第一篇：2010年核安全工程師考試-實務

2010年《核安全專業(yè)實務》考試試題

1、反應堆總反應性等于------之和。

2、壓水堆的主要缺點------。

3、壓水堆U235的富集度------。

4、壓水堆一回路輔助系統(tǒng)包括------。

5、U235裂變釋放能量------Mev。

6、反應堆裂變能大部分在------轉(zhuǎn)換為熱能。

7、壓水堆典型功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)------范圍穩(wěn)定工作。

8、功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)性能要求在每分鐘±------%線性負荷變化。

9、壓水堆降低誤動作率------次/年。

10、核動力廠設計安全要求和安全功能之一。

11、“控制棒彈出事故”的主要過程特征是------。

12、極限事故發(fā)生頻率是------運行堆年。

13、一回路穩(wěn)壓器為核安全------級設備。

14、ASME核級機械部件和設備使用限值分為------級。

15、運行限值和條件經(jīng)國家------部門評價和批準。

16、運行許可依據(jù)的------修改須報國家批準。

17、增加汽輪機負荷會------。

18、反應堆冷卻劑系統(tǒng)允許極限值------%設計壓力。

19、事故工況包括------事故和嚴重事故。

20、一條反應堆冷卻劑環(huán)路包括------。

21、核一級容器材料需用應力強度保守------幾分之幾。

22、核材料的不平衡差(MUF)------倍之內(nèi)。

23、未穩(wěn)定尾礦氡析出率高------倍。

24、------核燃料工作公眾集體劑量最大。

25、鈾礦等通風量高------倍。

26、地浸采鈾的環(huán)境問題是------。

27、原地爆破o選防氡密閉材料------。

28、退役階段尾礦和廢石特點之一：放活，廢物量------。

29、鈾礦冶工作人員連續(xù)5年平均有效劑量------msv/a。

30、鈾選冶廠煅燒、冷卻崗位主要防護要求控制------。

31、鈾礦冶廢水處理方法------。

32、UF6生產(chǎn)UF4與------反應經(jīng)濟性好。

33、ADU通入氫氣的目的是------。

34、溶劑萃取分配比的定義------。

35、乏燃料后處理剪切崗位防止核臨界------。

36、GB18871放射性工作場所分為------。

37、放射性物質(zhì)貨包分為散料------，其中------。

38、a粒子是------。

39、高能加速器設置------控制活化空氣排入環(huán)境。

40、輻射監(jiān)測對象分為------，個人，環(huán)境流出物。

41、大型輻照裝置一般------內(nèi)進行輻照。

42、工業(yè)用量最大的a源是------。

43、同位素丟失被盜，應當------。

44、放射性廢物是指------大于放廢管理、確保不給后代------負擔。

45、放射性碘，人體------對碘有濃集作用。

46、低中放廢衰變到清潔廢物可以------。

47、黃相含------高，因此------。

48、放廢最小化管理是指------。

49、退役工作中源相調(diào)查是------工作。

50、a退役，輻射防護重視防止------。

51、核電廠選址評價自然和認為因素在------年內(nèi)可預見演變。

52、地質(zhì)、地震調(diào)查在------KM范圍內(nèi)。

53、核電廠非居住區(qū)------KM范圍。

54、核電廠相關(guān)質(zhì)量保證導則屬于------文件。

55、HAF003核安全的定義。

56、HAF003質(zhì)量保證原則適用于------。

57、HAF有------個原則。

58、HAF管理部門審查是指------。

59、設計驗證中鑒定試驗在------設計工況下進行。

60、壓力重水堆的優(yōu)點是------。

61、發(fā)生事故采取------措施，保證減輕放射性后果。

62、系統(tǒng)安全分級與部件安全分級的關(guān)系是------。

63、壓水堆考慮嚴重事故預防和緩解措施有------。

64、無法采用天然鈾的反應堆是------。

65、核反應堆由------組成。

66、高溫氣冷堆的特點是------。

67、壓水堆二回路系統(tǒng)由------組成。

68、運行壽期內(nèi)，根據(jù)------對運行限值和條件復審。

69、縱深防御層次為------。

70、核級機械部件與常規(guī)在設計上的基本差別是------。

71、核動力廠基本安全要求、運行限值和條件分為------。

72、借助穩(wěn)壓器停堆------等功能自動保證安全限值。

73、運行階段------使材料缺陷進一步擴展。

74、鈾礦井降氡方法有------。

75、地浸采鈾對地下水還原方法------。

76、鈾礦工作者的職業(yè)病有------。

77、氡累計測量法是------。

78、鈾尾礦運行安全管理是指------。

79、鈾尾礦穩(wěn)定化處理方法------。

80、鈾濃縮廠主要監(jiān)測項目------濃度。

81、乏燃料高密度儲存方法措施------。

82、輻射安全監(jiān)測主要考慮------。

83、應急準備和響應中，任何干預—必須是最優(yōu)化的。

84、核燃料加工實物保護是指------。

85、人工放射性同位素有------。

86、R輻射測量儀分為------。

87、同位素丟失被盜應立即向------報告。

88、高能加速器產(chǎn)生的放射性主要來源于------。

89、放廢庫較好的場址自然條件是------。

90、放廢各種形式，其中------差別很大。

91、極毒性廢物有------。

92、低中廢物處置清單包含------。

93、低中放廢的覆蓋層主要功能是------。

94、場址適宜性，總體影響因素取決于------。

95、選址經(jīng)水體途徑釋放對環(huán)境影響評價包括------。

第二篇：2010 注冊核安全工程師考試專業(yè)實務題預測

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(zhì)的作業(yè)。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(chǎn)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?jīng)]有通風時的水平：3-5min

6、鈾礦山的通風備用系數(shù)：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(shù)：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(yè)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(jiān)測方法和礦工個人劑量的監(jiān)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(jiān)測：監(jiān)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(zhì)（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(huán)法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、砷等有害物質(zhì)。

29、尾礦庫的治理方法：

1、物理穩(wěn)定法。

2、化學穩(wěn)定法。

3、植被穩(wěn)定法。

4、綜合穩(wěn)定法。

20、氡的射氣、析出系數(shù)：與粒度成反比、與品位成正比、與含水率成反比。七章 質(zhì)量保證 第五節(jié)以后不考

主要還是一些概念不要死記硬背，掌握核質(zhì)量保證法規(guī)和導則的基本結(jié)構(gòu)和內(nèi)容，在此基礎上了解相應導則的內(nèi)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(fā)生。2）及時探測發(fā)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(fā)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(tǒng)的二次效應

（1）高溫和高熱對構(gòu)筑物和設備的損壞

（2）燃燒產(chǎn)生的煙霧可能對運行人員的傷害或?qū)υO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(nèi)部水淹和設備的損壞

（6）由于噴水導致放射性物質(zhì)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(shù) 規(guī)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(jīng)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(zhì)量級也稱為規(guī)范等級

④ 質(zhì)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(jié)構(gòu)完整性、可運行性和功能能力。

