第一篇：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

1.核反應(yīng)截面與中子能量的關(guān)系（隨著能量增大而減?。?/p>

2.裂變截面曲線出現(xiàn)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(yīng)截面與（）有關(guān)（密度、原子序數(shù)、中子、電荷數(shù)）

5.一回路（1）個(gè)穩(wěn)壓器

6.對(duì)反應(yīng)堆鏈?zhǔn)椒磻?yīng)影響最大的毒物是（Xe）

7.在燃料元件內(nèi)，是一個(gè)（內(nèi)熱源導(dǎo)熱、熱傳導(dǎo)、對(duì)流）問題

8.緩發(fā)中子平均壽命最長(zhǎng)是（0.8S、80S、0.085S）

9.安全限值是為保護(hù)（設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故、假設(shè)始發(fā)事件）

10.在核電廠設(shè)計(jì)中，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)。

11.水腔的出現(xiàn)對(duì)燃料原件的影響（溫度升高、降低、波動(dòng)）

12.在（泡核沸騰、過冷、過熱冷卻劑）情況下，傳熱系數(shù)最大

13.設(shè)計(jì)震動(dòng)參數(shù)通常豎向加速度峰值取水平方向的（1/3,2/3）

14.運(yùn)行限值和條件需經(jīng)（國家核安全局、主管部門）批準(zhǔn)

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(gè)月、半年、1年）

17.碘防護(hù)通用干預(yù)水平為（10mSv,100mSv,100Gy)

18.核設(shè)施應(yīng)急審核是（10年，5年，設(shè)計(jì)壽期）

19.降氡的最好方法（通風(fēng)）

20.未穩(wěn)定的尾礦堆比土壤氡析出率高（100、2~3、200）多倍。

21.居住環(huán)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(yīng)防止（外照射、內(nèi)照射、γ照射、β照射）

23.堆侵法為常規(guī)水冶法的廢水的（7%~20%）

24.鈾-235擴(kuò)散分離實(shí)際分離系數(shù)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(jìn)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(lián)、并聯(lián)、級(jí)聯(lián)）

27.我國目前鈾轉(zhuǎn)化的濕法工藝為（ADU）

28.燃料加工設(shè)計(jì)（）系統(tǒng)

29.乏燃料存貯一年后放射活度衰減（2~3）個(gè)數(shù)量級(jí)

30.放射性廢物（槽式）排放

31.快中子是γ射線（）倍生物效應(yīng)

32.營運(yùn)單位在首次投料前（1年、6個(gè)月、1個(gè)月）報(bào)國家核安全部門審評(píng)

33.事故現(xiàn)場(chǎng)沒有達(dá)到安全水平前（任何人不得進(jìn)入，不能解除限制）

34.核技術(shù)利用，用戶需要和（生產(chǎn)廠家簽訂放射源返回協(xié)議）

35.鈷源輻照室通風(fēng)目的排出（氮的氧化物，氫氣，臭氧）。

36.核技術(shù)利用審查許可（5）年有效

37.中子屏蔽內(nèi)層選用（石蠟）

38.豁免放射廢物對(duì)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(yōu)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(huán)境特征）

46.我國廠址選擇方法是（固定區(qū)域法和人口密度法）。

47.在運(yùn)行前應(yīng)至少有（一年、兩年、半年）現(xiàn)場(chǎng)氣象數(shù)據(jù)。

48.確定風(fēng)暴的方法（）確定論法

49.人口調(diào)查的區(qū)域半徑（40KM,80KM,25KM，150KM）。

50.（監(jiān)查、記錄、建造、質(zhì)保大綱）是核安全技術(shù)導(dǎo)則

51.管理部門審查一般（1年、半年、2年）進(jìn)行一次

52.未經(jīng)過單位書面批準(zhǔn)，不得進(jìn)行（W、R、H）點(diǎn)的工作

53.對(duì)不符合項(xiàng)的處理是（標(biāo)識(shí)、隔離和審查）

54.日常核安全檢查是由（地區(qū)監(jiān)督站）執(zhí)行

55.國家核安全對(duì)營運(yùn)單位的審評(píng)范圍（質(zhì)保大綱、實(shí)施質(zhì)保大綱能力、不符合項(xiàng)）

二、多選

1.反應(yīng)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(diǎn)是（控制棒從下往上插、直接循環(huán)、工作壓力低、出現(xiàn)空泡）

3.鈉冷快堆的優(yōu)點(diǎn)（）

4.保證反應(yīng)堆正常運(yùn)行的系統(tǒng)有（化容系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)）

5.控制反應(yīng)性手段

6.安全分級(jí)考慮的因素（物項(xiàng)執(zhí)行的安全功能、未能執(zhí)行的后果、執(zhí)行的可能

性、物項(xiàng)投入運(yùn)行時(shí)刻和持續(xù)時(shí)間）

7.中子注量率的展平方法（燃料分區(qū)布置、控制棒、可燃毒物）

8.營運(yùn)單位為保證反應(yīng)堆運(yùn)行安全，應(yīng)保證所裝載的燃料（設(shè)計(jì)，富集度，換

料時(shí)間，人數(shù)，成本）經(jīng)核安全監(jiān)管部門批準(zhǔn)

9.機(jī)組運(yùn)行模式是指以下一種或組合（堆芯反應(yīng)性狀態(tài)、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(dòng)力廠營運(yùn)單位核事故應(yīng)急管理職責(zé)（執(zhí)行國家核應(yīng)急法規(guī)、政策，制訂

場(chǎng)內(nèi)應(yīng)急計(jì)劃，確定核事故應(yīng)急狀態(tài)、向上級(jí)報(bào)告）

11.應(yīng)急演習(xí)中頻率（單項(xiàng)演習(xí)1次/年，綜合演習(xí)1次/2年，裝料前的聯(lián)合演

習(xí)，通訊數(shù)據(jù)傳送1次/年）

12.氡-222的監(jiān)測(cè)方法有（電離室-靜電計(jì)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(cè)制度，尾礦庫防洪、排

洪檢查，應(yīng)急、防止利用成建筑材料）

15.輻射防護(hù)大綱內(nèi)容包括（輻射安全設(shè)計(jì)、輻射安全監(jiān)測(cè)、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(zhì)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(yīng)急行動(dòng)程序包括（監(jiān)測(cè)、急救、消防、保衛(wèi)、記錄及保存）

19.外照射防護(hù)方法（控制時(shí)間、控制距離、增加屏蔽）

20.核技術(shù)申請(qǐng)審查方式（文件審查、實(shí)地審查、召開專家評(píng)審會(huì)、舉行厲害關(guān)

系的聽證會(huì)、與營運(yùn)單位合作審查）

21.輻照裝置應(yīng)設(shè)有（觀察、連鎖、監(jiān)測(cè)、冷卻、通風(fēng)）安全裝置和設(shè)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(yīng)堆退役采用延緩拆除（系統(tǒng)包容性降低、文檔資料遺失、人員流失）

26.源項(xiàng)調(diào)查方法（計(jì)算、文檔調(diào)查、現(xiàn)場(chǎng)測(cè)量）

27.濱海核電廠極端洪水事件由（海平面異常、風(fēng)暴潮、假潮、海嘯、波浪影響）

等組成。

28.廠址篩選有（固定區(qū)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(yàn)程序包括（先決條件檢查，人員、設(shè)備、環(huán)境要求，設(shè)計(jì)文件規(guī)定要求，驗(yàn)收限值，專家要求）

30.對(duì)儀器設(shè)備采取標(biāo)定控制措施（儀器合格后才能使用，精度、準(zhǔn)確度合格性，當(dāng)發(fā)現(xiàn)上次試驗(yàn)標(biāo)定有問題應(yīng)重新標(biāo)定，設(shè)備壽命標(biāo)定）

31.非彈性散射特點(diǎn)

32.應(yīng)急設(shè)施、設(shè)備包括（主控室、輔助控制點(diǎn)、應(yīng)急中心、通訊系統(tǒng)、技術(shù)支

持中心）

33.天然鈾的監(jiān)測(cè)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(zhuǎn)化、濃縮、燃料元件加工）

35.城市廢物選址要求（）

第二篇：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）

1、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)

2、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

3、反應(yīng)堆每發(fā)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(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。

