2024年注冊核安全工程師通關題庫參考答案詳解1.核安全法規(guī)要求營運單位建立的核安全文化政策應當明確（）的承諾。答案：單位高層領導對核安全。分析：單位高層領導的承諾是核安全文化政策的核心，他們的重視和推動對建立良好核安全文化至關重要，只有高層明確承諾，才能引導全體員工重視核安全。2.核電廠安全重要構筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性設計，應采用（）的設計原則。答案：單一故障準則。分析：單一故障準則能確保在一個部件發(fā)生故障時，系統(tǒng)仍能保持其功能，提高核電廠安全重要構筑物、系統(tǒng)和部件應對故障的能力，保障核電廠安全。3.核安全設備設計、制造、安裝和無損檢驗單位，應當聘用取得（）的人員進行相應工作。答案：核安全設備焊接和無損檢驗資格證書。分析：核安全設備相關工作專業(yè)性強，取得特定資格證書的人員具備相應知識和技能，能保證工作質量和核安全設備的安全性。4.按照核設施質量保證法規(guī)，質量保證大綱必須（）。答案：經國家核安全監(jiān)管部門審評認可。分析：國家核安全監(jiān)管部門對質量保證大綱審評認可，可確保大綱符合核安全法規(guī)要求，保障核設施建設和運行過程中的質量和安全。5.核反應堆熱工水力分析中，臨界熱流密度是指（）。答案：在一定條件下，加熱面上能夠達到的最大熱流密度。分析：臨界熱流密度是核反應堆熱工水力中的關鍵參數，超過此值可能導致燃料元件表面?zhèn)鳠釔夯?，影響反應堆安全，所以準確掌握該參數很重要。6.核燃料循環(huán)中，鈾濃縮的目的是（）。答案：提高鈾-235的豐度。分析：天然鈾中鈾-235豐度較低，提高其豐度可使核燃料更易發(fā)生鏈式反應，滿足核反應堆運行要求。7.核電廠應急計劃區(qū)通常分為（）。答案：煙羽應急計劃區(qū)和食入應急計劃區(qū)。分析：煙羽應急計劃區(qū)主要考慮放射性煙羽直接照射和吸入危害，食入應急計劃區(qū)主要關注放射性物質通過食物鏈進入人體的危害，這樣劃分便于制定針對性應急措施。8.核輻射防護中，外照射防護的基本原則是（）。答案：時間防護、距離防護和屏蔽防護。分析：時間防護通過減少受照時間降低劑量，距離防護利用距離增加使輻射劑量率降低，屏蔽防護用屏蔽材料阻擋輻射，三者結合能有效降低外照射危害。9.核安全分析中，概率安全評價（PSA）的主要目的是（）。答案：評估核電廠發(fā)生事故的概率和后果，為核安全決策提供依據。分析：PSA通過系統(tǒng)分析核電廠各種可能事故序列及其發(fā)生概率和后果，幫助決策者了解核電廠安全狀況，制定合理安全策略。10.核設施退役的主要階段不包括（）。答案：核設施正常運行階段。分析：核設施退役是在其運行壽期結束后進行的，包括廠址調查、去污、拆除等階段，正常運行階段不屬于退役階段。11.放射性廢物分類中，低放廢物的比活度一般（）。答案：小于一定限值（通常為4×10?Bq/kg-4×10?Bq/kg）。分析：按比活度對放射性廢物分類，低放廢物比活度相對較低，該限值用于界定低放廢物范圍，便于后續(xù)處理和處置。12.核反應堆控制棒的主要作用是（）。答案：控制反應堆的反應性，實現反應堆的啟動、功率調節(jié)和停堆。分析：控制棒可吸收中子，通過插入或抽出控制棒改變堆芯中子通量，從而控制反應堆反應性，保障反應堆安全穩(wěn)定運行。13.核電廠安全殼的主要功能是（）。答案：在事故情況下防止放射性物質大量釋放到環(huán)境中。分析：安全殼是核電廠最后一道安全屏障，能承受一定壓力和溫度，限制事故時放射性物質擴散，保護公眾和環(huán)境。14.核燃料元件的包殼材料通常采用（）。答案：鋯合金。分析：鋯合金具有良好的中子吸收截面小、耐腐蝕性和機械性能等特點，能保證燃料元件結構完整性，防止燃料與冷卻劑直接接觸。