《注册核安全工程师专业实务历年真题-回忆版,答案仅供参考》由会员分享，可在线阅读，更多相关《注册核安全工程师专业实务历年真题-回忆版,答案仅供参考（15页珍藏版）》请在文档大全上搜索。
1、2009年注册核安全工程师考试部分试题专业实务 1、宏观截面的单位是： A、长度 B、面积 C、长度的倒数 D、面积的倒数2、压水堆最可几速度2200m/s时的中子能量是：A、0.253 B、0.253 C、0.0253 D、0.0235 3、快中子堆的中子能量（A、0.1MeV-综合；B、0.25MeV-专业）4、多选题中，压水堆与沸水堆比、与高温气冷堆比、与重水堆比以及快种子堆特性5、可燃毒物的优点，多选6、铀-235一次裂变发出的能量：200MeV7、一回路的范围：压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等8、1MWd每天实际消耗的铀-235是1.23g9、裂变产物释放的中子是缓发中子10
2、、构筑物、系统和部件的可靠性设计：通过防止共因故障、应用单一故障准则和采用故障安全设计、多重性、多样性、独立性来实现11、案例分析第一题：工况III稀有事故,发生频率104/堆年102/堆年，如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂12、2级概率安全分析用以确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率；13、核级机械部件与常规机械产品的基本差别14、核级机械设备设计的基本核安全要求：在核设施服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运行状态和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载，保持其设备与部件压力边界的结构完整性15、热备用的Keff16应急演习：单项演习，每年
3、至少一次；综合演习，每两年一次17、测量排放废水中的铀采用分光光度法18、矿井氡的析出规律19、铀矿通风的要求，案例分析20、凡拟建造民用住宅和公共建筑物的建筑材料的必须满足建筑材料放射卫生防护标准中铀含量不大于740Bq/kg，镭含量不大于200 Bq/kg。21、铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限值为：氡 ：2.7kBq/m3，氡子体：5.4J/m3 22、转化反应常在含有HF、F2等强腐蚀性的气体中进行，因此必须用镍或镍基合金等耐腐蚀材料制作反应器，并且设备要有良好的密闭性以防有毒气体外逸23、UO2氢氟化的反应器：1）卧式搅拌床反应器；2）流化床反应器；3）移动床反应器24、气体扩
4、散法和气体离心法在级联数量上的差别25、货包外辐射水平：货包表面不超过2mSv/h26、仪器的宇宙射线响应每年标定一次，该项测量应在距岸1000米，水深超过2米的湖面的木制小船上进行27、中子的防护原则是对快中子减速，对减速的慢中子吸收。减速剂选择低原子序数材料，如石蜡、水、聚乙烯和混凝土等28、放射性流出物的排放要求：1）排放总量限值和浓度限值；2）排放受控；3）废液实行槽式排放；29、半衰期大于30年（不包括废物），第III级4×1010Bq/m3或释热率大于2kW/m3。 30、免管废物：对公众成员照射的剂量值小于0.01mSv/a，对公众的集体剂量小于等于1人Sv/a的含有少
5、量放射性核素的废物。31、水泥固化时废液中有硝酸钠成分对固化的影响32、处置场的关闭的覆盖层厚度2-5米，主要功能有防渗、防生物侵扰、辐射屏蔽、防分化侵蚀、水土流失和塌陷、阻滞核素释出和减少蒸腾作用。33、冷坩埚感应熔炉的原理34、退役活动的内容包括移走放射性物质、去污、切割解体、拆卸设备、拆除房屋、清污场址等。35、废物最少化的含义36、对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测与调查结果37、设计基准风是百年一遇的最大风速38、我国滨海厂址选用的洪水组合为：可能最大风暴潮增水、天文潮（
6、最高天文潮或10%超越概率高潮位）、二十五年一遇的江河洪水和风浪影响。39、采购：为得到物项或服务由买方或它制定的代表所进行的各种活动，它从提出规定要求开始到买方验收该物项或服务为止；40、不符合项：性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项变得不可接受或不能确定 41、质保规定有10个导则42、对文件控制的基本要求：1）文件的编制、审核和批准；2）文件的发放和分发；3）文件变更的控制。43、电子能量2M到1M,碰撞18次2010年专业实务试题一、单选题1、链式裂变反应释放出的能量，绝大部分首先在（ ）内转化为热能。A燃料元件 B燃料棒 C燃料组件 D冷却剂2、压水堆燃料芯块中铀-235的富集
7、度约为（）。A 1% B 3% C 5% D10%3、可用天然铀作为核燃料的堆型是（）。A 压水堆 B重水堆 C高温气冷堆 D快中子堆4、典型压水堆的压力范围是（）MPa。A 10-12 B 12-14 C 14-16 D 16-185、每一个铀-235原子核裂变大约要释放出（）MeV的能量6、堆内裂变时裂变产物中能量最大的是（）。A裂变碎片 B瞬发中子 C缓发中子 D射线7、反应堆核裂变时缓发中子占全部裂变中子的（）。A 0.1% B 1% C 2% D 5%8、发电机提升功率可造成（）。A压力升高 B压力降低 C冷却剂质量流量增加 D冷却剂质量流量减少9、过量水进入可引起（）ABCD过量稀