安全級、質(zhì)量級、質(zhì)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(zhì)量4級（質(zhì)量D組），執(zhí)行常規(guī)產(chǎn)品相應的標準和質(zhì)量保證要 求（例如∶ISO-9001）。

6、系統(tǒng)安全分級與部件安全分級的關(guān)系

① 組成該系統(tǒng)的部件與設備的安全級別

與系統(tǒng)的安全級別相一致；

② 安全級別不同的二個系統(tǒng)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(nèi)能夠承受運

行狀態(tài)（包括∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態(tài)的設計基準事故工況下，各種穩(wěn)態(tài)

和瞬態(tài)的荷載，并保持其設備與部件壓力邊界的結(jié)構(gòu)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(nèi)，在運行狀態(tài)

（包括∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態(tài)的設計基準事故工況下，各種穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài) 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(nèi)，能夠?qū)υ诤嗽O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(jié)構(gòu)完整性進行可靠的驗證性試驗和檢驗。

8、什么是結(jié)構(gòu)的完整性：

對于非承壓部件而言，其結(jié)構(gòu)完整性是指部件幾何尺寸的穩(wěn)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(fā)生彈性

變形、部件結(jié)構(gòu)不連續(xù)的區(qū)域中大的塑性變形或部件結(jié)構(gòu)的整體塑性變形（其結(jié)果會使部

件喪失尺寸的穩(wěn)定性），但不允許出現(xiàn)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(jié)合的方法。

④ 利用經(jīng)驗數(shù)據(jù)鑒定設備。

10、機械部件與設備的環(huán)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(huán)境下都具有執(zhí)行它們的設計安全功

能的能力；

② 部件與設備的環(huán)境能力必須用適當?shù)脑囼灪头治?/p>

予以證實；

③ 部件與設備的環(huán)境設計，環(huán)境鑒定試驗的有關(guān)分

析工作與核級設備其它活動一樣, 都必須在符合法

規(guī)要求的質(zhì)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(nèi)環(huán)境溫度，壓力的變化以及安全殼

噴淋環(huán)境中化學介質(zhì)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(xù)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(zhì)不合格（2）

運行狀態(tài)不穩(wěn)定（3）

違反運行規(guī)程

14、在役檢查發(fā)現(xiàn)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(jīng)發(fā)現(xiàn)、且在擴展中的缺陷在下一次在役檢查前不會發(fā)生失穩(wěn)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(guī)的區(qū)別： 1）確定設計基準的原則不同

2）核級必須采用成熟的經(jīng)過驗證的技術(shù)

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(guī)HAF601 5）必須符合核安全法規(guī)HAF003 6）首次應用的設備必須經(jīng)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(jiān)督下實施。

第十六節(jié)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(zhì)的材料和物品都稱為核材料。

18、直接使用核材料：不需經(jīng)過核素轉(zhuǎn)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(zhì)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(guī)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(zhuǎn)移核材料和破壞核設施的保護措施和技術(shù)。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(wèi)組織、保衛(wèi)制度、人防措施等軟件部分以及實體屏障、探測報警系統(tǒng)等技術(shù) 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(gòu)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(fā)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(zhì)、數(shù)量劃分。共I、II、III級。I級最高，具體數(shù)據(jù)不要求背。材料

狀態(tài)

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(jié) 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(lián)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(qū)、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(tǒng)一指揮，大力協(xié)同，保護公眾，保護環(huán)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(huán)節(jié)。

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(nèi)

29、我國應急初始條件按其性質(zhì)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(chǎn)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(tǒng)故障

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

31、煙羽應急計劃區(qū)：內(nèi)區(qū)3-5km；外區(qū)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(qū)出現(xiàn)邊緣性效應。

32、應急執(zhí)行程序雖然勿需核安全監(jiān)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(nèi)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(tài)15min內(nèi) 應急報告

應急報告：初始

進入廠房應急或更高應急狀態(tài)后45min內(nèi)

應急報告：后續(xù)

初始報告發(fā)出后，每隔1h發(fā)一次

源項或應急狀態(tài)變化時立即報告，然后每隔1h報告一次

勢態(tài)得到控制后，每隔4h報告一次，直至退出應急狀態(tài) 最終評價報告

退出應急狀態(tài)后的30d之內(nèi)

35、源項：隨時估計事故可能的放射性物質(zhì)的排放數(shù)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(shù)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(huán)境免受放射性釋放（正常運行和事故狀態(tài)，包括可能導致實施應急措施的事故狀態(tài)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(zhì)向人體轉(zhuǎn)移的廠址特征及其環(huán)境特征、以及執(zhí)行應急計劃可行性方面確定廠址的適宜性；

（2）

根據(jù)核電廠廠址及廠址所在區(qū)域內(nèi)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(diào)查評價的主要任務是：根據(jù)與核電廠安全運行相關(guān)的廠址環(huán)境因素，包括人口、外部自然和人為事件、以及其他相關(guān)環(huán)境因素的監(jiān)測結(jié)果，對廠址以及廠址環(huán)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(qū)域可能發(fā)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(fā)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(zhì)向人體轉(zhuǎn)移的廠址及其環(huán)境特征

其評價目標是考慮到核電廠在運行和事故狀態(tài)下可能產(chǎn)生的放射性物質(zhì)釋放，從放射性物質(zhì)釋放對環(huán)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(guān)的廠址與環(huán)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(tài)下，所選廠址的環(huán)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(yōu)先候選廠址，并對這些廠址進行系統(tǒng)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(yōu)先候選廠址進行調(diào)查與評價，并從安全的觀點出發(fā)，證明廠址的可接受性。同時，要初步確定與廠址有關(guān)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(jié)果進行驗證與核實。

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

（1）核電廠選址中外部人為事件調(diào)查的基本程序：根據(jù)收集的資料確定潛在源項；如果存在按法規(guī)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?？罩械倪\輸工具等。

（4）法規(guī)對各潛在源項無須進一步調(diào)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(shù)和極端氣象現(xiàn)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(diào)查極端氣象現(xiàn)象和氣象參數(shù)的極值。

（3）為什么在廠址評價階段要實施現(xiàn)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(xù)記錄氣象站的數(shù)據(jù)進行相關(guān)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(shù)據(jù)來確定代表廠址當?shù)貧庀髼l件與區(qū)域氣候特征的極端氣象參數(shù)。

（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(shù)據(jù)來源與收集。

2）數(shù)據(jù)組的選擇，確定代表性氣象站，30年或更長時期的數(shù)據(jù)組，如果數(shù)據(jù)組時間較短，在統(tǒng)計分析時應適當考慮不確定性。3）設計基準風的統(tǒng)計分析，根據(jù)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(diào)查的基本要求是什么？

龍卷風調(diào)查的區(qū)域范圍以廠址為中心經(jīng)度寬為3度、緯度寬為3度所包括的區(qū)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(chǎn)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(fā)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(nèi)開孔的堅硬飛射物）。

6、工程水文

（1）在核電廠選址中，水文調(diào)查所涉及的主要內(nèi)容包括哪些？

1）與設計基準洪水位確定相關(guān)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(nèi)澇和相應的排水系統(tǒng)設計、防護措施等。

