注册核安全工程师真题带解析2024年VIP

注册核安全工程师真题带解析2024年1.核安全法规中规定，核设施营运单位在核设施选址阶段应提交的文件是（）A.初步安全分析报告B.最终安全分析报告C.环境影响报告书（表）D.选址安全分析报告答案：D分析：核设施营运单位在选址阶段需提交选址安全分析报告，对选址的适宜性等进行分析，初步安全分析报告一般在设计阶段，最终安全分析报告在运行前，环境影响报告书（表）虽也是重要文件但不是选址阶段特有的标志性文件。2.下列哪种射线穿透能力最强（）A.α射线B.β射线C.γ射线D.X射线答案：C分析：α射线穿透能力最弱，一张纸就能挡住；β射线穿透能力比α射线强，但较弱；γ射线是电磁波，穿透能力很强；X射线穿透能力也较强，但γ射线穿透能力比X射线更强。3.核反应堆的反应性控制主要通过改变（）来实现A.中子通量B.燃料浓度C.慢化剂温度D.以上都是答案：D分析：改变中子通量、燃料浓度、慢化剂温度等都可以影响核反应堆的反应性。中子通量的变化直接影响链式反应的速率；燃料浓度的改变会改变可裂变物质的数量；慢化剂温度影响中子的慢化效果，进而影响反应性。4.核安全文化的核心是（）A.安全第一B.预防为主C.纵深防御D.以人为本答案：A分析：核安全文化的核心是安全第一，将核安全置于绝对优先的地位。预防为主、纵深防御是核安全的重要原则，以人为本是很多工作的理念但不是核安全文化核心。5.以下不属于核废物处理方法的是（）A.固化B.焚烧C.深埋D.直接排放答案：D分析：核废物不能直接排放，会对环境和人类造成极大危害。固化可将核废物固定在稳定的基质中；焚烧可减少废物体积；深埋是一种最终处置方式。6.核设施退役过程中，首先要进行的工作是（）A.去污B.拆除设备C.制定退役计划D.废物处理答案：C分析：在核设施退役时，首先要制定退役计划，明确退役的目标、步骤、时间安排等，然后再依次进行去污、拆除设备、废物处理等工作。7.压水堆核电站中，稳压器的主要作用是（）A.调节反应堆功率B.控制反应堆压力C.冷却反应堆堆芯D.处理放射性废物答案：B分析：稳压器的主要作用是控制反应堆冷却剂系统的压力，防止压力过高或过低影响反应堆安全运行。调节反应堆功率主要通过控制棒等；冷却反应堆堆芯主要由主泵带动冷却剂完成；处理放射性废物有专门的处理系统。8.下列关于放射性物质内照射危害的说法，正确的是（）A.主要通过呼吸道、消化道和皮肤进入人体B.危害程度与放射性物质的半衰期无关C.对人体的危害比外照射小D.不会对人体的遗传物质产生影响答案：A分析：放射性物质可通过呼吸道、消化道和皮肤进入人体造成内照射危害。危害程度与放射性物质的半衰期有关，半衰期长的危害可能更大；内照射危害不一定比外照射小；内照射可能会对人体的遗传物质产生影响。9.核安全监管机构的主要职责不包括（）A.制定核安全法规标准B.审批核设施建设和运行许可C.参与核设施的设计和建设D.监督核设施的安全运行答案：C分析：核安全监管机构负责制定核安全法规标准、审批核设施建设和运行许可、监督核设施的安全运行等。参与核设施的设计和建设是营运单位等相关方的工作，监管机构主要是进行监督和管理。10.快中子反应堆与热中子反应堆的主要区别在于（）A.燃料不同B.慢化剂不同C.冷却剂不同D.中子能谱不同答案：D分析：快中子反应堆和热中子反应堆的主要区别在于中子能谱不同，快中子反应堆利用快中子维持链式反应，热中子反应堆利用热中子。燃料、慢化剂、冷却剂也有差异，但不是主要区别。11.核事故应急响应的基本原则不包括（）A.统一指挥B.快速反应C.自救为主D.资源共享答案：C分析：核事故应急响应的基本原则包括统一指挥、快速反应、资源共享等。在核事故应急中是依靠政府、专业力量等进行救援，不是自救为主。12.