8、释硼可使反应堆重返临界10、控制棒弹出（）ABCD引入正反应性 （请补充）11、典型的功率调节系统要求在（）的功率范围内稳定工作。A 5%-100% B 10%-100% C 15%-100% D 20%-10012、纵深防御13、核电厂极限事故（设计基准事故）的发生概率（）A 10-2 B 10-410-2 C 10-410-6 D14、ASME将核机械部件、设备的安全级别分为（）级。A 1 B 2 C 3 D 415、反应堆冷却剂系统允许极限值是（）设计压力。A 5% B 10% C 15% D 20%16、专项安全监督任务由国家核安全局组织核安全检查组、核安全监督员和受委托的专家，在（）
9、的范围内进行工作。A 全部工作 B 依法授权 C 本职工作 D 17、核一级设备在设计阶段，所用材料的许用应力强度只保守地取到材料的（）。A 1/3 B 1/2 C 2/3 D 3/418、铀矿的总风量约比有色和冶金系统矿山高（）倍。A 1-3 B 3-5 C 5-8 D 6-1019、未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高（）。A 10 B 20 C 30 D 5020、外照射监测仪器中灵敏度最高的是（）。A 电离室型 B 正比计数器型 C G-M计数管型 D 闪烁计数器型21、在矿井必要的部位喷涂防护层以密闭氡的材料中具有较强的防渗透性、较好的经济性和施工简便的材料首选（）。A 偏聚乙
10、烯共聚乳液 B 混凝土水泥砂浆 C RT水性涂料 D 水基环氧树脂和水基丙烯酸乳液22、铀矿冶工作人员有限剂量约束值连续5年的平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均）为（） mSv/a。A 10 B 15 C 20 D 5023、地浸矿山环境保护与治理的核心是（）。A B C D 地下水的保护问题24、干法是在高温下用气态无水（）与UO2发生气-固相反应直接制得几乎不含水的UF4。A F气 B HF 25、目前用于制备可烧结UO2粉末的化工转化工艺流程主要有（）工艺和IDR工艺。A 三碳酸铀酰铵（ADC）B 重铀酸铵（ADU） C 流化床法（FBP） D 火焰反应法（FRP）26、将水蒸汽加入A
11、DU回转炉内的目的是（）。A 除氢 B 除氟 C 除氨 D 27、以下（）类型货包属于放射性货包。A P型货包 B H型货包 C 型货包 D A型货包28、对于污染区的操作要特别重视防止（）。A 内照射 B 外照射 C 表面污染 D 29、为了防止辐射经管道泄露，加速器系统管道应取（）形。A L型 B H型 C S型 D Z型30、放射性废物管理必须确保不给后代造成（）的负担。A 任何 B 一定 C 不必要 D 不适当31、玻璃固化中的黄相可能影响（）。A 降低热稳定性 B 降低包容量 C 降低固化品质 D 32、源项调查是（）中独特工作内容。A 制定计划 B 初始阶段 C 调查后期 D 全过
12、程33、核电厂区域地震区域调的范围是半径大小（）km。A 320 B 150 C 100 D 2534、核电厂址周围非居住区的半径不得小于（）kmA 0.5 B 1 C 5 D 1035、选择厂址在考虑人口分布时应遵循厂址应位于（）居民的可能危害是可接受的地区。A 当前 B 近期 C 将来 D 当前的和预计将来36、核电厂质量保证安全规定适用于（）。A 核电厂 B 核电厂和其他核设施 C D 临界装置37、核电厂质量保证安全规定共有（）个导则。A 5 B 10 C 11 D 1238、质量保证导则是编制质量保证大纲和质量保证大纲程序的（）文件。A强制性 B 参考性 C 指导性 D 39、管理部
13、门审查的主要着重点是（）。40、目前工业用量最大的是（）源A 238Pu B 210Po C 244Cm D 241Am41、尾矿库和废矿场特点（好像是放射性和量都大）A 要保证隔离300年42 剩余反应性和停堆余量之和43 废物排放最少化是指排放的（）放出的能量二、多项选择题1、原子核的组成（）A 光子 B电子 C中子 D质子 E2、核反应堆由（）等构成A堆芯 B冷却剂系统 C慢化剂系统 D控制与保护系统 E冷凝水系统3、重水堆与压水堆相比的优点有（）。A中子经济性好 B可以不停堆换料 C可用天然铀 D功率密度高 E占地面积小4、无法用天然铀作核燃料的反应堆是（）。A压水堆 B沸水堆 C重水
14、堆 D高温气冷堆 E快中子堆5、典型压水堆一回路系统具有核安全功能的有（）。A冷凝器 B 低压加热器 C高压加热器 D 压力容器 E 主循环泵6、压水堆核电站二回路系统主要由（）等组成。A饱和蒸汽轮机 B发电机 C冷凝器 D凝结水泵 E蒸汽发生器7、一回路辅助系统包括（）A主蒸汽排放系统 B循环冷却水系统 C凝结水给水系统 D化学和容积控制系统 E安全注射系统8、划分某一构筑物、系统或部件重要性的方法必须基于确定论方法，适当辅以概率论方法和工程判断，同时要考（）因素。A该物项要执行的功能 B未能执行其功能的后果 C需要该物项执行某一安全功能的可能性 D假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻 E
