第一篇：2011注冊核安全工程師考試試題-專業實物(修訂版)

2011年注冊核安全工程是考試試題-專業實物

一、單選

1.核反應截面與中子能量的關系（隨著能量增大而減小）

2.裂變截面曲線出現共振截面峰值的原因（鈾-238、氫、鋯）

3.裂變中子慢化至熱中子，需要與水中的氫碰撞（18）次

4.核反應截面與（）有關（密度、原子序數、中子、電荷數）

5.一回路（1）個穩壓器

6.對反應堆鏈式反應影響最大的毒物是（Xe）

7.在燃料元件內，是一個（內熱源導熱、熱傳導、對流）問題

8.緩發中子平均壽命最長是（0.8S、80S、0.085S）

9.安全限值是為保護（設計基準事故、假設始發事件）

10.在核電廠設計中，必須在不同的構筑物、系統和設備部件之間提供（接口設計、區域劃分），以保證劃分較低級別的系統任何故障不會蔓延至較高級別系統。

11.水腔的出現對燃料原件的影響（溫度升高、降低、波動）

12.在（泡核沸騰、過冷、過熱冷卻劑）情況下，傳熱系數最大

13.設計震動參數通常豎向加速度峰值取水平方向的（1/3,2/3）

14.運行限值和條件需經（國家核安全局、主管部門）批準

15.核電廠一次完成性的在役檢查間隔（3、5、10）年

16.高濃縮鈾和鈈的衡算周期為（2個月、半年、1年）

17.碘防護通用干預水平為（10mSv,100mSv,100Gy)

18.核設施應急審核是（10年，5年，設計壽期）

19.降氡的最好方法（通風）

20.未穩定的尾礦堆比土壤氡析出率高（100、2~3、200）多倍。

21.居住環境的氡的濃度限值（200~400Bq/m3）

22.一般品味的鈾礦的選冶崗位應防止（外照射、內照射、γ照射、β照射）

23.堆侵法為常規水冶法的廢水的（7%~20%）

24.鈾-235擴散分離實際分離系數為（1.002）

25.氣體離心法分離同位素的條件是膜孔徑足夠小，混合氣體壓力足夠低，并維

持（進出口一定壓差）。

26.氣體離心法要得到高濃度鈾-235是通過很多分離單元的（串聯、并聯、級聯）

27.我國目前鈾轉化的濕法工藝為（ADU）

28.燃料加工設計（）系統

29.乏燃料存貯一年后放射活度衰減（2~3）個數量級

30.放射性廢物（槽式）排放

31.快中子是γ射線（）倍生物效應

32.營運單位在首次投料前（1年、6個月、1個月）報國家核安全部門審評

33.事故現場沒有達到安全水平前（任何人不得進入，不能解除限制）

34.核技術利用，用戶需要和（生產廠家簽訂放射源返回協議）

35.鈷源輻照室通風目的排出（氮的氧化物，氫氣，臭氧）。

36.核技術利用審查許可（5）年有效

37.中子屏蔽內層選用（石蠟）

38.豁免放射廢物對公眾成員劑量照射小于（0.01mSv).39.廢物通過（）降低放射

40.后處理廠退役優選（立即拆除）

41.放射性去污改變（改變核素存在形式和位置）

42.粒徑小于0.3微米的顆粒采用（高效微粒空氣過濾器）過濾

43.高放廢物采用（水泥、瀝青、玻璃、塑料）固化

44.高放玻璃固化體澆注在特制的容器中，冷卻貯存（30--50 年）再作處置

45.廠址適用性潛在放射性后果特征包括（廠址特征和環境特征）

46.我國廠址選擇方法是（固定區域法和人口密度法）。

47.在運行前應至少有（一年、兩年、半年）現場氣象數據。

48.確定風暴的方法（）確定論法

49.人口調查的區域半徑（40KM,80KM,25KM，150KM）。

50.（監查、記錄、建造、質保大綱）是核安全技術導則

51.管理部門審查一般（1年、半年、2年）進行一次

52.未經過單位書面批準，不得進行（W、R、H）點的工作

53.對不符合項的處理是（標識、隔離和審查）

54.日常核安全檢查是由（地區監督站）執行

55.國家核安全對營運單位的審評范圍（質保大綱、實施質保大綱能力、不符合項）

二、多選

1.反應堆包括的易裂變材料（U-235,U-233,Pu-239,Pu-241)

2.沸水堆與壓水堆相比，特點是（控制棒從下往上插、直接循環、工作壓力低、出現空泡）

3.鈉冷快堆的優點（）

4.保證反應堆正常運行的系統有（化容系統、設備冷卻水系統）

5.控制反應性手段

6.安全分級考慮的因素（物項執行的安全功能、未能執行的后果、執行的可能

性、物項投入運行時刻和持續時間）

7.中子注量率的展平方法（燃料分區布置、控制棒、可燃毒物）

8.營運單位為保證反應堆運行安全，應保證所裝載的燃料（設計，富集度，換

料時間，人數，成本）經核安全監管部門批準

9.機組運行模式是指以下一種或組合（堆芯反應性狀態、功率水平、冷卻劑流

量、冷卻劑平均溫度、容器封頭螺栓緊張程度）

10.核動力廠營運單位核事故應急管理職責（執行國家核應急法規、政策，制訂

場內應急計劃，確定核事故應急狀態、向上級報告）

11.應急演習中頻率（單項演習1次/年，綜合演習1次/2年，裝料前的聯合演

習，通訊數據傳送1次/年）

12.氡-222的監測方法有（電離室-靜電計法、閃爍室法、雙濾膜法）

13.采礦氡的來源（老侗積累、礦石崩落、坑道廢水、礦壁間隙）

14.尾礦庫的安全管理制度包括（尾礦庫安全檢查、觀測制度，尾礦庫防洪、排

洪檢查，應急、防止利用成建筑材料）

15.輻射防護大綱內容包括（輻射安全設計、輻射安全監測、輻射安全措施）

16.在組分確定情況下，影響核臨界的因素有（濃度、質量、體積）

17.以下哪些貨包需要審批（易裂變材料貨包（除例外貨包）、B型貨包、C型貨

包）

18.應急行動程序包括（監測、急救、消防、保衛、記錄及保存）

19.外照射防護方法（控制時間、控制距離、增加屏蔽）

20.核技術申請審查方式（文件審查、實地審查、召開專家評審會、舉行厲害關

系的聽證會、與營運單位合作審查）

21.輻照裝置應設有（觀察、連鎖、監測、冷卻、通風）安全裝置和設施

22.廢物最小化是指（體積、濃度、總活度、比活度）

23.瀝青固化適用于（高釋熱率，高輻照，一般廢物，含氧化劑廢物）。

24.Sr和Cs-137廢物是（近地表處置、存貯300年）后再處置

25.反應堆退役采用延緩拆除（系統包容性降低、文檔資料遺失、人員流失）

26.源項調查方法（計算、文檔調查、現場測量）

27.濱海核電廠極端洪水事件由（海平面異常、風暴潮、假潮、海嘯、波浪影響）

等組成。

28.廠址篩選有（固定區域法、人口密度法、廠址人口因子法、積分法、廠址和

扇形因子法）

29.試驗程序包括（先決條件檢查，人員、設備、環境要求，設計文件規定要求，驗收限值，專家要求）

30.對儀器設備采取標定控制措施（儀器合格后才能使用，精度、準確度合格性，當發現上次試驗標定有問題應重新標定，設備壽命標定）

31.非彈性散射特點

32.應急設施、設備包括（主控室、輔助控制點、應急中心、通訊系統、技術支

持中心）

33.天然鈾的監測方法有（固體熒光法、分光光度法、激光熒光法）

34.用黃餅制造燃料原件的工藝是（純化、轉化、濃縮、燃料元件加工）

35.城市廢物選址要求（）

第二篇：注冊核安全工程師2008年考試試題(專業實物部分) 答案

專業實物模擬試題

一、單選題（每題一分，共60分）

1、在熱中子反應堆中，中子慢化主要依靠（A）A 彈性散射 B 非彈性散射 C 俘獲反應 D 裂變反應

2、微觀截面是中子與（C）發生相互作用概率大小的一種度量。

A 單位體積內原子核 B 單位面積內原子核 C 單個靶核 D 1平方厘米內的原子核

3、反應堆每發出3MWd的能量，理論上要（B）克的鈾-235 A 3.69g

B 3.15g C 6g D 1.1kg

4、安全故障是指

(D)A 反應堆系統故障B 反應堆設備檢修故障C 保護系統故障導致系統拒動故障 D保護系統故障導致系統誤動做故障。

5、下面事故案例屬于工況Ⅳ的是（C）

A 發生概率在10-4—10-2/堆年的事故 B 反應堆一根傳熱管破裂 C 反應堆冷卻劑喪失事故 D 稀有事故

6、概率安全分析通常可以在三個級別上進行，2級概率安全分析用以（A）

A 確定安全殼失效B 確定嚴重堆芯損壞概率 C 評價放射性釋放的廠外后果及公眾的風險

7、下面屬于直接使用核材料的是（B）

A 天然鈾

B 高富集度的238PU C 含量大于80%的鈈

D 低富集度的釷

8、美國三里島事故之前，縱深防御主要針對（D）采取對策

A 防止和緩解多重故障 C防止和緩解人因事故 D嚴重事故

C 設計基準事故

c x

9、營運單位的場內應急計劃至少要（B）年進行一次必要的修訂并報國家核安全局審評 A 一年 B二年 C 三年

D 五年

10、礦石氡射氣系數隨礦石含水量呈一個峰值變化，含水率在（A）之間時出現峰值 A 14 % —27% B 15%—26% C 15%—28% D 13%—28%

11、為了保護公眾安全健康，必須制定相應的氡及氡子體控制限值標準，環境大氣氡濃度限值是（D）

Ａ ３.７Ｂq/m B 0.74Bq/ m C 200Bq/m D 0.37×10Bq/ m

12、鈾礦井下工作場所空氣中氡子體濃度限值為（C）

333

23A 3.7kBq/ m B 4.6μJ/ m C 6.4μJ/ m D 37 kBq/ m

13、工作入風風流的氡濃度應不大于（D）

A 0.1 kBq/ m B 0.2 kBq/ m C 0.5 kBq/ m D 1.0 kBq/ m

14、鈾選冶過程中，β射線與γ射線不同，它的強度只與（B）有關 A 放射性物質總量 B 暴露面積 C 干法作業 D 濕法作業

15、目前我國油礦冶工業主要是用物理和化學方法進行廢水處理，其中(B)應用最普遍x A 化學沉淀 B 離子交換 C 電滲析 D 廢水固化

16、六氟化鈾的三相點溫度為（A）

A 64.1度 B 64,4度kBq/ m C 151.7Kpa D 61.4度

17、鈾濃縮活動正常運行情況下向環境釋放的放射性物質對公眾成員造成的年有效劑量控制限值為（D）d x A 1mSv B 2mSv c 0.1mSv d 0.2mSv

18、UF6除了化學毒性外，輻射危害主要是（A）A α輻射 B β輻射 C γ輻射 D β輻射和γ輻射

19、鈾濃縮廠個人劑量監測主要是（D）

A 空氣中鈾氣溶膠濃度 B 工藝回路物料大量堆積處的γ照射 C 尿樣檢測 D 內照射 20、U—235其豐度大于%（D）必須考慮核臨界安全問題 A、0.771 B 0.711 C 0.95 D 1