5、下面事故案例屬于工況Ⅳ的是（C）

A 發(fā)生概率在10-4—10-2/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

6、概率安全分析通常可以在三個(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)

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(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

9、營運(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)國家核安全局審評(píng) A 一年 B二年 C 三年

D 五年

10、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%

11、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 ３.７Ｂq/m B 0.74Bq/ m C 200Bq/m D 0.37×10Bq/ m

12、鈾礦井下工作場(chǎng)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(fēng)風(fēng)流的氡濃度應(yīng)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(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)

15、目前我國油礦冶工業(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

16、六氟化鈾的三相點(diǎn)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(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 0.1mSv d 0.2mSv

18、UF6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

19、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 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(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 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(jí)鈈裝料主要是通過（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

24、UO2(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 1.0 B 5.5 C 2.07 D 5.7

25、Pu 金屬單體的單參數(shù)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(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 23923

333

3333327、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 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(fā)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(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 30、《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。

33、環(huán)境γ輻射監(jiān)測(cè)點(diǎn)距離周圍建筑物距離應(yīng)大于（A）A 30m B 10m C 5m D3m

34、距離某點(diǎn)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(jīng)驗(yàn)計(jì)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(biāo)準(zhǔn)應(yīng)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(zhì)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(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

41、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

42、固化添加劑膨潤(rùn)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(rèn)為事件調(diào)查，飛機(jī)航線篩選距離為（B）A 5-10Km B 4Km C 10Km D 8Km

44、結(jié)合我國已建的核電廠洪水評(píng)價(jià)，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(fēng)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(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 35

46、我國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SL-2級(jí)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(zhì)保大綱由本單位質(zhì)保部門人員編寫，由（B）審核

A 本單位法人 B 本單位質(zhì)保部門負(fù)責(zé)人 C 國家核安全局 D 質(zhì)保人員

48、分包單位的質(zhì)保大綱由（A）認(rèn)可

A 承包單位 B 營運(yùn)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(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

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

51、C屬于（B）毒性廢物 A 低 B 中 C 高 D 低微

52、用有機(jī)玻璃防護(hù)β粒子，當(dāng)β粒子能量最大能量為0.7MeV時(shí)，用（B）mm厚度有機(jī)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(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)心核臨界安全問題 D 用濃度和幾何控制和臨界安全

54、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

55、γ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 185

56、無論評(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 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(shí)物保護(hù)等級(jí)為（B）A Ⅰ B Ⅱ C Ⅲ

58、國際原子能機(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 送放廢庫處理 C無需放射學(xué)限制 D近地表處理

59、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）

1、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

2、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

3、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±10％的負(fù)荷階躍變化后不導(dǎo)致事故停堆 D 小于每分鐘±5％的負(fù)荷階躍變化后時(shí)，系統(tǒng)有較好的負(fù)荷跟蹤能力 E 額定功率的15％以下，采用手動(dòng)控制

4、啟動(dòng)保護(hù)參數(shù)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(jù)核安全法規(guī)HAF102（2004）可以認(rèn)為核動(dòng)力廠工況按其發(fā)生頻率分類為（A B C D）A 正常運(yùn)行 B 預(yù)計(jì)運(yùn)行工況 C 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故 D 嚴(yán)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(shè)計(jì) C 排除余熱 D 包容放射性物質(zhì) E 應(yīng)急行動(dòng)計(jì)劃

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

8、在鈾礦山測(cè)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(duì)于氡的活度濃度瞬時(shí)測(cè)量常用（A D E）法 A 雙濾膜法 B 三點(diǎn)法 C 氣球法 D 閃爍法 E 電離室—靜電計(jì)法 10 鈾礦石的儲(chǔ)運(yùn)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(shè)施退役（關(guān)閉）治理(處置)程序主要有（ABCDE）A 前期準(zhǔn)備 B 施工管理 C 竣工驗(yàn)收 D 工程移交 E 長(zhǎng)期監(jiān)護(hù)

12、地浸工藝過程對(duì)地下水復(fù)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(yè)照射監(jiān)測(cè)內(nèi)容有（ABCDE）ABC X A 空氣監(jiān)測(cè) B 外照射監(jiān)測(cè) C 個(gè)人計(jì)量監(jiān)測(cè) D 內(nèi)照射 E 尿樣監(jiān)測(cè)

12、六氟化鈾的性質(zhì)（ABCDE）BCDE X A 化學(xué)性質(zhì)高度穩(wěn)定 B 有較強(qiáng)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(yùn)輸帶來了（BDE）等復(fù)雜問題 BCDE X A 防止核擴(kuò)散 B 密閉 C 屏蔽 D 散熱 E 防和臨界

14、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

15、UO2 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

16、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

17、GB11806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(zhì)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(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 20、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 周圍土壤 D 治療室的空氣 E 操作室

21、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)

22、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

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(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(fā)射體＜4Bq/cm E γ/β發(fā)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(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

22444429、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 30、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

31、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

32、目前我國應(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 X

33、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

34、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

35、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

36、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)

37、INES核動(dòng)力廠事件分級(jí)是根據(jù)(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(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

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(dǎo)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?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)生器安全閥頻繁開啟 D 泄壓 E 蒸汽發(fā)生器安全閥冗余

第三篇：注冊(cè)核安全工程師實(shí)物考題預(yù)測(cè)

專業(yè)實(shí)務(wù) 第二章 考題預(yù)測(cè) 本章重點(diǎn)(老師課后20點(diǎn))

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(gè)人劑量的貢獻(xiàn)占總的 ：63.56%

5、礦山風(fēng)機(jī)停風(fēng)，氡濃度多長(zhǎng)時(shí)間恢復(fù)到?jīng)]有通風(fēng)時(shí)的水平：3-5min

6、鈾礦山的通風(fēng)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(zāi)害在世界重大災(zāi)害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾礦庫防洪設(shè)計(jì)年限：一級(jí)1000年洪水最大來設(shè)計(jì)，用有史以來最大的來校對(duì)；二級(jí)尾礦庫用百年洪水來設(shè)計(jì)，用1000年一遇來校對(duì)。

13、放射性預(yù)選：選礦的選出率：15%-20%，把廢石選出。

14、礦井中的氡的濃度標(biāo)準(zhǔn)：3.7kBq/m3，氡子體6.4μJ/m3

15、對(duì)職業(yè)照射，對(duì)公眾貢獻(xiàn)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(dá)90%以上，污染的工作服應(yīng)在專門的洗衣房進(jìn)行洗滌去污，其去污率可達(dá)70%以上。

17、氡的測(cè)量方法：

氡及氡子體的監(jiān)測(cè)方法和礦工個(gè)人劑量的監(jiān)測(cè)方法

1、氡的測(cè)量方法有瞬時(shí)測(cè)量法（電離室-靜電計(jì)法、閃爍法、雙濾膜法）、累積測(cè)量法

2、鈾礦工個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)：監(jiān)測(cè)方法：

（1）KF603A熱釋光氡子體αγ個(gè)體劑量計(jì)（有源式）（2）KF606礦工個(gè)人劑量計(jì)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(xué)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(dǎo)則的基本結(jié)構(gòu)和內(nèi)容，在此基礎(chǔ)上了解相應(yīng)導(dǎo)則的內(nèi)容。

第一章 后半章 張?。òㄖ攸c(diǎn)）

1、對(duì)火災(zāi)和爆炸的防護(hù)以 ：保證停堆、排除余熱、包容放射性---------三個(gè)基本安全 功能為主要目的。

防火目標(biāo)：1）防止火災(zāi)發(fā)生。2）及時(shí)探測(cè)發(fā)生的火災(zāi)并迅速滅火。3）防止未撲滅的火勢(shì)蔓延。

2、縱深防御概念，三個(gè)層次：

（1）第一個(gè)層次是防止發(fā)生火災(zāi);

（2）第二個(gè)層次是及時(shí)地探測(cè)和撲滅火災(zāi)，限制火災(zāi)的損害;

（3）第三個(gè)層次是防止火災(zāi)的蔓延，將火災(zāi)對(duì)核動(dòng)力廠安全重

要功能的影響減至最低。

3、重要：火災(zāi)和滅火系統(tǒng)的二次效應(yīng)