15、假设始发事件后需要该物项持续运行的时间9、核动力厂防火包括（）层次。A防止发生火灾 B第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害C第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重要功能的影响减至最低DE10、系统安全分级与部件安全分级的关系是（）。A 组成系统的部件与设备的安全级别与系统的安全级别相一致 B 组成系统的部件与设备的安全级别比系统的安全级别高一级 C安全级别不同的两个系统之间的接口部件按较高的级别确定 D E 与安全级别能动部件配套的电器设备与控制仪表划分为2E级 11、运行限值和条件可以分为（）类A 安全限值 B 安全系统整定值 C 正常运行的限值和条件 D 监督要求
16、E 设计限值12、营运单位必须制定和实施放射性废物管理大纲，该大纲必须包括收集（）等。A 分类 B 处理 C 整备 D 运输 E 贮存13、为了能够自动保证反应堆堆芯安全限值要求得到满足，需要借助稳压器高压紧急停堆以及（）等功能实现。A 稳压器高压紧急停堆 B 超温T紧急停堆 C 超功率T紧急停堆 D 功率区段中子通量密度高紧急停堆 E 蒸汽发生器安全阀动作14、由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷，以及设备材料中难于检查出的缺陷，在运行阶段，一定条件下有可能进一步扩展，导致设备的失效。这样的条件至少包括（）。A 运行水质不合格 B 运行状态不稳定 C 违反运行规程 D 水位异常 E15、核
17、材料管制的目的是确保核材料的安全与合法利用，防止（）。A 被盗 B 破坏 C 丢失 D 非法转让 E 非法使用16、核材料衡算的不平衡差必须是在法规限定的标准误差的（）倍之内。A 2 B 3 C 4 D 5 17、应急工作的方针（）A 常备不懈 B 积极兼容 C 大力协同 D E 18、核事故应急状态分为（）级。A 应急待命 B 厂房应急 C 厂区应急 D 厂内应急 E 厂外应急19、核电厂劳动单位应急指挥机构应具有（）的能力。A B C D E20、氡的累计测量常用的方法有（）。A 径迹蚀刻法 B 活性炭盒法 C 热释光法 D 静电收集法 E 比色法21、常规铀矿井除氡的方法包括（）。22、
18、在矿井必要的部位喷涂防护层以密闭氡的材料中具有较强的防渗透性、较好的经济性和施工简便的材料首选（）。A 偏聚乙烯共聚乳液 B 混凝土水泥砂浆 C RT水性涂料 D 水基环氧树脂和水基丙烯酸乳液23、通过采取（）等措施加强尾矿库运行的安全管理。A 尾矿的子坝的堆筑应正确放矿，保证坝前能形成均匀的坝体和沉积滩 B 及时构筑坝肩、排水沟渠，防止水流冲刷坝面 C 要随时装设、封堵溢洪井 D 覆土植被护坡 E 控制各种外来水 24、地浸工艺过程对地下水的复原主要技术措施包括（）。A 地下水清除法 B 反渗透法 C 自然净化法 D 不愿沉淀法 E 激光法25、尾矿库关闭后环境整治及长期稳定技术方法有（）。
19、A 物理稳定法 B 化学稳定法 C 生物稳定法 D 植被稳定法 E 综合稳定法26、与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点日（）A 比能耗低 B 单机浓缩系数大 C 造价低廉 D E27、放射性工作场所辐射分区按照GB 18871规定共分为（）。A 监督区 B 限制区 C 控制区 D E28、为增加乏燃料贮存水池的贮存容量，采取的密化措施有（）。A 加快水的净化 B 将燃料元件在水下由单层改为双层 C 将组件拆解成元件单棒排列 D 向水中加入可溶性毒物 E 水池格架中设置固态中子毒物29、用核反应堆和加速器生产的放射性同位素已达1000多种，其中（）是常见的人工放射性核素。A 60Co B 1
20、37Cs C 125I D 198Au E30、外照射的防护可以从以下（）几方面采取措施。A 控制时间 B 控制距离 C 增加屏蔽 D E31、感生放射性主要产生在加速器的（）中。A 结构材料 B 加速器本体 C 冷却水 D 空气 E 建筑物地面32、辐射监测按监测对象分为（）。A 辐射工作场所监测 B 个人剂量监测 C 环境监测 D 表面监测 E 流出物监测33、发现放射性同位素丢失、被盗，应立即向（）报告，保护好现场，并组织有关人员尽快找回丢失的放射源。A 单位保卫部门 B环保部门 C 公安部门 D 环卫部门 E 消防部门34、经环境保护部门批准的核利用建设项目或活动向环境排放放射性物质时
21、要符合下列（）条件。A 排放不超过审管部门认可的排放总量限值和浓度限值 B 有适当的流量和浓度监控设备，排放是受控的 C 含有放射性物质的废液是采用槽式排放的 D 排放所致的公众照射符合国家标准规定的剂量限制要求 E 使排放的控制最优化。35、废物库的场址选择应选择具有下列（）自然条件的场址。A 地势平坦，坡度较小的地区 B 地质构造简单 C 地下水位较深 D 工程地质状态稳定 E 气象条件较好36、放射性废物按毒性分类分为（）。A 极毒废物 B 高毒废物 C 重毒废物D 中毒废物 E 低毒废物37、废物接收必须满足经过审管部门批准的废物接收标准。发送处置废物必须提前递交废物处置清单，其内容包
