注冊核安全工程師歷年真題答案匯總20241.下列關于核安全法規(guī)體系的說法，正確的是（）A.國家核安全局發(fā)布的部門規(guī)章屬于法規(guī)體系的第一層次B.國務院發(fā)布的行政法規(guī)屬于法規(guī)體系的第二層次C.核安全導則是指導性文件，不具有法律效力D.技術文件是法規(guī)體系的核心部分答案：C分析：核安全法規(guī)體系第一層次是法律，由全國人大或其常委會制定；第二層次是行政法規(guī)，由國務院制定；第三層次是部門規(guī)章，由國家核安全局制定；核安全導則是指導性文件，不具法律效力；法規(guī)體系核心是法律，技術文件是對法規(guī)等的補充說明。所以A、B、D錯誤，C正確。2.壓水堆核電廠一回路冷卻劑中加入硼酸的主要目的是（）A.提高冷卻劑的熱導率B.控制反應性C.防止冷卻劑腐蝕設備D.降低冷卻劑的放射性答案：B分析：硼酸中的硼具有較大的中子吸收截面，在壓水堆核電廠一回路冷卻劑中加入硼酸，可通過調節(jié)硼濃度來控制堆芯的反應性，補償燃耗、溫度變化等引起的反應性變化。A選項提高熱導率不是主要目的；C選項防止腐蝕主要靠緩蝕劑；D選項硼酸與降低放射性無關。3.核反應堆的反應性與下列哪個因素無關（）A.燃料的富集度B.冷卻劑的溫度C.堆芯的幾何形狀D.核電廠的地理位置答案：D分析：反應性是描述反應堆偏離臨界狀態(tài)的程度。燃料富集度影響可裂變核素的數(shù)量，進而影響反應性；冷卻劑溫度變化會引起密度、中子慢化能力等改變，影響反應性；堆芯幾何形狀影響中子的泄漏等，對反應性有影響。而核電廠地理位置與反應堆內的核反應過程沒有直接關聯(lián)，不影響反應性。4.下列哪種放射性核素是天然放射性核素（）A.Co-60B.Cs-137C.Ra-226D.I-131答案：C分析：Co-60、Cs-137、I-131是人工放射性核素，是通過核反應等人工方法產生的。Ra-226是天然存在于自然界中的放射性核素，屬于鐳系衰變鏈中的一員。5.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.防護與安全的最優(yōu)化D.絕對禁止一切輻射照射答案：D分析：輻射防護的基本原則包括實踐的正當性，即任何涉及輻射的實踐都必須有正當理由，帶來的利益大于代價；防護與安全的最優(yōu)化，在考慮經濟和社會因素的條件下，盡量降低輻射劑量；劑量限制和約束，對個人劑量設定限值。但并不是絕對禁止一切輻射照射，在合理范圍內的輻射照射是允許的，只要滿足上述原則即可。6.核電廠的縱深防御原則主要包括（）A.預防、保護、緩解B.設計、建造、運行C.監(jiān)測、控制、應急D.正常運行、異常運行、事故工況答案：A分析：核電廠縱深防御原則主要包括預防，即通過設計和運行措施防止事故發(fā)生；保護，設置多重實體屏障，防止放射性物質釋放；緩解，在事故發(fā)生后采取措施減輕事故后果。B選項設計、建造、運行是核電廠建設和運營的階段；C選項監(jiān)測、控制、應急是保障核電廠安全的手段；D選項正常運行、異常運行、事故工況是核電廠運行的不同狀態(tài)。7.下列關于核燃料循環(huán)的說法，錯誤的是（）A.前端包括鈾礦開采、加工、濃縮等環(huán)節(jié)B.后端包括核燃料后處理、放射性廢物處置等環(huán)節(jié)C.反應堆運行屬于核燃料循環(huán)的中間環(huán)節(jié)D.