下列哪种放射性核素在环境中半衰期最长（）A.碘-131B.铯-137C.钴-60D.镭-226答案：D分析：碘-131半衰期约8天；铯-137半衰期约30年；钴-60半衰期约5.27年；镭-226半衰期约1600年，所以镭-226半衰期最长。13.核设施辐射防护的三原则是（）A.实践正当性、剂量限制和潜在照射危险限制、防护与安全最优化B.时间防护、距离防护、屏蔽防护C.内照射防护、外照射防护、公众防护D.个人剂量监测、环境剂量监测、流出物监测答案：A分析：核设施辐射防护的三原则是实践正当性、剂量限制和潜在照射危险限制、防护与安全最优化。时间防护、距离防护、屏蔽防护是具体的防护措施；内照射防护、外照射防护、公众防护是防护的不同方面；个人剂量监测、环境剂量监测、流出物监测是监测手段。14.核电站中蒸汽发生器的作用是（）A.将反应堆的热量传递给二回路水，产生蒸汽B.冷却反应堆堆芯C.调节反应堆压力D.处理放射性废物答案：A分析：蒸汽发生器的作用是将反应堆冷却剂（一回路水）的热量传递给二回路水，使二回路水变成蒸汽，推动汽轮机发电。冷却反应堆堆芯由主泵带动一回路冷却剂完成；调节反应堆压力是稳压器的作用；处理放射性废物有专门的系统。15.核安全相关活动中，质量保证的目的是（）A.确保产品和服务符合规定要求B.提高生产效率C.降低成本D.增加产量答案：A分析：核安全相关活动中质量保证的目的是确保产品和服务符合规定要求，保证核设施的安全可靠运行。提高生产效率、降低成本、增加产量不是质量保证的核心目的。16.下列关于核燃料循环的说法，错误的是（）A.包括前端循环和后端循环B.前端循环主要是核燃料的生产C.后端循环主要是核废物的处理和处置D.核燃料循环与核安全无关答案：D分析：核燃料循环包括前端循环（核燃料生产等）和后端循环（核废物处理和处置等），整个核燃料循环过程都与核安全密切相关，任何一个环节出现问题都可能影响核安全。17.对于核设施周围的公众剂量限值，年有效剂量一般不超过（）A.1mSvB.5mSvC.10mSvD.20mSv答案：A分析：核设施周围公众年有效剂量一般不超过1mSv，以保障公众的健康安全。18.核反应堆堆芯熔化属于（）A.一般事故B.重大事故C.特大事故D.轻微事故答案：B分析：核反应堆堆芯熔化会导致大量放射性物质释放，属于重大事故，会对环境和公众造成严重危害。19.下列哪种探测器可用于测量中子通量（）A.盖革-弥勒计数器B.闪烁探测器C.裂变室探测器D.半导体探测器答案：C分析：裂变室探测器可用于测量中子通量，利用中子与裂变材料发生裂变反应产生的信号来测量。盖革-弥勒计数器主要用于测量γ射线和β射线；闪烁探测器可用于多种射线测量，但不是专门测量中子通量；半导体探测器也可用于射线测量，但对于中子通量测量不是其主要用途。20.核安全法规中对核设施的质量保证大纲要求（）A.由营运单位制定并实施B.由设计单位制定C.由施工单位实施D.由监管机构制定答案：A分析：核设施的质量保证大纲由营运单位制定并实施，营运单位对核设施的安全和质量负总责，设计单位、施工单位等在各自工作范围内遵循质量保证大纲要求。21.快堆中常用的冷却剂是（）A.水B.重水C.液态金属钠D.二氧化碳答案：C分析：快堆中常用液态金属钠作为冷却剂，因为钠具有良好的热传导性能等优点。水和重水是热中子反应堆常用的冷却剂和慢化剂；二氧化碳在一些气冷堆中使用。22.核事故分级中，7级事故表示（）A.特大事故B.重大事故C.一般事故D.轻微事故答案：A分析：核事故分级中7级事故是特大事故，如切尔诺贝利事故就是7级事故，会造成大范围的放射性释放和严重后果。23.辐射防护中，剂量率的单位是（）A.SvB.mSvC.Sv/hD.Bq答案：C分析：剂量率是单位时间内接受的剂量，单位是Sv/h。