22、括（）。A 废物来源 B 废物包体积和重量 C 放射性活度和主要核素 D 表面剂量率 E 废物处理和整备说明38、放射性废物处置场的覆盖层主要功能是（）。A 防地震破坏 B 防止降水和地表径流的水渗入 C 防生物侵扰 D 辐射屏蔽 E 防风化侵蚀和水土流失39、铀矿工易得的职业病包括（）。A 肺癌 B 脑癌 C 皮肤癌 D 肝癌 E 矽肺40、核电厂选址必须的基本因素包括（）。A 当地经济状况 B 当地政治因素 C厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件 D可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征 E 与实施应急计划相关的厂址与环境特征41、核级设备与常规产品在设计、制造、质量控
23、制与监督管理方面的基本差别（）。A确定设计基准的原则不同 B核级部件与设备的设计、制造、安装等活动使用最先进的技术 C在核级部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术 D所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施均需通过国家核安全局的认可；E核级要经过核主管部门批准42、放射性废物通过水体弥散的影响评价内容包括（）。A 确定源项 B 收集建立弥散模型所需的资料 C 选择适当的弥散模型 D 对放射性影响后果进行评价 E 明确应急响应程序及措施43、在考虑中、低放废物处置场时应遵循的准则包括（）。A 地下水较浅 B 地下水流速快 C 地下水流程长 D 能限制放射性核素迁
24、移 E 地质构造简单44、在进行设计过程中，要依据（）以保证所确定的有关设计输入都正确的体现在技术条件、图纸、程序、指令和说明中。A 核安全法规 B 设计基准 C 标准 D 规范 E 调研成果45、为使质保监查活动有效实施，监查人员要有足够的权力和组织独立性。对人员的具体要求是（ ）A 必须是单位领导 B 对被监查单位负有直接责任的人员不得参加监查小组 C D 对被监查单位负有责任的人员不得参与挑选监查小组人员的工作 E 必须是本单位内部的人员1、 反应堆总反应性等于-之和。2、 压水堆的主要缺点-。3、 压水堆U235的富集度-。4、 压水堆一回路辅助系统包括-。5、 U235裂变释放能量-
25、Mev。6、 反应堆裂变能大部分在-转换为热能。7、 压水堆典型功率调节系统-范围稳定工作。8、 功率调节系统性能要求在每分钟±-%线性负荷变化。9、 压水堆降低误动作率-次/年。10、 核动力厂设计安全要求和安全功能之一。11、 “控制棒弹出事故”的主要过程特征是-。12、 极限事故发生频率是-运行堆年。13、 一回路稳压器为核安全-级设备。14、 ASME核级机械部件和设备使用限值分为-级。15、 运行限值和条件经国家-部门评价和批准。16、 运行许可依据的-修改须报国家批准。17、 增加汽轮机负荷会-。18、 反应堆冷却剂系统允许极限值-%设计压力。19、 事故工况包括-事故和
26、严重事故。20、 一条反应堆冷却剂环路包括-。21、 核一级容器材料需用应力强度保守-几分之几。22、 核材料的不平衡差（MUF）-倍之内。23、 未稳定尾矿氡析出率高-倍。24、 -核燃料工作公众集体剂量最大。25、 铀矿等通风量高-倍。26、 地浸采铀的环境问题是-。27、 原地爆破o选防氡密闭材料-。28、 退役阶段尾矿和废石特点之一：放活，废物量-。29、 铀矿冶工作人员连续5年平均有效剂量-msv/a。30、 铀选冶厂煅烧、冷却岗位主要防护要求控制-。31、 铀矿冶废水处理方法-。32、 UF6生产UF4与-反应经济性好。33、 ADU通入氢气的目的是-。34、 溶剂萃取分配比的定义
27、-。35、 乏燃料后处理剪切岗位防止核临界-。36、 GB18871放射性工作场所分为-。37、 放射性物质货包分为散料-，其中-。38、 a粒子是-。39、 高能加速器设置-控制活化空气排入环境。40、 辐射监测对象分为-，个人，环境流出物。41、 大型辐照装置一般-内进行辐照。42、 工业用量最大的a源是-。43、 同位素丢失被盗，应当-。44、 放射性废物是指-大于放废管理、确保不给后代-负担。45、 放射性碘，人体-对碘有浓集作用。46、 低中放废衰变到清洁废物可以-。47、 黄相含-高，因此-。48、 放废最小化管理是指-。49、 退役工作中源相调查是-工作。50、 a退役，辐射防护
28、重视防止-。51、 核电厂选址评价自然和认为因素在-年内可预见演变。52、 地质、地震调查在-KM范围内。53、 核电厂非居住区-KM范围。54、 核电厂相关质量保证导则属于-文件。55、 HAF003核安全的定义。56、 HAF003质量保证原则适用于-。57、 HAF有-个原则。58、 HAF管理部门审查是指-。59、 设计验证中鉴定试验在-设计工况下进行。60、 压力重水堆的优点是-。61、 发生事故采取-措施，保证减轻放射性后果。62、 系统安全分级与部件安全分级的关系是-。63、 压水堆考虑严重事故预防和缓解措施有-。64、 无法采用天然铀的反应堆是-。65、 核反应堆由-组成。66
29、、 高温气冷堆的特点是-。67、 压水堆二回路系统由-组成。68、 运行寿期内，根据-对运行限值和条件复审。69、 纵深防御层次为-。70、 核级机械部件与常规在设计上的基本差别是-。71、 核动力厂基本安全要求、运行限值和条件分为-。72、 借助稳压器停堆-等功能自动保证安全限值。73、 运行阶段-使材料缺陷进一步扩展。74、 铀矿井降氡方法有-。75、 地浸采铀对地下水还原方法-。76、 铀矿工作者的职业病有-。77、 氡累计测量法是-。78、 铀尾矿运行安全管理是指-。79、 铀尾矿稳定化处理方法-。80、 铀浓缩厂主要监测项目-浓度。81、 乏燃料高密度储存方法措施-。82、 辐射安全