3）與最終熱阱相關(guān)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(wěn)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(fā)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(chǎn)生可能最大風暴潮，然后將這種風暴參數(shù)輸入適當?shù)娘L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(chǎn)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(fā)的洪水、以及人類活動對洪水的影響等。

（5）

法規(guī)對河流上游潰壩的考慮是怎樣規(guī)定的？ 導則對于因水文和地震引發(fā)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(fā)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(chǎn)生最大洪水，前者發(fā)生在水壩處，后者是在廠址；

③ 潰壩模式和程度盡可能在穩(wěn)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(chǎn)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?shù)腟L-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(qū)，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(wěn)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(guī)規(guī)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(nèi)與安全冷卻水 源有關(guān)的最低水位和最低水位持續(xù)時間，以及擋水構(gòu)筑物破壞的可能性；應考慮可能對低水位產(chǎn)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(nèi)接納這些熱量。所規(guī)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(zhì)調(diào)查中，調(diào)查區(qū)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(qū)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(qū)范?25公里，要求資料反映在比例尺1?100萬的圖上；近區(qū)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(zhì)調(diào)查中，調(diào)查區(qū)域分為四種等級：區(qū)域范圍以廠址為中心半徑

這一調(diào)查范圍劃分的目的是使調(diào)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(qū)基礎數(shù)據(jù)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(qū)域地震構(gòu)造模型的主要內(nèi)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(shù)據(jù)。

區(qū)域地震構(gòu)造模型的主要內(nèi)容包括：發(fā)震構(gòu)造及其最大潛在地震，地震構(gòu)造區(qū)以及最大彌散地震兩個主要方面。（3）何為發(fā)震構(gòu)造？鑒別發(fā)震構(gòu)造的因素都包括哪些？ 發(fā)震構(gòu)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(gòu)造。發(fā)震構(gòu)造被認為在所關(guān)心的時期內(nèi)可能發(fā)生宏觀地震。”結(jié)合我國地震研究成果及工程地震安全性評價中積累的經(jīng)驗，發(fā)震構(gòu)造主要為與地震活動關(guān)系密切的活動斷裂構(gòu)造。

發(fā)震構(gòu)造可通過區(qū)域調(diào)查中獲得的地質(zhì)構(gòu)造與構(gòu)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(fā)震構(gòu)造最大潛在地震所采用的主要方法是什么？ 評 價發(fā)震構(gòu)造最大潛在地震所采用的主要方法包括利用發(fā)震構(gòu)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(fā)震構(gòu) 造的類比等。其中在斷層或構(gòu)造的地震和地質(zhì)歷史信息充分的情況下，可利用經(jīng)驗關(guān)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(fā)震構(gòu)造的潛在的最 大震級可根據(jù)發(fā)震構(gòu)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(guān)心的因素分別包括哪些？

在將發(fā)震構(gòu)造應用于地震危險性評價時，所關(guān)心的是那些分布位置和潛在地震強度結(jié)合來看，能夠?qū)S址地震動產(chǎn)生影響的發(fā)震構(gòu)造；對于地表斷層運動危險性，所關(guān)心的則是那些位于廠址附近的能動性斷層，這些構(gòu)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(gòu)造標志的彌散地震活動（通常但又不完全是由中小地震構(gòu)成）”。在實際應用中，采用地震構(gòu)造區(qū)來評價彌散地震。假設條件是每個地震構(gòu)造區(qū)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(shù)；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(qū)的地震動記錄；利用不同地區(qū)具有相似地震、地質(zhì)和巖土特征的同類地震動記錄；根據(jù)廠址區(qū)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(shù)環(huán)節(jié)？ 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(shù)環(huán)節(jié)： ①

將區(qū)域地震構(gòu)造模型分解為與地震構(gòu)造區(qū)相對應的彌散地震活動區(qū)和發(fā)震構(gòu)造。

②

鑒定與每個發(fā)震構(gòu)造和每個地震構(gòu)造區(qū)相關(guān)的最大潛在地震。

③

按照下述方法進行評價：

A、對每一個發(fā)震構(gòu)造，應假定最大潛在地震發(fā)生在該構(gòu)造最接近廠址區(qū)的部位。

B、對于地震構(gòu)造區(qū)內(nèi)的最大彌散地震，要假定其發(fā)生在距廠址某一特定距離處，要確保在這一距離內(nèi)沒有發(fā)震構(gòu)造，該距離的確定取決于地震構(gòu)造區(qū)內(nèi)震源深度的恰當估計。

C、在每一相鄰地震構(gòu)造區(qū)內(nèi)與彌散地震活動相關(guān)的最大潛在地震，應假定其發(fā)生在該地震構(gòu)造區(qū)邊界最接近廠址的部位。

D、使用適當?shù)乃p關(guān)系來確定這些地震中能夠?qū)S址產(chǎn)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(diào)查表明在晚更新世Q3（約10萬年）以來有過運動證據(jù)，以致可合理地推論在地表或接近地表處能夠再次發(fā)生運動。（2）已經(jīng)證明一個斷層與另一個已知能動斷層有構(gòu)造聯(lián)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(fā)生運動。

（3）在某一震源深度條件下，與發(fā)震構(gòu)造有關(guān)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(fā)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(nèi)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(guān)地基和基礎的穩(wěn)定性，并為相關(guān)的設計提供土工參數(shù)，評價可能影響核電廠安全的其他廠址地質(zhì)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(nèi)容包括地表地質(zhì)特征，下伏地層的巖性、結(jié)構(gòu)和構(gòu)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(zhì)現(xiàn)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?？辈榈幕疽蟀ǖ刭|(zhì)測繪、鉆孔調(diào)查等； 廠址評價階段，勘察的目的是得出有關(guān)廠址工程地質(zhì)特性的主要參數(shù)，據(jù)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(jù)廠址的幾何條件和巖石均勻性條件采用150米的網(wǎng)格。國標“巖土工程勘察規(guī)范”規(guī)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(qū)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(wěn)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(jù)建/構(gòu)筑物的最終布置，確定最終的廠址特性和設計參數(shù)。對于本階段要求在每一安全相關(guān)構(gòu)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(wěn)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(chǎn)生的地震動放大效應。

（5）基土液化是怎樣的現(xiàn)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(xiàn)象。估計基土液化所需的參數(shù)（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(huán)剪切強度以及包括持續(xù)時間再內(nèi)的地震動強度。

（6）邊坡的類型，以及可能引起邊坡失穩(wěn)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(wěn)的因素包括邊坡的基礎、巖石或土的特性、節(jié)理裂隙的發(fā)育情況、地下水位及水滲漏特點等。除了邊坡本身的相關(guān)特性之外，還要考慮影響邊坡穩(wěn)定性的外部環(huán)境因素，如地震、洪水等。

