2018年全國(guó)注冊(cè)核安全工程師考試綜合

2018年全國(guó)注冊(cè)核安全工程師考試綜合單項(xiàng)選擇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)2、衰變常數(shù)與半衰期的關(guān)系〔A〕。P8A、T1/2=ln2/入B、T1/2*入=1C、T1/2*入=0.37D、T1/2*入=0.53、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，它定義為有效〔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〕。P31有效A、小于1B、大于1C、等于1D、接近15、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〕二氧化鈾陶瓷燃料芯塊。A、圓柱形B、方塊形C、長(zhǎng)方形D、圓錐形6、我國(guó)核電廠在運(yùn)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、1/4C、1/2D、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(dòng)管段D、直管段8、蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故在核動(dòng)力廠設(shè)備事故中居首要位置，約占非計(jì)劃停堆事故的〔D〕，可靠性比較低。68A、1/3B、1/2C、1/5D、1/49、在目前運(yùn)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、氦氣C、二氧化碳D、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。57A、0.1B、1C、0.5D、0.212、在核動(dòng)力廠的設(shè)計(jì)上做到至少〔D〕小時(shí)內(nèi)，不需要操作員干預(yù)。105A、8B、30C、36D、7213、研究堆是指主要用來作為〔A〕的核反應(yīng)堆。A、中子源B、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(shí)現(xiàn)的。142A、反應(yīng)堆功率控制B、功率調(diào)節(jié)C、NSSS系統(tǒng)D、蒸汽發(fā)生器水位調(diào)節(jié)系統(tǒng)15、所有應(yīng)用于設(shè)計(jì)和設(shè)計(jì)驗(yàn)證的電腦分析軟件和試驗(yàn)設(shè)施，均需通過〔〕的認(rèn)可。A、國(guó)務(wù)院核安全監(jiān)管部門B、設(shè)計(jì)部門C、核行業(yè)主管部門D、營(yíng)運(yùn)單位16、對(duì)安全的責(zé)任主要由〔〕承擔(dān)。315A、許可證持有者B、設(shè)計(jì)部門C、政府部門D、營(yíng)運(yùn)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(qiáng)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(jī)、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(jī)、八氧化三鈾D、合金鈾20、非密封源工作場(chǎng)所按放射性核素日等效最大操作量分為〔C〕級(jí)。A、一B、二C、三D、四21、電子加速器的能量大于〔A〕Mev會(huì)產(chǎn)生中子，在輻射屏蔽設(shè)計(jì)時(shí)，要考慮中子的影響。230A、10MevB、2MevC、6MevD、8Mev22、在天然輻射源中，〔A〕的短壽命子體最為重要，由它們?cè)斐傻挠行┝颗c額外所有內(nèi)照射輻射源奉獻(xiàn)的70%。232A、222RnB、220RnC、40KD、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、105B、106C、107D、10824、a射線、B射線、y射線引起的輻射危害程度來說，外照射〔B〕268A、a>B>YB、a<B<YC、a<y<PD、B<y<a25、電離和激發(fā)主要是通過對(duì)〔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B、細(xì)胞核C、器官D、組織26、在輻射防護(hù)通常遇到的劑量范圍內(nèi)，〔C〕是一種隨機(jī)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D、癌癥27、不帶電粒子在某一體積元內(nèi)轉(zhuǎn)移給次級(jí)帶電粒子的初始動(dòng)能的總和，為〔B〕。275A、比釋動(dòng)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、液態(tài)C、氣態(tài)D、金屬態(tài)30、非密封源工作場(chǎng)所按放射性核素日等效最大操作量分為〔A〕個(gè)等級(jí)。227A、3B、4C、5D、631、白血病是〔C〕效應(yīng)274A、軀體B、確定性C、隨機(jī)性D、遺傳32、對(duì)氣體擴(kuò)散廠來說，由于空氣中的水分與六氟化鈾作用后形成〔〕，會(huì)堵塞或破壞別離膜。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、目標(biāo)35、世界人口受到的人工輻射源中，〔B〕居于首位。261A、核動(dòng)力生產(chǎn)B、核實(shí)驗(yàn)C、醫(yī)療D、核能循環(huán)36、Dt.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B、有效劑量C、次級(jí)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?yàn)椤睞〕。323A、人的原因B、設(shè)備原因C、管理原因D、設(shè)計(jì)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(gè)質(zhì)量不同的碎片，收到〔A〕別離飛開P31A庫侖斥力B引力C撞擊力D40、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(bǔ)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。63A1B2C3D445、目前運(yùn)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(gè)注入硼酸溶液的單項(xiàng)選擇75頁上部題目不記得47、世界上第一座具有非能動(dòng)安全的模塊式球床高溫氣冷堆功率是〔A〕MW。