21、（B）流程是最早實現工業規模生產陶瓷二氧化鈾粉末的方法 A AUC B ADU C IDR D FBP

22、燃料組件劃傷深度要小于包殼厚度的（C）A 1% B 5% C 10% D 15%

23、武器級鈈裝料主要是通過（C）獲得

A 礦選冶 B 核反應堆 C 核燃料后處理分離 D 乏燃料冷卻

24、UO2(NO3)均勻水溶液的單參數質量富集度次臨界安全限值是%（C）c x A 1.0 B 5.5 C 2.07 D 5.7

25、Pu 金屬單體的單參數平板厚度（cm）次臨界安全限值是（D）A 1.3 B 0.3 C 0.36 D 0.65

26、UF6轉換為ADU工序臨界控制方法要求，產生的廢液用（B）貯存 d x A 防滲漏池 B 小直徑圓筒容器 C 鍋式容器 D平板型容器 23923

333

3333327、正常運輸條件下，獨家使用的運輸貨包外表面的輻射水平是（d）mSv/h A 0.1 B 小于2 C等于2 D 小于10

28、貨包表面非固定污染，低毒α發射體污染水平限值為（A）/cm A 4Bq B 0.4Bq C 4kBq D 0.4kBq

29、下面屬于應急行動程序的是（A）

A 通知 B 通訊保障 C 應急啟動 D 記錄及其保存 30、《鈾加工與核燃料制造設施輻射防護規定》D類鈾要求（C）

2A 吸入量小于20mSv B吸入量小于20mSv，一年中不超過40mSv C 吸入量小于20mg 31放射源活度取決于（D）

A 放射源核素的種類 B 放射源核素的能量 C 放射源體積的大小 D 放射源核素的數量 32β粒子是（C）

A 原子發射的核外電子 B 原子核外發射的電子流 C 原子核內發射的電子 D 原子核內發射的電子流。

33、環境γ輻射監測點距離周圍建筑物距離應大于（A）A 30m B 10m C 5m D3m

34、距離某點源10cm處照射量率為0.1R/h，50cm處為（C）R/h A 0.02 B 0.03 C 0.04 D 0.05

35、假定一γ放射源活度為10Bq，能量為0.66MeV，經驗計算1m處的空氣照射量率是（D）C/Kg.s A 0.22 B0.32 C 0.33 D 0.66

36、低放廢氣放射濃度水平為（A）

A ≤4×10Bq/m B 4×10Bq/L C ≤4×10Bq/m

187

376

D ≤4×10Bq/Kg

737、Co-60放射性廢物的比活度﹥5×10Bq/Kg，分類標準應為（B）A 低放廢物 B 中放廢物 C 高放廢物

38、豁免廢物按造成公眾年吸收劑量衡量和判斷是指小于（A）mSv的放射廢物。A 0.01 B 0.001 C 0.05 D 0.10

39、加速器感生放射性一般是由（A）引起的 b x A 被加速的粒子 B 中子 C 質子 D γ射線 40、放射性廢物消除危害的方法有（C）A 物理的固化 B 化學結構的改變 C任其衰減 D 固化、生物處理等綜合方法

41、廢物的固化最重要的品質指標是（B）

A 不含有游離體 B 抗水性 C 足夠的機械強度 D 輻照和熱穩定性

42、固化添加劑膨潤土能降低(B)A 銫浸出 B 鍶浸出 C I-131浸出 D 消除硼干擾

43、核電廠選址外部認為事件調查，飛機航線篩選距離為（B）A 5-10Km B 4Km C 10Km D 8Km

44、結合我國已建的核電廠洪水評價，反映出我國東部和南部的海濱廠址（A）是最主要的洪水事件

A 風暴潮 B 假潮 C 海嘯 D 波浪影響和極端江河洪水的組合

45、所規定最終熱井隨時可用的水源最小可接受容量為（C）天 A 15 B 25 C 30 D 35

46、我國GB“核電廠抗震設計規范”規定核電廠對應安全地震SL-2級地震的地面水平峰值加速度為（D）

A 0.1g B 0.15g C 0.015 D 不小于0.15g

47、質保大綱由本單位質保部門人員編寫，由（B）審核

A 本單位法人 B 本單位質保部門負責人 C 國家核安全局 D 質保人員

48、分包單位的質保大綱由（A）認可

A 承包單位 B 營運單位 C 分包單位 D 國家核安全局

49、工作程序是（B）

A 工作的操作規程 B 質量活動程序 C 工作流程 D 質量保證大綱工作程序 50、不符合項報告一般由（B）填寫

A 質量檢驗人員 B 質量監督人員 C 發現人員 D 工作實施人員

51、C屬于（B）毒性廢物 A 低 B 中 C 高 D 低微

52、用有機玻璃防護β粒子，當β粒子能量最大能量為0.7MeV時，用（B）mm厚度有機玻璃安全既可以保證

A 1.0 B 1.4 C 2.1 D 2.5

53、大量的氣態UF6（C）14A 用濃度控制臨界安全 B 用幾何和質量控制核臨界 C 不用擔心核臨界安全問題 D 用濃度和幾何控制和臨界安全

54、中子防護屏蔽主要是對（A）A 快中子 B 熱中子 C γ射線 D 感生射線

55、γ密封放射源表面污染大于(D)Bq應停止使用 A 85 B 125 C 155 D 185

56、無論評價出的地震危險性如何低，建議每一核電廠對應安全水平SL_2級地震的最小值采用（C）g地面水平峰值加速度 b x A 0.15 B 0.1 C 大于0.15 D 1.5 57、30Kg15％的未輻照過的的濃縮鈾核材料實物保護等級為（B）A Ⅰ B Ⅱ C Ⅲ

58、國際原子能機構固體廢物分類標準：豁免廢物的處置（C）A 地質處理 B 送放廢庫處理 C無需放射學限制 D近地表處理

59、壓水堆平調節特性，其特點是當負荷變化時(C)A 蒸汽參數維持不變 B 負荷增加，回路溫度增加 C 維持一回路平均溫度不變 D 負荷增加，蒸汽溫度上升

60、機械部件與設備在地震載荷與動力載荷下，設備的結構完整性取決于其（D）A 位移 B 速度 C 加速度 D 應力水平

二、多選題（每題2分，每題至少有兩個答案，多選和少選不得分，共80分）

1、下面屬于場內主要應急設施的有（ABDE）BCE X A 核島 B 輔助控制點 C 監測和評價設施 D 壓力容器 E 應急指揮中心

2、反應堆內的水腔的存在（A C E）

A 形成水腔內熱中子注量率峰 B消除了水腔內熱中子注量高峰 C 升高了元件表面的中子注量率 D 降低了元件表面的中子注量率 E 容易出現安全事故

3、功率調節系統性能要求（B C E）BCDE X A 15％—105％的功率范圍內穩定工作，B 15％—100％的功率范圍內穩定工作 C 小于±10％的負荷階躍變化后不導致事故停堆 D 小于每分鐘±5％的負荷階躍變化后時，系統有較好的負荷跟蹤能力 E 額定功率的15％以下，采用手動控制

4、啟動保護參數為（B D E）

A 控制棒失控 B 原量程 C 偏離泡核沸騰比 D 中間量程的高中子注量率 E 短周期

5、根據核安全法規HAF102（2004）可以認為核動力廠工況按其發生頻率分類為（A B C D）A 正常運行 B 預計運行工況 C 設計基準事故 D 嚴重事故 E 極限事故

6、核電廠安全的基本功能（A C D）

A 保證停堆 B 安全的防火設計 C 排除余熱 D 包容放射性物質 E 應急行動計劃

7、在整個核燃料循環過程中，（DE）是核材料最易流失的環節，BCDE X A 鈾選冶 B 鈾濃縮 C 元件制造 D 乏燃料運輸 E 貯存和后處理

8、在鈾礦山測量(A B D)中的鈾用熒光法

A 空氣 B 水 C 尿 D 生物樣品 E 排放廢水 ABCD X

9、對于氡的活度濃度瞬時測量常用（A D E）法 A 雙濾膜法 B 三點法 C 氣球法 D 閃爍法 E 電離室—靜電計法 10 鈾礦石的儲運過程主要危害（ABD）ACD X A 氡及氡子體 B 鈾塵 C γ輻射 D α氣溶膠 E αβ表面污染

11、鈾礦冶設施退役（關閉）治理(處置)程序主要有（ABCDE）A 前期準備 B 施工管理 C 竣工驗收 D 工程移交 E 長期監護

12、地浸工藝過程對地下水復原主要措施有（ACDE）A 地下水清除法 B 滲透法 C 反滲透法 D 自然凈化法 E 還原沉淀法

13、鈾濃縮職業照射監測內容有（ABCDE）ABC X A 空氣監測 B 外照射監測 C 個人計量監測 D 內照射 E 尿樣監測

12、六氟化鈾的性質（ABCDE）BCDE X A 化學性質高度穩定 B 有較強的刺激和腐蝕作用 C 具有輻射危害 D 主要為α輻射 E 伴有β和少量γ輻射

13、由于乏燃料固有的特性，給其運輸帶來了（BDE）等復雜問題 BCDE X A 防止核擴散 B 密閉 C 屏蔽 D 散熱 E 防和臨界

14、對于組分已經確定的燃料，保證次臨界的最簡單和最嚴格的條件是控制(ABCDE)BCE X A 易裂變核素和可轉化核素各自所占的份額 B 易裂變核素的質量C 易裂變核材料在溶液中的濃度 D 慢化劑的性質和濃度 E 盛裝容器的形狀和尺寸

15、UO2 粉末轉運和貯存工序的核臨界控制方法（ABCDE）ACD X A質量控制 B 濃度控制 C 慢化控制 D 幾何控制 E 間距控制

16、核燃料加工、處理設施的輻射防護大綱應包括（ABCDE）BCD X A 輻射防護原則 B 輻射安全設計 C 輻射安全監測 D 輻射安全措施 E 輻射安全監督檢查

17、GB11806的規定，下列貨包的設計必須經核安全監管部門審批（ABCD）BCD X A 裝有超過1%的六氟化鈾的貨包 B 裝有易裂變材料的所有貨包 C B型貨包 D C型貨包 E 裝有放射性物質的例外貨包

18、放射源按其輻射的類型分（ABCDE）源等 A α B β C γ D 中子 E 低能光子源

19、加速器的類型很多，其基本原理是利用電磁場使（BCE）等獲得高能量 A 電子 B 中子 C 質子 D 氚核 E 氦核 ACDE X 20、感生放射性主要產生在(ABCDE)ABCD X A 加速器結構材料 B 冷卻水 C 周圍土壤 D 治療室的空氣 E 操作室

21、輻射監測按對象分（BCDE）

A 公眾監測 B 放射工作場所監測 C 環境監測 D 個人劑量監測 E 流出物檢測

22、放射性核素進入人體的途徑（BCD）A 輻射進入 B 吸入 C 攝入 D 皮膚 E 氣溶膠

23、下列屬于放射性廢物的有（BCD）CD X A 含1.8×10Bq/Kg Cs—137的污染物 B 含有2.5 ×10Bq/Kg K—40的污染物 C含2.2×10Bq/K Go—60的污染物 D 含有8.1 ×10Bq/Kg C—14的污染物 E 豁免廢物

24、城市放射性廢物庫是(ABCDE)A 非贏利公益型運行組織 B實行有償服務 C 暫存性質 D 只收貯核技術應用領域產生的放射性廢物 E 暫存時間一般不超過5年

25、玻璃固化工藝廢氣中的主要核素為（ACE）A Cs—137 B I—131 C Sr—90 D Kr—85 E Pu—239

26、國際上廢物包裝的劑量率水平要求是（A C D）AC X A 表面劑量率≤2.0mSv/h B 1m處劑量率≤1mSv/h C 1m處劑量率≤0.1mSv/h D α發射體＜4Bq/cm E γ/β發射體＜0.4 Bq/cm

27、低、中放射性廢物安全處理所要考慮的主要核素（B D）A Kr—85 B Cs—137 C I—131 D Sr—90 D Pu—239

28、核燃料循環后段核設施污染主要核素是（ABC E）A 鈾 B 鈈 C 镎 D 鐳 E 長壽命裂變產物

22444429、源項調查方法主要有（AB E）ABC X A 文檔調查 B 計算 C 現場檢測調查 D 污染水平評價 E 繪制放射性污染分布圖 30、極端氣象參數包括（ABDE）