核燃料循環(huán)不產生放射性廢物答案：D分析：核燃料循環(huán)前端有鈾礦開采、選礦、轉化、濃縮、燃料元件制造等環(huán)節(jié)；中間是反應堆運行；后端包括核燃料后處理、放射性廢物處置等。在整個核燃料循環(huán)過程中，各個環(huán)節(jié)都會產生不同類型和水平的放射性廢物，所以D說法錯誤。8.壓水堆核電廠中，蒸汽發(fā)生器的主要作用是（）A.產生蒸汽驅動汽輪機發(fā)電B.冷卻反應堆堆芯C.控制反應堆的反應性D.分離放射性物質答案：A分析：在壓水堆核電廠中，一回路冷卻劑從反應堆堆芯吸收熱量后，進入蒸汽發(fā)生器，將熱量傳遞給二回路的水，使二回路的水變成蒸汽，蒸汽驅動汽輪機發(fā)電。冷卻反應堆堆芯主要是一回路冷卻劑的作用；控制反應性靠控制棒、硼酸等；蒸汽發(fā)生器不具備分離放射性物質的功能。9.下列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分析：α射線穿透能力最弱，在空氣中只能傳播幾厘米，一張紙就可阻擋；β射線穿透能力比α射線強，能穿透幾毫米的鋁板；γ射線是電磁波，穿透能力很強，需要較厚的鉛板、混凝土等才能有效屏蔽；中子射線穿透能力也較強，但γ射線在常見射線中穿透能力最強。10.核安全文化的內涵主要包括（）A.安全第一、預防為主、綜合治理B.嚴謹?shù)墓ぷ鲬B(tài)度、相互交流的工作習慣、質疑的工作精神C.領導重視、全員參與、制度完善D.技術先進、管理科學、應急有效答案：B分析：核安全文化的內涵主要體現(xiàn)在人員的行為和態(tài)度上，包括嚴謹?shù)墓ぷ鲬B(tài)度，確保工作準確無誤；相互交流的工作習慣，促進信息共享和問題解決；質疑的工作精神，對任何可能影響安全的情況保持警惕。A選項安全第一、預防為主、綜合治理是安全生產的方針；C選項領導重視、全員參與、制度完善是保障核安全的管理要求；D選項技術先進、管理科學、應急有效是核電廠安全運行的保障措施。11.核電廠應急計劃區(qū)一般分為（）A.煙羽應急計劃區(qū)和食入應急計劃區(qū)B.早期應急計劃區(qū)和晚期應急計劃區(qū)C.場內應急計劃區(qū)和場外應急計劃區(qū)D.事故應急計劃區(qū)和非事故應急計劃區(qū)答案：A分析：核電廠應急計劃區(qū)一般分為煙羽應急計劃區(qū)和食入應急計劃區(qū)。煙羽應急計劃區(qū)主要考慮放射性煙羽直接照射、吸入等早期影響；食入應急計劃區(qū)主要關注放射性物質通過食物鏈等途徑進入人體的長期影響。B選項早期應急計劃區(qū)和晚期應急計劃區(qū)表述不準確；C選項場內應急計劃區(qū)和場外應急計劃區(qū)是從區(qū)域范圍角度劃分，但不是標準的應急計劃區(qū)分類；D選項事故應急計劃區(qū)和非事故應急計劃區(qū)不是常見的分類方式。12.對于放射性物質的運輸，下列說法正確的是（）A.可以使用普通交通工具運輸?shù)头盼镔|B.所有放射性物質運輸都必須有專人押運C.放射性物質運輸容器必須符合相關標準D.運輸過程中不需要進行輻射監(jiān)測答案：C分析：放射性物質運輸容器必須符合相關標準，以確保在運輸過程中防止放射性物質泄漏，保障運輸安全。A選項即使是低放物質，也不能隨意使用普通交通工具運輸，需要符合相應的運輸規(guī)定；B選項不是所有放射性物質運輸都必須專人押運，根據(jù)物質的特性和運輸情況而定；D選項運輸過程中需要進行輻射監(jiān)測，及時發(fā)現(xiàn)可能的泄漏等情況。