（1）高溫和高熱對(duì)構(gòu)筑物和設(shè)備的損壞

（2）燃燒產(chǎn)生的煙霧可能對(duì)運(yùn)行人員的傷害或?qū)υO(shè)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(dǎo)致內(nèi)部水淹和設(shè)備的損壞

（6）由于噴水導(dǎo)致放射性物質(zhì)的遷移

（7）干粉滅火劑導(dǎo)致電氣設(shè)備接觸不良或腐蝕

（8）二氧化碳滅火劑導(dǎo)致的突然降溫及沖擊等

4、概率安全分析在核動(dòng)力廠的運(yùn)行過程中也可以提供 很好的的幫助：

（1）評(píng)估核動(dòng)力廠的技術(shù) 規(guī)格書等。

（2）為維修、試驗(yàn)和檢查等活動(dòng)確定合理的次序

（3）評(píng)估運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)

（4）事故管理

5、設(shè)備的核安全分級(jí)

① 安全級(jí)∶分為安全1級(jí)、安全2級(jí)、安全3

級(jí)和安全4級(jí)（非安全級(jí)）；

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(yùn)行基準(zhǔn)地震的荷載；

③ 質(zhì)量級(jí)也稱為規(guī)范等級(jí)

④ 質(zhì)量保證級(jí)

所有的核安全級(jí)部件與設(shè)備(核安全1、2、3級(jí))均為抗震Ⅰ類，即要求部件與設(shè) 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(yùn)行性和功能能力。

安全級(jí)、質(zhì)量級(jí)、質(zhì)量保證級(jí)對(duì)于某一具體部件與設(shè)備而言原則上是一致的。

安全4級(jí)為非核安全級(jí)、質(zhì)量4級(jí)（質(zhì)量D組），執(zhí)行常規(guī)產(chǎn)品相應(yīng)的標(biāo)準(zhǔn)和質(zhì)量保證要 求（例如∶ISO-9001）。

6、系統(tǒng)安全分級(jí)與部件安全分級(jí)的關(guān)系

① 組成該系統(tǒng)的部件與設(shè)備的安全級(jí)別

與系統(tǒng)的安全級(jí)別相一致；

② 安全級(jí)別不同的二個(gè)系統(tǒng)之間的接口部

件按較高的級(jí)別確定；

③ 與安全級(jí)能動(dòng)部件配套的電器設(shè)備劃分為IE級(jí)；

7、核級(jí)機(jī)械部件與設(shè)備設(shè)計(jì)的基本核安全要求: 1）在核設(shè)施（包括核電廠）服役的核級(jí)機(jī)械設(shè)備與部件在核設(shè)施的全壽期內(nèi)能夠承受運(yùn) 行狀態(tài)（包括∶正常運(yùn)行和預(yù)計(jì)運(yùn)行事件）和事故狀態(tài)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下，各種穩(wěn)態(tài) 和瞬態(tài)的荷載，并保持其設(shè)備與部件壓力邊界的結(jié)構(gòu)完整性；

2)在核設(shè)施（包括核電廠）服役的核級(jí)機(jī)械部件與設(shè)備在核設(shè)施的全壽期內(nèi)，在運(yùn)行狀態(tài)（包括∶正常運(yùn)行和預(yù)計(jì)運(yùn)行事件）和事故狀態(tài)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)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(yùn)行性和功能能力；

3)在核設(shè)施的全壽期內(nèi)，能夠?qū)υ诤嗽O(shè)施（包括核電廠）服役的核級(jí)機(jī)械部件與設(shè)備的可 運(yùn)行性和功能能力，以及壓力邊界的結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行可靠的驗(yàn)證性試驗(yàn)和檢驗(yàn)。

8、什么是結(jié)構(gòu)的完整性：

對(duì)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(duì)于設(shè)備的承壓部件 而言，是指對(duì)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(huì)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(jí)機(jī)械部件與設(shè)備的抗震鑒定

設(shè)備抗震鑒定和動(dòng)力學(xué)鑒定所采用的方法

主要有：

① 分析法

② 試驗(yàn)法

③ 分析和試驗(yàn)相結(jié)合的方法。

④ 利用經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)鑒定設(shè)備。

10、機(jī)械部件與設(shè)備的環(huán)境鑒定

① 部件與設(shè)備必須設(shè)計(jì)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(shè)計(jì)安全功

能的能力；

② 部件與設(shè)備的環(huán)境能力必須用適當(dāng)?shù)脑囼?yàn)和分析

予以證實(shí)；

③ 部件與設(shè)備的環(huán)境設(shè)計(jì)，環(huán)境鑒定試驗(yàn)的有關(guān)分

析工作與核級(jí)設(shè)備其它活動(dòng)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(jìn)行。

1、試驗(yàn)的順序：

l）

機(jī)械老化試驗(yàn);2）

熱老化試驗(yàn);3）

輻照老化試驗(yàn)(輻照劑量應(yīng)不低于相應(yīng)位

量在電廠運(yùn)行全壽期的累積輻照劑量);4）

抗震試驗(yàn);5）

失水工況模擬試驗(yàn)(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(xué)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(duì)核電廠繼續(xù)安全運(yùn)行是否可接受，或是否有必要采取補(bǔ)救措施。

13、在運(yùn)行階段，一定條件下有可能會(huì)進(jìn)一步擴(kuò)展，導(dǎo)致設(shè)備的失效，這樣的條件至少包括：（1）

運(yùn)行水質(zhì)不合格（2）

運(yùn)行狀態(tài)不穩(wěn)定（3）

違反運(yùn)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(kuò)展中的缺陷在下一次在役檢查前不會(huì)發(fā)生失穩(wěn)破裂或斷裂。

15、設(shè)計(jì)階段的可達(dá)性：設(shè)備、人員、檢驗(yàn)方法

16、核級(jí)機(jī)械部件與常規(guī)的區(qū)別： 1）確定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的原則不同

2）核級(jí)必須采用成熟的經(jīng)過驗(yàn)證的技術(shù)

3）所有用于設(shè)計(jì)和設(shè)計(jì)驗(yàn)證的計(jì)算分析軟件和驗(yàn)證設(shè)施（各種試驗(yàn)臺(tái)架、裝置）均需通過國家核安全局的認(rèn)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(yīng)用的設(shè)備必須經(jīng)過設(shè)備鑒定

7）核級(jí)設(shè)備的設(shè)計(jì)制造、安裝、試驗(yàn)、運(yùn)行、在役檢查、維修、更換、退役必須在國家核安全局的獨(dú)立監(jiān)督下實(shí)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(jìn)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(duì)核材料的控制，在必要時(shí)國家可以征收所有核材料。

21、實(shí)物保護(hù)：其含義為用于防止非法轉(zhuǎn)移核材料和破壞核設(shè)施的保護(hù)措施和技術(shù)。實(shí)物保護(hù)是一個(gè)綜合性的概念，它包括設(shè)施設(shè)計(jì)（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(shí)體屏障、探測(cè)報(bào)警系統(tǒng)等技術(shù) 防范等硬件部分組成，實(shí)物保護(hù)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(bǔ)充，不留漏洞，這是實(shí)物保護(hù)完整性要求。各組成部分是否運(yùn)行正常，能發(fā)揮預(yù)定效果，是實(shí)物保護(hù)有效性要求。

22、中國核材料實(shí)物保護(hù)等級(jí)劃分：按照性質(zhì)、數(shù)量劃分。共I、II、III級(jí)。I級(jí)最高，具體數(shù)據(jù)不要求背。

材料

狀態(tài)

等級(jí)：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(jì)

10g以上

第十七節(jié) 核動(dòng)力廠和營運(yùn)單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)

23、應(yīng)急演習(xí)：核事故應(yīng)急響應(yīng)過程可能相當(dāng)復(fù)雜，因此應(yīng)急演習(xí)也必然是多種多樣的。應(yīng)急演習(xí)通常按演習(xí)涉及范圍分為以下幾類：

(1)單項(xiàng)演習(xí)

(2)綜合演習(xí)

（3）聯(lián)合演習(xí)

24、我國核事幫應(yīng)急實(shí)行三級(jí)管理，即國家、地方（省、自治區(qū)、直轄市）政府及核設(shè)施營運(yùn)單位三級(jí)

