2023年注冊(cè)工程師-注冊(cè)核安全工程師-核安全專業(yè)實(shí)務(wù)筆試歷年高頻考點(diǎn)試題附答案

2023年注冊(cè)工程師-注冊(cè)核安全工程師-核安全專業(yè)實(shí)務(wù)筆試歷年高頻考點(diǎn)試題附答案（圖片大小可任意調(diào)節(jié)）第1卷一.單選題(共10題)1.大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比CR≈()，由于實(shí)現(xiàn)核燃料的轉(zhuǎn)化，最終被利用的易裂變約為原來(lái)的2.5倍。A.0.5B.0.6C.0.7D.0.82.構(gòu)筑物，系統(tǒng)和部件的可靠性設(shè)計(jì)，可以通過(guò)防止共因故障，()和采用故障安全設(shè)計(jì)等來(lái)實(shí)現(xiàn)。A.單一故障準(zhǔn)則B.多重性C.多樣性D.獨(dú)立性E.以上4種方法3.鈾濃縮工廠主工藝回路是處用于（）下工作。A.正壓B.負(fù)壓C.常壓D.壓力變化E.超高壓4.在快中子反應(yīng)堆中，無(wú)慢化劑，但中子通過(guò)和（）非彈性散射能量也會(huì)有所降低。A.釷—232B.鈾—233C.鈾—235D.鈾—238E.钚—2395.地浸工藝對(duì)地下水復(fù)原技術(shù)措施：⑴地下水清除法⑵反滲透法⑶自然凈化法⑷還原沉淀法還原沉淀法所采用的還原劑是（）。A.HCLB.H2SC.H2SO4D.CaOHE.CaCO36.環(huán)境影響報(bào)告表行政審批的時(shí)限（）。A.60B.30C.20D.15E.107.鈾選冶廠尾礦廢渣產(chǎn)生率（）。A.1.0×103t廢渣/t鈾B.1.2×103t廢渣/t鈾C(jī).1.5×103t廢渣/t鈾D.1.8×103t廢渣/t鈾E.2.1×103t廢渣/t鈾8.壓水堆反應(yīng)性控制主要通過(guò)改變()實(shí)現(xiàn)。A.燃料芯塊數(shù)量B.中子注量率C.慢化劑濃度D.控制棒在堆芯位置E.控制棒的數(shù)量9.鈾礦的抽出式通風(fēng)系統(tǒng)的有組織進(jìn)風(fēng)量不應(yīng)小于總風(fēng)量（）。A.60%B.68%C.80%D.82%E.86%10.核材料管制的例行檢查，一般由局組織、日常檢查和非例行檢查由()負(fù)責(zé)。A.營(yíng)運(yùn)單位保衛(wèi)部門B.營(yíng)運(yùn)單位監(jiān)督部門C.營(yíng)運(yùn)單位監(jiān)督員D.地區(qū)監(jiān)督站負(fù)責(zé)E.地區(qū)環(huán)保部門二.填空題(共5題)1.發(fā)電機(jī)提升功率可造______。2.控制棒彈出可引起_____。3.核電廠極限事故的發(fā)生概率____。4.一回路輔助系統(tǒng)包括______。5.壓水堆二回路系統(tǒng)主要包括_____。三.多選題(共10題)1.核電廠選址必須考慮的基本因素：（）A.保護(hù)公眾和環(huán)境免受放射性釋放所引起的過(guò)量輻射影響B(tài).廠址所在區(qū)域可能發(fā)生的外部自然和人為事件C.確定廠址以及廠址和設(shè)施之間的適應(yīng)性D.可能影響所釋放的放射性物質(zhì)向人體轉(zhuǎn)移的廠址及其環(huán)境特征E.和實(shí)施應(yīng)急計(jì)劃相關(guān)的廠址和環(huán)境因素2.核電廠事故分析基本假設(shè)有哪些（）A..假設(shè)安全殼屏蔽失效B.假設(shè)失去廠外電源C.假設(shè)最大價(jià)值一組控制棒卡在全抽出位置D.僅考慮安全級(jí)設(shè)備的緩解事故的作用E.需假設(shè)極限單一事故3.核機(jī)械部件和設(shè)備的使用荷載包括哪些參數(shù)：（）A.壓力B.溫度C.機(jī)械荷載D.循環(huán)次數(shù)E.瞬態(tài)值4.下面那些屬于工況Ⅳ——極限事故()。A.原料元件損壞B.控制棒組件彈出事故C.蒸汽發(fā)生器一根傳熱管破裂D.反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故E.反應(yīng)堆冷卻劑小管道破裂5.對(duì)于不符合項(xiàng)處理方式（）。A.修改的接受B.不加修改的接受C.拒收D.修理或返工E.降級(jí)使用6.下列選項(xiàng)中，屬于流動(dòng)沸騰的是（）。A.沸水堆堆芯出現(xiàn)的沸騰B.壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管二次側(cè)出現(xiàn)的沸騰C.壓水堆穩(wěn)壓器中出現(xiàn)的沸騰D.電熱水壺?zé)_水的沸騰E.高溫氣冷堆蒸汽發(fā)生器傳熱器二次側(cè)出現(xiàn)的沸騰7.影響最終熱阱的水文因素包括：（）。A.低水位的考慮B.高水位的考慮C.最終熱阱的可用水溫D.影響最終熱阱可靠性的其他因素E.最終熱阱的可用流量8.核電廠建造、設(shè)計(jì)、制造、安裝產(chǎn)生的缺陷，在那些運(yùn)行階段一定的條件下會(huì)進(jìn)一步擴(kuò)展（）。A.運(yùn)行水質(zhì)不合格B.運(yùn)行狀態(tài)不穩(wěn)定C.違反運(yùn)行規(guī)程D.長(zhǎng)時(shí)間停堆E.長(zhǎng)時(shí)間冷卻9.為提高堆總輸出功率需功率展平，功率展平主要措施：（）A.燃料元件分區(qū)布置B.合理設(shè)計(jì)和布置控制棒C.堆芯內(nèi)可燃毒物合理分布D.采用化學(xué)補(bǔ)償液E.堆芯周圍設(shè)置反射層10.核電廠運(yùn)行限值和條件分幾類：(