92A10B40C60D30048、非能動(dòng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)成滿足〔〕準(zhǔn)則，并且采用概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)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(dú)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(qiáng)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二氧化鈾B金屬鈾C(jī)氟氣D黃餅54、氣體離心法單機(jī)濃縮系數(shù)與氣體擴(kuò)散法濃縮系數(shù)相差〔B〕個(gè)數(shù)量級(jí)。205A1B2C3D455、〔〕在加速器開機(jī)時(shí)產(chǎn)生，停機(jī)后消失。213A瞬發(fā)輻射B緩發(fā)輻射Cr輻射DX射線56、在年有效劑量中，〔〕占全部天然本底照射水平的48%。259A235UB238UC222RnD226Rn57、潛在照射是指有一定把握預(yù)期不會(huì)受到但有可能會(huì)因〔〕的事件或事件序列所引起的照射。266A輻射源事故B基本領(lǐng)件C設(shè)計(jì)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(xì)胞中原子變化。267A電離作用B激發(fā)作用CD59、不同類型輻射對(duì)機(jī)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D60、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)合能多項(xiàng)選擇1、天然存在的放射系〔〕P10A、4nB、4n+1C、4n+2D、4n+3E、5n+12、B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、B-粒子B、B+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(shí)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(duì)效應(yīng)E、核反應(yīng)4、反應(yīng)堆在運(yùn)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)5、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、溫度咼E、濕度大6、壓水堆核電廠核島主要組成設(shè)備〔〕61A、汽輪機(jī)B、反應(yīng)堆本體C、蒸汽發(fā)生器D、穩(wěn)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、銦D、鉿E、銀8、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(duì)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〔〕。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(diǎn)有〔〕。A、換料程序簡(jiǎn)單B、減少換料時(shí)間C、降低對(duì)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(jí)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余熱排出系統(tǒng)的主要部件E、安全殼廠房12、核燃料循環(huán)是指核燃料的〔〕的全過程。182A、提取B、加工C、運(yùn)輸D、貯存E、使用13、化學(xué)采礦與常規(guī)采礦相比的缺點(diǎn)〔〕。187A、投資核經(jīng)營(yíng)費(fèi)用大B、勞動(dòng)強(qiáng)度大C、生產(chǎn)勞動(dòng)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(duì)地下水環(huán)境存在污染14、與氣體擴(kuò)散法相比，氣體離心法的主要優(yōu)點(diǎn)〔〕205A、比能耗低B、單機(jī)濃縮系數(shù)大C、技術(shù)發(fā)展?jié)摿Υ驞、離心機(jī)造價(jià)低E、運(yùn)行壽命長(zhǎng)15、極毒物〔〕A、210PoB、226RaC、238UD、40KE、137CS16、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者C、生物醫(yī)學(xué)研究計(jì)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〔〕270A、淋巴組織B、骨骼C、胸腺D、胃腸上皮E、骨髓18、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(dòng)水平C、調(diào)查水平D、干預(yù)水平E測(cè)量水平20、按放射源的幾何形狀可分為〔〕223A、點(diǎn)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)人類和環(huán)境免于輻射危險(xiǎn)，以及確保引起輻射危險(xiǎn)的設(shè)施和活動(dòng)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(yùn)輸?shù)陌踩獷、火災(zāi)23、對(duì)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(jī)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、氣冷堆選擇氦氣的優(yōu)點(diǎn)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27、四氟化鈾的干法與濕法生產(chǎn)的比較，其缺點(diǎn)〔〕197A、流程的適應(yīng)性差，對(duì)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(huì)帶來雜質(zhì)D、工藝過程復(fù)雜E、工廠的基建、運(yùn)行、維修費(fèi)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)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〔〕p16A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〔〕40-41A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)輔助功能。75頁下部32、快堆可以用的燃料形式有〔〕99A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〔〕150A啟動(dòng)保護(hù)B核功率保護(hù)C堆芯保護(hù)D冷卻劑壓力保護(hù)E蒸汽發(fā)生器保護(hù)34、民用核安全設(shè)備在〔〕活動(dòng)中必須采用成熟且經(jīng)過驗(yàn)證的技術(shù)或工藝。152A設(shè)計(jì)B制造C安裝D焊接E無損檢驗(yàn)35、以下核安全1級(jí)設(shè)備有〔〕153A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3