25、我國應(yīng)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(hù)公眾，保護(hù)環(huán)境”

26、三級(jí)管理的職責(zé)：

國家：組織制定和實(shí)施國家核事故應(yīng)急計(jì)劃，審查批準(zhǔn)場(chǎng)外核事故

27、核事故應(yīng)急計(jì)劃和準(zhǔn)備則是縱深防御的最后一個(gè)環(huán)節(jié)。

在編制應(yīng)急計(jì)劃時(shí)，要求考慮包括嚴(yán)重事故的事故系列。

28、為緊急防護(hù)措施推薦的通用干預(yù)水平：

防護(hù)行動(dòng)

通用干預(yù)水平（由防護(hù)行動(dòng)可避免的劑量）隱蔽

10mSv 撤離

50mSv 碘防護(hù)

100mGy

為臨時(shí)性避遷和永久性再定居推薦的通用干預(yù)水平防護(hù)行動(dòng)

可避免的劑量

臨時(shí)性避遷

第一個(gè)月30mSv

隨后某一個(gè)月10mSv 永久性再定居

壽期內(nèi)

29、我國應(yīng)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(zāi)害或其它影響核動(dòng)力廠安全的外來因素。4）系統(tǒng)故障

30、廠區(qū)應(yīng)急狀態(tài)：4級(jí)，1）應(yīng)急待命。2）廠房應(yīng)急。3）場(chǎng)區(qū)應(yīng)急。4）場(chǎng)外應(yīng)急（總體應(yīng)急）。

31、煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)：內(nèi)區(qū)3-5km；外區(qū)7-10km 1)確定源項(xiàng)（國家核安全局認(rèn)可）2）計(jì)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(yīng)。

32、應(yīng)急執(zhí)行程序雖然勿需核安全監(jiān)管部門審批，但營運(yùn)單位必須制定嚴(yán)格的編審批程序，保證其不斷更新。

33、營運(yùn)單位的場(chǎng)內(nèi)應(yīng)急計(jì)劃至少每?jī)赡暌M(jìn)行一次必要的修訂并報(bào)國家核安全局審評(píng)。

34、核動(dòng)力廠營運(yùn)單位應(yīng)急報(bào)告制度

應(yīng)急通告

進(jìn)入應(yīng)急待命或更高應(yīng)急狀態(tài)15min內(nèi)

應(yīng)急報(bào)告

應(yīng)急報(bào)告：初始

進(jìn)入廠房應(yīng)急或更高應(yīng)急狀態(tài)后45min內(nèi)

應(yīng)急報(bào)告：后續(xù)

初始報(bào)告發(fā)出后，每隔1h發(fā)一次

源項(xiàng)或應(yīng)急狀態(tài)變化時(shí)立即報(bào)告，然后每隔1h報(bào)告一次

勢(shì)態(tài)得到控制后，每隔4h報(bào)告一次，直至退出應(yīng)急狀態(tài) 最終評(píng)價(jià)報(bào)告

退出應(yīng)急狀態(tài)后的30d之內(nèi)

35、源項(xiàng)：隨時(shí)估計(jì)事故可能的放射性物質(zhì)的排放數(shù)量。這是營運(yùn)單位應(yīng)急指揮部向場(chǎng)外應(yīng)急組織提出涉及公眾的應(yīng)急行動(dòng)的建議的技術(shù)基礎(chǔ)。第六章 核設(shè)施選址思考題（常向東）

1、核設(shè)施選址的目的與任務(wù)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(shè)施相互之間的適宜性，進(jìn)而保護(hù)公眾和環(huán)境免受放射性釋放（正常運(yùn)行和事故狀態(tài)，包括可能導(dǎo)致實(shí)施應(yīng)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(wù)是確定廠址與設(shè)施之間的適宜性。其中在核電廠廠址選擇與廠址評(píng)價(jià)階段的主要任務(wù)包括兩個(gè)方面：（1）

從廠址危險(xiǎn)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(yīng)急計(jì)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)的適宜性。

對(duì)于核電廠試運(yùn)行和運(yùn)行階段廠址調(diào)查評(píng)價(jià)的主要任務(wù)是：根據(jù)與核電廠安全運(yùn)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(cè)結(jié)果，對(duì)廠址以及廠址環(huán)境與設(shè)施之間的適宜性進(jìn)行核實(shí)。

2、選址中必須考慮的基本因素、評(píng)價(jià)目標(biāo)是什么？ 核電廠選址必須考慮的基本因素與評(píng)價(jià)目標(biāo)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(píng)價(jià)目標(biāo)是評(píng)價(jià)和確定核電廠廠址的適宜性及其設(shè)計(jì)基準(zhǔn)，使設(shè)施的工程設(shè)計(jì)能夠抵御來自可能發(fā)生外部事件的影響，保證設(shè)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(píng)價(jià)目標(biāo)是考慮到核電廠在運(yùn)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(duì)環(huán)境影響的角度來評(píng)價(jià)廠址的適宜性。（3）、與實(shí)施應(yīng)急措施相關(guān)的廠址與環(huán)境因素

其評(píng)價(jià)目標(biāo)是考慮到需要采取應(yīng)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(shí)施應(yīng)急措施的可能性，并且評(píng)價(jià)的個(gè)人和群體風(fēng)險(xiǎn)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(píng)價(jià)任務(wù)是什么？

核電廠選址過程劃分為三個(gè)階段：廠址查勘階段、廠址評(píng)價(jià)階段和運(yùn)行前的階段。（1）

廠址查勘階段的評(píng)價(jià)任務(wù)是確定一個(gè)或若干個(gè)優(yōu)先候選廠址，并對(duì)這些廠址進(jìn)行系統(tǒng)的篩選和比較。（2）

廠址評(píng)價(jià)階段的評(píng)價(jià)任務(wù)是對(duì)一個(gè)或多個(gè)優(yōu)先候選廠址進(jìn)行調(diào)查與評(píng)價(jià)，并從安全的觀點(diǎn)出發(fā)，證明廠址的可接受性。同時(shí)，要初步確定與廠址有關(guān)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)。（3）

運(yùn)行前階段的評(píng)價(jià)任務(wù)是完成和完善廠址特征的評(píng)價(jià)，并對(duì)前階段評(píng)價(jià)結(jié)果進(jìn)行驗(yàn)證與核實(shí)。

4、核電廠選址中外部人為事件調(diào)查的基本程序、評(píng)價(jià)方法、主要潛在源項(xiàng)的類型、以及法規(guī)對(duì)各潛在源項(xiàng)無須進(jìn)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(xiàng)；如果存在按法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行初步篩選；如果不能排除必須進(jìn)行詳細(xì)評(píng)價(jià)。（2）評(píng)價(jià)方法：篩選距離法和篩選概率法。

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

（4）法規(guī)對(duì)各潛在源項(xiàng)無須進(jìn)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(jī)場(chǎng)的篩選距離值為10km；

飛機(jī)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(xiǎn)氣云源的篩選距離值為8～10km；

對(duì)每類事件導(dǎo)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)的要求是什么？

作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)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(píng)價(jià)階段要實(shí)施現(xiàn)場(chǎng)氣象觀測(cè)計(jì)劃？

這一觀測(cè)的目的是要通過與具有長(zhǎng)期連續(xù)記錄氣象站的數(shù)據(jù)進(jìn)行相關(guān)分析，進(jìn)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(dāng)?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(shè)計(jì)基準(zhǔn)風(fēng)的步驟是什么？ 1）設(shè)計(jì)基準(zhǔn)風(fēng)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(zhǎng)時(shí)期的數(shù)據(jù)組，如果數(shù)據(jù)組時(shí)間較短，在統(tǒng)計(jì)分析時(shí)應(yīng)適當(dāng)考慮不確定性。

3）設(shè)計(jì)基準(zhǔn)風(fēng)的統(tǒng)計(jì)分析，根據(jù)風(fēng)的概率分布，估計(jì)出百年一遇的最大風(fēng)速（3秒瞬時(shí)極大風(fēng)速）。

