2018年全国注册核安全工程师考试综合

1、2018 年全国注册核安全工程师考试综合单选1、 原子核的稳定性与（C）有关。P5A、质量数B、电子 C、质子和中子之间的比例D、中子数2、 衰变常数与半衰期的关系（A）。 P8A、 Ti/2 =ln2/ 入 B、Ti/2 * 入=1 C、Ti/2 * 入=0.37 D、Ti/2 * 入=0.53、 核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K 有效来表示，它定义为 （ A）。 31A、新中子与老中子之比B、老中子消失率C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积4、 在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31A、小于1 B、大于1 C、等于1 D、接近15、 压水

2、堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。A、圆柱形 B、方块形C、长方形D、圆锥形6、 我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。A、 1/3 B、 1/4 C、 1/2 D、 2/37、 反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。 175A、热管段B、冷管段C、波动管段D、直管段8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D）,可靠性比较低。68A、 1/3 B、 1/2 C、 1/5 D、 1/49、 在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70A、

3、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封10、 第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。A、石墨B、氦气 C二氧化碳 D、金属钠11、 快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A） Mev 以上的快中心引起的反 应堆。 57A、 0.1 B、 1 C、 0.5 D、 0.212、 在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105A、 8 B、 30 C、 36 D、 7213、研究堆是指主要用来作为（ A）的核反应堆。A、中子源 B电子源C、质子源 D、核子源14、 反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142A、反应堆功率控制B功率调节 C NSSS系统D、蒸汽发生器水位

4、调节系统15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。A、国务院核安全监管部门B、设计部门 C、核行业主管部门D、营运单位16、 对安全的责任主要由（）承担。315A、许可证持有者 B设计部门 C、政府部门 D、营运单位17、 当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性B、应力 C抗压 D、断裂18、 在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀 D、六氟化铀19、 四氟化铀是制备六氟化铀和（A）的原材料。188A、金属釉B、二氧化铀 C、八氧化三铀 D、合金铀20、非密封源工作场所

5、按放射性核素日等效最大操作量分为（ C）级。A、一 B、二 C、三 D、四21、电子加速器的能量大于（ A） Mev 会产生中子， 在辐射屏蔽设计时，要考虑中子的影响。230A、 10Mev B、 2Mev C、 6Mev D、 8Mev22、 在天然辐射源中，（A）的短寿命子体最为重要，由它们造成的有效剂量与额外所有内 照射辐射源贡献的 70%。 232A、 222Rn B、 220Rn C、 40K D、 226Ra23、 天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为（C）人.SVA、 105 B、 106 C、 107 D、 10824、 a射线、B射线、丫射线引起的辐射危害程度

6、来说，外照射（B） 268A、a 金 丫 B、a 3 Y C、a y 3 D、3 Y a25、电离和激发主要是通过对（ A）的作用使细胞受到损伤，导致各种健康危害。A、DNA分子 B细胞核 C、器官D、组织26、 在辐射防护通常遇到的剂量范围内，（C）是一种随机性效应，表现为受照者后代的身体缺陷。A、遗传效应B、躯体效应 C、白血病 D癌症27、 不带电粒子在某一体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和，为（B）。 275A、比释动能 B、转移能 C、内能D、热能28、 物质的质量乘比热，是该物质升高一度吸收的热量，称为（B）A、热容B、比热容 C、吸热能力 D、热容量29、 钠冷快堆中，在

7、室温下钠的状态（A）。A、固态 B、液态 C 气态 D、金属态30、非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量分为（ A）个等级。227A、 3 B、 4 C、 5 D、 631、白血病是（C）效应274A、躯体 E、确定性 C、随机性 D、遗传32、 对气体扩散厂来说，由于空气中的水分与六氟化铀作用后形成（），会堵塞或破坏分离 膜。A、固体粉末 B、液体C、化学物 D、爆炸物33、 核燃料在反应堆内发生各种核反应后，除了仍剩有新燃料中原有元素外， 还有锕系产物 和（ A） 213A、裂变产物 B、混合产物 C、稳定核素 D、铀34、 反应堆中主要用（n,r）反应生产同位素，所生成的同位素与