Sv和mSv是剂量的单位；Bq是活度的单位。24.核设施安全分析报告中应包括的内容不包括（）A.核设施的设计依据B.事故分析C.人员培训计划D.放射性物质释放后果评估答案：C分析：核设施安全分析报告应包括核设施的设计依据、事故分析、放射性物质释放后果评估等内容。人员培训计划不属于安全分析报告的内容。25.下列关于放射性物质运输的说法，正确的是（）A.不需要特殊包装B.可以与普通货物混装C.要符合相关法规和标准要求D.运输过程不需要监测答案：C分析：放射性物质运输要符合相关法规和标准要求，需要特殊包装以防止放射性泄漏，不能与普通货物混装，运输过程需要进行监测。26.核反应堆的控制棒一般由（）制成A.石墨B.硼钢C.不锈钢D.铝合金答案：B分析：核反应堆的控制棒一般由硼钢制成，硼对中子有很强的吸收能力，可以通过控制棒的插入和抽出控制反应堆的反应性。石墨是慢化剂；不锈钢和铝合金一般不用于制作控制棒。27.核安全文化强调的全员参与是指（）A.仅管理人员参与B.仅技术人员参与C.全体员工参与D.仅一线操作人员参与答案：C分析：核安全文化强调的全员参与是指全体员工参与，从高层管理人员到一线操作人员都要树立核安全意识，共同保障核设施的安全。28.核电站二回路的主要作用是（）A.冷却反应堆堆芯B.产生蒸汽推动汽轮机发电C.处理放射性废物D.控制反应堆压力答案：B分析：核电站二回路的主要作用是通过蒸汽发生器接收一回路传来的热量，使水变成蒸汽，推动汽轮机发电。冷却反应堆堆芯是一回路的作用；处理放射性废物有专门的系统；控制反应堆压力是稳压器的作用。29.下列哪种核素可用于放射性治疗（）A.碳-14B.锝-99mC.镭-226D.钴-60答案：D分析：钴-60可用于放射性治疗，利用其释放的γ射线杀死癌细胞。碳-14主要用于考古等年代测定；锝-99m常用于放射性诊断；镭-226因毒性较大，现在较少用于治疗。30.核设施环境监测的目的不包括（）A.验证核设施的放射性物质排放是否符合标准B.评估核设施对周围环境的影响C.为核设施的设计提供依据D.及时发现异常情况并采取措施答案：C分析：核设施环境监测的目的是验证核设施的放射性物质排放是否符合标准、评估核设施对周围环境的影响、及时发现异常情况并采取措施。为核设施的设计提供依据不是环境监测的目的。31.核反应堆中慢化剂的作用是（）A.吸收中子B.使中子减速C.产生热量D.控制反应堆压力答案：B分析：慢化剂的作用是使中子减速，将快中子变成热中子，以提高可裂变物质的裂变几率。吸收中子是控制棒等的作用；产生热量是核裂变反应的结果；控制反应堆压力是稳压器的作用。32.核安全相关的国际公约中，《核安全公约》主要关注（）A.核设施的安全B.放射性废物的管理C.核事故的应急响应D.核材料的运输安全答案：A分析：《核安全公约》主要关注核设施的安全，确保核设施在设计、建造、运行等各个阶段的安全性。放射性废物管理有专门的公约；核事故应急响应有相关应急公约；核材料运输安全也有对应的规定。33.核设施退役后，对场地的最终状态要求是（）A.可以随意开发利用B.符合相关的环境标准C.不需要进行监测D.立即进行再建设答案：B分析：核设施退役后，场地的最终状态要符合相关的环境标准，以保障环境和公众安全。不能随意开发利用，退役后仍需要进行一定时间的监测，也不是立即进行再建设。34.下列关于放射性废物分类的说法，正确的是（）A.分为高放废物、中放废物和低放废物B.只分为高放废物和低放废物C.分为固体废物、液体废物和气体废物D.与放射性活度无关答案：A分析：放射性废物分为高放废物、中放废物和低放废物，主要根据放射性活度等因素划分。也可按形态分为固体、液体和气体废物，但这不是主要的分类方式，且分类与放射性活度密切相关。