A 極端風 B 極端降水 C 極端水位D 極端降雪 E 極端溫度

31、濱海廠址設計基準洪水位主要考慮的因素包括（BCDE）A 極端水位 B 基準水位 C 極端洪水事件 D 波浪影響 E 江河洪水

32、目前我國應用最多的篩選廠址的方法是（AC）

A 固定區域法 B 廠址和扇形因子法C 廠址人口因子法 D大氣彌散法 E人口密度法 AE X

33、質量控制人員主要是指（CDE）ABCDE X A 實施操作控制的工人B 制定文件的技術人員 C 管理人員 D 單位領導 E 驗證人員

34、質量保證文件主要有（ABCD）ABC X A 質量保證大綱 B 質量保證大綱程序 C 工作程序和圖紙 D 工作計劃和進度 E 操作規程

35、工作程序一般應包括（ABDE）

A 技術要求 B 質保要求 C 操作要求 D 操作安全 E 操作環境條件

36、核反應堆內主要的核反應有（BCDE）ABD X A 散射反應 B 裂變反應 C 聚變反應 D 俘獲反應 E轉化反應

37、INES核動力廠事件分級是根據(ABCDE)方面來考慮的 ace X A 廠外影響 B核電廠堆芯損壞程度 C 場內影響 D 放射性物質釋放程度 E 縱深防御削弱程度

38、常用的壓水堆燃料組件主要由（ABCD）組成

A 上下管座 B 格架 C 控制棒導向管 D 燃料原件棒 E中子毒物棒

39、鈾屑著火有效的滅火方法有（CE）A 氮氣 B 泡沫 C 干沙 D二氧化碳 E 氟化鈣

40在正常和瞬變運行期間，蒸汽管線上的大氣釋放閥主要作用（BCDE）BCD X A 檢修時將二回路蒸汽釋放 B失去正常熱井時執行排除余熱功能 C 避免蒸汽發生器安全閥頻繁開啟 D 泄壓 E 蒸汽發生器安全閥冗余

第三篇：注冊核安全工程師實物考題預測

專業實務 第二章 考題預測 本章重點(老師課后20點)

1、鈾礦冶是什么性質的作業。開放性的，不是密閉性的。

2、尾礦鈾的含量是原礦的多少：98%.3、鈾選冶廠（水冶）尾礦廢渣的產生率：1.2×103t廢渣/t鈾

4、鈾礦工個人劑量的貢獻占總的 ：63.56%

5、礦山風機停風，氡濃度多長時間恢復到沒有通風時的水平：3-5min

6、鈾礦山的通風備用系數：20%

7、鈾廢石尾礦庫氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾礦庫的安全系數：1.05

9、尾礦庫安全超高：水面高50m，壩高再高5-10m

10、尾礦庫的災害在世界重大災害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾礦庫防洪設計年限：一級1000年洪水最大來設計，用有史以來最大的來校對；二級尾礦庫用百年洪水來設計，用1000年一遇來校對。

13、放射性預選：選礦的選出率：15%-20%，把廢石選出。

14、礦井中的氡的濃度標準：3.7kBq/m3，氡子體6.4μJ/m3

15、對職業照射，對公眾貢獻最大的是：氡和氡子體。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后體表放射性污染的去污率可達90%以上，污染的工作服應在專門的洗衣房進行洗滌去污，其去污率可達70%以上。

17、氡的測量方法：

氡及氡子體的監測方法和礦工個人劑量的監測方法

1、氡的測量方法有瞬時測量法（電離室-靜電計法、閃爍法、雙濾膜法）、累積測量法

2、鈾礦工個人劑量監測：監測方法：

（1）KF603A熱釋光氡子體αγ個體劑量計（有源式）（2）KF606礦工個人劑量計無源式

18、廢水處理方法：

1、廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質（沉淀）

2、廢水除鐳的方法：二氧化錳吸附法、高錳酸鉀活化鋸未吸附法、重晶石吸附法、硫化鋇共沉淀法

3、污渣循環法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、砷等有害物質。

29、尾礦庫的治理方法：

1、物理穩定法。

2、化學穩定法。

3、植被穩定法。

4、綜合穩定法。20、氡的射氣、析出系數：與粒度成反比、與品位成正比、與含水率成反比。七章 質量保證 第五節以后不考

主要還是一些概念不要死記硬背，掌握核質量保證法規和導則的基本結構和內容，在此基礎上了解相應導則的內容。

第一章 后半章 張健（包括重點）

1、對火災和爆炸的防護以 ：保證停堆、排除余熱、包容放射性---------三個基本安全 功能為主要目的。

防火目標：1）防止火災發生。2）及時探測發生的火災并迅速滅火。3）防止未撲滅的火勢蔓延。

2、縱深防御概念，三個層次：

（1）第一個層次是防止發生火災;

（2）第二個層次是及時地探測和撲滅火災，限制火災的損害;

（3）第三個層次是防止火災的蔓延，將火災對核動力廠安全重

要功能的影響減至最低。

3、重要：火災和滅火系統的二次效應

（1）高溫和高熱對構筑物和設備的損壞

（2）燃燒產生的煙霧可能對運行人員的傷害或對設備的腐蝕

（3）燃燒引起的爆炸及二次飛射物

（4）由于噴水意外地引入了慢化劑

（5）由于噴水導致內部水淹和設備的損壞

（6）由于噴水導致放射性物質的遷移

（7）干粉滅火劑導致電氣設備接觸不良或腐蝕

（8）二氧化碳滅火劑導致的突然降溫及沖擊等

4、概率安全分析在核動力廠的運行過程中也可以提供 很好的的幫助：

（1）評估核動力廠的技術 規格書等。

（2）為維修、試驗和檢查等活動確定合理的次序

（3）評估運行經驗

（4）事故管理

5、設備的核安全分級

① 安全級∶分為安全1級、安全2級、安全3

級和安全4級（非安全級）；

② 抗震分類∶分為抗震I類和抗震II類。

抗震I類的部件需承受安全停堆地震的荷載，抗震II類的部件需承受運行基準地震的荷載；

③ 質量級也稱為規范等級

④ 質量保證級

所有的核安全級部件與設備(核安全1、2、3級)均為抗震Ⅰ類，即要求部件與設 備能夠抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷載而保持其結構完整性、可運行性和功能能力。

安全級、質量級、質量保證級對于某一具體部件與設備而言原則上是一致的。

安全4級為非核安全級、質量4級（質量D組），執行常規產品相應的標準和質量保證要 求（例如∶ISO-9001）。

6、系統安全分級與部件安全分級的關系

① 組成該系統的部件與設備的安全級別

與系統的安全級別相一致；

② 安全級別不同的二個系統之間的接口部

件按較高的級別確定；

③ 與安全級能動部件配套的電器設備劃分為IE級；

7、核級機械部件與設備設計的基本核安全要求: 1）在核設施（包括核電廠）服役的核級機械設備與部件在核設施的全壽期內能夠承受運 行狀態（包括∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態 和瞬態的荷載，并保持其設備與部件壓力邊界的結構完整性；

2)在核設施（包括核電廠）服役的核級機械部件與設備在核設施的全壽期內，在運行狀態（包括∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態和瞬態 的荷載的條件下保持其可運行性和功能能力；

3)在核設施的全壽期內，能夠對在核設施（包括核電廠）服役的核級機械部件與設備的可 運行性和功能能力，以及壓力邊界的結構完整性進行可靠的驗證性試驗和檢驗。

8、什么是結構的完整性：

對于非承壓部件而言，其結構完整性是指部件幾何尺寸的穩定性；而對于設備的承壓部件 而言，是指對承壓部件的壓力邊界在不同荷載作用下其變形特征的限制，例如∶發生彈性 變形、部件結構不連續的區域中大的塑性變形或部件結構的整體塑性變形（其結果會使部 件喪失尺寸的穩定性），但不允許出現部件壓力邊界的破裂。

9、核級機械部件與設備的抗震鑒定

設備抗震鑒定和動力學鑒定所采用的方法

主要有：

① 分析法

② 試驗法

③ 分析和試驗相結合的方法。

④ 利用經驗數據鑒定設備。

10、機械部件與設備的環境鑒定

① 部件與設備必須設計成在所有正常、異常、事故

和事故后等環境下都具有執行它們的設計安全功

能的能力；

② 部件與設備的環境能力必須用適當的試驗和分析

予以證實；

③ 部件與設備的環境設計，環境鑒定試驗的有關分

析工作與核級設備其它活動一樣, 都必須在符合法

規要求的質量保證體系的有效控制下進行。

1、試驗的順序：

l）

機械老化試驗;2）

熱老化試驗;3）

輻照老化試驗(輻照劑量應不低于相應位

量在電廠運行全壽期的累積輻照劑量);4）

抗震試驗;5）

失水工況模擬試驗(必須考慮失水工況下安

全殼內環境溫度，壓力的變化以及安全殼

噴淋環境中化學介質的影響)

12、在役檢查的目的： 找出可能的損傷，以判斷它們對核電廠繼續安全運行是否可接受，或是否有必要采取補救措施。

13、在運行階段，一定條件下有可能會進一步擴展，導致設備的失效，這樣的條件至少包括：（1）

運行水質不合格（2）

運行狀態不穩定（3）

違反運行規程

14、在役檢查發現缺陷的處理原則：以確保在具有足夠安全裕度的情況下，使得已經發現、且在擴展中的缺陷在下一次在役檢查前不會發生失穩破裂或斷裂。

15、設計階段的可達性：設備、人員、檢驗方法

16、核級機械部件與常規的區別： 1）確定設計基準的原則不同

2）核級必須采用成熟的經過驗證的技術

3）所有用于設計和設計驗證的計算分析軟件和驗證設施（各種試驗臺架、裝置）均需通過國家核安全局的認可。

4）必須符合核安全法規HAF601 5）必須符合核安全法規HAF003 6）首次應用的設備必須經過設備鑒定

7）核級設備的設計制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修、更換、退役必須在國家核安全局的獨立監督下實施。

第十六節核材料管制

17、核材料的基本概念：源材料（不包括釷）、特種可裂變材料、氚、鋰-6 及含上述物質的材料和物品都稱為核材料。

18、直接使用核材料：不需經過核素轉化或進一步富集就能用于制造核爆炸裝置的核材料。如： 高富集度的鈾、233U、其中238Pu低于80%的钚；以及含上述物質的化合物、混合物（如鈾-钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。

19、間接使用核材料：除直接使用核材料以外的所有核材料，如天然鈾、貧化鈾、低富集度鈾和釷。

20、核材料管制的目的：保證符合國家利益及法律的規定、保證國家和人民群眾的安全、保證國家對核材料的控制，在必要時國家可以征收所有核材料。

21、實物保護：其含義為用于防止非法轉移核材料和破壞核設施的保護措施和技術。實物保護是一個綜合性的概念，它包括設施設計（包括平面布置等）和警衛組織、保衛制度、人防措施等軟件部分以及實體屏障、探測報警系統等技術 防范等硬件部分組成，實物保護要求有效性和完整性。上述各組成部分是否構成一體，互相補充，不留漏洞，這是實物保護完整性要求。各組成部分是否運行正常，能發揮預定效果，是實物保護有效性要求。

22、中國核材料實物保護等級劃分：按照性質、數量劃分。共I、II、III級。I級最高，具體數據不要求背。

材料

狀態

等級：I 钚

未輻照過的2kg以上

鈾

未輻照過的，U富集度》20%濃縮鈾

5kg以上 氚

未輻照過的，以氚量計

10g以上

第十七節 核動力廠和營運單位的應急準備和應急響應

23、應急演習：核事故應急響應過程可能相當復雜，因此應急演習也必然是多種多樣的。應急演習通常按演習涉及范圍分為以下幾類：

(1)單項演習

(2)綜合演習

（3）聯合演習

24、我國核事幫應急實行三級管理，即國家、地方（省、自治區、直轄市）政府及核設施營運單位三級

25、我國應急工作方針：“常備不懈，積極兼容，統一指揮，大力協同，保護公眾，保護環境”