（5）龍卷風(fēng)調(diào)查的基本要求是什么？

龍卷風(fēng)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(fēng)分類的選擇，應(yīng)選擇與富士達(dá)-皮爾森分類方法相似的分類法； 對(duì)龍卷風(fēng)破壞及其強(qiáng)度描述不清的情況，要相對(duì)保守地考慮； 在龍卷風(fēng)作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)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(dòng)能、在沖撞時(shí)能引發(fā)變形的重飛射物；具有穿透危險(xiǎn)的大的堅(jiān)硬飛射物；尺寸足夠小能通過保護(hù)屏障內(nèi)開孔的堅(jiān)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水位確定相關(guān)的因素。其中對(duì)濱海廠址的主要考慮因素包括：基準(zhǔn)水位（天文潮、海平面異常等）、極端洪水事件（風(fēng)暴潮、假潮、海嘯等）、波浪影響、以及江河洪水（當(dāng)存在河流影響時(shí)需組合考慮）；對(duì)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(yīng)的排水系統(tǒng)設(shè)計(jì)、防護(hù)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(píng)估。（2）

為什么在確定廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水時(shí)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水不一定由某一極端洪水事件引起，而可能由同時(shí)發(fā)生的若干嚴(yán)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(yán)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(fēng)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(fēng)浪影響。（3）

何為可能最大風(fēng)暴潮，確定論法確定可能最大風(fēng)暴潮影響時(shí)的假設(shè)條件包括哪些？ 可能最大風(fēng)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(shè)風(fēng)暴潮。用確定論法推求可能最大風(fēng)暴潮需建立一組極大化的假設(shè)風(fēng)暴，使其移到某位置時(shí)正好使廠址產(chǎn)生可能最大風(fēng)暴潮，然后將這種風(fēng)暴參數(shù)輸入適當(dāng)?shù)娘L(fēng)暴潮模型。

（4）

在確定濱河廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水時(shí)，所需考慮的水文因素主要包括哪些？ 在確定濱海廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水時(shí)，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(dòng)對(duì)洪水的影響等。

（5）

法規(guī)對(duì)河流上游潰壩的考慮是怎樣規(guī)定的？

導(dǎo)則對(duì)于因水文和地震引發(fā)的潰壩洪水評(píng)價(jià)提出了以下要求：

對(duì)于水文因素引起的潰壩

① 除非工程計(jì)算能證明水壩不會(huì)潰決，否則必須假設(shè)潰壩事件。② 對(duì)于潰壩可能在廠址引發(fā)的洪水，應(yīng)在下述假設(shè)條件下進(jìn)行評(píng)價(jià)：

?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(gè)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(chǔ)上采用保守判斷。

對(duì)于地震引起的潰壩

① 對(duì)于任何推薦廠址都必須對(duì)位于廠址上游壩因地震而潰決后產(chǎn)生的洪水影響進(jìn)行評(píng)價(jià)。如果評(píng)價(jià)得出不能接受的后果時(shí)，必須對(duì)潰壩的可能性進(jìn)行評(píng)價(jià)；

②

對(duì)于每個(gè)水壩的地震分析，特別是對(duì)壩址處，必須得出適當(dāng)?shù)腟L-2值；

③

因同一次地震事件而導(dǎo)致的多個(gè)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(shí)到達(dá)廠區(qū)，除非能證明洪峰不可能同時(shí)到達(dá)。④

潰壩的模式和程度盡可能在穩(wěn)定性分析的基礎(chǔ)上采用保守判斷。

（6）

從核設(shè)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(xiàng)建在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水水位之上，其中包括考慮風(fēng)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(duì) 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(yùn)行和安全停堆提供冷卻水。對(duì)于低水位的考慮，應(yīng)包括分析確定核電廠整個(gè)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(shí)間，以及擋水構(gòu)筑物破壞的可能性；應(yīng)考慮可能對(duì)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)低水位。對(duì)最終熱阱的容量要求是必須有能力按照熱負(fù)荷排出的速率，在所要求的時(shí)期內(nèi)接納這些熱量。所規(guī)定的隨時(shí)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(jí)：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(xì)程度不斷地提高，從而保證核電廠廠址區(qū)基礎(chǔ)數(shù)據(jù)資料達(dá)到能夠充分滿足安全要求的詳細(xì)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(gè)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(dòng)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(rèn)為在所關(guān)心的時(shí)期內(nèi)可能發(fā)生宏觀地震?！苯Y(jié)合我國地震研究成果及工程地震安全性評(píng)價(jià)中積累的經(jīng)驗(yàn)，發(fā)震構(gòu)造主要為與地震活動(dòng)關(guān)系密切的活動(dòng)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(dòng)資料、地震活動(dòng)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(píng)價(jià)發(fā)震構(gòu)造最大潛在地震所采用的主要方法是什么？

評(píng) 價(jià)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(yàn)關(guān)系來估計(jì)潛在的最大震級(jí)；在缺乏適宜的詳細(xì)資料情況下，發(fā)震構(gòu)造的潛在的最 大震級(jí)可根據(jù)發(fā)震構(gòu)造的總尺度進(jìn)行估計(jì)。

（5）在地震危險(xiǎn)性評(píng)價(jià)和地表斷層運(yùn)動(dòng)危險(xiǎn)性評(píng)價(jià)中，所關(guān)心的因素分別包括哪些？ 在將發(fā)震構(gòu)造應(yīng)用于地震危險(xiǎn)性評(píng)價(jià)時(shí)，所關(guān)心的是那些分布位置和潛在地震強(qiáng)度結(jié)合來看，能夠?qū)S址地震動(dòng)產(chǎn)生影響的發(fā)震構(gòu)造；對(duì)于地表斷層運(yùn)動(dòng)危險(xiǎn)性，所關(guān)心的則是那些位于廠址附近的能動(dòng)性斷層，這些構(gòu)造在地表或接近地表具有潛在相對(duì)位移的可能性。（6）對(duì)彌散地震活動(dòng)的評(píng)價(jià)是怎樣進(jìn)行的，其假設(shè)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(biāo)志的彌散地震活動(dòng)（通常但又不完全是由中小地震構(gòu)成）”。在實(shí)際應(yīng)用中，采用地震構(gòu)造區(qū)來評(píng)價(jià)彌散地震。假設(shè)條件是每個(gè)地震構(gòu)造區(qū)具有相同的地震潛勢(shì)。

（7）何為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)，設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)包括哪些要素？ 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)是指應(yīng)用于核電廠抗震設(shè)計(jì)的重要參數(shù)；設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)要素包括：地震峰值加速度、地震反應(yīng)譜和加速度時(shí)間過程。（8）核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)分哪兩個(gè)級(jí)別，其功能分別是什么？

2或稱?2。上述兩個(gè)級(jí)別設(shè)計(jì)地震動(dòng)的安全功能不同，其中SL?1和SL?設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)分為兩個(gè)級(jí)別SL 1或稱為OBE為運(yùn)行基準(zhǔn)地震。?SSE是指對(duì)應(yīng)極限安全要求的地震動(dòng)；而SL（9）應(yīng)用于核電廠抗震設(shè)計(jì)的地震反應(yīng)譜包括哪幾種，它們是怎樣得到的？ 設(shè)計(jì)地震反應(yīng)譜，可分為標(biāo)準(zhǔn)反應(yīng)譜與廠址特定反應(yīng)譜。其中標(biāo)準(zhǔn)反應(yīng)譜包含來自各種基于地震動(dòng)記錄獲得的反應(yīng)譜； 廠址特定反應(yīng)譜的獲得途徑包括：廠址所在地區(qū)的地震動(dòng)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(dòng)記錄；根據(jù)廠址區(qū)域特定的地震條件，通過計(jì)算分析得出廠址特定反應(yīng)譜。

（10）通常有幾種方法能夠獲得設(shè)計(jì)地震動(dòng)時(shí)程？

直接利用廠址所在地的實(shí)際地震加速度時(shí)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(dòng)時(shí)程的方法。

（11）確定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)的確定性方法包括哪幾個(gè)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(gè)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(duì)應(yīng)的彌散地震活動(dòng)區(qū)和發(fā)震構(gòu)造。②

鑒定與每個(gè)發(fā)震構(gòu)造和每個(gè)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(jìn)行評(píng)價(jià)：

A、對(duì)每一個(gè)發(fā)震構(gòu)造，應(yīng)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(duì)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(dāng)估計(jì)。

