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2018年全国注册核安全工程师考试综合 单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、 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）。P8 A、 T1/2 ln2/λ B、T1/2 *λ1 C、T1/2 *λ0.37 D、T1/2 *λ0.5 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）。31 A、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）。P31 A、小于1 B、大于1 C、等于1 D、接近1 5、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、2/3 7、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）。175 A、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。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在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。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 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。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 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。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、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。142 A、反应堆功率控制 B、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。315 A、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。188 A、金属釉 B、二氧化铀 C、八氧化三铀 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。230 A、10Mev B、2Mev C、6Mev D、8Mev 22、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。232 A、222Rn B、220Rn C、40K D、226Ra 23、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.SV A、105 B、106 C、107 D、108 24、α射线、β射线 、γ射线引起的辐射危害程度来说，外照射（B）268 A 、αβγ B 、αβγ C、αγβ D、βγα 25、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）。275 A、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、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。227 A、3 B、4 C、5 D、6 31、白血病是（C）效应274 Ａ、躯体 Ｂ、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）213 A、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）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。261 A、核动力生产 B、核实验 C、医疗 Ｄ、核能循环 36、ＤT.R当量剂量与（A）的乘积是HT.R平均吸收剂量278 A、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）。323 A、人的原因 B、设备原因 C、管理原因 D、设计原因 38、反应堆生成的放射性同位素是同一（A）241 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）分离飞开P31 A库仑斥力B引力C撞击力D 40、中子通量分布的形状取决于（）P33 A几何形状B功率C中子通量D 41、控制棒有安全棒、调节棒和（B）P43 A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）56 A质子B中子C电子D粒子 43、吸收中子最弱的是（A）57 A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。63 A 1 B 2 C 3 D4 45、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 。92 A10 B40 C60 D300 48、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。110 A 单一故障 B故障安全 C多样性 D独立性 49、无保护事故率（）保护系统非安全故障平均概率。148 A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（）158 A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。159 A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169。 A蒸汽发生器B冷却剂C反应堆D主泵 53、UF4是制备UF6和（）的原料。196 A二氧化鈾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。205 A1B2C3D4 55、（）在加速器开机时产生，停机后消失。213 A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。259 A235U B238U C222Rn D226 Rn 57、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。266 A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线通过（）引起组织细胞中原子变化。267 A电离作用B激发作用C D 59、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。268 A电离密度B激发作用C射线作用D 60、吸收剂量是单位质量受照物质中所吸收的（）276 A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（）。P10 A、4n B、4n1 C、4n2 D、4n3 E、5n1 2、β放射源是指可以发射电子的同位素放射源。它包括发射（）。P11 A、β-粒子 B、β衰粒子C俄歇电子子 D、内转换电子E、反微中子 3、γ射线通过物质时主要有（）。P15 A、光电效应 B、康普顿效应 C、光电效应 D、电子对效应 E、核反应 4、反应堆在运行过程中，反应性将不断变化，其主要原因（）。38 A、燃料和重同位素成分的变化 B、造成“中毒”和“结渣”效应 Ｃ、温度效应 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 。57 A、必须使用低富集度的铀 B、必须采用提高堆芯的压力 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（）61 A、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 Ｂ、硼 Ｃ、铟 Ｄ、铪 Ｅ、银 8、堆内构件的功能（）。65-66 A、支承和固定燃料组件、承受堆芯重量 B、确保控制棒的对中和导向 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（）。69 A、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（）。 A、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 12、核燃料循环是指核燃料的（）的全过程。182 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 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（）205 A、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、 137CS 16、医疗照射的患者是指（）265 A、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（）270 A、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（）267 A、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（）。288 A、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（）223 A、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（）294 A、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（）312 Ａ、核装置安全 B、辐射安全 C、放射性废物管理的安全 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（）326 A、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（）P42 A、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（）228 A、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 95 A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保证元件不破损 27、四氟化铀的干法与湿法生产的比较，其缺点（）197 A、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。231 A、Dd,n3He B、Td,n4He C、（n,r） D、（n,c） E、n,f 29、中子与物质相互作用包括（）p16 A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（）40-41 A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（）99 A 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（）150 A 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。152 A 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（）153 A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（）165 A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（）217 A 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 E 38、屏蔽设计包括（）292 A 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 E 39、（）为对辐射危险进行防护，保护人类环境，奠定了坚实基础。312 A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 E 40、钠冷快堆的优点 100 A 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