30、监测主要考虑-。83、 应急准备和响应中，任何干预必须是最优化的。84、 核燃料加工实物保护是指-。85、 人工放射性同位素有-。86、 R辐射测量仪分为-。87、 同位素丢失被盗应立即向-报告。88、 高能加速器产生的放射性主要来源于-。89、 放废库较好的场址自然条件是-。90、 放废各种形式，其中-差别很大。91、 极毒性废物有-。92、 低中废物处置清单包含-。93、 低中放废的覆盖层主要功能是-。94、 场址适宜性，总体影响因素取决于-。95、 选址经水体途径释放对环境影响评价包括-。2011核安全工程师考试专业实务一、 单选题 1、 低能区-减少而逐渐增大 2、 中子碰次数-18次
31、 3、 -有一个稳压器的题不记得了 4、 有源导热 5、 传热系数低 6、 缓发中子时间-80S 7、 蒸发器破裂-冷却剂减少 8、 概率法-事故 9、 地震-2/3 10、 安全限值-没有找到 11、 铀钚检查周期 12、 应急计划提前几个月上报 13、 有关在役-时间 14、 日常监督 15、 退役-好像标准不变 16、 改变限值-核安全监管批准 17、 废石矿转移-镭226 18、 居住200-400 19、 尾矿的什么数量级 20、 地浸的废水720% 21、 ADU 22、 扩散发压差 23、 扩散法-0.002 24、 离心法级联 25、 豁免货包0.01 26、 行政审批20天
32、27、 核技术利用项目许可证的有效期5年; 28、 阿尔法射线-U238 29、 什么内壁-石蜡 30、 排气-臭氧 31、 什么-密闭 32、 废物-浅地表贮存 33、 高放废液固化-玻璃 34、 有一个后处理厂-立即退役 35、 有一个-什么不减少总的放射性活度 36、 人口统计-固定加密度; 37、 人口统计-80km 38、 技术导则-建造阶段 39、 HEPA高校过滤器; 40、 服用碘片的干预水平：100mGy; 41、 接口设计原则; 42、 槽式排放; 43、 高放废液固化：玻璃; 44、 有一个300年(好像是低中放废物隔离时间); 45、 有一个3050年; 46、 调查：
33、确定论方法; 47、 向人类转移; 48、 质保监察：每年一次; 49、 核安全局质保检查内容：大纲、能力、不符合项; 二、 多选题 1、 P3，易裂变材料，4个; 2、 P13，中子注量率展平方法，3个; 3、 P19，沸水堆特点，3个; 4、 P29，钠冷特点，3个; 5、 P110，安全分级的应用范围，3个; 6、 P127，功率运行时参数的组合，4个; 7、 P156，衡算管理的内容包括，3个; 8、 P167，核动力厂的应急职责，3个; 9、 P174，演习的频次,2个; 10、 P199，天然铀的监测方法，3个; 11、 P204, Rn222的监测方法，3个; 12、 P224，
34、尾矿库的事故类型，4个; 13、 P251，尾矿库的长期稳定治理; 14、 P279，钼舟烧制时防止氢气爆炸的措施，4个; 15、 P297，料液配制的临界安全控制; 16、 P302，应急行动程序的内容，4个; 17、 P313，货包设计的审批; 18、 P318，行政审批的形式，4个; 19、 P327，外照射的特点，4个; 20、 P334，感生放射性的来源，4个; 21、 P346，辐射防护的原则，3个; 22、 P365，辐照装置的安全措施; 23、 P373，事故处理应急预案的内容; 24、 P390，沥青固化的特点，2个; 25、 P408，延缓拆除的弊端，4个; 26、 P41
35、1，源项调查的方法，3个; 27、 P428，表4-1，化工厂的影响因素，3个; 28、 P434，滨海电厂极端洪水事件的因素，3个; 29、 P454，人口调查的统计方法，4个; 30、 P454，人口资料的调查收集包括，3个; 31、 P480，试验程序应包括; 32、 P480，测量和试验设备的标定管理; 33、 P满功率运行时投入的系统; 34、 P安全功能选择考虑的因素，4个; 35、 P矿井222Rn的来源，5个; 36、 P低、中放废物的处置; 37、 P不符合项的处理方法，3个; 38、 P送交城市废物库的废物最小化的措施; 一、单选题1、低能区-减少而逐渐增大；2、中子碰次数
36、-18次；3、-有一个稳压器的题不记得了；4、P48，燃料包壳内：无内热源的导出；燃料芯块内：有内热源的导出；5、毒性最大的是：氙135；6、传热系数高（泡核沸腾状态下）；7、缓发中子时间-80S；8、蒸发器破裂-冷却剂减少；9、概率法-事故；10、地震-2/3；11、P61，安全限值-设计基准事故；12、铀钚检查周期2个月；13、应急计划提前几个月上报；14、有关在役-时间；15、日常监督；16、退役-等同于（好像标准不变）；17、改变限值-核安全监管批准；18、废石矿转移-镭226；19、居住：200-400；20、尾矿的什么数量级；21、地浸的废水720%；22、ADU法；23、扩散发压
37、差；24、扩散法-0.002；25、离心法级联？26、豁免货包0.01；27、行政审批20天；28、核技术利用项目许可证的有效期5年；29、阿尔法射线-U238；30、什么内壁-石蜡； 31、排气臭氧；32、什么密闭；33、废物浅地表贮存；34、高放废液固化玻璃；35、有一个后处理厂立即退役；36、有一个什么不减少总的放射性活度；37、人口统计固定加密度；38、人口统计80km；39、技术性导则建造阶段；40、HEPA高校过滤器；41、服用碘片的干预水平：100mGy;42、接口设计原则；43、槽式排放；44、有一个300年（好像是低中放废物隔离时间）；45、有一个3050年；46、调查：确定