C、在每一相鄰地震構(gòu)造區(qū)內(nèi)與彌散地震活動(dòng)相關(guān)的最大潛在地震，應(yīng)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(dāng)?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(gè)地震的地震動(dòng)，而且應(yīng)考慮廠址的局部場(chǎng)地條件。

（12）能動(dòng)斷層是怎樣定義的，其判別標(biāo)準(zhǔn)是什么？

能動(dòng)斷層被定義為“在地表或接近地表處有可能引起明顯錯(cuò)動(dòng)的斷層”。能動(dòng)斷層判別標(biāo)準(zhǔn)包括以下三個(gè)方面：

（1）調(diào)查表明在晚更新世Q3（約10萬年）以來有過運(yùn)動(dòng)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(yùn)動(dòng)。

（2）已經(jīng)證明一個(gè)斷層與另一個(gè)已知能動(dòng)斷層有構(gòu)造聯(lián)系，以致于另一個(gè)能動(dòng)斷層的運(yùn)動(dòng)可能引起這一斷層在地表或接近地表處能夠發(fā)生運(yùn)動(dòng)。

（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(jí)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(yùn)動(dòng)。

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(duì)核電廠設(shè)施安全造成影響的有關(guān)地基和基礎(chǔ)的穩(wěn)定性，并為相關(guān)的設(shè)計(jì)提供土工參數(shù)，評(píng)價(jià)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(jìn)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(fēng)化特征，是否存在沉陷、隆起、崩塌、巖溶、液化和斷裂等災(zāi)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(píng)價(jià)階段和廠址評(píng)定階段。廠址查勘階段，勘察的目的是從土工觀點(diǎn)確定廠址的適宜性，并確定侯選廠址?？辈榈幕疽蟀ǖ刭|(zhì)測(cè)繪、鉆孔調(diào)查等； 廠址評(píng)價(jià)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(dǎo)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(biāo)“巖土工程勘察規(guī)范”規(guī)定的勘探線間距為50～100米，點(diǎn)間距為30～50米；勘探孔深度，對(duì)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(duì)基巖地區(qū)廠址，鉆孔深度應(yīng)達(dá)到突變點(diǎn)、薄弱帶或變化帶尚能影響基礎(chǔ)穩(wěn)定性的最大深度處，并至少深入堅(jiān)硬巖石10米；對(duì)于土層或風(fēng)化嚴(yán)重的基巖廠址，鉆孔的最小深度要達(dá)到基礎(chǔ)底面寬度2～3倍。

廠址評(píng)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(shè)計(jì)參數(shù)。對(duì)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(gè)鉆孔，鉆孔深度同評(píng)價(jià)階段。（3）在評(píng)價(jià)基礎(chǔ)穩(wěn)定性時(shí)，靜荷載和動(dòng)荷載考慮的主要因素是什么？

教材中的（表）

（4）在怎樣的場(chǎng)地條件下必須考慮地震動(dòng)的放大效應(yīng)？

實(shí)測(cè)剪切波速在1100米/秒以下時(shí)，必須考慮土層產(chǎn)生的地震動(dòng)放大效應(yīng)。（5）基土液化是怎樣的現(xiàn)象，評(píng)價(jià)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(dòng)影響而突然失去抗剪強(qiáng)度和剛度的現(xiàn)象。估計(jì)基土液化所需的參數(shù)（導(dǎo)則稱之為“設(shè)計(jì)剖面”）包括：地下水 位、基土的粒徑（沙或粉沙）、基土的標(biāo)貫值、基土的貫入阻力、相對(duì)密度、循環(huán)剪切強(qiáng)度以及包括持續(xù)時(shí)間再內(nèi)的地震動(dòng)強(qiáng)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(chǔ)、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(diǎn)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(duì)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(duì)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(duì)人口因素考慮的基本原則與要求是什么？ 廠址最好選在遠(yuǎn)離人口中心的低人口密度區(qū)，核電廠周圍應(yīng)設(shè)置非居住區(qū)，非居住區(qū)的半徑（以反應(yīng)堆為中心）不得小于0.5 km。核電廠非居住區(qū)周圍應(yīng)設(shè)置限制發(fā)展區(qū)，其半徑（以反應(yīng)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(yīng)分別大于10公里和40公里。

（3）需要評(píng)價(jià)的人口因素包括哪些？所收集的人口資料應(yīng)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(zhǎng)住人口與暫住人口（外地臨時(shí)務(wù)工人員、旅游者和其他流動(dòng)性人口）。

對(duì)所收集的人口資料應(yīng)按以廠址為圓心的同心圓環(huán)和16個(gè)方位射線劃分成的扇面來處理，并應(yīng)統(tǒng)一用表格表示相應(yīng)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(píng)價(jià)，便于篩選和評(píng)價(jià)廠址的優(yōu)劣。

（4）涉及影響應(yīng)急計(jì)劃可行性的廠址主要相關(guān)因素包括哪些？ 涉及影響應(yīng)急計(jì)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?xiàng)l件（地形、河流等）、交通和通訊網(wǎng)絡(luò)、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(yīng)用？ 目前在我國應(yīng)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(duì)低的地區(qū)。該方法的基本假設(shè)是電廠被一個(gè)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(gè)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(zhǎng)在規(guī)劃上予以限制或明確地控制。不同國家這兩個(gè)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(yīng)急條件的情況下，進(jìn)行計(jì)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(jìn)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(duì)放射性物質(zhì)釋放的環(huán)境影響評(píng)價(jià)包括哪幾個(gè)主要步驟？ 關(guān)于放射性釋放影響評(píng)價(jià)，包括以下主要內(nèi)容和步驟： 首先是確定源項(xiàng)，在選址初期核電機(jī)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(luò)來近似估算源項(xiàng)值；

對(duì)廠址區(qū)域作為放射性釋放途徑的水體和氣體特征進(jìn)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(dāng)?shù)膹浬⒛Ｐ汀Ｔ诖_定模型適用性和保守性的基礎(chǔ)上，對(duì)放射性釋放影響后果進(jìn)行評(píng)價(jià)，并對(duì)廠址的適宜性作出判斷。（3）從放射性物質(zhì)釋放對(duì)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(kuò)散條件好，在核電廠正常運(yùn)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(yùn)行前調(diào)查廠址周圍環(huán)境中的放射性本底情況？ 為了評(píng)估核電廠對(duì)環(huán)境的影響，在核電廠投入運(yùn)行前，應(yīng)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(píng)價(jià)的基線，以便能夠恰當(dāng)?shù)卦u(píng)價(jià)后期來自核電廠的可能影響。

11、放射性廢物地表處置場(chǎng)場(chǎng)址選擇的目標(biāo)是什么？選址過程包括哪幾個(gè)階段？不同階段調(diào)查的基本要求是什么？選址準(zhǔn)則包括哪些？

（1）放射性廢物地表處置場(chǎng)場(chǎng)址選擇的目標(biāo)是什么？ 低、中放廢物近地表處置場(chǎng)址選擇的目的是選擇適合處置廢物的場(chǎng)址，使場(chǎng)址與設(shè)施的適當(dāng)設(shè)計(jì)、廢物形態(tài)、廢物包的類型和數(shù)量、其它工程屏障及設(shè)施關(guān)閉后的控制等，均滿足輻射防護(hù)的要求，即在放射性核素衰變到安全水平的整個(gè)時(shí)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(chǎng)選址過程包括哪幾個(gè)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(chǎng)的選址階段分為：規(guī)劃選址、區(qū)域調(diào)查、場(chǎng)址特性評(píng)價(jià)和場(chǎng)址確定階段。

規(guī)劃選址階段，應(yīng)首先為選址制定總體規(guī)劃、建立選址原則、確定所需場(chǎng)址特性，為后期調(diào)查提供基礎(chǔ)； 區(qū)域調(diào)查階段的目的是根據(jù)所建立的選址準(zhǔn)則對(duì)場(chǎng)址進(jìn)行篩選，通過比選篩選出一處或幾處侯選場(chǎng)址，以便在下一階段進(jìn)行場(chǎng)址特性評(píng)價(jià)。場(chǎng)址特性評(píng)價(jià)階段要對(duì)侯選場(chǎng)址進(jìn)行調(diào)查，通過進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)調(diào)查和實(shí)驗(yàn)室研究獲得相關(guān)的場(chǎng)址數(shù)據(jù)，包括場(chǎng)址的地質(zhì)、地球化學(xué)、水文地質(zhì)等方面數(shù)據(jù)，鑒定侯選場(chǎng)址是否適宜建場(chǎng)。