26、三級管理的職責：

國家：組織制定和實施國家核事故應急計劃，審查批準場外核事故

27、核事故應急計劃和準備則是縱深防御的最后一個環節。

在編制應急計劃時，要求考慮包括嚴重事故的事故系列。

28、為緊急防護措施推薦的通用干預水平：

防護行動

通用干預水平（由防護行動可避免的劑量）隱蔽

10mSv 撤離

50mSv 碘防護

100mGy

為臨時性避遷和永久性再定居推薦的通用干預水平防護行動

可避免的劑量

臨時性避遷

第一個月30mSv

隨后某一個月10mSv 永久性再定居

壽期內

29、我國應急初始條件按其性質分為四大類：即1）輻射水平或放射性水平異常升高。2）裂變產物屏障失效。3）自然災害或其它影響核動力廠安全的外來因素。4）系統故障

30、廠區應急狀態：4級，1）應急待命。2）廠房應急。3）場區應急。4）場外應急（總體應急）。

31、煙羽應急計劃區：內區3-5km；外區7-10km 1)確定源項（國家核安全局認可）2）計算在什么情況下有影響3）在煙羽外區出現邊緣性效應。

32、應急執行程序雖然勿需核安全監管部門審批，但營運單位必須制定嚴格的編審批程序，保證其不斷更新。

33、營運單位的場內應急計劃至少每兩年要進行一次必要的修訂并報國家核安全局審評。

34、核動力廠營運單位應急報告制度

應急通告

進入應急待命或更高應急狀態15min內

應急報告

應急報告：初始

進入廠房應急或更高應急狀態后45min內

應急報告：后續

初始報告發出后，每隔1h發一次

源項或應急狀態變化時立即報告，然后每隔1h報告一次

勢態得到控制后，每隔4h報告一次，直至退出應急狀態 最終評價報告

退出應急狀態后的30d之內

35、源項：隨時估計事故可能的放射性物質的排放數量。這是營運單位應急指揮部向場外應急組織提出涉及公眾的應急行動的建議的技術基礎。第六章 核設施選址思考題（常向東）

1、核設施選址的目的與任務是什么？

核電廠選址的目的是要保證所選廠址以及廠址與設施相互之間的適宜性，進而保護公眾和環境免受放射性釋放（正常運行和事故狀態，包括可能導致實施應急措施的事故狀態下的放射性釋放）所引起的過量輻射影響。

核電廠選址的基本任務是確定廠址與設施之間的適宜性。其中在核電廠廠址選擇與廠址評價階段的主要任務包括兩個方面：（1）

從廠址危險性、可能影響所釋放的放射性物質向人體轉移的廠址特征及其環境特征、以及執行應急計劃可行性方面確定廠址的適宜性；（2）

根據核電廠廠址及廠址所在區域內外部自然和人為因素等特征，確定工程設計基準的適宜性。

對于核電廠試運行和運行階段廠址調查評價的主要任務是：根據與核電廠安全運行相關的廠址環境因素，包括人口、外部自然和人為事件、以及其他相關環境因素的監測結果，對廠址以及廠址環境與設施之間的適宜性進行核實。

2、選址中必須考慮的基本因素、評價目標是什么？ 核電廠選址必須考慮的基本因素與評價目標包括：（1）、廠址所在區域可能發生的外部自然和人為事件

其評價目標是評價和確定核電廠廠址的適宜性及其設計基準，使設施的工程設計能夠抵御來自可能發生外部事件的影響，保證設施安全。（2）、可能影響所釋放的放射性物質向人體轉移的廠址及其環境特征

其評價目標是考慮到核電廠在運行和事故狀態下可能產生的放射性物質釋放，從放射性物質釋放對環境影響的角度來評價廠址的適宜性。（3）、與實施應急措施相關的廠址與環境因素

其評價目標是考慮到需要采取應急措施的事故狀態下，所選廠址的環境，特別是人口因素，要能保障實施應急措施的可能性，并且評價的個人和群體風險要滿足輻射安全要求。

3、核電廠選址的階段劃分，以及各階段的評價任務是什么？

核電廠選址過程劃分為三個階段：廠址查勘階段、廠址評價階段和運行前的階段。（1）

廠址查勘階段的評價任務是確定一個或若干個優先候選廠址，并對這些廠址進行系統的篩選和比較。（2）

廠址評價階段的評價任務是對一個或多個優先候選廠址進行調查與評價，并從安全的觀點出發，證明廠址的可接受性。同時，要初步確定與廠址有關的設計基準。（3）

運行前階段的評價任務是完成和完善廠址特征的評價，并對前階段評價結果進行驗證與核實。

4、核電廠選址中外部人為事件調查的基本程序、評價方法、主要潛在源項的類型、以及法規對各潛在源項無須進一步調查的基本條件是什么？

（1）核電廠選址中外部人為事件調查的基本程序：根據收集的資料確定潛在源項；如果存在按法規標準進行初步篩選；如果不能排除必須進行詳細評價。（2）評價方法：篩選距離法和篩選概率法。

（3）主要潛在源項的類型：固定源，如化工廠、油或天然氣儲罐等； 移動源，如陸海空中的運輸工具等。

（4）法規對各潛在源項無須進一步調查的基本條件： 固定爆炸源的篩選距離值為5～10km； 一般飛機場的篩選距離值為10km；

飛機航線的篩選距離值為核電廠4km寬范圍； 火源影響的篩選距離值為1～2km； 危險氣云源的篩選距離值為8～10km；

對每類事件導則推薦為10-7作為篩選概率水平。

5、氣象

（1）在核電廠選址中需要考慮氣象因素包括哪些？

在核電廠選址中需要考慮氣象因素包括：極端氣象參數和極端氣象現象。（2）作為設計基準的要求是什么？

作為設計基準的要求：必須調查極端氣象現象和氣象參數的極值。（3）為什么在廠址評價階段要實施現場氣象觀測計劃？

這一觀測的目的是要通過與具有長期連續記錄氣象站的數據進行相關分析，進而選擇那些能夠代表廠址條件的氣象站，并利用該氣象站的數據來確定代表廠址當地氣象條件與區域氣候特征的極端氣象參數。

（4）確定核電廠的設計基準風的步驟是什么？ 1）設計基準風的數據來源與收集。

2）數據組的選擇，確定代表性氣象站，30年或更長時期的數據組，如果數據組時間較短，在統計分析時應適當考慮不確定性。

3）設計基準風的統計分析，根據風的概率分布，估計出百年一遇的最大風速（3秒瞬時極大風速）。

（5）龍卷風調查的基本要求是什么？

龍卷風調查的區域范圍以廠址為中心經度寬為3度、緯度寬為3度所包括的區域； 龍卷風分類的選擇，應選擇與富士達-皮爾森分類方法相似的分類法； 對龍卷風破壞及其強度描述不清的情況，要相對保守地考慮； 在龍卷風作為設計基準的情況下，要考慮可能產生飛射物的影響（至少能防止以下三種飛射物的破壞：具有高動能、在沖撞時能引發變形的重飛射物；具有穿透危險的大的堅硬飛射物；尺寸足夠小能通過保護屏障內開孔的堅硬飛射物）。

6、工程水文（1）

在核電廠選址中，水文調查所涉及的主要內容包括哪些？ 1）與設計基準洪水位確定相關的因素。其中對濱海廠址的主要考慮因素包括：基準水位（天文潮、海平面異常等）、極端洪水事件（風暴潮、假潮、海嘯等）、波浪影響、以及江河洪水（當存在河流影響時需組合考慮）；對濱河廠址的主要考慮因素為：可能最大降雨引起的洪水、上游潰壩因素引起的洪水等。

2）防洪措施，包括建造永久性防洪屏障，以及因局地暴雨引起的內澇和相應的排水系統設計、防護措施等。

3）與最終熱阱相關的因素，其中包括安全廠用水的可用流量和最低水位等。4）岸灘穩定性影響的分析與評估。（2）

為什么在確定廠址設計基準洪水時要考慮洪水事件的組合，我國濱海廠址洪水事件組合是怎樣考慮的？

廠址的設計基準洪水不一定由某一極端洪水事件引起，而可能由同時發生的若干嚴重洪水事件組合引起。因此除了極端洪水事件要考慮外，還必須考慮各種嚴重洪水事件的組合。我國濱海廠址所選用的洪水組合為：可能最大風暴潮、天文潮（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（如果存在）和風浪影響。（3）

何為可能最大風暴潮，確定論法確定可能最大風暴潮影響時的假設條件包括哪些？ 可能最大風暴潮是由可能最大熱帶氣旋、或可能最大溫帶氣旋等引起的假設風暴潮。用確定論法推求可能最大風暴潮需建立一組極大化的假設風暴，使其移到某位置時正好使廠址產生可能最大風暴潮，然后將這種風暴參數輸入適當的風暴潮模型。

（4）

在確定濱河廠址設計基準洪水時，所需考慮的水文因素主要包括哪些？ 在確定濱海廠址設計基準洪水時，所需考慮的水文因素主要包括：可能最大降雨產生的徑流洪水、潰壩（水文、地震引起）洪水、潛在自然因素（滑坡、河道變遷等）引發的洪水、以及人類活動對洪水的影響等。

（5）

法規對河流上游潰壩的考慮是怎樣規定的？

導則對于因水文和地震引發的潰壩洪水評價提出了以下要求：

對于水文因素引起的潰壩

① 除非工程計算能證明水壩不會潰決，否則必須假設潰壩事件。② 對于潰壩可能在廠址引發的洪水，應在下述假設條件下進行評價：

?可能最大降雨的等雨線最不利地集中于壩的上游流域；

?可能最大降雨的等雨線最不利地集中于廠址上游的整個流域；

在這兩種情況下，選定的可能最大降雨的等雨線將產生最大洪水，前者發生在水壩處，后者是在廠址；

③ 潰壩模式和程度盡可能在穩定性分析的基礎上采用保守判斷。

對于地震引起的潰壩

① 對于任何推薦廠址都必須對位于廠址上游壩因地震而潰決后產生的洪水影響進行評價。如果評價得出不能接受的后果時，必須對潰壩的可能性進行評價；

②

對于每個水壩的地震分析，特別是對壩址處，必須得出適當的SL-2值；

③

因同一次地震事件而導致的多個壩潰決的可能性也必須予以考慮，如果存在這種可能性，要考慮洪峰同時到達廠區，除非能證明洪峰不可能同時到達。④

潰壩的模式和程度盡可能在穩定性分析的基礎上采用保守判斷。

（6）

從核設施防洪角度而言，什么樣的廠址屬于“干廠址”，在怎樣的條件下須考慮采取防洪措施？

將所有安全重要物項建在設計基準洪水水位之上，其中包括考慮風浪影響。此種情況也稱為“干廠址”。（7）

影響最終熱阱可靠性的因素包括哪些？低水位考慮的目的是什么？作為最終熱阱，法規規定的最小可接受容量是多少？

影響最終熱阱可靠性的水文因素主要包括低水位、最終熱阱的可用流量、水溫等。

對 低水位考慮的目的是要保證最終熱阱在各種不利條件下為電廠正常運行和安全停堆提供冷卻水。對于低水位的考慮，應包括分析確定核電廠整個壽期內與安全冷卻水 源有關的最低水位和最低水位持續時間，以及擋水構筑物破壞的可能性；應考慮可能對低水位產生影響的各種事件的不利組合，并以此來確定設計基準低水位。對最終熱阱的容量要求是必須有能力按照熱負荷排出的速率，在所要求的時期內接納這些熱量。所規定的隨時可用的水源最小可接受容量為30天。

7、地震

（1）地震地質調查中，調查區域的尺度大小，以及收集資料類型確定的基本原則是什么？ 1000的圖上。?2.5萬的圖上；廠址區范圍1平方公里，要求資料反映在比例尺1?5公里，要求資料反映在比例尺1?10萬的圖上；廠址鄰區范?25公里，要求資料反映在比例尺1?100萬的圖上；近區域范圍以廠址為中心半徑?150公里，要求資料反映在比例尺1?地震地質調查中，調查區域分為四種等級：區域范圍以廠址為中心半徑 這一調查范圍劃分的目的是使調查、資料及信息的詳細程度不斷地提高，從而保證核電廠廠址區基礎數據資料達到能夠充分滿足安全要求的詳細程度與充分程度。

（2）需要收集的地震資料包括那些，區域地震構造模型的主要內容是什么？

地震資料包括歷史地震資料、儀器記錄地震資料、以及廠址特定的儀器記錄地震數據。區域地震構造模型的主要內容包括：發震構造及其最大潛在地震，地震構造區以及最大彌散地震兩個主要方面。