38、论方法；47、向人类转移；48、质保监察：每年一次；49、核安全局质保检查内容：大纲、能力、不符合项；50、吸收界面最大的？51、停工待检点的要求；52、压水堆燃料芯块的材质：二氧化铀；53、压水堆乏燃料在现场储存一年后衰变可以降低多少倍？（1000倍？）54、铀和钍半生放射性矿对矿工的主要危害元素是；2012年注册核安全工程师考试专业实务一、单选：第一章1、1942年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创人类利用核能新纪元。2、微观截面是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量。它的量纲是面积。3、低能区（一般指 1 电子伏），在该能区吸收
39、截面a（ ）。？A：随中子能量的减小而逐渐增大 B：随中子能量的减小而逐渐减小C: 与中子的速度成反比 D: 与中子的速度成正比4、重水（D2O）可用天然铀作核燃料。5、反应堆停堆时先由蒸汽发生器将一回路热量带走，随后依靠停堆冷却系统将反应堆停堆后的剩余发热带走。6、裂变能的绝大部分（工程上通常取97.4%）在燃料元件内转换为热能，少量在慢化剂内释放。7、最常用的是采用控制棒的方法。即用一种或几种中子吸收截面很大的物质，如银铟镉等材料制成吸收棒。8、保护系统由核反应堆停堆触发系统和专设安全设施触发系统组成。9、总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免
40、受危害。10、纵深防御第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。11、核动力厂堆芯损坏但安全壳仍完整的事件是（ ）级。 A：4级 B：5级 C：6级 D：7级12、大破口长期冷却需（ ）时间。 A：1030S B：1-2min C：30min D：一个月13、1级概率安全分析？14、在完成了事故序列的定量化模型的定量化工作后，还应进行不确定性、重要度和灵敏度分析。15、核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备必须通过设备鉴定方可使用。16、功能试验的目的是确定一个模块或系统具有与规定的要求相一致的功能特性（由输入和输出确定）。结构试验也称作为白箱试验。
41、17、运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂运行开始之前经国家核安全监管部门评价和批准。18、反应堆堆芯安全限值要求核电机组在稳态、正常运行瞬态、和预计运行事件期间不得超出规定的可接受的燃料设计限值。反应堆堆芯通过满足相应于在95%可信度95%概率下堆芯不会发生偏离泡核沸腾（DNB）的设计基准，和通过保持燃料棒中心温度在熔化温度以下来达到上述要求。19、核动力厂主要调试阶段的第三阶段为功率试验。20、在役检查涉及到人员和检验设备的几何空间的可达性。21、核材料衡算采用闭合平衡的方法。22、在实物保护系统的设计中，罪犯为达到其盗窃核材料或破坏核设施的目的，设计要在所考虑的罪犯行动路径上
42、找到一个关键探测点（位置），在这一点之后，以便能赶在罪犯到达目的地完成其盗窃或破坏活动之前阻止其行动。在关键测量点之后的所有探测都是没有任何意义的。23、实物保护的子系统？第二章24、我国共建设了铀矿废石场、尾矿库共有数百个，这些场、库的堆放形式多为筑坝自然堆存或建造尾矿库储存。其中约有80%的场、库分布在山区沟壑之中。25、G-M计数管？26、井下原地爆破浸出法采铀是当前矿冶生产较为经济有效的采矿方法27、废石场的治理和监护要比尾矿库的治理要简单一些，重点是应对废石堆进行覆土控制氡的析出率，使之达到国家标准要求。第三章28、分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位。29、组件寿期终了时包壳的
43、最大腐蚀深度应低于壁厚的10%。30、双偶然原则？第四章31、低毒的核素除14C外，还有（ ） A：3H B：3H 第五章32、对于小的 应优先选用立即拆除。第六章33、外部自然事件主要包括来自地质、地震、水文、气象、土工等因素产生的影响。34、飞机航线的筛选距离值为核电厂4km范围。35、将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位之上，其中包括考虑风浪影响。此种情况也称为“干厂址”。36、建议每一核电厂对应于安全水平SL-2级地震的最小值采用0.1g地面水平峰值加速度。37、区域调查的范围（半径150km）38、对于核电厂设计基准地震动SL-2，我国的概率风险水平取值10-4。第七章39、管理部
44、门要对本单位的质保大纲的实施状况（是否有效实施）和适用性，定期进行审查，发现问题采取纠正措施。40、对要达到的质量负主要责任的是该工作的从事者承担者，而不是哪些验证质量的人员。41、试验验证时，应采用原型试验件进行鉴定试验。这种鉴定试验要在最苛刻的设计工况下进行。42、设计验证必须由未参加原设计的人员或小组进行。43、对质量保证记录的填写要求字迹必须清楚，不能潦草，不能涂改。44、管评？二、多选第一章1、使235U反应变慢的反应有（ ）A：散射反应 B：裂变反应 C:俘获反应 D: 聚变反应2、钠快冷堆池式结构的特点有（ ）。A：可以防止失冷事故 B:比回路式结构的安全性好C：池式结构复杂，不