9、人口調(diào)查

（1）涉及核電廠對其所在區(qū)域產(chǎn)生影響的廠址特征主要有哪些？

涉及核電廠對其所在區(qū)域產(chǎn)生影響的廠址特征主要有：廠址周圍區(qū)域的人口分布、特定廠址條件下的放射性物質(zhì)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(qū)，核電廠周圍應設置非居住區(qū)，非居住區(qū)的半徑（以反應堆為中心）不得小于0.5 km。核電廠非居住區(qū)周圍應設置限制發(fā)展區(qū)，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(zhèn)和距100萬人口以上大城市的市區(qū)發(fā)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(xiàn)有人口和規(guī)劃人口，現(xiàn)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(huán)和16個方位射線劃分成的扇面來處理，并應統(tǒng)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(yōu)劣。

（4）涉及影響應急計劃可行性的廠址主要相關(guān)因素包括哪些？ 涉及影響應急計劃可行性的廠址主要相關(guān)因素包括：廠址區(qū)域內(nèi)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(yī)院、監(jiān)獄等）、廠址及附近區(qū)域特殊地理條件（地形、河流等）、交通和通訊網(wǎng)絡、以及其他工業(yè)、農(nóng)業(yè)、生態(tài)和環(huán)境特征等。

（5）在選址階段的人口調(diào)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(qū)域法和人口密度法。

其 中固定區(qū)域法適用于人口相對低的地區(qū)。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(qū)），該地帶內(nèi)不允許居民居住。在這一地帶外圍規(guī)定另一個低 人口地帶，在低人口地帶內(nèi)（限制區(qū)），人口和工業(yè)的增長在規(guī)劃上予以限制或明確地控制。不同國家這兩個區(qū)的半徑范圍不一致，我國的禁區(qū)半徑規(guī)定不小于500米，限制區(qū)半徑為5公里。

人口密度法是將推薦廠址周圍確定區(qū)域內(nèi)的人口密度與參考人口密度（如省和地區(qū)的平均密度）作比較。該方法將廠址周圍地帶分成同心圓環(huán)和扇形區(qū)，在考慮廠址周圍同心圓環(huán)內(nèi)居民數(shù)，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(zhì)進入環(huán)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(zhì)釋放的環(huán)境影響評價包括哪幾個主要步驟？ 關(guān)于放射性釋放影響評價，包括以下主要內(nèi)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(qū)域作為放射性釋放途徑的水體和氣體特征進行調(diào)查，收集建立彌散模型所需的資料；

根據(jù)調(diào)查資料反映的廠址區(qū)域水體和氣體特征，選擇適當?shù)膹浬⒛Ｐ?。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(zhì)釋放對環(huán)境可能產(chǎn)生影響的角度，什么樣條件的廠址為優(yōu)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(yōu)選廠址。

（4）為什么要在核電廠投入運行前調(diào)查廠址周圍環(huán)境中的放射性本底情況？

為了評估核電廠對環(huán)境的影響，在核電廠投入運行前，應調(diào)查廠址周圍環(huán)境中的放射性本底情況，所獲得的數(shù)據(jù)將作為未來調(diào)查評價的基線，以便能夠恰當?shù)卦u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(diào)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(tài)、廢物包的類型和數(shù)量、其它工程屏障及設施關(guān)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(nèi)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(diào)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(guī)劃選址、區(qū)域調(diào)查、場址特性評價和場址確定階段。

規(guī)劃選址階段，應首先為選址制定總體規(guī)劃、建立選址原則、確定所需場址特性，為后期調(diào)查提供基礎；

區(qū)域調(diào)查階段的目的是根據(jù)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(diào)查，通過進行現(xiàn)場調(diào)查和實驗室研究獲得相關(guān)的場址數(shù)據(jù)，包括場址的地質(zhì)、地球化學、水文地質(zhì)等方面數(shù)據(jù)，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(diào)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(huán)境影響評價提供全面場址資料和相關(guān)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(guān)的選址準則包括：地質(zhì)、地球化學、地質(zhì)構(gòu)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(huán)境保護準則。

注冊核安全工程師考試案例分析題預測 2005年已考過的試題：

1、核臨界

2、質(zhì)量保證不符合項

3、放射源操作

4、三厘島

5、廢料泄露 2004

1、切爾諾貝利 三厘島

2、礦井通風

3、原子能院洗手

4、輻照裝置沒放好，（輻射源操作問題）

共有5道題，以其中分數(shù)最高的4道題加起來作為總分！

預測 2006 年 有可能考到的題目：

1、核電廠選址（應該是必考）

2、切爾諾貝利（紀念**周年）

3、設計審查。

4、質(zhì)量保證有某一個。（難）

5、鈾（釷）礦與伴生放射性礦。

6、核技術(shù)應用要比其他的題容易一些 常用答題思路： 范深根總結(jié)：

?工作是否經(jīng)過正規(guī)的批準

?設計是否合理

?安全設備是否正常維修并處于良好運行狀態(tài)

?輻射監(jiān)測(場所與個人)?人員資格

?合格的防護人員

?規(guī)章制度的完善與遵守

?防護與保安措施(現(xiàn)場操作與貯存,保管)?意外情況的報告

?事故應急的準備與正確實施

?輻照裝置必須嚴格設計；有故障絕對不能運行

比較經(jīng)典、通用性較強的案例：

美國Browns Ferry控制棒插入故障 的整改措施

1.對于此類BWR要求連續(xù)監(jiān)測停堆排放箱水位，把水位指示及報警信號送至主控室；

2.應加強注意防止異物進入反應堆冷卻劑系統(tǒng)；

3.對停堆系統(tǒng)的可用性作定期試驗；

4.對操縱員針對此類事件作專門培訓；

5.通知全部此類BWR照同樣要求執(zhí)行。

切齊諾貝利事故分析：（必考）

1、切爾諾貝利事故的運行管理背景：核動力廠運行管理規(guī)程的缺位（試驗人員擅自操作）

2、切爾諾貝利事故的社會背景：原蘇聯(lián)社會體制使核動力廠營運單位管理混亂，安全文化薄弱。

3、切爾諾貝利事故的科學背景：初始事件為反應堆物理的瞬發(fā)臨界引發(fā)堆芯融化、爆噴、放射性向周圍環(huán)境大量釋放。

4、與一般輕水堆機組不同，當失水事故發(fā)生時RBMK核鏈式反應和功率輸出增加。

該設計缺欠——稱為“正空泡系數(shù)”——引起不可控功率劇增導致切爾諾貝利事故。

堆芯具有正空泡反應性效應和正功率反應性效應； 控制棒擠水棒的正反應性效應；

慢化用的石墨材料，在高溫下失去氦氣氛，與空氣接觸，就會持續(xù)燃燒，在切爾諾貝利事故過程中，石墨的燃燒加劇了滅火的復雜性和促進了放射性物質(zhì)的釋放。

實驗過程中嚴重違反規(guī)程的各項操作，如：不適當?shù)亟獬俗詣诱{(diào)節(jié)功率系統(tǒng)后，為趕進度，不顧功率水平不符合要求而

進行實驗；試圖在反應堆處于碘坑過程中維持堆

功率；

5、整改措施：加強核安全文化建設，意外事故及時報告，對停堆系統(tǒng)的可用性作定期試驗，對操作員針對此類事件作專門培訓，將經(jīng)驗教訓進行推廣。

洪水方面的案例：早期設防偏低，中法標準對比，原來沒有的情況也會出現(xiàn)，做為經(jīng)驗反饋到類似狀況，可能最大降雨有陸面水位影響。

案例：

1、仔細分析案例的背景，提取出具體案例所涉及的工業(yè)和核安全監(jiān)管主要環(huán)節(jié)。

2、對比相關(guān)環(huán)節(jié)的法規(guī)要求找出問題，其中可能包括管理問題，法規(guī)標準問題，調(diào)查評價的方法與深度問題。