15.核輻射監(jiān)測中，常用的中子探測器有（）。答案：中子計數管、裂變室等。分析：這些探測器利用中子與物質相互作用產生可測量信號，能有效探測中子，滿足不同場景下核輻射監(jiān)測需求。16.核安全文化強調的核心價值觀是（）。答案：安全第一。分析：核安全關系到公眾生命健康和環(huán)境安全，“安全第一”貫穿核設施建設、運行和退役全過程，是核安全文化核心。17.核電廠縱深防御原則包括（）層次。答案：五道。分析：分別為預防、防止故障擴大、事故控制、緩解事故后果和減輕嚴重事故影響，通過多層次防御確保核電廠安全。18.核燃料后處理的主要目的是（）。答案：回收有用核材料，減少放射性廢物量。分析：后處理可從輻照核燃料中回收鈾、钚等有用核材料再利用，同時分離出高放廢物進行處理處置，減少放射性廢物體積。19.核設施選址時，需要考慮的自然因素不包括（）。答案：當地經濟發(fā)展水平。分析：自然因素主要包括地質、地震、氣象、水文等，當地經濟發(fā)展水平屬于社會經濟因素，不是選址考慮的自然因素。20.核輻射生物效應中，確定性效應的特點是（）。答案：有劑量閾值，超過閾值后效應的嚴重程度隨劑量增加而增加。分析：確定性效應是因大量細胞受損引起的，存在劑量閾值，劑量越高對機體損傷越嚴重。21.核電廠應急響應的基本原則是（）。答案：快速響應、保護公眾、保護環(huán)境。分析：在核電廠發(fā)生事故時，快速響應可減少事故影響時間，保護公眾和環(huán)境是應急響應的根本目標。22.核安全設備質量保證體系中，管理部門的職責不包括（）。答案：具體的設備制造操作。分析：管理部門主要負責制定政策、規(guī)劃、監(jiān)督等管理工作，具體設備制造操作由生產人員完成。23.核反應堆堆芯的熱功率計算主要考慮（）。答案：燃料元件的發(fā)熱率和堆芯的幾何結構。分析：燃料元件發(fā)熱率決定了堆芯產熱情況，堆芯幾何結構影響熱量傳遞和分布，二者共同決定堆芯熱功率。24.核燃料循環(huán)中，鈾礦開采的主要環(huán)境問題是（）。答案：放射性污染和尾礦庫安全問題。分析：鈾礦含有放射性物質，開采過程會產生放射性粉塵、廢水等污染環(huán)境，尾礦庫若管理不善可能導致放射性物質泄漏。25.核輻射防護中，內照射防護的關鍵措施是（）。答案：防止放射性物質進入體內。分析：內照射是放射性物質進入人體后產生的危害，防止其進入體內是內照射防護的關鍵，可通過個人防護、場所通風等措施實現。26.核電廠概率安全評價（PSA）分為（）等級。答案：三個（一級PSA、二級PSA和三級PSA）。分析：一級PSA關注堆芯損壞頻率，二級PSA考慮安全殼響應和放射性物質釋放，三級PSA評估事故對環(huán)境和公眾的影響。27.核設施退役過程中，拆除作業(yè)的主要安全風險是（）。答案：放射性物質釋放和工作人員受照劑量增加。分析：拆除作業(yè)可能破壞放射性物質包容結構導致釋放，同時工作人員在拆除過程中易接觸放射性物質，增加受照劑量。28.放射性廢物處置的目標是（）。答案：將放射性廢物與人類環(huán)境長期隔離，確保公眾和環(huán)境安全。分析：通過合適處置方式，如地質處置，使放射性廢物在很長時間內不影響人類和環(huán)境，保障長期安全。29.核反應堆的反應性控制方式不包括（）。答案：改變冷卻劑溫度。分析：核反應堆反應性控制主要通過控制棒、化學補償劑等方式，改變冷卻劑溫度主要影響熱工性能，不是直接控制反應性的方式。30.核電廠安全殼的泄漏率要求是（）。答案：在規(guī)定時間內低于一定值（如每天小于0.1%-1%）。分析：較低泄漏率可保證安全殼在事故時有效限制放射性物質釋放，規(guī)定該要求是保障核安全的重要措施。31.核燃料元件制造過程中，質量控制的關鍵環(huán)節(jié)是（）。