8、靶材料一般是（A）元素。A、相同B、不同C新D、目标35、 世界人口受到的人工辐射源中，（B）居于首位。261A、核动力生产B、核实验C、医疗 D、核能循环36、D t.r当量剂量与（A）的乘积是Ht.r平均吸收剂量278A、辐射权重因子 B有效剂量 C、次级限制 D、辐射剂量37、INSAG-4安全文化指出除了人们往往称为“上帝的旨意”外，核电厂发生的问题主 要因为（ A）。 323A、人的原因B、设备原因 C、管理原因 D设计原因38、反应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、 原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，收到（A）分离飞开P31A 库仑斥力 B

9、引力 C 撞击力 D40、 中子通量分布的形状取决于（）P33A 几何形状 B 功率 C 中子通量 D41 、控制棒有安全棒、调节棒和（B） P43A 补偿棒 B 停堆棒 C 可燃毒物 D 可溶毒物42、研究堆主要生产（ B） 56A质子B中子C电子D粒子43、吸收中子最弱的是（ A） 57A 重水 B 石墨 C 轻水 D 液钠44、 压水堆燃料元件弹簧所在空间有（C） MP 压力的氦气。 63A 1 B 2 C 3 D445、 目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。A 轴封泵 B 全密封泵 C 高压泵 D 上充泵46、 考了一个注入硼酸溶液的单选75 页上部 题目不记得47

10、、 世界上第一座具有非能动安全的模块式球床高温气冷堆功率是（A） MW 。 92A10 B40 C60 D30048、 非能动系统设计成满足（）准则，并且采用概率风险评价来保证他们的可靠性。110 A 单一故障 B 故障安全 C 多样性 D 独立性49、 无保护事故率=（）X保护系统非安全故障平均概率。148A事故率 B事故发生率 C事故发生起数 D事故平均概率50、 金属结构材料发挥作用的主要是（）158A 力学性能 B 物理性能 C 化学性能 D 工艺性能51、 屈服强度是指在外力作用下开始产生明显（）的最小应力。159A塑性变形B断裂C弹性变形D永久变形52、 （）将反应堆产生的热量传递

11、给二回路，将二回路的给水变成蒸汽169。A蒸汽发生器B冷却剂C反应堆D主泵53、UF4是制备UF6和（）的原料。196A 二氧化鈾 B 金属铀 C 氟气 D 黄饼54、 气体离心法单机浓缩系数与气体扩散法浓缩系数相差（B）个数量级。205 A1B2C3D455、 （）在加速器开机时产生，停机后消失。213A 瞬发辐射 B 缓发辐射 C r 辐射 D X 射线56、 在年 有效剂量中， （）占全部天然本底照射水平的48%。 259A235U B238U C222Rn D226 Rn57、 潜在照射是指有一定把握预期不会受到但有可能会因（）的事件或事件序列所引起的照 射。 266A辐射源事故B基本

12、事件C设计工况事件 D破口事故58、 人类受到辐射照射后出现的健康危害来源于各种射线通过（）引起组织细胞中原子变化。 267A 电离作用 B 激发作用 C D59、 不同类型辐射对机体产生的生物效应不同，主要取决于（）和穿透能力。268A 电离密度 B 激发作用 C 射线作用 D60、吸收剂量是单位质量受照物质中所吸收的（）276A总辐射能B平均辐射能量C当量剂量D结合能多选1、天然存在的放射系（） 。 P10A、4n B、 4n+1 C、 4n+2 D、 4n+3 E、 5n+12、 B放射源是指可以发射电子的同位素放射源。它包括发射（）。P11A、B -粒子 B、B +衰粒子C俄歇电子子

13、D、内转换电子 E、反微中子3、 丫射线通过物质时主要有（）。P15A、光电效应 B、康普顿效应 C、光电效应 D、电子对效应 E、核反应4、 反应堆在运行过程中，反应性将不断变化，其主要原因（）。 38A、燃料和重同位素成分的变化B、造成“中毒”和“结渣”效应C、温度效应D、空洞效应 E、气泡效应5、 轻水作为慢化剂的反应堆有一些局限性，如（ ）。 57A、必须使用低富集度的铀B、必须采用提高堆芯的压力C、必须使用高富集度的铀D、温度高E、湿度大6、 压水堆核电厂核岛主要组成设备（）61A、汽轮机B、反应堆本体 C、蒸汽发生器 D、稳压器E、主泵7、 控制棒是由中子吸收截面较大的材料制成，如

