全國注冊核安全工程師考試綜合知識真題解答匯編

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（C）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)、衰變常數(shù)與半衰期的關(guān)系（A） 。 P8A、Ti/2 =ln2/ 入 B、Ti/2 * 入=1 C、Ti/2 * 入=0.37 D、Ti/2 * 入=0.5、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 ） 。 31A、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)（C）。P31A、小于1B、大于1 C、等于1 D、接近15、壓水堆核電

2、廠使用低富集度的鈾，核燃料是高溫?zé)Y(jié)的（ D）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、我國核電廠在運行的頭十年中，每年進(jìn)行一次換料，每次換料更換（A）燃料組件。A、 1/3B、 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（A） 。 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（ D） ，可靠性比較低。68A、 1/3B、 1/2 C、 1/5 D、 1/49、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。70A、軸密封

3、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、氨氣 C二氧化碳 D、金屬鈉 更多精品文檔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。 57A、 0.1B、 1C、 0.5 D、 0.212、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)。105A、 8 B、 30 C、 36 D、 72、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。142A、反應(yīng)堆功率控制日功率調(diào)節(jié) C NSSS系統(tǒng)D、蒸汽發(fā)生器水位調(diào)節(jié)系

4、統(tǒng)、所有應(yīng)用于設(shè)計和設(shè)計驗證的計算機分析軟件和試驗設(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、營運單位、對安全的責(zé)任主要由（）承擔(dān)。315A、許可證持有者以設(shè)計部門 C、政府部門 D、營運單位、 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（A）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

5、操作量分為（ C）級。A、一 B、二 C、三 D、四、 電子加速器的能量大于（ A） 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、 8Mev、在天然輻射源中， （ 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)照射輻射源貢獻(xiàn)的70%。 232A、 222Rn B、 220Rn C、 40K D、 226Ra23、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（C）人.SVA、 105 B、 106 C、 107 D、 10824、“射線、3射線、丫射線引起的輻射危害程度來說，外照射（B） 268A、

6、o 伊丫 B、a3丫 C、a 7 3 D、3 Ta、電離和激發(fā)主要是通過對（ A ）的作用使細(xì)胞受到損傷，導(dǎo)致各種健康危害。A、DNA分子Bk細(xì)胞核 C、器官D、組織、 在輻射防護(hù)通常遇到的劑量范圍內(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、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） 。 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（ B）A、熱容B、比熱容 C、吸熱能力 D、熱容量29 、鈉冷快堆中，在室溫下鈉的狀態(tài)（A） 。A、固態(tài) B、液

7、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。227A、 3 B、 4 C、 5 D、 631、白血病是（C）效應(yīng)274A、軀體 B、確定性 C、隨機性 D、遺傳、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、 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（ A） 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（ A）元素。A、相同B、不同C新D、目

8、標(biāo)35、世界人口受到的人工輻射源中，（B）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（A的乘積是Ht.r平均吸收劑量278A、輻射權(quán)重因子以有效劑量 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） 。 323A、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 ） 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（ A分離飛開P31A 庫侖斥力 B 引力 C 撞擊力 D TOC o 1-5

9、 h z 40 、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（B） P43A 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） 56A 質(zhì)子B 中子C 電子D 粒子43 、吸收中子最弱的是（A） 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（C） MP 壓力的氦氣。 63A 1 B 2 C 3 D445、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

10、座具有非能動安全的模塊式球床高溫氣冷堆功率是（A） MW 。 92A10 B40 C60 D300 TOC o 1-5 h z 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。110A 單一故障 B 故障安全C 多樣性D 獨立性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

11、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。205A1B2C3D4、 （）在加速器開機時產(chǎn)生，停機后消失。213A 瞬發(fā)輻射 B 緩發(fā)輻射 C r 輻射 D X 射線、在年有效劑量中， （）占全部天然本底照射水平的48%。 259A235U B238U C222Rn D226 Rn、 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

12、 基本事件C 設(shè)計工況事件D 破口事故引起組織細(xì)胞中原子變化。、 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267更多精品文檔A 電離作用B 激發(fā)作用C D、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。 268A 電離密度B 激發(fā)作用C 射線作用D、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、天然存在的放射系（） 。 P10A、 4n B、 4n+1 C、 4n+2 D、 4n+3 E、 5n+1 TOC o 1-5 h z 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（）。P11A、3-粒子

13、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)、反應(yīng)堆在運行過程中，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)、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、壓水堆核電廠核島主要組成設(shè)備（）61A、汽輪機B、反應(yīng)堆本體C、蒸汽發(fā)生器 D、穩(wěn)壓器E、主泵、控制棒是由中子吸收截面較大的材

14、料制成，如（）。A、鎘 B、硼 C、錮 D、飴 E、銀、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、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)點有（）。A、換料程序簡單以減少換料時間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

15、系統(tǒng)白主要部件E、安全殼廠房、核燃料循環(huán)是指核燃料的（）的全過程。 182A、提取B、加工 C運輸 D、貯存E、使用、化學(xué)采礦與常規(guī)采礦相比的缺點（） 。 187A、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、與氣體擴散法相比，氣體離心法的主要優(yōu)點（） 205A、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、極毒物（）A、 210Po B、 226Ra C、 238U D、40K E、137CS、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

16、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、高度敏感（） 270A、淋巴組織 B、骨骼C、胸腺 D、胃腸上皮 E、骨髓、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

17、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（） 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

18、選擇氦氣的優(yōu)點 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 TOC o 1-5 h z 27 、四氟化鈾的干法與濕法生產(chǎn)的比較，其缺點（）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、運行、維修費用高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) TOC o 1-5 h z 30 、反應(yīng)堆燃料溫度效應(yīng)包括（）4