（3）何為發震構造？鑒別發震構造的因素都包括哪些？

發震構造是指“顯示出具有地震活動性、或者是證明歷史上具有地表破裂或古地震跡象的構造。發震構造被認為在所關心的時期內可能發生宏觀地震。”結合我國地震研究成果及工程地震安全性評價中積累的經驗，發震構造主要為與地震活動關系密切的活動斷裂構造。發震構造可通過區域調查中獲得的地質構造與構造活動資料、地震活動性資料、以及利用地球物理方法揭示出的深部資料綜合加以鑒別。

（4）評價發震構造最大潛在地震所采用的主要方法是什么？

評 價發震構造最大潛在地震所采用的主要方法包括利用發震構造的尺度、位移方向與位移量、最大的歷史地震、古地震資料、地震分布反映出的震源尺度、以及發震構 造的類比等。其中在斷層或構造的地震和地質歷史信息充分的情況下，可利用經驗關系來估計潛在的最大震級；在缺乏適宜的詳細資料情況下，發震構造的潛在的最 大震級可根據發震構造的總尺度進行估計。

（5）在地震危險性評價和地表斷層運動危險性評價中，所關心的因素分別包括哪些？ 在將發震構造應用于地震危險性評價時，所關心的是那些分布位置和潛在地震強度結合來看，能夠對廠址地震動產生影響的發震構造；對于地表斷層運動危險性，所關心的則是那些位于廠址附近的能動性斷層，這些構造在地表或接近地表具有潛在相對位移的可能性。（6）對彌散地震活動的評價是怎樣進行的，其假設條件都包括哪些？

彌散地震是是指那些“通過利用可使用的資料無法鑒定出確定構造標志的彌散地震活動（通常但又不完全是由中小地震構成）”。在實際應用中，采用地震構造區來評價彌散地震。假設條件是每個地震構造區具有相同的地震潛勢。

（7）何為設計基準地震動，設計基準地震動包括哪些要素？ 設計基準地震動是指應用于核電廠抗震設計的重要參數；設計基準地震動要素包括：地震峰值加速度、地震反應譜和加速度時間過程。（8）核電廠設計基準地震動分哪兩個級別，其功能分別是什么？

2或稱?2。上述兩個級別設計地震動的安全功能不同，其中SL?1和SL?設計基準地震動分為兩個級別SL 1或稱為OBE為運行基準地震。?SSE是指對應極限安全要求的地震動；而SL（9）應用于核電廠抗震設計的地震反應譜包括哪幾種，它們是怎樣得到的？ 設計地震反應譜，可分為標準反應譜與廠址特定反應譜。其中標準反應譜包含來自各種基于地震動記錄獲得的反應譜； 廠址特定反應譜的獲得途徑包括：廠址所在地區的地震動記錄；利用不同地區具有相似地震、地質和巖土特征的同類地震動記錄；根據廠址區域特定的地震條件，通過計算分析得出廠址特定反應譜。

（10）通常有幾種方法能夠獲得設計地震動時程？

直接利用廠址所在地的實際地震加速度時程記錄，或類似廠址條件下的記錄；另一種方法是采用人工合成地震動時程的方法。

（11）確定設計基準地震動的確定性方法包括哪幾個主要的技術環節？ 確定性分析方法的基本分析程序包括以下幾個主要的技術環節：

①

將區域地震構造模型分解為與地震構造區相對應的彌散地震活動區和發震構造。②

鑒定與每個發震構造和每個地震構造區相關的最大潛在地震。③

按照下述方法進行評價：

A、對每一個發震構造，應假定最大潛在地震發生在該構造最接近廠址區的部位。

B、對于地震構造區內的最大彌散地震，要假定其發生在距廠址某一特定距離處，要確保在這一距離內沒有發震構造，該距離的確定取決于地震構造區內震源深度的恰當估計。

C、在每一相鄰地震構造區內與彌散地震活動相關的最大潛在地震，應假定其發生在該地震構造區邊界最接近廠址的部位。

D、使用適當的衰減關系來確定這些地震中能夠對廠址產生影響的每個地震的地震動，而且應考慮廠址的局部場地條件。

（12）能動斷層是怎樣定義的，其判別標準是什么？

能動斷層被定義為“在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層”。能動斷層判別標準包括以下三個方面：

（1）調查表明在晚更新世Q3（約10萬年）以來有過運動證據，以致可合理地推論在地表或接近地表處能夠再次發生運動。

（2）已經證明一個斷層與另一個已知能動斷層有構造聯系，以致于另一個能動斷層的運動可能引起這一斷層在地表或接近地表處能夠發生運動。

（3）在某一震源深度條件下，與發震構造有關的最大潛在地震的震級足夠大，以致可合理地推論在地表或接近地表處能夠發生運動。

8、巖土工程

（1）核電廠廠址巖土工程勘查的目的及主要內容是什么？ 核電廠廠址巖土工程勘查的目的是：確定可能對核電廠設施安全造成影響的有關地基和基礎的穩定性，并為相關的設計提供土工參數，評價可能影響核電廠安全的其他廠址地質和土工因素（邊坡、地面塌陷等），進而確定工程廠址的適宜性。

主要內容包括地表地質特征，下伏地層的巖性、結構和構造特征，巖石風化特征，是否存在沉陷、隆起、崩塌、巖溶、液化和斷裂等災害性地質現象，以及邊坡問題等。

（2）在核電廠選址巖土勘察程序中包括哪些階段，各階段的勘察目的與基本要求是什么？ 在核電廠選址巖土勘察程序中包括：廠址查勘階段、廠址評價階段和廠址評定階段。廠址查勘階段，勘察的目的是從土工觀點確定廠址的適宜性，并確定侯選廠址。勘查的基本要求包括地質測繪、鉆孔調查等； 廠址評價階段，勘察的目的是得出有關廠址工程地質特性的主要參數，據此資料可確定廠平布置。此階段的鉆孔布置和鉆孔深度要求，導則建議根據廠址的幾何條件和巖石均勻性條件采用150米的網格。國標“巖土工程勘察規范”規定的勘探線間距為50～100米，點間距為30～50米；勘探孔深度，對于一般性鉆孔要求不低于15米，而控制性鉆孔不低于30米。對基巖地區廠址，鉆孔深度應達到突變點、薄弱帶或變化帶尚能影響基礎穩定性的最大深度處，并至少深入堅硬巖石10米；對于土層或風化嚴重的基巖廠址，鉆孔的最小深度要達到基礎底面寬度2～3倍。

廠址評定階段要根據建/構筑物的最終布置，確定最終的廠址特性和設計參數。對于本階段要求在每一安全相關構筑物的位置至少有一個鉆孔，鉆孔深度同評價階段。（3）在評價基礎穩定性時，靜荷載和動荷載考慮的主要因素是什么？

教材中的（表）

（4）在怎樣的場地條件下必須考慮地震動的放大效應？

實測剪切波速在1100米/秒以下時，必須考慮土層產生的地震動放大效應。（5）基土液化是怎樣的現象，評價基土液化需要考慮的主要因素包括哪些？

液 化是在地震條件下，飽和的沙土或粉土由于受地震振動影響而突然失去抗剪強度和剛度的現象。估計基土液化所需的參數（導則稱之為“設計剖面”）包括：地下水 位、基土的粒徑（沙或粉沙）、基土的標貫值、基土的貫入阻力、相對密度、循環剪切強度以及包括持續時間再內的地震動強度。

（6）邊坡的類型，以及可能引起邊坡失穩的主要因素是什么？ 邊坡包括天然邊坡和人工邊坡。

可能造成邊坡失穩的因素包括邊坡的基礎、巖石或土的特性、節理裂隙的發育情況、地下水位及水滲漏特點等。除了邊坡本身的相關特性之外，還要考慮影響邊坡穩定性的外部環境因素，如地震、洪水等。

9、人口調查

（1）涉及核電廠對其所在區域產生影響的廠址特征主要有哪些？ 涉及核電廠對其所在區域產生影響的廠址特征主要有：廠址周圍區域的人口分布、特定廠址條件下的放射性物質傳播途徑（包括在大氣和水體中的彌散）、土地和水的利用、以及放射性本底情況。

（2）在核電廠選址中，對人口因素考慮的基本原則與要求是什么？ 廠址最好選在遠離人口中心的低人口密度區，核電廠周圍應設置非居住區，非居住區的半徑（以反應堆為中心）不得小于0.5 km。核電廠非居住區周圍應設置限制發展區，其半徑（以反應堆為中心）不得小于5 km。核電廠距10萬人口以上的城鎮和距100萬人口以上大城市的市區發展邊界，一般應分別大于10公里和40公里。

（3）需要評價的人口因素包括哪些？所收集的人口資料應按怎樣的方式整理？ 所需的人口分布資料包括現有人口和規劃人口，現有人口又分為長住人口與暫住人口（外地臨時務工人員、旅游者和其他流動性人口）。

對所收集的人口資料應按以廠址為圓心的同心圓環和16個方位射線劃分成的扇面來處理，并應統一用表格表示相應范圍的人口分布。人口資料之所以用上述方式表示，主要是便于放射性大氣彌散評價，便于篩選和評價廠址的優劣。

（4）涉及影響應急計劃可行性的廠址主要相關因素包括哪些？ 涉及影響應急計劃可行性的廠址主要相關因素包括：廠址區域內人口密度和分布、廠址距人口中心的距離、難以撤離或隱蔽的特殊人群（醫院、監獄等）、廠址及附近區域特殊地理條件（地形、河流等）、交通和通訊網絡、以及其他工業、農業、生態和環境特征等。（5）在選址階段的人口調查中，我國常用的篩選廠址方法是哪幾種？如何應用？ 目前在我國應用最多的是固定區域法和人口密度法。

其 中固定區域法適用于人口相對低的地區。該方法的基本假設是電廠被一個固定大小的地帶所包圍（禁區），該地帶內不允許居民居住。在這一地帶外圍規定另一個低 人口地帶，在低人口地帶內（限制區），人口和工業的增長在規劃上予以限制或明確地控制。不同國家這兩個區的半徑范圍不一致，我國的禁區半徑規定不小于500米，限制區半徑為5公里。人口密度法是將推薦廠址周圍確定區域內的人口密度與參考人口密度（如省和地區的平均密度）作比較。該方法將廠址周圍地帶分成同心圓環和扇形區，在考慮廠址周圍同心圓環內居民數，和廠址附近應急條件的情況下，進行計算比較來確定廠址的類別。

10、大氣與水體彌散

（1）核電廠正常和事故釋放的放射性物質進入環境的主要途徑包括哪些？

水體（地表水和地下水）和大氣。

（2）對放射性物質釋放的環境影響評價包括哪幾個主要步驟？ 關于放射性釋放影響評價，包括以下主要內容和步驟： 首先是確定源項，在選址初期核電機型確定不了的情況下，采取不同類型核電廠可能釋放量的包絡來近似估算源項值；

對廠址區域作為放射性釋放途徑的水體和氣體特征進行調查，收集建立彌散模型所需的資料；

根據調查資料反映的廠址區域水體和氣體特征，選擇適當的彌散模型。在確定模型適用性和保守性的基礎上，對放射性釋放影響后果進行評價，并對廠址的適宜性作出判斷。（3）從放射性物質釋放對環境可能產生影響的角度，什么樣條件的廠址為優選廠址？

人口密度低，大氣和水體擴散條件好，在核電廠正常運行和事故排放條件下影響小的廠址為優選廠址。

（4）為什么要在核電廠投入運行前調查廠址周圍環境中的放射性本底情況？ 為了評估核電廠對環境的影響，在核電廠投入運行前，應調查廠址周圍環境中的放射性本底情況，所獲得的數據將作為未來調查評價的基線，以便能夠恰當地評價后期來自核電廠的可能影響。