14、（）。A、镉 E、硼 C、铟 D、铪 E、银8、堆内构件的功能（） 。 65-66A、支承和固定燃料组件、承受堆芯重量B、确保控制棒的对中和导向C、引导冷却剂流入和流出燃料组件 D、为压力容器提供热屏蔽E为堆芯内仪表提供导向和支承9、 压水堆核电厂中的蒸汽发生器主要有（）。 69A、立式U型B、卧式C、立式直流 D、带预热器 E、螺旋管式10、AP1000采用低泄漏装料方案的优点有（）。A、换料程序简单 B减少换料时间C降低对压力容器的辐照D、减少中子泄漏 E延迟换料周期11、核安全 1 级设备主要包括反应堆压力容器边界的所有设备，主要有（）A、压力容器 B、稳压器 C、蒸汽发生器 D余热排出

15、系统的主要部件E、安全壳厂房12、 核燃料循环是指核燃料的（）的全过程。182A、提取B、加工 C运输 D、贮存E、使用13、 化学采矿与常规采矿相比的缺点（）。 187A、投资核经营费用大B、劳动强度大 C生产劳动环境差D、只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床 E、对地下水环境存在污染14、 与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点（）205A、比能耗低 B、单机浓缩系数大 C技术发展潜力大D、离心机造价低 E、运行寿命长15、极毒物（）A、 210Po B、 226Ra C、 238U D、 40K E、 137CS16、 医疗照射的患者是指（）265A、因自身医疗诊断所受照射的人B、知

16、情自愿帮助患者受到照射的自愿者C、生物医学研究计划中的志愿者所受的照射D、施行诊断人员所受的照射E、照顾患者的家人所受的照射17、高度敏感（） 270A、淋巴组织 B、骨骼C、胸腺 D、胃肠上皮 E、骨髓18、影响辐射照射的物理因素包括（）267A、辐射类型 B、辐射能量 C、吸收剂量 D、剂量率E、生物敏感度19、最常用的参考水平有（） 。 288A、记录水平 B、行动水平 C、调查水平 D、干预水平 E测量水平20、 按放射源的几何形状可分为（）223A、点源B、线源 C平面源 D、圆柱源 E、中子源21、内防护的一般方法（） 294A、包容B、隔离 C屏蔽D、净化E、稀释22、根据IAE

17、A的定义，“安全”系指保护人类和环境免于辐射危险，以及确保引起辐射危险 的设施和活动的安全，这里所使用的“安全”包括（） 312A、核装置安全 B、辐射安全 C、放射性废物管理的安全D、放射性物质运输的安全E、火灾23、 对决策者的核安全文化要求（）326A、公布核安全政策B、建立管理体系 C提供人力物力资源D、不断自我完善 E明确责任分工24、凡能改变反应堆有效倍增因子的任何装置、机构和过程均可作为控制反应性的手段（）P42A、改变堆内中子吸收B、改变中子慢化能力C、改变中子泄漏 D、向堆内加入或提出控制毒物E、改变堆芯几何形状25、放射性核素毒性分为（） 228A、无毒 B、低毒 C 中毒

18、 D、高毒 E、极毒26、气冷堆选择氦气的优点 95A不与任何物质反应B与其他位置相容性好C热效率高D中子吸收截面小 E保证元件不破损27、 四氟化铀的干法与湿法生产的比较，其缺点（）197A、流程的适应性差，对原料要求严格B、生产中无水HF的过剩量较大C、设备磨损和腐蚀会带来杂质 D、工艺过程复杂 E、工厂的基建、运行、维修费用高28、 中子发生器加速离子的能量不高，通常只能利用（）反应获得单能中子。231A、 D（d,n）3He B、 T（d,n）4He C、（n,r） D、（n,c） E、 （n,f）29、 中子与物质相互作用包括（）p16A电离B激发C弹性散射D非弹性散射E核反应30、

19、 反应堆燃料温度效应包括（）40-41A共振吸收增加B影响中子截面大小 C慢化能力降低D影响反应堆几何尺寸 E密度下降31、 考了安全壳喷淋系统辅助功能。75 页下部32、 快堆可以用的燃料形式有（）99A金属合金物 B氧化物C碳化物 D氮化物E硫化物33、 核反应堆停堆触发系统组成部分（）150A启动保护B核功率保护C堆芯保护D冷却剂压力保护E蒸汽发生器保护34、 民用核安全设备在（）活动中必须采用成熟且经过验证的技术或工艺。152A设计B制造 C安装 D焊接E无损检验35、下列核安全 1 级设备有（） 153A反应堆压力容器B反应堆冷却剂泵C稳压器 D主管道 E余热排出系统部件36、压力容