45、便检修 D：用钠多3、补给水系统是为一回路主、辅系统提供所需的除盐水、除氧水及硼回收再生水。4、功率展平的主要措施有燃料元件分区布置，合理设计和布置控制棒（例如采用束棒及部分长度控制棒），堆芯内可燃毒物的合理布置，采用化学补偿溶液以及堆芯周围设置反射层。5、调节系统由四个电子逻辑回路组成，即主控制回路，整定值确定回路，出力不一致回路，控制棒驱动回路。6、为了贯彻纵深防御概念，核动力厂设计必须尽实际可能地防止：（1）出现影响实体屏障完整性的情况；（2）屏障在需要它发挥作用时失效；（3）一道屏障因另一道屏障的失效而失效。7、事故分析的基本假设有（ ）A： 假设失去厂外电源。 B：假设最大价值的一组
46、控制棒卡在全抽出位置(卡棒假设)。C： 仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。D：需假设极限的单一故障。8、我国核事故应急实行三级管理，即国家级、地方（省、自治区、直辖市）政府级及核设施营运单位三级，分层次对相应核事故应急管理工作负责。9、核动力厂核事故应急演习按演习涉及范围分为联合演习、综合演习、单项演习。第二章10、氡的测量方法有瞬时测量法、累积测量法。第三章11、UF4生产UF6尾气中含（ ） A：微量UF4 HF F2 B：微量UF6 HF F2 C：微量UF4 HF F2 D：HF F212、用扩散法分离同位素的条件是膜孔径必须足够小，混合气体压力足够低，并维持进出口有一定的压差。13、
47、后处理机械剪切系统技术采用远距离操作和维修方式，还要解决剪切粉末回收、防止锆屑自燃及气溶胶处理等问题。14、实物保护系统必须具备的基本功能有探测、延迟、响应。第四章15、O3 和NOx？16、辐照装置应设有观察、联锁、报警、强迫降源、剂量监测、通风等安全装置和设施，以确保辐照安全。17、废物包装容器内不允许装入：A:爆炸性物质或与水接触后能产生爆炸反应的物质；B:自燃、易燃或易挥发物质；C:未经处理的动物尸体；D:液体或湿固体。第五章18、去污对退役工作的重要性在于：A：降低放射性水平，减少操作人员的受照剂量；B：降低屏蔽和远距离操作的要求，方便拆卸活动；C：使得有些物料可以再循环再利用，场址
48、可以开放利用；D：减少废物的重量和体积，降低废物贮存、运输和处置的负担。第六章第七章19、采购文件中需包括( )A:哪些是要扩展到供方分包单位的有关要求; B：质量保证要求C： 技术要求 D：供方承担的工作范围的说明”2013实务1、 核安全的总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标2、 核安全监管包括核设施安全监管、核安全设备质量监管、辐射安全监管和放射性环境监测。3、 设计验证三方法：A、设计审查、B使用其他计算方法、C试验验证。4、 不符合项处理的方式：A不加修改地接受、B拒收、C修理、D返工。5、 民用核设施营运单位应当对民用核安全设
49、备质量进行验收。有下列情况之一的，不得验收通过：（1）不能按照质保大纲要求证明质量受控的；（2）出现重大质量问题未处理完毕的。6、 国家核安全局对民用核承压设备设计、制造和安装单位的7、 在核设施厂址适宜性评价中，必须考虑以下几方面的因素：（1）所在区域外部事件（外部自然事件和外部人为事件的影响；（2）释放放射性物质向人体和环境转移的厂址特征及其环境特征；（3）与实施应急措施的能力和外围地带人口风险评价及其他特征。8、 滨海厂址（海、湖和半封闭水体）洪水灾害应考虑的洪水类型（当合适时）：（1）最大风暴潮洪水；（2）最大海啸洪水；（3）最大假潮洪水；（4）风浪引起洪
50、水。9、 核电厂防洪设计的考虑，应包括：（1） 构筑物；（2）厂区高于计算洪水水位以上；（3）抵御洪水最佳材料选择；（4）最佳防洪布置；（5）防护构筑物与电厂部件的可能相互影响的研究。10、放射性废物近地表处置场选址可分为四个阶段：规划选址、区域调查、场址特性评价和场址确定阶段。11、划分某一构筑物、系统和部件安全重要性的方法主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，考虑如下因素：（1）该物项要执行的安全功能；（2）未能执行其功能的后果；（3）需要该物项执行某一安全功能的可能性；（4）假设始发事件后需要该
51、物项投入运行的时刻或持续运行时间。12、根据核安全法规HAF102（2004）“核动力厂设计安全规定”，可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为：正常运行、预计运行时间、设计基准事故和严重事故。13、在民用核设施中执行核安全功能的机械设备和电气设备，其质量和可靠性对民用核设施的安全稳定运行十分重要，这些设备在设计、制造、安装和运行阶段的质量事故都可能导致核设施放射性释放的严重后果。14、铀矿的主要危害有：（1）铀是铀镭系、锕铀系的母体，并按各自的衰变规律放射出、和三种放射线；（2）铀析出放射性气体氡（氡-222、氡-219），它们不断衰变产生一系列的放射性子体，氡是国际社会上公认的致癌因素之一。