11、放射性廢物地表處置場場址選擇的目標是什么？選址過程包括哪幾個階段？不同階段調查的基本要求是什么？選址準則包括哪些？

（1）放射性廢物地表處置場場址選擇的目標是什么？ 低、中放廢物近地表處置場址選擇的目的是選擇適合處置廢物的場址，使場址與設施的適當設計、廢物形態、廢物包的類型和數量、其它工程屏障及設施關閉后的控制等，均滿足輻射防護的要求，即在放射性核素衰變到安全水平的整個時期內保證放射性廢物與生物圈有足夠的隔離。

（2）放射性廢物地表處置場選址過程包括哪幾個階段？不同階段調查的基本要求是什么？ 放射性廢物近地表處置場的選址階段分為：規劃選址、區域調查、場址特性評價和場址確定階段。

規劃選址階段，應首先為選址制定總體規劃、建立選址原則、確定所需場址特性，為后期調查提供基礎； 區域調查階段的目的是根據所建立的選址準則對場址進行篩選，通過比選篩選出一處或幾處侯選場址，以便在下一階段進行場址特性評價。場址特性評價階段要對侯選場址進行調查，通過進行現場調查和實驗室研究獲得相關的場址數據，包括場址的地質、地球化學、水文地質等方面數據，鑒定侯選場址是否適宜建場。

場址確定階段是對推薦場址進行更加詳細的調查，以確認選定的場址滿足所建立的選址準則，并為處置場的詳細設計、安全分析和環境影響評價提供全面場址資料和相關設計基準。（3）放射性廢物近地表處置場的選址準則包括哪些？ 與低、中放廢物近地表處置場相關的選址準則包括：地質、地球化學、地質構造與地震活動、人為事件、氣象條件、廢物運輸、土地利用、人口分布和環境保護準則。

第四篇：注冊核安全工程師2008專業實務試題

1．在快中子反應堆中，無慢化劑，但中子通過與（）非彈性散射能量也會有所降低。

A.釷—232

B.鈾—233

C.鈾—235

D.鈾—238

E.钚—239

2．絕大部分動力堆都采用圓柱形堆芯，其熱中子注量率分布，半徑方向上為()

A.正弦分布

B.余弦分布

C.函數分布

D.零階貝塞爾函數分布。E.正比函數分布

3．核燃料原子核裂變時放出的都是高能中子，其平均能量達2Mev，最大（）Mev，A.8

B.C.D.14

E.16

4．.與介質原子核處于熱平衡狀態的中子為熱中子。在20℃時最可幾速度2200m/s，相應的能量為（）ev

A.0.0253

B.0.0325

C.0.0352

D.0.0235

E.0.325

5.壓水堆反應性控制主要通過改變（）實現

A.燃料芯塊數量

B.中子注量率

C.慢化劑濃度

D.控制棒在堆芯位置

E.控制棒的數量

6.在國際核能史上，（）成為發生頻率最高事故。

A.主給水管道破裂事故

B.主蒸汽管道破裂事故

C.蒸汽發生器傳熱管破裂事故 D.小破口失水事故

E.大破口失水事故

7.堆芯熔化可分兩種不同類型：高壓熔化過程，低壓溶化過程.高壓過程一般以失去（）為先導事件

A.全廠斷電后，未能及時恢復供電

B.蒸汽發生器傳熱管破裂，減壓失敗 C.一回路系統與其他系統結合部的失水事故

D.失去一次側熱阱

E.失去二次側熱阱

8.核電廠火災防護貫徹縱深防御分三個層次目標，其中第二個層次是

（）

A.防止火災發生

B.防止火災的蔓延

C.包容火災和放射性物質擴散

D.及時探測和撲滅火災，限制火災的損害

E.撲滅火災方法的選用及實施

9．核反應堆按中子能譜分，快中子堆，中能中子堆和熱中子堆，熱中子堆裂變由平均能量（）ev低能中子引起，堆內必須有足夠慢化劑。

A.0.2

B.0.02

C.0.5

D.0.05

E.0.07

10.在近代壓水堆中使用控制棒多數由銀一銦一鎘合金制成，控制棒還必須具備：耐輻射、抗腐蝕和（）A.原材料價格相對較低

B.硬度大

C.硬度小

D.便于控制吸收中子

E.易于機械加工

11可熔毒物是一種吸收中子能力很強的可熔解在冷卻劑的物質，輕水堆以硼酸溶解在冷卻劑內用作補償控制。

下列哪項不是可熔毒物的優點：

（）

A.毒物分布均勻

B.易于調節

C.反應性引入速率大

D.可減少控制棒數目

E.減化堆芯。

12．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%

13．重水吸收熱中子幾率比輕水低（）多倍，吸收中子最弱 A.120

B.150

C.180

D.200

E.220 14.核反應堆熱工力學的性質主要取決于：（）A.冷卻劑

B.核燃料類型

C.慢化劑

D.堆芯結構

E。蒸汽發生器

15.構筑物，系統和部件的可靠性設計，可以通過防止共因故障，（）和采用故障安全設計等來實現。

A.單一故障準則

B.多重性

C.多樣性

D.獨立性

E.以上4種方法

16.縱深防御有五個層次目的：保護包容功能是有那一層執行

（）A.第一層次目的 B.第二層次目的C.第三層目的 D.第四層目的E.第五層目的

17.為了保證核動力廠在設計運行壽期內安全運行，通常部件與設備的設計上給出相當大安全裕度，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% 18.安全重要構筑物，系統和部件必須設計成能以足夠的可靠性承受所有確定的（）

A.假設始發事件

B.設計基準事件

C.預計運行事件

D.嚴重事件

E.超設計基準事件

19．安全殼能維持較長時間（）天以上完整性，大部分裂變產物因重力沉降，釋除的源項會大大降低。

A.3

B.5

C.7

D.8

E.12 20.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

（）負責。

A.營運單位保衛部門

B。營運單位監督部門 C.營運單位監督員

D.地區監督站負責

E.地區環保部門

21．12Kg的鋰，屬于幾級核材料

（）160

A.特級

B.1級

C。2級

D.3級

E.4級

22緊急防護措施推薦通用干預水平碘防護

（）

A.10Msv B.100Msv

C.110Msv

D.10 mGY

E.100mGY

23.核電廠操作人員執照考核及資格審查工作由

（）統一管理

A.國家核安全局負責

B.核行業主管部門

C.國防科學技術工業委員

D.營運單位人力部門

E.地方環境保護主管部門

23..天然鈾監測,排放廢水的鈾用什么方法檢測

（）

A.分光光度法

B.固體熒光法

C.激光熒光法

D.X射性熒光法

E.中子活化法

24.鈾礦的抽出式通風系統的有組織進風量不應小于總風量

（）A.60%

B.68%

C.80%

D.82%

E.86%

25.鈾選冶廠尾礦廢渣產生率

（）

A.1.0×103t廢渣/t鈾。

B.1.2×103t廢渣/t鈾。

C.1.5×103t廢渣/t鈾。D.1.8×103t廢渣/t鈾。

E.2.1×103t廢渣/t鈾。

26.礦井氡析出規律：

()

A.與粒度成正比，與品位成正比，與含水量成反比。

B.與粒度成反比，與品位成正比，與含水量成正比。

C.與粒度成反比，與品位成反比，與含水量成正比。

D.與粒度成反比，與品位成正比，與含水量成反比。

E.與粒度成正比，與品位成正比，與含水量成正比。

26.地浸工藝對地下水復原技術措施：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.HCL

B.H2S

C.H2SO4

D.CaOH

E.CaCO3

27.．對廢舊井巷和采場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，其密閉阻風效果可達90%，防氡效果可達

（）

A.78%

B.80%

C.85%

D.88%

E.91.5%

28.以下那個不是氡累積測量常用方法

（）A.活性炭盒法

B.熱釋光法

C.靜電收集法

D.閃煉室法

E.液閃法

29.UO2轉化UF4的核心是UO2的氫氟化，反應器設計關鍵

（）A.氟氣利用率，良好氣——固相接觸。B.最適宜的溫度分布，良好氣——固相接觸。

C.最適宜的溫度分布和密閉性。

D.氟氣利用率和密閉性

E.密閉性和良好氣——固相接觸。

30.鈾轉化先由天然鈾精煉制得鈾氧化物制備成四氟化鈾UF4，再轉化成六氟化鈾（UF6）及其還原的主要工藝過程。

一般要求有較高轉化率≥

（）

A.90%

B.95%

C.96%

D.98%

E.99%

31.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

32分離功是一種僅專用于濃縮鈾工業的度量單位，把一定量的鈾富集到一定的鈾—235豐度所需投入的工作量叫做分離功。從天然鈾原料生產1T豐度為3%的濃縮鈾，大約需

（）分離功

A.4.2tswu

B.4.3tswu

C.4.4tswu

D.4.5tswu

E.4.6tswu

33氣體離心法單級分離能力主要取決于（）和周邊線速度。

A.轉筒轉速

B.轉筒離心力

C.轉筒長度

D.轉子直徑

E.轉子長度

34鈾濃縮工廠主工藝回路是處用于（）下工作

A.正壓

B.負壓

C.常壓

D.壓力變化

E.超高壓

35環境影響報告表行政審批的時限

（）

A.60

B.30

C.20

D.15

E.10

36按照GB11806規定，下列哪項貨包設計不需要經核安全監管部門審批。

（）

A.裝有易裂變材料的工業貨包

B.裝有易裂變材料的A型貨包

C.裝有50g六氟化鈾的貨包

D.B型貨包

E.C型貨包 37 GB11806《放射性物質安全運輸規定》放射性物質運輸輻射危害可歸結為

①輻射照射

②核臨界和（）

A.腐蝕

B.火災

C.污染

D.釋熱

E.中毒

38鈾濃縮正常生產時氣載流出物對居民產生的劑量，關鍵途徑是食入內照射，關鍵核素（）關鍵居民幼兒。

A.233U

B.234U

C.235U

D.氚

E.131I

39放射性核素進入人體的途徑：①吸入

②食入

③通過破損的皮膚或傷口吸收

食入放射性鍶的靶組織是

（）A.甲狀腺

B.肺

C.骨骼

D.肺和骨骼

E.甲狀腺和肺

40下面哪項不是輻射監測的主要內容：

（）

A.放射性工作場所監測

B.外照射劑量

C.空氣污染和表面污染

D.內照射劑量

E.流出物監測

41.放射性廢物送貯要求，放射性廢物的產生單位要向環保部門提出書面申請，將放射性廢物數量、種類、核素、活度、購置日期和使用時間等情況報告清楚，并附

（）

A.表面劑量報告

B.廢物貨包等級報告

C.環境影響報告

D.退役審批報告

E.放射工作許可證復件。

42.下列哪項是核技術應用放射性廢物貯存的特點：

（）

A.非社會公益性的，B.非盈利為目的 C無償服務

D.是暫存性質的，短壽命或長壽命，廢源在城市暫時貯存時間不超過8年 E.收貯任何領域產生的放射性廢物

43.下列放射性廢物分類，按毒性分那種是高毒性廢物

（）

A.90Po

B.90Sr

C.137Cs

D.226Ra

E.239Pu

a粒子的射程很短，以5Mev的a粒子為例，空氣中的射程是3.5cm，在身體組織內射程只有45Um，a放射性核素都是極毒類，體內最大容許積存量只有

（）左右。A.120Bq

B.150Bq

C.160Bq

D.185Bq

E.200Bq

45.對于高放廢物普遍接受的處理方法，多用（）法。

A.冰層處置

B.超深鉆孔埋葬3-5km C.巷道垂直鉆孔疊堆600-1000m D.深巖層熔融處置

E.暫存再處置 46．核設施退役采取什么策略影響因素很多，許多國家對于大型核設施退役，（）是兩大關鍵因素。A.廢物出路和退役經費

B.技術因素和經濟因素

C.社會因素和環境因素

D.經濟因素和環境因素

E.技術因素和退役經費

47．廢水凈化處理的方法中那種可以處理含鹽量較多的廢物

（）A.過濾

B.吸附

C.蒸發

D.離子交換

E.滯留衰變

48．放射性廢物管理以（）為核心，（）為目標。

()