)A.安全限值B.安全系統(tǒng)整定值C.在偏離規(guī)定的運(yùn)行限值和條件的事件中運(yùn)行人員采取的規(guī)定動(dòng)作和完成這些動(dòng)作允許的時(shí)間D.正常運(yùn)行限值和條件E.監(jiān)督要求第2卷一.單選題(共10題)1.輻射生物效應(yīng)的基礎(chǔ)是（）。A.生物基質(zhì)的電離和激發(fā)B.細(xì)胞的死亡和畸變C.DNA的破壞D.細(xì)胞失去新陳代謝能力2.核反應(yīng)堆熱工力學(xué)的性質(zhì)主要取決于：（）A.冷卻劑B.核燃料類型C.慢化劑D.慢化劑E.堆芯結(jié)構(gòu)3.為了保證核動(dòng)力廠在設(shè)計(jì)運(yùn)行壽期內(nèi)安全運(yùn)行，通常部件和設(shè)備的設(shè)計(jì)上給出相當(dāng)大安全裕度，距容器斷裂失效至少還有（）以上的裕度。A.60%B.70%C.80%D.85%E.90%4.12Kg的鋰，屬于幾級(jí)核材料（）160。A.特級(jí)B.1級(jí)C.2級(jí)D.3級(jí)E.4級(jí)5.以下那種是UF6的尾氣處理方法：（）A.固體中和法B.UF4吸收法C.氨還原法D.氯氣還原法E.酸液洗滌法6.在核反應(yīng)物理中，常用“慢化能力”和“（）”這兩個(gè)量來(lái)衡量慢化劑的優(yōu)劣。A.慢化比B.宏觀散射截面C.微觀散射截面D.平對(duì)對(duì)數(shù)能降7.鈉冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度為（）。A.7%~~15%B.7%~~20%C.8%~~20%D.12%~~20%E.15%~~20%8.鈾轉(zhuǎn)化先由天然鈾精煉制得鈾氧化物制備成四氟化鈾UF4，再轉(zhuǎn)化成六氟化鈾(UF6)及其還原的主要工藝過(guò)程。一般要求有較高轉(zhuǎn)化率≥（）A.90%B.95%C.96%D.98%E.99%9.中國(guó)第二座鈾氫鋯脈沖堆是西安脈沖堆，每根燃料元件中裝有3塊UZrH1.6芯體，元件兩端還各裝1塊()芯塊，用作堆芯的軸向中子反射層。A.鋯合金B(yǎng).二氧化鋁C.石墨D.不銹鋼10.對(duì)廢舊井巷和采場(chǎng)的封閉可選用防氡性能較好的涂層(噴涂)如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可達(dá)70%密閉可用PVC單面、雙面維綸布和防水卷材組合材料，膨脹螺栓或射釘固定，其密閉阻風(fēng)效果可達(dá)90%，防氡效果可達(dá)（）A.78%B.80%C.85%D.88%E.91.5%二.填空題(共5題)1.典型的功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)要求在_____的范圍內(nèi)穩(wěn)定工作。2.壓水堆燃料芯塊的富集度為_____。3.一個(gè)鈾-235核裂變可釋放的能量為____MeV。4.核反應(yīng)堆由________構(gòu)成。5.控制元件的反應(yīng)性應(yīng)當(dāng)?shù)扔赺____之和。三.多選題(共10題)1.核動(dòng)力廠概率安全分析通常的三個(gè)級(jí)別,1級(jí)概率安全分析工作包括：（）A.放射性源和始發(fā)事件的確定B.事故序列的模型化C.數(shù)據(jù)評(píng)價(jià)和參數(shù)估計(jì)D.事故序列的定量化E.文檔工作2.下列關(guān)于反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)說(shuō)法正確的有（）。A.從監(jiān)測(cè)電廠有關(guān)變量的敏感元件開始B.至安全驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)輸入端和安全系統(tǒng)輔助設(shè)施輸入端為止C.用來(lái)探測(cè)核反應(yīng)堆工況偏離正常運(yùn)行狀態(tài)D.反應(yīng)堆一旦超過(guò)安全限值，保護(hù)系統(tǒng)將發(fā)出保護(hù)動(dòng)作E.保護(hù)系統(tǒng)能夠維持反應(yīng)堆安全并減輕事故后果3.核動(dòng)力廠主要調(diào)試階段試驗(yàn)(