注冊核安全工程師考試綜合知識題預測

綜合知識有的內(nèi)容如燃料循環(huán)在專業(yè)實務里更詳細。第三章 桂立明 課后思考題

1、輻射防護的目的與任務是什么？、輻射防護和核安全的目的是防止有害的確定性效應，并限制隨機性效應的發(fā)生概率，使它們達到被認為可以接受的水平。

輻射防護和核安全的基本任務：既要保護從事放射工作者本人和后代以及廣大公眾乃至全人類的安全；保護好環(huán)境；又要允許進行那些可能會產(chǎn)生輻射的必要實踐以造福于人類。

2、簡述天然輻射源與人工輻射源的主要來源以及他們對人類造成的照射水平每年為多少？

來源：天然：1）宇宙射線2）宇生放射性核素3）原生放射性核素

人工：醫(yī)療輻射、核爆炸、核電站、3、輻射實踐與干預有什么不同？

實踐：在這里是作為放射防護領(lǐng)域?qū)I(yè)術(shù)語使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途徑、或擴大受照人員范圍、或改變現(xiàn)有照射源的照射途徑網(wǎng)絡，從而使人們受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人數(shù)增加的人類活動。

干預：是指任何旨在減少或避免不屬于受控實踐的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行動。

4、為什么引入潛在照射的概念？ ◆所以，從實質(zhì)上來說，對潛在照射的控制，就是

對輻射源的安全性的控制。

5、何謂吸收劑量D、當量劑量H與有效劑量E（包括它們的定義、物理意義、單位適用條件及相互聯(lián)系）

吸收劑量D：電離輻射授予某一體積元中物質(zhì)的平均能量除以該體積元中物質(zhì)的質(zhì)量的商

當量劑量：對某個器官或組織，是平均值； 有效劑量：針對全身而言，取平均值。

比釋動能：不帶電粒子在體積元內(nèi)產(chǎn)生的所有帶電粒子的初始動能總和的平均值除以物質(zhì)質(zhì)量的商。

對低能帶電粒子，韌致輻射可以忽略時，則 吸收劑量=比釋動能

6、當量劑量Ht(50)、待積有效劑量He(50)、集體當量劑量SH與集體有效劑量Se它們分別用在什么場合？

人體單次攝入放射性物質(zhì)后，某一器官或組織在50年內(nèi)將要受到的累積的劑量當量

式中：t0是攝入放射性物質(zhì)的起始時刻；（6.16）

是在t時刻器官或組織受到的當量劑量率；

τ是攝入放射性物質(zhì)之后經(jīng)過的時間。當沒

有給出積分的時間期限時，成年人－50年；

兒童－70年

受到輻射危害的各器官或組織的待積當量劑量HT（τ）經(jīng)WT加權(quán)處理后的總和稱為待積有效劑量E（τ），即

集體當量劑量：表示一組人某指定的器官或組織的當量劑量的總和。

集體有效劑量：受照群體每個成員的有效劑量的總和。

7、何謂輻射權(quán)重因子WR與組織權(quán)重因子WT WR：在當量劑量中，WR 輻射權(quán)重因子，是與輻射品質(zhì)相對應的加權(quán)因子，無量綱。

WT：定義： WT代表組織T接受的照射所導致的隨機效應的危險系數(shù)與全身受到均勻照射時的總危險系數(shù)的比值。

8、影響輻射損傷的因素有哪些？ 直接作用：

輻射粒子與生物大分子，如 DNA and RNA, 直接發(fā)生作用，導致細胞的損傷。

間接作用：

輻射粒子與細胞內(nèi)環(huán)境成份（主要是水）發(fā)生作用，產(chǎn)生自由基和過氧化物，導致細胞的損傷。劑量大小、細胞的增殖能力

9、論述隨機性效應與確定性效應各有何特點，他們和軀體效應與遺傳效應有什么聯(lián)系。

一類是對細胞的殺傷作用，即使受照射細胞死亡或受傷，細胞數(shù)目減少或功能減低，結(jié)果影響了受照組織或器官的功能，表現(xiàn)為確定性效應，如急性放射病，造血功能障礙。

一類是對細胞的誘變作用 主要表現(xiàn)為誘發(fā)細胞發(fā)生癌變(致癌)，誘發(fā)基因突變(致突)和先天性畸形(致畸)。

隨機性效應(Stochastic effect)：是指輻射效應的發(fā)生幾率(而非其嚴重程度)與劑量 相關(guān)的效應，不存在劑量的閡值。主要指致癌效應和遺傳效應。

確定性效應(Deterministic effect)：是指輻射效應的嚴重程度取決于所受劑量的大小。這種效應有一個明確的劑量閡值，在閡值以下不會見到有害效應，如放射性皮膚損傷、生育障礙。

10、輻射防護基本原則（輻射防護體系、劑量限制體系）的主要內(nèi)容是什么？ 1． 輻射實踐的正當化 2.劑量限制和潛在照射危險限制 劑量約束和潛在照射危險約束 3.防護與安全的最優(yōu)化

11、無

12、輻射的防護標準中的基本標準是如何規(guī)定的（包括職業(yè)照射與公眾照射）？

三要素：

時間

距離

屏蔽

措施：充分準備，減少受照時間 劑量率與距離的平方成反比（點源）

措施：§遠距離操作；

§任何源不能直接用手操作；

§注意β射線防護。[3].屏蔽防護(Shielding)措施： §設置屏蔽體

§屏蔽材料和厚度的選擇：

輻射源的類型、射線能量、活度 1.內(nèi)照射防護的基本原則

內(nèi)照射防護的基本原則是制定各種規(guī)章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質(zhì)進入人體的各種途徑，在最優(yōu)化原則的范圍內(nèi)，使攝入量減少到盡可能低的水平。

13、簡述外照射防護的基本原則和基本方法。基本原則：

盡量減少或避免射線從外部對人體的照射，使之所受照射不超過國家規(guī)定的劑量限值。

14、內(nèi)照射防護的基本方法和基本原則是什么？

內(nèi)照射防護的基本原則是制定各種規(guī)章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質(zhì)進入人體的各種途徑，在最優(yōu)化原則的范圍內(nèi)，使攝入量減少到盡可能低的水平。內(nèi)照射防護的一般方法是 ?“包容、隔離” ? “凈化、稀釋”，?“遵守規(guī)章制度、做好個人防護”。