52、（3）铀子体具有各自的毒性；（4）铀矿石多与其他元素共、伴生，同时具有非放有毒、害因素并存。15、目前我国铀矿冶工业主要是用化学沉淀、离子交换、电渗析等方法进行废水处理。16、核燃料加工、处理设施辐射安全设计包括：（1）设施的分区布置；（放射性工作场所要分为控制区和监督区）（2）设施的密封原则；（3）气流组织；（4）人流控制；（5）辐射屏蔽和污染控制；（6）防火防爆措施；（7）事故应急措施。17、若六氟化铀气体外溢被人体吸入会造成严重的内照射危害。（1）级联大厅UF6泄漏；（2）供取料厂房UF6泄漏；（3）液化取样、倒料系统UF6泄漏；（4）贮存、运输容器UF6泄漏。18、为了防止“红油”爆炸
53、，对后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施如下：（1）限制进入蒸发器的水溶液的TBP含量。（2）对进入上述蒸发器的各种液流中TBP含量不太显著的物流，特别是未经稀释剂的物流，进行系统检测。（3）将水相送入蒸发器时，为避免漂浮在水相上面的TBP带入，供料容器内不允许水相溶液完全排空。（4）在溶剂蒸馏处理装置接收料液之前，应在各萃取循环的溶剂处理工序对有机物流用碳酸钠和苏打彻底处理，并且用水清洗，以保证这些物流中硝酸盐（氧化物）含量非常低（最大几十毫克/升）。（5）正常操作时，蒸发器内部温度应严格限制在130以下19、核设施的主要应急设施，包括A主控制室、B辅助或备用控制室（点）、C技术支持中心或支持
54、点、D应急控制中心、运行支持中心宇生放射性核素包括：H-3 C-14 P-32 Ar-40 Kr-85 专业P502大气层核试验残留核素有：Cs-137 Sr-90 专业P506质量保证审评范围也包括三个方面，即质量保证大纲，质保实际能力和实施工作时发生的重大不符合项。加速器的感生放射性存在于？（多选）结构材料、束流传输隧道内空气活化、加速器厅内空气活化、冷却水活动、土壤活化。抗水性早期核材料衡算管理包括？（多选） 监督检查大纲？监督检查程序？富集度上线历史上的7级核事故安全联锁装置必须满足下列哪些条件才能允许照射？（多选） 专业P404，迷惑选项：温度？压力？以下为核技术应用领域的辐射事故有
55、？（多选）（A）元件厂UF6泄漏；（B）研究堆临界事故；（C）放废运输事故；（D）放射源丢失事故；（E）核电厂大破口事故焚烧问题核材料管制策略：保护、衡算、应急陆生放射性核素包括：I-131 Th-232 U-238 U-235 专业P501关于退役，废物减量化，最小化的题目关键人群组应具备哪些条件？（多选）货包分类（多选）：工业货包、例外货包 A型货包、B型货包、C型货包6、 国家核安全局对民用核承压设备设计、制造和安装单位的质量保证审评范围也包括三个方面，即质量保证大纲，质保实际能力和实施工作时发生的重大不符合项。1、 达到的质量负主要责任的是A、该工作的承担者 B、单位领导 C、验证质量
56、的人员。2、 核安全问题最典型的代表核电厂安全。3、 HAF003与ISO9001的词语对比：A、管理部门审查 B、监察 C、审核 D、管理评审4、 试验验证采用原型试验件进行鉴定试验，A最苛刻工况。B最佳工况5、 未经批准，不得进行停工待检点（H点）以后的工作。A停工待检点（H点）；B见证点（W点）；C记录检查点（R点）6、 永久性记录由营运单位或其他单位妥为保存，保存期应不短于A该物项的使用寿期B 核设施的营运寿期7、 我国在进行核电厂选址时采用这些值：除最大的飞机场外，所有机场采用10km作为筛选距离值（SDV）。8、 烟羽应急计划区按反应堆热功率大小、在以反应堆为中心半径7-10km范
57、围内确定。9、 内区在以反应堆为中心、半径3-5km的范围内确定。10、 放射性废物地质处置选址是指含半衰期大于30a的核素的废物和 废物的处置选址。11、 工况事故发生频率10-6/堆年-10-4/堆年之间12、 工况事故发生频率在10-4/堆年-10-2/堆年之间，13、 辐射防护的目的在于防止有害的非随机效应；并限制随机效应的发生概率，使之达到可以接受的水平；14、 若冷却剂中含氧，则功率运行期间主要辐射源为N1615、 假定防火区内的全部可燃物料全部烧光，而未受影响部分仍能保证停堆、排出余热和包容放射性物质的基本安全功能，这样的防火方法称火灾封锁法。16、 对于工况事件，燃料元件不烧毁
58、，对于这一条易于执行和稍严的准则称为不发生偏离泡核沸腾准则（DNB），或是最小偏离泡核沸腾比（BNBR）在双95%偏离泡核沸腾准则规定的限值以上。17、 一回路压力小于110%设计值。18、 蒸汽发生器传热管段破裂（最大可信事故，稀有事故） 超设计基准事故 严重事故19、 运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂（A）开始之前经国家核安全监管部门评价和批准。 A运行 B热调 C冷调 20、 该导则要求设计上审查“保证在役检查能顺利进行”的数项内容总括起来的核心问题之一是实施在役检察的（可达性）。21、 在核动力厂全寿期在役检查中的“完整检查”通常安排在在役检查阶段进行，以确定“起始零点”，然后安排在反应堆首次装料后的（）以内再进行第二次。30个月22、 核材料临界安全 防止临界条件出现23、 通常分析乏燃料运输、贮存与后处理的临界问题时，均以新燃料的最高富集度为依据，这样做的结果是安全裕度过大。若考虑核燃料在辐照后其反应性因易裂变核素的净减少和中子吸收剂的存在而有所降低，即采用燃耗信用制，燃耗信用制 的关键是 燃耗测量24、 铀矿冶环境公众的受照有效剂量约束值为0.5 mSv/a。25、 UF6 在空气中遇水分能形成（） 而发烟， A氢氟酸26、 碘防护服碘100% 前6小时27、 统一指挥场外核应急 地方级政府负责28、 实务42题 隐蔽2天可避免剂量 10mSv15