)A.預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)B.裝料試驗(yàn)C.初始臨界試驗(yàn)D.低功率試驗(yàn)E.功率試驗(yàn)4.鈾濃縮的核安全問(wèn)題包括：(

)A.輻射防護(hù)B.火災(zāi)爆炸C.輸運(yùn)核擴(kuò)散D.核臨界E.UF6的泄漏5.導(dǎo)致堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的初因事件：（）A.失水事故后，失去應(yīng)急堆芯冷卻B.失水事故后，失去再循環(huán)C.失去公用水或失去設(shè)備冷卻水D.全廠斷電后，未能及時(shí)恢復(fù)供電E.一回路系統(tǒng)和其他系統(tǒng)結(jié)合部的失水事故增加蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂后減壓失敗6.目前，國(guó)際上核動(dòng)力廠建造主要遵循（）幾個(gè)國(guó)家的核電標(biāo)準(zhǔn)體系。A.美國(guó)B.法國(guó)C.德國(guó)D.俄羅斯E.日本、韓國(guó)7.低、中放廢物近地表處置場(chǎng)選址分幾個(gè)階段（）A.規(guī)劃選址B.區(qū)域調(diào)C.廠址特性評(píng)價(jià)D.廠址確定階段E.廢物處置8.核設(shè)施退役涉及技術(shù)(

)。A.源項(xiàng)調(diào)查B.去C.切割解體D.運(yùn)輸E.場(chǎng)地清污9.安全殼作為最后一道放射性屏障功能至為重要，在各種安全殼失效中，特別重要的是事故發(fā)生前的（）A.意外開口B.安全殼旁路C.安全殼噴淋失效D.早期失效E.晚期失效10.安裝在安全殼內(nèi)的核安全1級(jí)電動(dòng)隔離閥的鑒定試驗(yàn)包括哪些：（）A.機(jī)械老化試驗(yàn)B.熱老化試驗(yàn)C.輻照老化試驗(yàn)D.抗震試驗(yàn)E.失水工況模擬試驗(yàn)第1卷參考答案一.單選題1.參考答案：B2.參考答案：A3.參考答案：B4.參考答案：D5.參考答案：B6.參考答案：B7.參考答案：B8.參考答案：D9.參考答案：D10.參考答案：D二.填空題1.參考答案：一回路平均溫度上升0.22，蒸汽溫度下降0.1-0.152.參考答案：控制反應(yīng)性3.參考答案：-6—-44.參考答案：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、補(bǔ)給水系統(tǒng)、取樣系統(tǒng)及分析室、設(shè)備冷卻系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)、安全注射系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、去污清洗系統(tǒng)5.參考答案：飽和蒸汽汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、冷凝器三.多選題1.參考答案：BCDE2.參考答案：BCDE3.參考答案：ABCDE4.參考答案：BD5.參考答案：CDE6.參考答案：ABD7.參考答案：ACDE8.參考答案：ACE9.參考答案：ABCDE10.參考答案：ABDE第2卷參考答案一.單選題1.參考答案：A2.參考答案：A3.參考答案：A4.參考答案：D5.參考答案：B6.參考答案：A7.參考答案：E8.參考答案：B9.參考答案：C10.參考答案：D二.填空題1.參考答案：15-100%2.參考答案：3%3.參考答案：200