【正文】 伴有β和少量γ輻射1由于乏燃料固有的特性，給其運(yùn)輸帶來(lái)了（BDE）等復(fù)雜問(wèn)題 BCDE X A 防止核擴(kuò)散 B 密閉 C 屏蔽 D 散熱 E 防和臨界1對(duì)于組分已經(jīng)確定的燃料，保證次臨界的最簡(jiǎn)單和最嚴(yán)格的條件是控制(ABCDE)BCE X A 易裂變核素和可轉(zhuǎn)化核素各自所占的份額 B 易裂變核素的質(zhì)量C 易裂變核材料在溶液中的濃度 D 慢化劑的性質(zhì)和濃度 E 盛裝容器的形狀和尺寸1UO2 粉末轉(zhuǎn)運(yùn)和貯存工序的核臨界控制方法（ABCDE）ACD X A質(zhì)量控制 B 濃度控制 C 慢化控制 D 幾何控制 E 間距控制1核燃料加工、處理設(shè)施的輻射防護(hù)大綱應(yīng)包括（ABCDE）BCD X A 輻射防護(hù)原則 B 輻射安全設(shè)計(jì) C 輻射安全監(jiān)測(cè) D 輻射安全措施 E 輻射安全監(jiān)督檢查1GB11806的規(guī)定，下列貨包的設(shè)計(jì)必須經(jīng)核安全監(jiān)管部門(mén)審批（ABCD）BCD X A 裝有超過(guò)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(zhì)的例外貨包1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1加速器的類型很多，其基本原理是利用電磁場(chǎng)使（BCE）等獲得高能量 A 電子 B 中子 C 質(zhì)子 D 氚核 E 氦核 ACDE X 感生放射性主要產(chǎn)生在(ABCDE)ABCD X A 加速器結(jié)構(gòu)材料 B 冷卻水 C 周?chē)寥?D 治療室的空氣 E 操作室2輻射監(jiān)測(cè)按對(duì)象分（BCDE）A 公眾監(jiān)測(cè) B 放射工作場(chǎng)所監(jiān)測(cè) C 環(huán)境監(jiān)測(cè) D 個(gè)人劑量監(jiān)測(cè) E 流出物檢測(cè)2放射性核素進(jìn)入人體的途徑（BCD）A 輻射進(jìn)入 B 吸入 C 攝入 D 皮膚 E 氣溶膠2下列屬于放射性廢物的有（BCD）CD X A 10Bq/Kg Cs—137的污染物 B 10Bq/Kg K—40的污染物 10Bq/K Go—60的污染物 D 10Bq/Kg C—14的污染物 E 豁免廢物2城市放射性廢物庫(kù)是(ABCDE)A 非贏利公益型運(yùn)行組織 B實(shí)行有償服務(wù) C 暫存性質(zhì) D 只收貯核技術(shù)應(yīng)用領(lǐng)域產(chǎn)生的放射性廢物 E 暫存時(shí)間一般不超過(guò)5年2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—2392國(guó)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≤≤1mSv/h C 1m處劑量率≤＜4Bq/cm E γ/β發(fā)射體＜ Bq/cm2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—2392核燃料循環(huán)后段核設(shè)施污染主要核素是（ABC E）A 鈾 B 鈈 C 镎 D 鐳 E 長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物2244442源項(xiàng)調(diào)查方法主要有（AB E）ABC X A 文檔調(diào)查 B 計(jì)算 C 現(xiàn)場(chǎng)檢測(cè)調(diào)查 D 污染水平評(píng)價(jià) E 繪制放射性污染分布圖 極端氣象參數(shù)包括（ABDE）A 極端風(fēng) B 極端降水 C 極端水位D 極端降雪 E 極端溫度3濱海廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水位主要考慮的因素包括（BCDE）A 極端水位 B 基準(zhǔn)水位 C 極端洪水事件 D 波浪影響 E 江河洪水3目前我國(guó)應(yīng)用最多的篩選廠址的方法是（AC）A 固定區(qū)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 X3質(zhì)量控制人員主要是指（CDE）ABCDE X A 實(shí)施操作控制的工人B 制定文件的技術(shù)人員 