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1、全国注册核安全工程师考试综合知识真题解答2016 年全国注册核安全工程师考试综合知识真题单选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 T1/2 =ln2/ 入 B、 T1/2 * 入=1 C、 T1/2 * 入=D、 T1/2 * 入=3、 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

2、B、大于1 C、等于1 D、接近15、 压水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

3、行的大型压水堆核电厂中主要采用（ A）作为主循环泵。70A、轴密圭寸B、全密圭寸C、半密圭寸D、不密圭寸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、 B 、 1 C 、 D 、12、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

4、、功率调节C、NSSS系统D、蒸汽发生器水位调节 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

5、化三铀D、合金铀20、 非密封源工作场所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%。 232222 220 40 226A、 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、

6、 107 D、 10824、 a射线、射线、丫射线引起的辐射危害程度来说，外照射（ B） 268A、a 丫 B 、a 丫 C、a 丫 D、丫 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、

7、比热容C、吸热能力D、热容量29、 钠冷快堆中，在室温下钠的状态（ 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 ）

8、反应生产同位素，所生成的同位素与靶材料一般是（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当量剂量与（A）的乘积是平均吸收剂量 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A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）分离飞幵P31 A库仑斥力B引力C撞击力D40、 中子通量分

9、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、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。9

10、2A10 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。 110A 单一故障 B 故障安全 C 多样性 D 独立性49、 无保护事故率二（）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给二回路， 将二回路的给水变成蒸汽 169A蒸汽发生

11、器B冷却剂C反应堆D主泵 53、UF4是制备UF6和（）的原料。196A二氧化铀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205A1B2C3D455、 （）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%。259A235UB238U 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

12、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DA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（A、B -粒子B、B +衰粒子C俄歇电子子D、内转换电子3、 丫射线通过物质时主要有（）o P15A、光电效应B、康普顿效应 C、光电效应 D、电子对效应4、 反应堆在运行过程中，反应性将不断变化，其主

13、要原因（）A、燃料和重同位素成分的变化 B、造成“中毒”和“结渣”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 （ ） o 57A、必须使用低富集度的铀 B、必须采用提高堆芯的压力） o P11E、反微中子E 、核反应o 38效应 C、温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（） 。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

14、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（）oA、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余热排出系统的主要部件 E、 安全壳厂房A、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（） 。 187

15、A、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（） 27

16、0A、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 IAEA 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

17、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

18、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、 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

19、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、压力容器材料要求有较高的（） 165A 机械性能 B 抗辐照性能 C 热稳定性 D E 37、后处理目的和任务有（） 217A 回收和净化乏燃料中残剩的易裂变材料 B 回收和净化乏燃料中新产生 的易裂变材料 C 回收和净化未发生核反应的可转换材料 D 提取有用的 放射性同位素 E38、屏蔽设计包括（） 292A 源项特性计算 B 屏蔽结构和材料的选择 C 泄漏和散射问题处理 D E39、（）为对辐射危险进行防护，保护人类环境，奠定了坚实基础。 312A 国际公约和 IAEA 安全标准 B 工业标准和技术要求 C 安全责任 D 安 全目的 E40、钠冷快堆的优点 100A 吸收截面小 B 导热性好 C 常温下为固态 D 化学性质活泼 E 熔点高