場(chǎng)址確定階段是對(duì)推薦場(chǎng)址進(jìn)行更加詳細(xì)的調(diào)查，以確認(rèn)選定的場(chǎng)址滿足所建立的選址準(zhǔn)則，并為處置場(chǎng)的詳細(xì)設(shè)計(jì)、安全分析和環(huán)境影響評(píng)價(jià)提供全面場(chǎng)址資料和相關(guān)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)。（3）放射性廢物近地表處置場(chǎng)的選址準(zhǔn)則包括哪些？ 與低、中放廢物近地表處置場(chǎng)相關(guān)的選址準(zhǔn)則包括：地質(zhì)、地球化學(xué)、地質(zhì)構(gòu)造與地震活動(dòng)、人為事件、氣象條件、廢物運(yùn)輸、土地利用、人口分布和環(huán)境保護(hù)準(zhǔn)則。

第四篇：注冊(cè)核安全工程師2008專業(yè)實(shí)務(wù)試題

1．在快中子反應(yīng)堆中，無慢化劑，但中子通過與（）非彈性散射能量也會(huì)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(dòng)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(shí)放出的都是高能中子，其平均能量達(dá)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(shí)最可幾速度2200m/s，相應(yīng)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(yīng)性控制主要通過改變（）實(shí)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(dǎo)事件

A.全廠斷電后，未能及時(shí)恢復(fù)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(zāi)防護(hù)貫徹縱深防御分三個(gè)層次目標(biāo)，其中第二個(gè)層次是

（）

A.防止火災(zāi)發(fā)生

B.防止火災(zāi)的蔓延

C.包容火災(zāi)和放射性物質(zhì)擴(kuò)散

D.及時(shí)探測(cè)和撲滅火災(zāi)，限制火災(zāi)的損害

E.撲滅火災(zāi)方法的選用及實(shí)施

9．核反應(yīng)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(jià)格相對(duì)較低

B.硬度大

C.硬度小

D.便于控制吸收中子

E.易于機(jī)械加工

11可熔毒物是一種吸收中子能力很強(qiáng)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(bǔ)償控制。

下列哪項(xiàng)不是可熔毒物的優(yōu)點(diǎn)：

（）

A.毒物分布均勻

B.易于調(diào)節(jié)

C.反應(yīng)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(yīng)堆熱工力學(xué)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(shè)計(jì)，可以通過防止共因故障，（）和采用故障安全設(shè)計(jì)等來實(shí)現(xiàn)。

A.單一故障準(zhǔn)則

B.多重性

C.多樣性

D.獨(dú)立性

E.以上4種方法

16.縱深防御有五個(gè)層次目的：保護(hù)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(dòng)力廠在設(shè)計(jì)運(yùn)行壽期內(nèi)安全運(yùn)行，通常部件與設(shè)備的設(shè)計(jì)上給出相當(dāng)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(shè)計(jì)成能以足夠的可靠性承受所有確定的（）

A.假設(shè)始發(fā)事件

B.設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件

C.預(yù)計(jì)運(yùn)行事件

D.嚴(yán)重事件

E.超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件

19．安全殼能維持較長(zhǎng)時(shí)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(xiàng)會(huì)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(fù)責(zé)。

A.營運(yùn)單位保衛(wèi)部門

B。營運(yùn)單位監(jiān)督部門 C.營運(yùn)單位監(jiān)督員

D.地區(qū)監(jiān)督站負(fù)責(zé)

E.地區(qū)環(huán)保部門

21．12Kg的鋰，屬于幾級(jí)核材料

（）160

A.特級(jí)

B.1級(jí)

C。2級(jí)

D.3級(jí)

E.4級(jí)

22緊急防護(hù)措施推薦通用干預(yù)水平碘防護(hù)

（）

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(fù)責(zé)

B.核行業(yè)主管部門

C.國防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員

D.營運(yùn)單位人力部門

E.地方環(huán)境保護(hù)主管部門

23..天然鈾監(jiān)測(cè),排放廢水的鈾用什么方法檢測(cè)

（）

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(fēng)系統(tǒng)的有組織進(jìn)風(fēng)量不應(yīng)小于總風(fēng)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(duì)地下水復(fù)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(duì)廢舊井巷和采場(chǎng)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(dá)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(fēng)效果可達(dá)90%，防氡效果可達(dá)

（）

A.78%

B.80%

C.85%

D.88%

E.91.5%

28.以下那個(gè)不是氡累積測(cè)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(yīng)器設(shè)計(jì)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(jí)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(zhǎng)度

D.轉(zhuǎn)子直徑

E.轉(zhuǎn)子長(zhǎng)度

34鈾濃縮工廠主工藝回路是處用于（）下工作

A.正壓

B.負(fù)壓

C.常壓

D.壓力變化

E.超高壓

35環(huán)境影響報(bào)告表行政審批的時(shí)限

（）

A.60

B.30

C.20

D.15

E.10

36按照GB11806規(guī)定，下列哪項(xiàng)貨包設(shè)計(jì)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(yùn)輸規(guī)定》放射性物質(zhì)運(yùn)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(zāi)

C.污染

D.釋熱

E.中毒

38鈾濃縮正常生產(chǎn)時(shí)氣載流出物對(duì)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(jìn)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(xiàng)不是輻射監(jiān)測(cè)的主要內(nèi)容：

（）

A.放射性工作場(chǎng)所監(jiān)測(cè)

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(cè)

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(qǐng)，將放射性廢物數(shù)量、種類、核素、活度、購置日期和使用時(shí)間等情況報(bào)告清楚，并附

（）

A.表面劑量報(bào)告

B.廢物貨包等級(jí)報(bào)告

C.環(huán)境影響報(bào)告

D.退役審批報(bào)告

E.放射工作許可證復(fù)件。

42.下列哪項(xiàng)是核技術(shù)應(yīng)用放射性廢物貯存的特點(diǎn)：

（）

A.非社會(huì)公益性的，B.非盈利為目的 C無償服務(wù)

D.是暫存性質(zhì)的，短壽命或長(zhǎng)壽命，廢源在城市暫時(shí)貯存時(shí)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(duì)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(shè)施退役采取什么策略影響因素很多，許多國家對(duì)于大型核設(shè)施退役，（）是兩大關(guān)鍵因素。A.廢物出路和退役經(jīng)費(fèi)

B.技術(shù)因素和經(jīng)濟(jì)因素

C.社會(huì)因素和環(huán)境因素

D.經(jīng)濟(jì)因素和環(huán)境因素

E.技術(shù)因素和退役經(jīng)費(fèi)

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(biāo)。

()

A.防護(hù)、處置

B.安全、防護(hù)

C.安全、處置

D.處置、防護(hù)

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(fēng)險(xiǎn)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(xiàng)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(cè)試開挖

D.地球物理技術(shù)

E.實(shí)驗(yàn)室實(shí)驗(yàn)方法

52設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)分兩個(gè)級(jí)別SL—1和SL—2 ,SL—2又稱SSE為核電廠運(yùn)行壽期內(nèi)對(duì)應(yīng)于極限安全要求的最大設(shè)計(jì)基礎(chǔ)地震動(dòng)。年超越概率（概率風(fēng)險(xiǎn)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(xì)資料，其目的是確定（），并提供設(shè)計(jì)基準(zhǔn)參數(shù)。

A.外部自然事件

B.外部人為事件

C.設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部自然事件

D.設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部人為事件

E.設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部人為事件和自然事件組合

54下列哪項(xiàng)不是設(shè)計(jì)基準(zhǔn)爆炸應(yīng)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(dòng)

E.毒氣釋放

55.根據(jù)《中…..民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例實(shí)施細(xì)則之一，核電廠安全許可證申請(qǐng)和頒布HAF001/01核設(shè)施質(zhì)量保證總大綱分為那幾個(gè)階段制定