A.防護、處置

B.安全、防護

C.安全、處置

D.處置、防護

E.處置、安全

49．放射性廢氣中可能含有：（）A.放射性氣體、氣溶膠、粉塵、非放有害氣體。B.放射性氣體、氣溶膠、粉塵、顆粒物。C.放射性氣體、氣溶膠、顆粒物、非放有害氣體。D.放射性氣體、顆粒物、粉塵、非放有害氣體。E.顆粒物、氣溶膠、粉塵、非放有害氣體。

50高放廢物的處置庫，可能因地震、斷層、火山爆發、冰川等自然事故和人為事故造成事故，其風險幾率（）404

A.10-9

B.10-10

C.10-9～10-10

D.10-9～10-12

E.10-9～10-13

51.下列哪項不是核電廠廠址區調查的采用方法

（）A.鉆孔

B.槽探

C.測試開挖

D.地球物理技術

E.實驗室實驗方法

52設計基準地震動分兩個級別SL—1和SL—2 ,SL—2又稱SSE為核電廠運行壽期內對應于極限安全要求的最大設計基礎地震動。年超越概率（概率風險水平值），我國取值

（）446

A.10-4/a

B.10-5/a

C.10-6/a

D.10-4/a--10-6/a

E.10-5/a--10-6/a

53.核電廠廠址選擇初步調查的早期階段，收集資料是為了篩選可能存在的外部事件潛在源

在廠址選定后，需收集更詳細資料，其目的是確定（），并提供設計基準參數。

A.外部自然事件

B.外部人為事件

C.設計基準外部自然事件

D.設計基準外部人為事件

E.設計基準外部人為事件和自然事件組合

54下列哪項不是設計基準爆炸應確定的參數

（）

A.壓力

B.壓力波

C.產生的飛射物

D.地面振動

E.毒氣釋放

55.根據《中…..民用核設施安全監督管理條例實施細則之一，核電廠安全許可證申請和頒布HAF001/01核設施質量保證總大綱分為那幾個階段制定

（）470 A.選址與設計、運行、退役

B.選址與建造、設計、運行、退役

C.選址與設計、建造、運行、退役 D.設計與建造、調試、運行、退役

E.選址與建造、調試、運行、退役

56.營運單位質保大綱由

（）

批準。

A.國家核安全局

B.核行業主管部門

C.地方環境保護部門

D.地方核主管部門

E.本單位法人

57.質保監查分內部監查和外部監查，營運單位質保監查部門對分包單位（供方）

（）

A.內部監查

B.外部監查

C.內、外部聯合監查

D.協助檢查

E.無權檢查

58.承包單位對分包單位質量保證審評的主要依據

（）

A.《質量安全規定》并參考其有關導則

B.被國家核安全局審評認可的核設施營運單位質量保證（總）大綱。

C.《質量安全規定》并參考其有關導則及被國家核安全局審評認可的核設施營運單位質量保證（總）大綱。

D.《質量安全規定》并參考其有關導則及核設施營運單位審評認可該承包單位質量保證分大綱

E.《質量安全規定》并參考其有關導則及被國家核安全局審評認可的核設施營運單位質量保證（總）大綱。

及核設施營運單位審評認可該承包單位質量保證分大綱

59．10個導則具有“要素導則”和“工作階段導則”雙重用途

（）A.《核電廠質量保證記錄制度》

B.《核電廠物項制造中質量保證》

C.《核電廠調試運行期間質量保證》

D.《核電廠設計中質量保證》

E.《核電廠質量保證監查》

60質量保證大綱中規定一般對供貨重要，復雜和供貨時間超過（）的供方才做外部監查。

A.3個月

B.6個月

C.12個月

D.18個月

E.24個月

多選題

1.為提高堆總輸出功率需功率展平，功率展平主要措施：

（）

A.燃料元件分區布置

B.合理設計和布置控制棒

C.堆芯內可燃毒物合理分布 D.采用化學補償液

E.堆芯周圍設置反射層

2.高溫氣冷堆特點

（）

A.核電廠選址靈活，熱效率高，可以建在冷卻水源不足的地方。

B.可充分利用核燃料，鈾—238轉化為易裂變钚—239、可將鈾—235、鈾—238、钚—239加以利用

C.對環境污染小，氦氣的中子吸收截面極小，可建在人口較密城鎮附近。

D.可實現不停頓換料。

E.高溫氣冷堆負溫度系數大，采用混凝土壓力殼，容器不會發生突然爆炸事故。

3.核電站化學容積控制系統作用

（）

A.調節一回路系統中穩壓器液位

B.將反應堆停堆后剩余發熱帶走。C.調節冷卻劑中硼濃度

D.降低安全殼內壓力和溫度 E.保持一回路水質。

4.調節系統電子邏輯回路組成有那些

（）

A.主控制回路

B.輔助控制回路

C.整定值確定回路

D.出力不一致回路

E.控制棒驅動回路。

5.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.蒸汽發生器一根傳熱管破裂

D.反應堆冷卻劑喪失事故

E.反應堆冷卻劑小管道破裂。

6.核電廠事故分析基本假設有那些：

（）A.假設安全殼屏蔽失效

B.假設失去廠外電源

C.假設最大價值一組控制棒卡在全抽出位置。D.僅考慮安全級設備的緩解事故的作用。

E.需假設極限單一事故。

7.導致堆芯嚴重損壞的初因事件：

（）A.失水事故后，失去應急堆芯冷卻

B.失水事故后，失去再循環

C.失去公用水或失去設備冷卻水

D.全廠斷電后，未能及時恢復供電

E.一回路系統與其他系統結合部的失水事故

增加蒸汽發生器傳熱管破裂后減壓失敗

8.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

9..核動力廠概率安全分析通常的三個級別, 1級概率安全分析工作包括：

()

A.放射性源和始發事件的確定

B.事故序列的模型化

C.數據評價和參數估計

D.事故序列的定量化

E.文檔工作

10.核部件與設備的安全分級包括那些內容

（）A.安全級

B.抗震分類

C.質量分級

D.質量分組

E.質量保證級

12.核機械部件和設備的使用荷載包括那些參數：

（）A.壓力

B.溫度

C.機械荷載

D.循環次數

E.瞬態值

13.安裝在安全殼內的核安全1級電動隔離閥的鑒定試驗包括那些：

（）A.機械老化試驗

B.熱老化試驗

C.輻照老化試驗

D.抗震試驗

E.失水工況模擬試驗

14.核電廠運行限值和條件分幾類：

（）A.安全限值

B.安全系統整定值

C.在偏離規定的運行限值和條件的事件中運行人員采取的規定動作和完成這些動作允許的時間。D.正常運行限值和條件

E.監督要求。

15.核電廠安全監督包括：（）A.檢查

B.處理

C.罰款

D.處罰

E.強制命令

16.核電廠建立營運單位組織機構時，必須考慮的管理職能：

（）

A.決策職能

B.運行職能

C.支持職能

D.審查職能

E.監督職能

17.核動力廠主要調試階段試驗（）

A.預運行試驗

B.裝料試驗

C.初始臨界試驗

D.低功率試驗

E.功率試驗

18.核電廠建造、設計、制造、安裝產生的缺陷，在那些運行階段一定的條件下會進一步擴展（A.運行水質不合格

B.運行狀態不穩定

C.違反運行規程

D.長時間停堆

E.長時間冷卻

19.核動力廠將應急初始條件按其性質分

（）

A.輻射水平或放射性水平異常升高

B.裂變產物屏蔽失效

C.非計劃緊急停堆 D.自然災害或其他影響核動力廠安全的外來因素

E.系統故障

20.生產UF4的主要設備：①臥式攪拌床反應器

②流化床反應器

③移動床反應器

臥式攪拌床反應器、流化床反應器、移動床反應器設備性能差異的主要指標

（）A.UF4產品質量

B.UF4產品產率

C.HF利用率

D.氟氣過剩量

E.灰渣率

21.鈾濃縮的核安全問題包括：

（）

A.輻射防護

B.火災爆炸

C.輸運核擴散

D.核臨界

E.UF6的泄漏

22.工藝主機級聯中大量氣相UF6本身不存在核臨界問題，但鈾水混合達到一定條件就會發生臨界））

（A.水解反應

B.局部冷凝

C.金屬腐蝕

D.氟油溶解

E.晶界轉換

23.乏燃料貯存設施的核臨界安全控制包括：

（）

A.乏燃料貯存密集化

B.臨界安全控制參數與條件

C.Keff操作限制選取：

D.將燃料組件在水下由單層改為雙層

E.往水中加入可溶性中子毒物

24.核燃料加工、處理設置的輻射防護大綱中輻射安全設計包括：（）

A.設施的分區布置

B.設施的密封原則

C.氣流組織

D.人流控制

E.檔案管理

25.實物保護設計要求包括哪些

（）

A.探測

B.響應

C.均衡防護

D.冗余原則

E.有效性和完整性

26.表征放射源的基本參數

（）A.輻射類型

B.放射性活度

C.源的使用期限

D.放射源能量

E.源的外形結構

27.熱釋光劑量計特點：

（）A.靈敏度高

B.量程范圍小

C.重量小、體積小

D.能量響應差

E.受環境影響大

28.高放玻璃固化必須關注安全問題

（）A高放廢液提取，泵送和進料安全性

B熔爐運行和維修的安全性

C產品澆注的安全性

D尾氣處理的安全性

E.高放廢物處置的安全性 29.核電站工藝廢氣中主要核素：()

A.85kr

B.90Sr

C.133Xe

D.133I

E.14C

30.廢水凈化處理的方法：（）

A.過濾

B.吸附

C.洗滌

D.蒸發

E.滯留衰變

31.反應堆退役，堆本體放射性水平很高，含有很多活化產物，其退役策略各國有很大差別。核電站各國優選立即拆除策略，傾向縮短封存時間是因為：

（）

A.系統包容性降低或惡化

B.輔助系統支持能力減弱，風、電、氣、水等的提供要新建設施。C.熟悉設施的人員流失很難找回。

D.檔案資料流失

E.處置費用上漲和通貨膨脹

32.核設施退役涉及技術（）A.源項調查

B.去污

C.切割解體

D.運輸

E.場地清污

33.核電廠選址必須考慮的基本因素：（）A.保護公眾和環境免受放射性釋放所引起的過量輻射影響。B.廠址所在區域可能發生的外部自然和人為事件 C.確定廠址以及廠址與設施之間的適應性

D.可能影響所釋放的放射性物質向人體轉移的廠址及其環境特征 E.與實施應急計劃相關的廠址與環境因素

34.濱海廠址設計基準洪水主要考慮的因素：

（）A.基準水位

B.極端洪水事件

C.波浪影響以及江河洪水 D.潛在自然因素引起的洪水及人類活動對洪水影響等。

E.其他原因引發的洪水

35.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

36.低、中放廢物近地表處置場選址分幾個階段

（）A.規劃選址

B.區域調查

C.廠址特性評價

D.廠址確定階段

E.廢物處置

37.質量保證工作職責分配要注明內部與外部聯系線

（）

A領導關系線，B.部門關系線

C.職能關系線

D.質量監督關系線，E.質保監查關系線

38.設計控制包括對

（）

A.設計活動，B.設計協調，C.設計驗證

D.設計變更

E.設計接口

39.對于不符合項處理方式

（）A.修改的接受

B不加修改的接受

C.拒收

D.修理或返工

E.降級使用

40.國家核安全局，核設施營運單位和承包單位對各級質量保證審評的方法和重點：

（）A.對質量保證的實際能力的審評方法和重點

B.對質量保證大綱的審評方法和重點

C.對質保導則的審評方法和重點

D.對不符合項的審評方法和重點

E.對許可證（函）審評方法和重點

第五篇：2010年注冊核安全工程師考試試題之二(回憶)(專業實務)