35.核反应堆运行时，堆芯温度升高可能导致的后果是（）A.反应性增加B.燃料棒损坏C.冷却剂流量增加D.控制棒自动插入答案：B分析：堆芯温度升高可能导致燃料棒损坏，因为过高温度可能使燃料棒的包壳材料性能下降甚至熔化。一般堆芯温度升高反应性会下降；冷却剂流量不会因堆芯温度升高自动增加；控制棒插入是根据反应性等情况控制，不是温度升高就自动插入。36.核安全文化的实质是（）A.一种管理理念B.一种技术手段C.一种安全制度D.一种企业文化答案：A分析：核安全文化的实质是一种管理理念，强调从思想和意识层面重视核安全，通过管理手段确保核设施的安全运行，它不是单纯的技术手段、安全制度或企业文化。37.核电站中主泵的作用是（）A.使冷却剂在一回路中循环流动B.产生蒸汽C.调节反应堆功率D.处理放射性废物答案：A分析：主泵的作用是使冷却剂在一回路中循环流动，将反应堆堆芯产生的热量带走。产生蒸汽是蒸汽发生器的作用；调节反应堆功率主要通过控制棒等；处理放射性废物有专门的系统。38.下列关于辐射剂量的说法，错误的是（）A.分为外照射剂量和内照射剂量B.剂量越大对人体危害一定越大C.剂量率影响危害程度D.不同组织器官对辐射的敏感性不同答案：B分析：辐射剂量分为外照射剂量和内照射剂量，剂量率会影响危害程度，不同组织器官对辐射的敏感性不同。但剂量越大对人体危害不一定越大，还与照射方式、照射时间等因素有关。39.核设施安全审评的内容包括（）A.设计审评、建造审评、运行审评B.仅设计审评C.仅运行审评D.仅建造审评答案：A分析：核设施安全审评包括设计审评、建造审评、运行审评等多个阶段，确保核设施在整个生命周期内的安全性。40.快堆的优点不包括（）A.可充分利用核燃料B.增殖核燃料C.安全性高D.对环境影响大答案：D分析：快堆可充分利用核燃料、增殖核燃料，并且在设计上有一定的固有安全性。它对环境影响相对较小，而不是大。41.核事故应急计划区一般分为（）A.烟羽应急计划区和食入应急计划区B.内应急计划区和外应急计划区C.核心应急计划区和周边应急计划区D.高风险应急计划区和低风险应急计划区答案：A分析：核事故应急计划区一般分为烟羽应急计划区和食入应急计划区，烟羽应急计划区主要考虑放射性烟羽的直接照射等影响，食入应急计划区主要考虑放射性物质通过食物链等途径进入人体的影响。42.核设施辐射防护的最优化原则是指（）A.使辐射剂量降到最低B.在考虑经济和社会因素的情况下，使辐射剂量保持在可合理达到的尽量低水平C.只考虑技术因素使剂量降低D.不考虑任何因素降低剂量答案：B分析：核设施辐射防护的最优化原则是在考虑经济和社会因素的情况下，使辐射剂量保持在可合理达到的尽量低水平，不是单纯追求最低剂量，要综合考虑多方面因素。43.下列关于放射性物质衰变的说法，正确的是（）A.衰变是有规律的，遵循指数衰变规律B.衰变速度与温度有关C.衰变过程中质量不守恒D.所有放射性物质衰变方式相同答案：A分析：放射性物质衰变遵循指数衰变规律，是有规律的。衰变速度与温度等外界条件无关；衰变过程质量和能量守恒；不同放射性物质衰变方式不同，有α衰变、β衰变、γ衰变等。44.核安全法规要求核设施营运单位应制定（）A.质量保证大纲B.人员培训计划C.应急响应计划D.以上都是答案：D分析：核安全法规要求核设施营运单位制定质量保证大纲确保核设施质量，制定人员培训计划提高人员素质，制定应急响应计划应对可能的核事故。45.压水堆核电站中，一回路水的压力一般维持在（）A.1-5MPaB.5-10MPaC.15-16MPaD.20-25MPa答案：C分析：压水堆核电站中，一回路水的压力一般维持在15-16MPa，以保证水在高温下不沸腾，有效地将反应堆堆芯的热量带出。46.核燃料元件的包壳材料一般