13.核反應堆的功率調節(jié)主要通過（）A.改變冷卻劑流量B.改變控制棒位置C.改變燃料裝載量D.改變反應堆的壓力答案：B分析：核反應堆功率調節(jié)主要通過改變控制棒位置，控制棒插入或提出堆芯，改變中子吸收量，從而調節(jié)反應性和反應堆功率。改變冷卻劑流量主要影響熱量傳遞；改變燃料裝載量不是日常功率調節(jié)的方式；改變反應堆壓力對功率調節(jié)影響較小，且主要是為了維持系統(tǒng)的穩(wěn)定運行。14.下列關于放射性廢物分類的說法，正確的是（）A.根據(jù)放射性活度分為高放、中放、低放廢物B.根據(jù)物理形態(tài)分為固體、液體、氣體廢物C.A和B都正確D.A和B都錯誤答案：C分析：放射性廢物既可以根據(jù)放射性活度分為高放、中放、低放廢物，高放廢物放射性活度高、半衰期長，低放廢物放射性活度低；也可以根據(jù)物理形態(tài)分為固體、液體、氣體廢物，不同形態(tài)的廢物處理和處置方式不同。所以A和B都正確。15.核電廠安全殼的主要作用是（）A.防止外部自然災害對反應堆的破壞B.作為反應堆的最后一道實體屏障，防止放射性物質泄漏C.提供反應堆運行所需的冷卻水源D.儲存核燃料答案：B分析：核電廠安全殼是反應堆的最后一道實體屏障，在正常運行和事故工況下，都能防止放射性物質大量釋放到環(huán)境中。A選項防止外部自然災害對反應堆的破壞有其他防護措施；C選項安全殼不提供冷卻水源；D選項安全殼不是儲存核燃料的地方。16.下列哪種輻射監(jiān)測儀器可用于測量中子劑量（）A.蓋革-彌勒計數(shù)器B.熱釋光劑量計C.中子劑量儀D.閃爍計數(shù)器答案：C分析：蓋革-彌勒計數(shù)器主要用于測量γ射線和β射線；熱釋光劑量計可測量多種射線的累積劑量，但對中子測量不敏感；閃爍計數(shù)器常用于測量γ射線和帶電粒子。中子劑量儀是專門用于測量中子劑量的儀器。17.核電廠在選址時需要考慮的因素不包括（）A.地質條件B.氣象條件C.人口分布D.周邊娛樂設施答案：D分析：核電廠選址需要考慮地質條件，確保廠址穩(wěn)定，避免地震等地質災害影響；氣象條件影響放射性物質的擴散；人口分布影響事故情況下可能受到影響的人數(shù)，都需要重點考慮。而周邊娛樂設施與核電廠的安全運行和選址的安全性、可行性無關。18.下列關于核安全許可證制度的說法，錯誤的是（）A.核設施營運單位必須取得核安全許可證才能運行B.許可證的頒發(fā)由國家核安全局負責C.許可證一旦頒發(fā)就永久有效D.許可證規(guī)定了核設施運行的條件和要求答案：C分析：核設施營運單位必須取得核安全許可證才能運行，許可證由國家核安全局頒發(fā)，它規(guī)定了核設施運行的條件和要求。但許可證不是永久有效的，有一定的有效期，且在有效期內如果營運單位違反規(guī)定或情況發(fā)生變化，許可證可能會被吊銷或變更。19.核電廠的安全限值和安全系統(tǒng)整定值的設定原則是（）A.確保反應堆在各種工況下都能安全停堆B.盡量提高反應堆的功率C.降低核電廠的建設成本D.減少操作人員的工作量答案：A分析：核電廠安全限值和安全系統(tǒng)整定值的設定原則是確保反應堆在各種工況下都能安全停堆，保障核電廠的安全。B選項提高反應堆功率不是設定這些值的主要目的；C選項降低建設成本和D選項減少操作人員