15、對輻射源安全和保安的要求與控制措施有哪些？

（1）確保輻射源的實物保護符合有關(guān)要求，并保證將輻射源的失控、丟失、被盜或失蹤的信息立即通知審管部門；（2）不得將輻射源轉(zhuǎn)讓給不持有有效批準證件的接收者；（3）對可移動的輻射源定期進行盤存，確認它們處于指定位置并有可靠的保安措施。

16、輻射防護監(jiān)測的主要內(nèi)容有哪些？

輻射防護監(jiān)測的對象就是人與環(huán)境兩大部分，具體監(jiān)測有四個領(lǐng)域：個人劑量監(jiān)測、工作場所監(jiān)測、流出物監(jiān)測、環(huán)境監(jiān)測。

17、一位放射工作人員在非均勻照射條件下工作，18、簡述輻射防護大綱的主要內(nèi)容。

為實現(xiàn)可合理達到的盡可能低的原則，必須制定和建立一個最優(yōu)化的輻射防護大綱。最優(yōu)化的輻射防護大綱包括：健全輻射安全組織、嚴格的安全教育和訓練、合理的設施設計、可靠的個人安全保障、合適的個人防護設備、有效的監(jiān)測計劃和周密的應急計劃等。

19、應急準備的主要內(nèi)容有哪些？

減 小潛在照射意味著采取必要的措施，確保輻射源的安全（對核設施即為核安全），預防事故或事件（事件序列）的發(fā)生，降低潛在照射的產(chǎn)生概率；另一方面，事故 或事件一旦發(fā)生，則減緩其后果，盡量減小工作人員和公眾的受照劑量。潛在照射發(fā)生并對公眾造成應急照射的情況下，應實施必要的核事故應急干預，減小公眾的 受照劑量

第三篇：注冊核安全工程師考題2011年實務

2011年《核安全專業(yè)實務》考試真題

一、單選題

1、低能區(qū)----減少而逐漸增大

2、中子碰次數(shù)---18次

3、-----有一個穩(wěn)壓器的題不記得了

4、有源導熱

5、傳熱系數(shù)低

6、緩發(fā)中子時間---80S

7、蒸發(fā)器破裂---冷卻劑減少

8、概率法---事故

9、地震----2/3

10、安全限值---沒有找到

11、鈾钚—檢查周期

12、應急計劃—提前幾個月上報

13、有關(guān)在役---時間

14、日常監(jiān)督

15、退役---好像標準不變

16、改變限值---核安全監(jiān)管批準

17、廢石礦轉(zhuǎn)移---鐳226

18、居住—200-400

19、尾礦的什么數(shù)量級

20、地浸的廢水—7~20%

21、ADU

22、擴散發(fā)—壓差

23、擴散法---0.002

24、離心法—級聯(lián)

25、豁免貨包—0.01

26、行政審批—20天

27、核技術(shù)利用項目許可證的有效期—5年;

28、阿爾法射線---U238

29、什么內(nèi)壁---石蠟

30、排氣---臭氧

31、什么---密閉

32、廢物---淺地表貯存

33、高放廢液固化---玻璃

34、有一個后處理廠---立即退役

35、有一個---什么不減少總的放射性活度

36、人口統(tǒng)計----固定加密度;

37、人口統(tǒng)計---80km

38、技術(shù)導則---建造階段

39、HEPA高校過濾器;

40、服用碘片的干預水平：100mGy;

41、接口設計原則;

42、槽式排放;

43、高放廢液固化：玻璃;

44、有一個300年(好像是低中放廢物隔離時間);

45、有一個30—50年;

46、調(diào)查：確定論方法;

47、向人類轉(zhuǎn)移;

48、質(zhì)保監(jiān)察：每年一次;

49、核安全局質(zhì)保檢查內(nèi)容：大綱、能力、不符合項;

二、多選題

1、P3，易裂變材料，4個;

2、P13，中子注量率展平方法，3個;

3、P19，沸水堆特點，3個;

4、P29，鈉冷特點，3個;

5、P110，安全分級的應用范圍，3個;

6、P127，功率運行時參數(shù)的組合，4個;

7、P156，衡算管理的內(nèi)容包括，3個;

8、P167，核動力廠的應急職責，3個;

9、P174，演習的頻次,2個;

10、P199，天然鈾的監(jiān)測方法，3個;

11、P204, Rn222的監(jiān)測方法，3個;

12、P224，尾礦庫的事故類型，4個;

13、P251，尾礦庫的長期穩(wěn)定治理;

14、P279，鉬舟燒制時防止氫氣爆炸的措施，4個;

15、P297，料液配制的臨界安全控制;

16、P302，應急行動程序的內(nèi)容，4個;

17、P313，貨包設計的審批;

18、P318，行政審批的形式，4個;

19、P327，外照射的特點，4個;

20、P334，感生放射性的來源，4個;

21、P346，輻射防護的原則，3個;

22、P365，輻照裝置的安全措施;

23、P373，事故處理應急預案的內(nèi)容;

24、P390，瀝青固化的特點，2個;

25、P408，延緩拆除的弊端，4個;

26、P411，源項調(diào)查的方法，3個;

27、P428，表4-1，化工廠的影響因素，3個;

28、P434，濱海電廠極端洪水事件的因素，3個;

29、P454，人口調(diào)查的統(tǒng)計方法，4個;

30、P454，人口資料的調(diào)查收集包括，3個;

31、P480，試驗程序應包括;

32、P480，測量和試驗設備的標定管理;

33、P滿功率運行時投入的系統(tǒng);

34、P安全功能選擇考慮的因素，4個;

35、P礦井222Rn的來源，5個;

36、P低、中放廢物的處置;

37、P不符合項的處理方法，3個;

38、P送交城市廢物庫的廢物最小化的措施;

第四篇：注冊核安全工程師2008專業(yè)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(shù)分布

D.零階貝塞爾函數(shù)分布。E.正比函數(shù)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(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)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(xiàn)

A.燃料芯塊數(shù)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(shù)量

6.在國際核能史上，（）成為發(fā)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(fā)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(fā)生器傳熱管破裂，減壓失敗 C.一回路系統(tǒng)與其他系統(tǒng)結(jié)合部的失水事故

D.失去一次側(cè)熱阱

E.失去二次側(cè)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(fā)生

B.防止火災的蔓延

C.包容火災和放射性物質(zhì)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(nèi)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(shù)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(zhì)，輕水堆以硼酸溶解在冷卻劑內(nèi)用作補償控制。

下列哪項不是可熔毒物的優(yōu)點：

（）

A.毒物分布均勻

B.易于調(diào)節(jié)

C.反應性引入速率大

D.可減少控制棒數(shù)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(zhì)主要取決于：（）A.冷卻劑

B.核燃料類型

C.慢化劑

D.堆芯結(jié)構(gòu)

E。蒸汽發(fā)生器

15.構(gòu)筑物，系統(tǒng)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(xiàn)。

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(zhí)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(nèi)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(gòu)筑物，系統(tǒng)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(fā)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(chǎn)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(wèi)部門

B。營運單位監(jiān)督部門 C.營運單位監(jiān)督員

D.地區(qū)監(jiān)督站負責

E.地區(qū)環(huán)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(zhí)照考核及資格審查工作由