C 管理人員 D 單位領(lǐng)導(dǎo) E 驗(yàn)證人員3質(zhì)量保證文件主要有（ABCD）ABC X A 質(zhì)量保證大綱 B 質(zhì)量保證大綱程序 C 工作程序和圖紙 D 工作計(jì)劃和進(jìn)度 E 操作規(guī)程3工作程序一般應(yīng)包括（ABDE）A 技術(shù)要求 B 質(zhì)保要求 C 操作要求 D 操作安全 E 操作環(huán)境條件3核反應(yīng)堆內(nèi)主要的核反應(yīng)有（BCDE）ABD X A 散射反應(yīng) B 裂變反應(yīng) C 聚變反應(yīng) D 俘獲反應(yīng) E轉(zhuǎn)化反應(yīng)3INES核動(dòng)力廠事件分級(jí)是根據(jù)(ABCDE)方面來(lái)考慮的 ace X A 廠外影響 B核電廠堆芯損壞程度 C 場(chǎng)內(nèi)影響 D 放射性物質(zhì)釋放程度 E 縱深防御削弱程度3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(dǎo)向管 D 燃料原件棒 E中子毒物棒3鈾屑著火有效的滅火方法有（CE）A 氮?dú)?B 泡沫 C 干沙 D二氧化碳 E 氟化鈣40在正常和瞬變運(yùn)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(shí)將二回路蒸汽釋放 B失去正常熱井時(shí)執(zhí)行排除余熱功能 C 避免蒸汽發(fā)生器安全閥頻繁開(kāi)啟 D 泄壓 E 蒸汽發(fā)生器安全閥冗余第二篇：2011注冊(cè)核安全工程師考試試題專業(yè)實(shí)物(修訂版)2011年注冊(cè)核安全工程是考試試題專業(yè)實(shí)物一、單選（隨著能量增大而減?。ㄢ?3氫、鋯），需要與水中的氫碰撞（18）次（）有關(guān)（密度、原子序數(shù)、中子、電荷數(shù)）（1）個(gè)穩(wěn)壓器（Xe），是一個(gè)（內(nèi)熱源導(dǎo)熱、熱傳導(dǎo)、對(duì)流）問(wèn)題（、80S、）（設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故、假設(shè)始發(fā)事件），必須在不同的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備部件之間提供（接口設(shè)計(jì)、區(qū)域劃分），以保證劃分較低級(jí)別的系統(tǒng)任何故障不會(huì)蔓延至較高級(jí)別系統(tǒng)。A B C D 3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(zhì)子 D γ射線 放射性廢物消除危害的方法有（C）A 物理的固化 B 化學(xué)結(jié)構(gòu)的改變 C任其衰減 D 固化、生物處理等綜合方法4廢物的固化最重要的品質(zhì)指標(biāo)是（B）A 不含有游離體 B 抗水性 C 足夠的機(jī)械強(qiáng)度 D 輻照和熱穩(wěn)定性4固化添加劑膨潤(rùn)土能降低(B)A 銫浸出 B 鍶浸出 C I131浸出 D 消除硼干擾4核電廠選址外部認(rèn)為事件調(diào)查，飛機(jī)航線篩選距離為（B）A 510Km B 4Km C 10Km D 8Km4結(jié)合我國(guó)已建的核電廠洪水評(píng)價(jià)，反映出我國(guó)東部和南部的海濱廠址（A）是最主要的洪水事件A 風(fēng)暴潮 B 假潮 C 海嘯 D 波浪影響和極端江河洪水的組合4所規(guī)定最終熱井隨時(shí)可用的水源最小可接受容量為（C）天 A 15 B 25 C 30 D 354我國(guó)GB“核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范”規(guī)定核電廠對(duì)應(yīng)安全地震SL2級(jí)地震的地面水平峰值加速度為（D）A B C D 4質(zhì)保大綱由本單位質(zhì)保部門(mén)人員編寫(xiě)，由（B）審核A 本單位法人 B 本單位質(zhì)保部門(mén)負(fù)責(zé)人 C 國(guó)家核安全局 D 質(zhì)保人員4分包單位的質(zhì)保大綱由（A）認(rèn)可A 承包單位 B 營(yíng)運(yùn)單位 C 分包單位 D 國(guó)家核安全局4工作程序是（B）A 工作的操作規(guī)程 B 質(zhì)量活動(dòng)程序 C 工作流程 D 質(zhì)量保證大綱工作程序 