答案：燃料芯塊的制備和包殼的密封。分析：燃料芯塊質量影響燃料性能，包殼密封不良會導致放射性物質泄漏，二者是保證燃料元件質量的關鍵。32.核輻射監(jiān)測系統(tǒng)的組成不包括（）。答案：核反應堆堆芯。分析：核輻射監(jiān)測系統(tǒng)由探測器、數據采集和處理裝置等組成，用于監(jiān)測環(huán)境和設施的輻射水平，核反應堆堆芯是產生輻射的源頭，不是監(jiān)測系統(tǒng)組成部分。33.核安全文化建設的關鍵因素是（）。答案：人員的意識和行為。分析：再好的制度和設備都需人來執(zhí)行和操作，人員具備良好核安全意識和正確行為，才能真正落實核安全文化。34.核電廠縱深防御的第二層次主要是（）。答案：設置專門系統(tǒng)，防止故障擴大。分析：在預防層次未完全阻止故障發(fā)生時，第二層次的專門系統(tǒng)可限制故障發(fā)展，避免事故升級。35.核燃料后處理廠的主要安全問題是（）。答案：放射性物質泄漏和臨界事故風險。分析：后處理過程涉及放射性物質分離和提取，易發(fā)生泄漏，同時操作不當可能引發(fā)臨界事故，造成嚴重后果。36.核設施選址的區(qū)域評價主要考慮（）。答案：區(qū)域地質、地震、氣象等自然條件和人口分布、經濟活動等社會條件。分析：綜合考慮自然和社會條件，可選擇合適廠址，減少自然和人為因素對核設施安全的影響。37.核輻射生物效應中，隨機性效應的特點是（）。答案：無劑量閾值，發(fā)生概率隨劑量增加而增加。分析：隨機性效應是由單個細胞受損引發(fā)的，理論上任何劑量的輻射都可能誘發(fā)，劑量越高發(fā)生概率越大。38.核電廠應急計劃的制定依據是（）。答案：國家相關法規(guī)、標準和核電廠的設計特點、潛在事故分析。分析：法規(guī)和標準是基本要求，核電廠自身特點和潛在事故分析為制定針對性應急計劃提供具體信息。39.核安全設備的設計驗證方法不包括（）。答案：現場安裝調試。分析：設計驗證方法有計算分析、試驗驗證等，現場安裝調試是設備安裝后的工作，不是設計驗證方法。40.核反應堆堆芯冷卻劑的主要作用不包括（）。答案：控制反應堆反應性。分析：冷卻劑主要作用是帶走堆芯熱量、傳遞能量，控制反應堆反應性主要通過控制棒等方式，不是冷卻劑的主要作用。41.核燃料循環(huán)中，鈾轉化的主要目的是（）。答案：將不同化學形態(tài)的鈾轉化為適合后續(xù)加工的形態(tài)。分析：鈾轉化可使鈾從天然礦石中的化學形態(tài)轉變?yōu)檫m合濃縮或燃料元件制造的形態(tài)。42.核輻射防護中，個人劑量限值的制定依據是（）。答案：輻射生物學效應研究和社會可接受風險水平。分析：結合輻射對人體的危害研究和社會對風險的承受能力，確定合理個人劑量限值，保障公眾和工作人員安全。43.核電廠概率安全評價（PSA）結果的應用不包括（）。答案：確定核電廠的建設成本。分析：PSA結果主要用于安全評估、決策支持、優(yōu)化運行等，與核電廠建設成本無關。44.核設施退役的策略選擇主要考慮（）。答案：技術可行性、經濟成本和環(huán)境影響。分析：綜合考慮這三方面因素，選擇合適退役策略，實現安全、經濟和環(huán)保的平衡。45.放射性廢物處理的主要方法不包括（）。答案：直接排放。分析：放射性廢物直接排放會嚴重污染環(huán)境，處理方法有固化、焚燒、去污等，目的是減少放射性危害。46.核反應堆的功率調節(jié)方式主要有（）。答案：控制棒調節(jié)和化學補償劑調節(jié)。分析：控制棒可快速改變反應性，化學補償劑用于長期反應性控制，二者結合實現反應堆功率調節(jié)。47.核電廠安全殼的結構形式有（）。答案：鋼安全殼和混凝土安全殼。分析：鋼安全殼密封性好、強度高，混凝土安全殼成本低、結構穩(wěn)定，兩種結構形式各有特點。48.核燃料元件的性