（）統(tǒng)一管理

A.國家核安全局負責

B.核行業(yè)主管部門

C.國防科學技術(shù)工業(yè)委員

D.營運單位人力部門

E.地方環(huán)境保護主管部門

23..天然鈾監(jiān)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(tǒng)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(chǎn)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(guī)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(shù)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(zhuǎn)化UF4的核心是UO2的氫氟化，反應器設計關(guān)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(zhuǎn)化先由天然鈾精煉制得鈾氧化物制備成四氟化鈾UF4，再轉(zhuǎn)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(zhuǎn)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(yè)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(chǎn)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(zhuǎn)筒轉(zhuǎn)速

B.轉(zhuǎn)筒離心力

C.轉(zhuǎn)筒長度

D.轉(zhuǎn)子直徑

E.轉(zhuǎn)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(huán)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(guī)定，下列哪項貨包設計不需要經(jīng)核安全監(jiān)管部門審批。

（）

A.裝有易裂變材料的工業(yè)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(zhì)安全運輸規(guī)定》放射性物質(zhì)運輸輻射危害可歸結(jié)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(chǎn)時氣載流出物對居民產(chǎn)生的劑量，關(guān)鍵途徑是食入內(nèi)照射，關(guān)鍵核素（）關(guān)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(jiān)測的主要內(nèi)容：

（）

A.放射性工作場所監(jiān)測

B.外照射劑量

C.空氣污染和表面污染

D.內(nèi)照射劑量

E.流出物監(jiān)測

41.放射性廢物送貯要求，放射性廢物的產(chǎn)生單位要向環(huán)保部門提出書面申請，將放射性廢物數(shù)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(huán)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(shù)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(zhì)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(lǐng)域產(chǎn)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(nèi)射程只有45Um，a放射性核素都是極毒類，體內(nèi)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(guān)鍵因素。A.廢物出路和退役經(jīng)費

B.技術(shù)因素和經(jīng)濟因素

C.社會因素和環(huán)境因素

D.經(jīng)濟因素和環(huán)境因素

E.技術(shù)因素和退役經(jīng)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(fā)

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(fā)、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(qū)調(diào)查的采用方法

（）A.鉆孔

B.槽探

C.測試開挖

D.地球物理技術(shù)

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(nèi)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(diào)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(shù)。

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(shù)

（）

A.壓力

B.壓力波

C.產(chǎn)生的飛射物

D.地面振動

E.毒氣釋放

55.根據(jù)《中…..民用核設施安全監(jiān)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(zhì)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(diào)試、運行、退役

E.選址與建造、調(diào)試、運行、退役

56.營運單位質(zhì)保大綱由

（）

批準。

A.國家核安全局

B.核行業(yè)主管部門

C.地方環(huán)境保護部門

D.地方核主管部門

E.本單位法人

57.質(zhì)保監(jiān)查分內(nèi)部監(jiān)查和外部監(jiān)查，營運單位質(zhì)保監(jiān)查部門對分包單位（供方）

（）

A.內(nèi)部監(jiān)查

B.外部監(jiān)查

C.內(nèi)、外部聯(lián)合監(jiān)查

D.協(xié)助檢查

E.無權(quán)檢查

58.承包單位對分包單位質(zhì)量保證審評的主要依據(jù)

（）

A.《質(zhì)量安全規(guī)定》并參考其有關(guān)導則

B.被國家核安全局審評認可的核設施營運單位質(zhì)量保證（總）大綱。

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

D.《質(zhì)量安全規(guī)定》并參考其有關(guān)導則及核設施營運單位審評認可該承包單位質(zhì)量保證分大綱

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

及核設施營運單位審評認可該承包單位質(zhì)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(zhì)量保證記錄制度》

B.《核電廠物項制造中質(zhì)量保證》

C.《核電廠調(diào)試運行期間質(zhì)量保證》

D.《核電廠設計中質(zhì)量保證》

E.《核電廠質(zhì)量保證監(jiān)查》

60質(zhì)量保證大綱中規(guī)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(jiān)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(qū)布置

B.合理設計和布置控制棒

C.堆芯內(nèi)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(zhuǎn)化為易裂變钚—239、可將鈾—235、鈾—238、钚—239加以利用

C.對環(huán)境污染小，氦氣的中子吸收截面極小，可建在人口較密城鎮(zhèn)附近。

D.可實現(xiàn)不停頓換料。

E.高溫氣冷堆負溫度系數(shù)大，采用混凝土壓力殼，容器不會發(fā)生突然爆炸事故。

3.核電站化學容積控制系統(tǒng)作用

（）

A.調(diào)節(jié)一回路系統(tǒng)中穩(wěn)壓器液位

B.將反應堆停堆后剩余發(fā)熱帶走。C.調(diào)節(jié)冷卻劑中硼濃度

D.降低安全殼內(nèi)壓力和溫度 E.保持一回路水質(zhì)。

4.調(diào)節(jié)系統(tǒng)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(qū)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(fā)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(huán)

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(tǒng)與其他系統(tǒng)結(jié)合部的失水事故

增加蒸汽發(fā)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(fā)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(fā)事件的確定

B.事故序列的模型化

C.數(shù)據(jù)評價和參數(shù)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(nèi)容

（）A.安全級

B.抗震分類

C.質(zhì)量分級

D.質(zhì)量分組

E.質(zhì)量保證級

12.核機械部件和設備的使用荷載包括那些參數(shù)：

（）A.壓力

B.溫度

C.機械荷載

D.循環(huán)次數(shù)

E.瞬態(tài)值

13.安裝在安全殼內(nèi)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(tǒng)整定值

C.在偏離規(guī)定的運行限值和條件的事件中運行人員采取的規(guī)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(jiān)督要求。

15.核電廠安全監(jiān)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(gòu)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(jiān)督職能

17.核動力廠主要調(diào)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(chǎn)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(zhì)不合格

B.運行狀態(tài)不穩(wěn)定

C.違反運行規(guī)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(zhì)分

（）

A.輻射水平或放射性水平異常升高

B.裂變產(chǎn)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(tǒng)故障

20.生產(chǎn)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(chǎn)品質(zhì)量

B.UF4產(chǎn)品產(chǎn)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(lián)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(fā)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(zhuǎn)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(shù)與條件

C.Keff操作限制選?。?/p>

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(qū)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(shù)

（）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(jié)構(gòu)

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(huán)境影響大

28.高放玻璃固化必須關(guān)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(chǎn)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(fā)

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(chǎn)物，其退役策略各國有很大差別。核電站各國優(yōu)選立即拆除策略，傾向縮短封存時間是因為：

（）

A.系統(tǒng)包容性降低或惡化

B.輔助系統(tǒng)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(shù)（）A.源項調(diào)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(huán)境免受放射性釋放所引起的過量輻射影響。B.廠址所在區(qū)域可能發(fā)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(zhì)向人體轉(zhuǎn)移的廠址及其環(huán)境特征 E.與實施應急計劃相關(guān)的廠址與環(huán)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(fā)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(guī)劃選址