50、不符合項(xiàng)報(bào)告一般由（B）填寫(xiě)A 質(zhì)量檢驗(yàn)人員 B 質(zhì)量監(jiān)督人員 C 發(fā)現(xiàn)人員 D 工作實(shí)施人員5C屬于（B）毒性廢物 A 低 B 中 C 高 D 低微5用有機(jī)玻璃防護(hù)β粒子，用（B）mm厚度有機(jī)玻璃安全既可以保證A B C D 5大量的氣態(tài)UF6（C）14A 用濃度控制臨界安全 B 用幾何和質(zhì)量控制核臨界 C 不用擔(dān)心核臨界安全問(wèn)題 D 用濃度和幾何控制和臨界安全5中子防護(hù)屏蔽主要是對(duì)（A）A 快中子 B 熱中子 C γ射線 D 感生射線5γ密封放射源表面污染大于(D)Bq應(yīng)停止使用 A 85 B 125 C 155 D 1855無(wú)論評(píng)價(jià)出的地震危險(xiǎn)性如何低，建議每一核電廠對(duì)應(yīng)安全水平SL_2級(jí)地震的最小值采用（C）g地面水平峰值加速度 b x A B C D 530Kg15％的未輻照過(guò)的的濃縮鈾核材料實(shí)物保護(hù)等級(jí)為（B）A Ⅰ B Ⅱ C Ⅲ5國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)固體廢物分類標(biāo)準(zhǔn)：豁免廢物的處置（C）A 地質(zhì)處理 B 送放廢庫(kù)處理 C無(wú)需放射學(xué)限制 D近地表處理5壓水堆平調(diào)節(jié)特性，其特點(diǎn)是當(dāng)負(fù)荷變化時(shí)(C)A 蒸汽參數(shù)維持不變 B 負(fù)荷增加，回路溫度增加 C 維持一回路平均溫度不變 D 負(fù)荷增加，蒸汽溫度上升60、機(jī)械部件與設(shè)備在地震載荷與動(dòng)力載荷下，設(shè)備的結(jié)構(gòu)完整性取決于其（D）A 位移 B 速度 C 加速度 D 應(yīng)力水平二、多選題（每題2分，每題至少有兩個(gè)答案，多選和少選不得分，共80分）下面屬于場(chǎng)內(nèi)主要應(yīng)急設(shè)施的有（ABDE）BCE X A 核島 B 輔助控制點(diǎn) C 監(jiān)測(cè)和評(píng)價(jià)設(shè)施 D 壓力容器 E 應(yīng)急指揮中心反應(yīng)堆內(nèi)的水腔的存在（A C E）A 形成水腔內(nèi)熱中子注量率峰 B消除了水腔內(nèi)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(xiàn)安全事故功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)性能要求（B C E）BCDE X A 15％—105％的功率范圍內(nèi)穩(wěn)定工作，B 15％—100％的功率范圍內(nèi)穩(wěn)定工作 C 小于177。下面事故案例屬于工況Ⅳ的是（C）A 發(fā)生概率在104—102/堆年的事故 B 反應(yīng)堆一根傳熱管破裂 C 反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故 D 稀有事故概率安全分析通?？梢栽谌齻€(gè)級(jí)別上進(jìn)行，2級(jí)概率安全分析用以（A）A 確定安全殼失效B 確定嚴(yán)重堆芯損壞概率 C 評(píng)價(jià)放射性釋放的廠外后果及公眾的風(fēng)險(xiǎn)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 低富集度的釷美國(guó)三里島事故之前，縱深防御主要針對(duì)（D）采取對(duì)策A 防止和緩解多重故障 C防止和緩解人因事故 D嚴(yán)重事故C 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故c x營(yíng)運(yùn)單位的場(chǎng)內(nèi)應(yīng)急計(jì)劃至少要（B）年進(jìn)行一次必要的修訂并報(bào)國(guó)家核安全局審評(píng) A 一年 B二年 C 三年D 五年礦石氡射氣系數(shù)隨礦石含水量呈一個(gè)峰值變化，含水率在（A）之間時(shí)出現(xiàn)峰值 A 14 % —27% B 15%—26% C 15%—28% D 13%—28%1為了保護(hù)公眾安全健康，必須制定相應(yīng)的氡及氡子體控制限值標(biāo)準(zhǔn)，環(huán)境大氣氡濃度限值是（D）Ａ 10Bq/ m1鈾礦井下工作場(chǎng)所空氣中氡子體濃度限值為（C）33323A 1工作入風(fēng)風(fēng)流的氡濃度應(yīng)不大于（D）A kBq/ m B kBq/ m C kBq/ m D kBq/ m1鈾選冶過(guò)程中，β射線與γ射線不同，它的強(qiáng)度只與（B）有關(guān) A 放射性物質(zhì)總量 B 暴露面積 C 干法作業(yè) D 濕法作業(yè)1目前我國(guó)油礦冶工業(yè)主要是用物理和化學(xué)方法進(jìn)行廢水處理，其中(B)應(yīng)用最普遍x A 化學(xué)沉淀 B 離子交換 C 電滲析 D 廢水固化1六氟化鈾的三相點(diǎn)溫度為（A）A B 64,4度kBq/ m C D 1鈾濃縮活動(dòng)正常運(yùn)行情況下向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對(duì)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 d 1UF6除了化學(xué)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1鈾濃縮廠個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)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(cè) D 內(nèi)照射 U—235其豐度大于%（D）必須考慮核臨界安全問(wèn)題 A、 B C D 12（B）流程是最早實(shí)現(xiàn)工業(yè)規(guī)模生產(chǎn)陶瓷二氧化鈾粉末的方法 A AUC B ADU C IDR D FBP2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%2武器級(jí)鈈裝料主要是通過(guò)（C）獲得A 礦選冶 B 核反應(yīng)堆 C 核燃料后處理分離 D 乏燃料冷卻2UO2(NO3)均勻水溶液的單參數(shù)質(zhì)量富集度次臨界安全限值是%（C）c x A B C D 2Pu 金屬單體的單參數(shù)平板厚度（cm）次臨界安全限值是（D）A B C D 2UF6轉(zhuǎn)換為ADU工序臨界控制方法要求，產(chǎn)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 23923333333332正常運(yùn)輸條件下，獨(dú)家使用的運(yùn)輸貨包外表面的輻射水平是（d）mSv/h A B 小于2 C等于2 D 小于102貨包表面非固定污染，低毒α發(fā)射體污染水平限值為（A）/cm A 4Bq B C 4kBq D 2下面屬于應(yīng)急行動(dòng)程序的是（A）A 通知 B 通訊保障 C 應(yīng)急啟動(dòng) D 記錄及其保存 《鈾加工與核燃料制造設(shè)施輻射防護(hù)規(guī)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(guò)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(shù)量 32β粒子是（C）A 原子發(fā)射的核外電子 B 原子核外發(fā)射的電子流 C 原子核內(nèi)發(fā)射的電子 D 原子核內(nèi)發(fā)射的電子流。第一篇：注冊(cè)核安全工程師2008年考試試題(專業(yè)實(shí)物部分) 答案專業(yè)實(shí)物模擬試題一、單選題（每題一分，共60分）在熱中子反應(yīng)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(yīng) D 裂變反應(yīng)微觀截面是中子與（C）發(fā)生相互作用概率大小的一種度量。A 單位體積內(nèi)原子核 B 單位面積內(nèi)原子核 C 單個(gè)靶核 D 1平方厘米內(nèi)的原子核反應(yīng)堆每發(fā)出3MWd的能量，理論上要（B）克的鈾235 A B C 6g D 安全故障是指(D)A 反應(yīng)堆系統(tǒng)故障B 反應(yīng)堆設(shè)備檢修故障C 保護(hù)系統(tǒng)故障導(dǎo)致系統(tǒng)拒動(dòng)故障 D保護(hù)系統(tǒng)故障導(dǎo)致系統(tǒng)誤動(dòng)做故障。3環(huán)境γ輻射監(jiān)測(cè)點(diǎn)距離周?chē)ㄖ锞嚯x應(yīng)大于（A）A 30m B 1