2010年注冊核安全工程師考試試題之二

專業實務

一、單選題

1、一個鈾－235核裂變可以釋放出（200MeV）的能量。P8 2、20度時熱中子的最可小速度是2200m/s，相應的能量是（0.0253ev）。P6

3、下列哪個堆可以用天然鈾或稍加濃鈾做燃料？（壓水堆、費水堆、重水堆、高溫氣冷堆）？P15

4、壓水堆燃料富集度（3％）。P15

5、目前已建的核電站中，（壓水堆、費水堆、高溫氣冷堆、快中子堆）的熱效率最高。

6、控制元件總的反應性應當等于（剩余反應性與停堆余量）之和。P44

7、堆內裂變時釋放出的能量，絕大部分的能量集中在（裂變碎片動能一項）。P45

8、裂變能的絕大部分在（燃料元件內）轉換成熱能。P46

9、典型的功率調節系統要求在（15％－100％）的功率范圍內穩定工作。P60

10、當出現小于每分鐘正負（5％）線性負荷變化時，系統有較好的負荷跟蹤能力。P60

11、誤動作率是保護系統主要設計目標之一，目前已降低到（每年一次）。P61

12、極限事故發生頻率在（10－6／堆年－10－4／堆年）。P75

13、（到初始裝料）前，要完成完整的火災危害性分析。P87

14、反應堆壓力容器屬于核安全（1）級。P93

15、ASME規范中將承載限值分成（4）級。P95

16、事故狀態包括事故工況（設計基準事故）和嚴重事故。P97

17、運行限制和條件在核動力廠運行之前經（國家核安全監管部門）評價和批準。P116

18、每一條反應堆冷卻劑環路包括：一臺（反應堆冷卻劑泵），一臺蒸汽發生器，環路管道和儀器儀表。P125

19、增加汽輪機的負荷將會使Tavg和（蒸汽壓力降低）。P126 20、根據美國機械工程師學會相關規范，反應堆冷卻劑系統壓力容器允許最大瞬態壓力為（110％）的設計壓力。P130

21、核一級容器在設計階段，所用材料的許用壓力強度只保守地取到材料抗拉強度的（1／3）。P143

22、核材料的不平衡差（MUF），即所謂的無名損失亮，必須是在法規限定的標準誤差的（2倍）之內。P157

23、（γ、η）反應的域能：（10MeV）。

24、（鈾礦工業）對環境公眾的集體照射劑量在整個核燃料循環中最大。P186

25、輻射防護最優化原則是指，在經濟核技術可能的條件下，盡可能把工作人員核公眾受照劑量控制在（可合理達到的盡可能低）的水平。P188

26、鈾礦的總風量比有色和冶金系統礦山高（5－8）倍，以保證礦井具有足夠的滿足風質要求的風量。P189

27、未穩定的尾礦堆氡析出率可比穩定的尾礦堆約高（30％）。P197

28、從經濟、工藝簡單、防氡效率等角度考慮，在巷道壁噴涂（混凝土水泥砂漿）降氡。迷惑項：瀝青乳液、偏氯乙烯共聚乳液、水基環氧樹脂和水基丙烯酸乳液。P218

29、一般情況下，鈾礦冶工作人員有效劑量約束值連續5年的平均有效劑量（但不可作任何追溯性平均）為（15）mSv／a。P222 30、純化工序的冷卻、鍛燒過程中，主要危害是：（鈾塵）。迷惑項：α、β、γ。P234

31、生產UF6得工業方法幾乎都是用核純級的UF4在高溫下與（F2）發生作用而進行氟化。P262

32、UF6制備UO2過程中，引入氫氣和水蒸氣的混合氣體，其中引入氫氣的目的是：（制造還原氣氛）。迷惑項之一：除氨。P266

33、從天然鈾原料生產1噸風度為3％的濃縮鈾，大約需要（4.3t）分離功。P267

34、元素或離子被萃取的能力以其分配比值來表征，分配比值的定義為：（在達到萃取平衡之后，某元素或離子在有機相中的濃度與其在水相中的濃度之比），P288。迷惑項如下：

A：某元素或離子在水相中的體積與其在有機相中的體積之比； B：某元素或離子在有機相中的體積與其在水相中的體積之比； C：某元素或離子在水相中的濃度與其在有機相中的濃度之比。

35、燃料剪切過程中，通過控制（剪切組件數量）來防止臨界。P297

36、下列哪個屬于放射性物質貨包類型：（A型）。迷惑項：P型、M型。P310

37、按照GB18871規定，將放射工作場所分為：（控制區和監督區）。P274

38、目前工業最常用的α輻射源的放射性同位素是：（241Am）。P322

39、放射性碘的靶組織：（甲狀腺）。P328 40、輻照裝置的照射室一般都采用迷宮作為進出通道，迷宮建成（L）型。迷惑項：S型。P364

41、為控制活化空氣以氣態流出物方式排入環境，應該設置（安裝過濾裝置的通風系統）。迷惑項之一：循環設施。P336

42、環境監測包括（運行前的調查）和運行期間的監測。P336

43、輻照裝置一般都設置在固定的地點和（輻照室內）進行輻照。P363

44、α廢物是指半衰期大于30年的α核素的放射性比活度在單個包裝中大于（4×106Bg／kg）的廢物。P371

45、廢物最小化的原則，是指放射性廢物的（活度和體積）應保持在實際可行的最低限度。P371

46、發生放射性同位素丟失和被盜事件時，事故單位應當（保護好現場）。迷惑項：清理現場、封閉現場。P374

47、放射性廢物是指由放射性物質或被放射性物質所污染、其（活度或活度濃度）大于規定的清潔解控水平。P379

48、放射性廢物管理必須確保不給后代造成（不適當）的負擔。迷惑項之一：嚴重的。P381

49、低、中放廢物處置場要保證安全隔離（300年）。P397 50、硼硅酸鹽玻璃固化分離出黃色第二相（黃相）。黃相中含有較多易溶的90Sr和137Cs，因此（降低固化產品的品質）。迷惑項：抗壓強度降低、包容性減少。P401

51、放射性廢物的特點：

52、核電廠區域調查范圍半徑大于（150km）。P442

53、核電廠周圍應設置非居住區，其半徑不得小于（500m）。P454

54、源項調查是（核電廠退役各個階段都具有）的工作。迷惑項：退役前期特有。

55、HAF003的適用范圍（核電廠和其他核設施）。P469

56、HAF003包括（10）個導則。P484

57、質量保證導則是（指導性）文件。迷惑項：強制性。P484

58、管理部門審查是指（單位的最高管理者組織的對本單位的質保大綱實施的狀況和適用性的審查）。P501

59、樣機鑒定試驗應盡可能在受驗證的特定設計特性的（最惡劣）設計工況下進行。P506

二、多選題61、62、63、64、65、66、67、68、69、70、原子核由（質子、中子）組成。

下列哪些能被熱中子誘發裂變（233U、235U、238U、232Th、239Pu）

下列哪些堆不可以用天然鈾或稍加濃鈾做燃料？（壓水堆、沸水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆）P15 冷卻劑回路的壓力邊界包括（壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器）。壓水堆核電站的主要缺點（必須采用高壓的壓力容器、必須采用有一定富集度的核燃料、付出較高的燃料費用）。P17 重水堆核電站與輕水堆相比，其特點（中子經濟性好，可采用天然鈾作核燃料、節約天然鈾、可不停堆換料、功率密度低、基建投資大）P24 高溫氣冷堆特點（）。P27 下列哪些屬于一回路輔助系統（）。P39 劃分某一構筑物、系統或部件安全重要性的方法必須主要基于確定論方法，適當時輔以概率論方法和工程判斷，同時考慮如下因素：P68 根據國際經驗，國家核安全局在“新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策”中，歸納了需要考慮典型的嚴重事故預防和緩解措施如下（）。P83 對火災防護的縱深防御概念包括三個層次（）。P85 核級機械部件、設備與常規機械產品在設計、制造活動及其質量控制于監督管理方面的基本差別（）。P91 系統安全分級和部件安全分級的關系（）。P94 運行限制和條件可以分為以下幾類（安全限制、安全系統整定值、正常運行的限制和條件、監督要求）。P116 在核動力廠運行壽期內，必須根據（經驗的積累、技術和安全的發展以及核動力廠的變更）對運行限制和條件進行復審。P118（迷惑項：核電廠累計發電量、投資回收情況）

借助下述自動功能（）自動地保證反應堆堆芯安全限制要求得到滿足。P128 核事故應急狀態分為四級，即（應急待命、廠房應急、場區應急、場外應急）。P169 71、72、73、74、75、76、77、78、79、80、81、82、83、84、85、86、87、88、89、90、91、92、93、94、95、96、97、氡累計測量的方法：（徑跡蝕刻法、活性炭盒法、熱釋光法）。迷惑選項：裂變室法、電離法。P206 常規鈾礦井降氡方法：（通風降氡、密閉氡源、控制入風污染、排除礦坑水、分區通風、正壓通風、清除堆積的鈾礦石）。P215 鈾礦開采的工藝有：（地表堆浸、原地爆破浸出、原地浸出、地下堆浸）。迷惑項：常規開采。P241 地浸工藝過程對地下水的復原技術措施：（地下水清楚法、反滲透法、自然凈化法、還原沉淀法）。迷惑項：激光法。P246 尾礦庫關閉后，必須對尾礦堆進行穩定化處理，主要穩定化方法有：（物理穩定法、化學穩定法、植被穩定法、綜合穩定法）。迷惑項：生物穩定法。P249 鈾礦開采工業的職業病是：（矽肺、肺癌）

氣體離心法和氣體擴散法相比，其主要優點是：（比能耗低、單擊濃縮系數大、技術發展潛力大）。P270 乏燃料貯存的密集化措施有：（將燃料組件在水下由單層改為雙層排列；將組件拆卸成元件單棒排列；向水中加入可溶性中子毒物；水池或格架中設置固態中子毒物）。迷惑項：凈化水質。P295 核材料的實物保護是指：（防止核材料的被盜和非法轉移）。迷惑項：防止UF6泄露；防止核設施被破化。P304 應急的最優化原則是指：（形式、規模、持續時間）必須是最優化的。P300 輻射監測包括：P336 下列那些核素屬于極毒性廢物：（210Po、226Ra、239Pu）。迷惑項：14C、3H。P383

處置場覆蓋層的主要功能：（防滲、防生物侵擾、輻射屏蔽、防水土流失、阻滯核素釋出核減少蒸騰作用）。迷惑項：防地震。P398

廢物接收必須滿足經過審管部門批準的廢物接受標準。發送處置廢物必須提前遞交廢物處置申請單，其內容包括：（廢物來源、廢物貨包體積和重量、放射性活度和主要核素、表面劑量率、貨包編號、廢物處理和準備說明、發送日期）。P398 加速器的感生放射性包括：（結構材料活化、空氣活化、冷卻水活化、土壤的活化）。P334

對放射性物質釋放的環境影響評價包括：（確定源項、建立彌散模型所需的廠址環境參數、選擇適當的彌散模型）。迷惑項：氣象條件。P455 關于低、中放廢物近地表處置場選址時，考慮場址所在地水文地質條件時應遵循的準則為：（地下水埋深較大、地下水流速低、流程廠、能限制放射性核素遷移）。迷惑項：地下水埋深淺、地下水流速高。P460 好場址標準：

為使監查活動有效實施，監查人員應具有足夠的權力和組織獨立性。監查小組：（對被監查的方面負有直接責任的人不得參與監查小組；對被監查的工作負有直接責任的人不得參與挑選監查小組人員的工作）。迷惑項：監查人員必須全部來自質保部門。P498

必須保證所確定的有關設計輸入（核安全法規要求、設計基準、規范和標準）都正確的體現在技術文件中。P504

總結：

1、第一章（核反應堆工程）：

單選題22道，多選題18道。總計58分，占41.42％；

2、第二章（鈾（釷）礦與伴生放射性礦）：

單選題7道，多選題6道。總計19分，占13.57％；

3、第三章（核燃料加工、處理與放射性物質運輸）： 單選題8道，多選題4道。總計16分，占11.43％；

4、第四章（核技術利用）：

單選題9道，多選題1道。總計11分，占7.86％；

5、第五章（放射性廢物管理和核設施退役）： 單選題4道，多選題4道。總計12分，占8.57％；

6、第六章（核設施選址）：

單選題2道，多選題3道。總計8分，占5.71％；

7、第七章（質量保證）：

單選題5道，多選題2道。總計9分，占6.43％；

8、數字題21道，總計21分，占15％