B.區(qū)域調(diào)查

C.廠址特性評價

D.廠址確定階段

E.廢物處置

37.質(zhì)量保證工作職責分配要注明內(nèi)部與外部聯(lián)系線

（）

A領(lǐng)導關(guān)系線，B.部門關(guān)系線

C.職能關(guān)系線

D.質(zhì)量監(jiān)督關(guān)系線，E.質(zhì)保監(jiān)查關(guān)系線

38.設計控制包括對

（）

A.設計活動，B.設計協(xié)調(diào)，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(zhì)量保證審評的方法和重點：

（）A.對質(zhì)量保證的實際能力的審評方法和重點

B.對質(zhì)量保證大綱的審評方法和重點

C.對質(zhì)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(yè)實務)

2010年注冊核安全工程師考試試題之二

專業(yè)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?shù)扔冢ㄊＳ喾磻耘c停堆余量）之和。P44

7、堆內(nèi)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(nèi)）轉(zhuǎn)換成熱能。P46

9、典型的功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)要求在（15％－100％）的功率范圍內(nèi)穩(wěn)定工作。P60

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

11、誤動作率是保護系統(tǒng)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(fā)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(guī)范中將承載限值分成（4）級。P95

16、事故狀態(tài)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(jīng)（國家核安全監(jiān)管部門）評價和批準。P116

18、每一條反應堆冷卻劑環(huán)路包括：一臺（反應堆冷卻劑泵），一臺蒸汽發(fā)生器，環(huán)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(jù)美國機械工程師學會相關(guān)規(guī)范，反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力容器允許最大瞬態(tài)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(guī)限定的標準誤差的（2倍）之內(nèi)。P157

23、（γ、η）反應的域能：（10MeV）。

24、（鈾礦工業(yè)）對環(huán)境公眾的集體照射劑量在整個核燃料循環(huán)中最大。P186

25、輻射防護最優(yōu)化原則是指，在經(jīng)濟核技術(shù)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(tǒng)礦山高（5－8）倍，以保證礦井具有足夠的滿足風質(zhì)要求的風量。P189

27、未穩(wěn)定的尾礦堆氡析出率可比穩(wěn)定的尾礦堆約高（30％）。P197

28、從經(jīng)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(huán)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(xù)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(chǎn)UF6得工業(yè)方法幾乎都是用核純級的UF4在高溫下與（F2）發(fā)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(chǎn)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(shù)量）來防止臨界。P297

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

37、按照GB18871規(guī)定，將放射工作場所分為：（控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)）。P274

38、目前工業(yè)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(tài)流出物方式排入環(huán)境，應該設置（安裝過濾裝置的通風系統(tǒng)）。迷惑項之一：循環(huán)設施。P336

42、環(huán)境監(jiān)測包括（運行前的調(diào)查）和運行期間的監(jiān)測。P336

43、輻照裝置一般都設置在固定的地點和（輻照室內(nèi)）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(fā)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(xiàn)場）。迷惑項：清理現(xiàn)場、封閉現(xiàn)場。P374

47、放射性廢物是指由放射性物質(zhì)或被放射性物質(zhì)所污染、其（活度或活度濃度）大于規(guī)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(chǎn)品的品質(zhì)）。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(qū)域調(diào)查范圍半徑大于（150km）。P442

53、核電廠周圍應設置非居住區(qū)，其半徑不得小于（500m）。P454

54、源項調(diào)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(zhì)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(zhì)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(zhì)子、中子）組成。

下列哪些能被熱中子誘發(fā)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(fā)生器、主泵、穩(wěn)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(jīng)濟性好，可采用天然鈾作核燃料、節(jié)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(tǒng)（）。P39 劃分某一構(gòu)筑物、系統(tǒng)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(jù)國際經(jīng)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(shù)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(guī)機械產(chǎn)品在設計、制造活動及其質(zhì)量控制于監(jiān)督管理方面的基本差別（）。P91 系統(tǒng)安全分級和部件安全分級的關(guān)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(tǒng)整定值、正常運行的限制和條件、監(jiān)督要求）。P116 在核動力廠運行壽期內(nèi)，必須根據(jù)（經(jīng)驗的積累、技術(shù)和安全的發(fā)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(fā)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(tài)分為四級，即（應急待命、廠房應急、場區(qū)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(guī)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(qū)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(guī)開采。P241 地浸工藝過程對地下水的復原技術(shù)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(guān)閉后，必須對尾礦堆進行穩(wěn)定化處理，主要穩(wěn)定化方法有：（物理穩(wěn)定法、化學穩(wěn)定法、植被穩(wěn)定法、綜合穩(wěn)定法）。迷惑項：生物穩(wěn)定法。P249 鈾礦開采工業(yè)的職業(yè)病是：（矽肺、肺癌）

氣體離心法和氣體擴散法相比，其主要優(yōu)點是：（比能耗低、單擊濃縮系數(shù)大、技術(shù)發(fā)展?jié)摿Υ螅270 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(tài)中子毒物）。迷惑項：凈化水質(zhì)。P295 核材料的實物保護是指：（防止核材料的被盜和非法轉(zhuǎn)移）。迷惑項：防止UF6泄露；防止核設施被破化。P304 應急的最優(yōu)化原則是指：（形式、規(guī)模、持續(xù)時間）必須是最優(yōu)化的。P300 輻射監(jiān)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(jīng)過審管部門批準的廢物接受標準。發(fā)送處置廢物必須提前遞交廢物處置申請單，其內(nèi)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(fā)送日期）。P398 加速器的感生放射性包括：（結(jié)構(gòu)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(zhì)釋放的環(huán)境影響評價包括：（確定源項、建立彌散模型所需的廠址環(huán)境參數(shù)、選擇適當?shù)膹浬⒛Ｐ停?。迷惑項：氣象條件。P455 關(guān)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(zhì)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(jiān)查活動有效實施，監(jiān)查人員應具有足夠的權(quán)力和組織獨立性。監(jiān)查小組：（對被監(jiān)查的方面負有直接責任的人不得參與監(jiān)查小組；對被監(jiān)查的工作負有直接責任的人不得參與挑選監(jiān)查小組人員的工作）。迷惑項：監(jiān)查人員必須全部來自質(zhì)保部門。P498

必須保證所確定的有關(guān)設計輸入（核安全法規(guī)要求、設計基準、規(guī)范和標準）都正確的體現(xiàn)在技術(shù)文件中。P504

總結(jié)：

1、第一章（核反應堆工程）：

單選題22道，多選題18道?？傆?8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?？傆?9分，占13.57％；

3、第三章（核燃料加工、處理與放射性物質(zhì)運輸）： 單選題8道，多選題4道?？傆?6分，占11.43％；

4、第四章（核技術(shù)利用）：

單選題9道，多選題1道?？傆?1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?？傆?2分，占8.57％；

6、第六章（核設施選址）：

單選題2道，多選題3道?？傆?分，占5.71％；

7、第七章（質(zhì)量保證）：

單選題5道，多選題2道?？傆?分，占6.43％；

8、數(shù)字題21道，總計21分，占15％