案：B答案分析：放射性廢物處置最終目標是使其與人類環(huán)境長期隔離，減少對人類的危害。29.核安全文化中，強調(diào)的員工態(tài)度不包括（）A.質(zhì)疑的工作態(tài)度B.保守的決策態(tài)度C.協(xié)作的團隊態(tài)度D.冒險的創(chuàng)新態(tài)度答案：D答案分析：核安全文化強調(diào)質(zhì)疑、保守、協(xié)作等態(tài)度，不是冒險的創(chuàng)新態(tài)度。30.核設(shè)施運行期間的定期安全審查目的是（）A.評估核設(shè)施的安全狀況B.增加核設(shè)施的功率C.更換核設(shè)施的設(shè)備D.降低核設(shè)施的成本答案：A答案分析：定期安全審查目的是評估核設(shè)施安全狀況，確保其安全運行。31.以下哪種射線的穿透能力最強（）A.α射線B.β射線C.γ射線D.中子射線答案：C答案分析：γ射線穿透能力最強，α射線最弱，β射線居中，中子射線有其特殊穿透情況但總體γ射線穿透性最好。32.核電廠應急狀態(tài)下，發(fā)布應急警報的部門是（）A.核電廠營運單位B.地方政府C.國家核安全局D.電力公司答案：B答案分析：核電廠應急狀態(tài)下，地方政府負責發(fā)布應急警報。33.核燃料循環(huán)前端的主要環(huán)節(jié)是（）A.鈾礦開采B.核燃料加工C.核燃料運輸D.反應堆運行答案：A答案分析：核燃料循環(huán)前端主要是鈾礦開采。34.輻射劑量限值的制定依據(jù)是（）A.科學研究結(jié)果B.經(jīng)濟承受能力C.公眾意愿D.政治因素答案：A答案分析：輻射劑量限值依據(jù)科學研究結(jié)果制定，以保障人員安全。35.核設(shè)施安全評價中，概率安全評價的主要作用是（）A.確定事故發(fā)生的原因B.計算事故發(fā)生的概率C.評估事故的后果D.以上都是答案：D答案分析：概率安全評價可確定事故發(fā)生原因、計算事故發(fā)生概率、評估事故后果。36.反應堆熱工水力分析的主要目的是（）A.保證堆芯冷卻B.提高反應堆功率C.降低燃料成本D.減少放射性排放答案：A答案分析：反應堆熱工水力分析主要目的是保證堆芯冷卻。37.核安全相關(guān)的標準規(guī)范制定的原則不包括（）A.科學性B.實用性C.強制性D.靈活性答案：D答案分析：核安全標準規(guī)范制定原則有科學性、實用性、強制性等，不是靈活性。38.放射性物質(zhì)在環(huán)境中的遷移途徑不包括（）A.大氣擴散B.水流運輸C.生物鏈傳遞D.量子隧穿答案：D答案分析：放射性物質(zhì)在環(huán)境中通過大氣擴散、水流運輸、生物鏈傳遞等遷移，量子隧穿不是其遷移途徑。39.核電廠運行人員的培訓內(nèi)容不包括（）A.核物理知識B.設(shè)備維修技能C.應急響應程序D.市場營銷知識答案：D答案分析：核電廠運行人員培訓包括核物理知識、設(shè)備維修技能、應急響應程序等，市場營銷知識不是培訓內(nèi)容。40.核安全監(jiān)管中的獨立驗證主要是指（）A.監(jiān)管機構(gòu)自己進行驗證B.委托第三方進行驗證C.營運單位自己驗證D.專家個人驗證答案：B答案分析：核安全監(jiān)管中獨立驗證一般是委托第三方進行。41.反應堆堆芯內(nèi)的熱傳導主要方式是（）A.熱對流B.熱輻射C.熱傳導D.以上都有答案：D答案分析：反應堆堆芯內(nèi)熱傳導有熱對流、熱輻射、熱傳導等多種方式。42.核設(shè)施退役后的場地清理標準主要依據(jù)（）A.國家相關(guān)法規(guī)B.公眾要求C.經(jīng)濟成本D.國際慣例答案：A答案分析：核設(shè)施退役后場地清理標準依據(jù)國家相關(guān)法規(guī)。43.輻射防護中，個人劑量計的作用是（）A.監(jiān)測環(huán)境輻射水平B.測量個人接受的輻射劑量C.報警輻射超標D.以上都是答案：B答案分析：個人劑量計主要測量個人接受的輻射劑量。44.核燃料元件的性能指標不包括（）A.熱導率B.機械強度C.外觀顏色D.裂變氣體釋放率答案：C答案分析：核燃料元件性能指標有熱導率、機械強度、裂變氣體釋放率等，外觀顏色不是主要性能指標。45.核安全法規(guī)體系的構(gòu)成層次不包括（）A.法律B.行政法規(guī)C.部門規(guī)章D.企業(yè)內(nèi)部規(guī)定答案：D答案分析：核安全法規(guī)體系構(gòu)成層次有法律、行政法規(guī)、部門規(guī)章等，企業(yè)內(nèi)部規(guī)定不屬于法規(guī)體系。46.反應堆控制棒的驅(qū)動方式不包括（）A.電動驅(qū)動B.液壓驅(qū)動C.氣動驅(qū)動D.磁懸浮驅(qū)動答案：D答案分析：反應堆控制棒驅(qū)動方式有電動、液壓、氣動等，磁懸浮驅(qū)動不是常用方式。47.核電廠的主要系統(tǒng)中，與蒸汽動力轉(zhuǎn)換相關(guān)的是（）A.反應堆冷卻劑系統(tǒng)B.蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)C.汽輪機系統(tǒng)D.以上都是答案：D答案分析：反應堆冷卻劑系統(tǒng)將堆芯熱量帶出，蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)產(chǎn)生蒸汽，汽輪機系統(tǒng)將蒸汽能量轉(zhuǎn)換為機械能，都與蒸汽動力轉(zhuǎn)換相關(guān)。48.