（）470 A.選址與設(shè)計(jì)、運(yùn)行、退役

B.選址與建造、設(shè)計(jì)、運(yùn)行、退役

C.選址與設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行、退役 D.設(shè)計(jì)與建造、調(diào)試、運(yùn)行、退役

E.選址與建造、調(diào)試、運(yùn)行、退役

56.營運(yùn)單位質(zhì)保大綱由

（）

批準(zhǔn)。

A.國家核安全局

B.核行業(yè)主管部門

C.地方環(huán)境保護(hù)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(yùn)單位質(zhì)保監(jiān)查部門對(duì)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(duì)分包單位質(zhì)量保證審評(píng)的主要依據(jù)

（）

A.《質(zhì)量安全規(guī)定》并參考其有關(guān)導(dǎo)則

B.被國家核安全局審評(píng)認(rèn)可的核設(shè)施營運(yùn)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(dǎo)則及被國家核安全局審評(píng)認(rèn)可的核設(shè)施營運(yùn)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(dǎo)則及核設(shè)施營運(yùn)單位審評(píng)認(rèn)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(dǎo)則及被國家核安全局審評(píng)認(rèn)可的核設(shè)施營運(yùn)單位質(zhì)量保證（總）大綱。

及核設(shè)施營運(yùn)單位審評(píng)認(rèn)可該承包單位質(zhì)量保證分大綱

59．10個(gè)導(dǎo)則具有“要素導(dǎo)則”和“工作階段導(dǎo)則”雙重用途

（）A.《核電廠質(zhì)量保證記錄制度》

B.《核電廠物項(xiàng)制造中質(zhì)量保證》

C.《核電廠調(diào)試運(yùn)行期間質(zhì)量保證》

D.《核電廠設(shè)計(jì)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(duì)供貨重要，復(fù)雜和供貨時(shí)間超過（）的供方才做外部監(jiān)查。

A.3個(gè)月

B.6個(gè)月

C.12個(gè)月

D.18個(gè)月

E.24個(gè)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(shè)計(jì)和布置控制棒

C.堆芯內(nèi)可燃毒物合理分布 D.采用化學(xué)補(bǔ)償液

E.堆芯周圍設(shè)置反射層

2.高溫氣冷堆特點(diǎn)

（）

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(duì)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(shí)現(xiàn)不停頓換料。

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

3.核電站化學(xué)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(yīng)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(dòng)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(yīng)堆冷卻劑喪失事故

E.反應(yīng)堆冷卻劑小管道破裂。

6.核電廠事故分析基本假設(shè)有那些：

（）A.假設(shè)安全殼屏蔽失效

B.假設(shè)失去廠外電源

C.假設(shè)最大價(jià)值一組控制棒卡在全抽出位置。D.僅考慮安全級(jí)設(shè)備的緩解事故的作用。

E.需假設(shè)極限單一事故。

7.導(dǎo)致堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的初因事件：

（）A.失水事故后，失去應(yīng)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(shè)備冷卻水

D.全廠斷電后，未能及時(shí)恢復(fù)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(dòng)力廠概率安全分析通常的三個(gè)級(jí)別, 1級(jí)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(píng)價(jià)和參數(shù)估計(jì)

D.事故序列的定量化

E.文檔工作

10.核部件與設(shè)備的安全分級(jí)包括那些內(nèi)容

（）A.安全級(jí)

B.抗震分類

C.質(zhì)量分級(jí)

D.質(zhì)量分組

E.質(zhì)量保證級(jí)

12.核機(jī)械部件和設(shè)備的使用荷載包括那些參數(shù)：

（）A.壓力

B.溫度

C.機(jī)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(jí)電動(dòng)隔離閥的鑒定試驗(yàn)包括那些：

（）A.機(jī)械老化試驗(yàn)

B.熱老化試驗(yàn)

C.輻照老化試驗(yàn)

D.抗震試驗(yàn)

E.失水工況模擬試驗(yàn)

14.核電廠運(yùn)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(yùn)行限值和條件的事件中運(yùn)行人員采取的規(guī)定動(dòng)作和完成這些動(dòng)作允許的時(shí)間。D.正常運(yùn)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(qiáng)制命令

16.核電廠建立營運(yùn)單位組織機(jī)構(gòu)時(shí)，必須考慮的管理職能：

（）

A.決策職能

B.運(yùn)行職能

C.支持職能

D.審查職能

E.監(jiān)督職能

17.核動(dòng)力廠主要調(diào)試階段試驗(yàn)（）

A.預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)

B.裝料試驗(yàn)

C.初始臨界試驗(yàn)

D.低功率試驗(yàn)

E.功率試驗(yàn)

18.核電廠建造、設(shè)計(jì)、制造、安裝產(chǎn)生的缺陷，在那些運(yùn)行階段一定的條件下會(huì)進(jìn)一步擴(kuò)展（A.運(yùn)行水質(zhì)不合格

B.運(yùn)行狀態(tài)不穩(wěn)定

C.違反運(yùn)行規(guī)程

D.長(zhǎng)時(shí)間停堆

E.長(zhǎng)時(shí)間冷卻

19.核動(dòng)力廠將應(yīng)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(jì)劃緊急停堆 D.自然災(zāi)害或其他影響核動(dòng)力廠安全的外來因素

E.系統(tǒng)故障

20.生產(chǎn)UF4的主要設(shè)備：①臥式攪拌床反應(yīng)器

②流化床反應(yīng)器

③移動(dòng)床反應(yīng)器

臥式攪拌床反應(yīng)器、流化床反應(yīng)器、移動(dòng)床反應(yīng)器設(shè)備性能差異的主要指標(biāo)

（）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(hù)

B.火災(zāi)爆炸

C.輸運(yùn)核擴(kuò)散

D.核臨界

E.UF6的泄漏

22.工藝主機(jī)級(jí)聯(lián)中大量氣相UF6本身不存在核臨界問題，但鈾水混合達(dá)到一定條件就會(huì)發(fā)生臨界））

（A.水解反應(yīng)

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(shè)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(shè)置的輻射防護(hù)大綱中輻射安全設(shè)計(jì)包括：（）

A.設(shè)施的分區(qū)布置

B.設(shè)施的密封原則

C.氣流組織

D.人流控制

E.檔案管理

25.實(shí)物保護(hù)設(shè)計(jì)要求包括哪些

（）

A.探測(cè)

B.響應(yīng)

C.均衡防護(hù)

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(jì)特點(diǎn)：

（）A.靈敏度高

B.量程范圍小

C.重量小、體積小

D.能量響應(yīng)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(jìn)料安全性

B熔爐運(yùn)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(yīng)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(shí)間是因?yàn)椋?/p>

（）

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(fēng)、電、氣、水等的提供要新建設(shè)施。C.熟悉設(shè)施的人員流失很難找回。

D.檔案資料流失

E.處置費(fèi)用上漲和通貨膨脹

32.核設(shè)施退役涉及技術(shù)（）A.源項(xiàng)調(diào)查

B.去污

C.切割解體

D.運(yùn)輸

E.場(chǎng)地清污

33.核電廠選址必須考慮的基本因素：（）A.保護(hù)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(shè)施之間的適應(yīng)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(shí)施應(yīng)急計(jì)劃相關(guān)的廠址與環(huán)境因素

34.濱海廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水主要考慮的因素：

（）A.基準(zhǔn)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(dòng)對(duì)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(chǎng)選址分幾個(gè)階段

（）A.規(guī)劃選址

B.區(qū)域調(diào)查

C.廠址特性評(píng)價(jià)

D.廠址確定階段

E.廢物處置

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

（）

A領(lǐng)導(dǎo)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(shè)計(jì)控制包括對(duì)

（）

A.設(shè)計(jì)活動(dòng)，B.設(shè)計(jì)協(xié)調(diào)，C.設(shè)計(jì)驗(yàn)證

D.設(shè)計(jì)變更

E.設(shè)計(jì)接口

39.對(duì)于不符合項(xiàng)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(jí)使用

40.國家核安全局，核設(shè)施營運(yùn)單位和承包單位對(duì)各級(jí)質(zhì)量保證審評(píng)的方法和重點(diǎn)：

（）A.對(duì)質(zhì)量保證的實(shí)際能力的審評(píng)方法和重點(diǎn)

B.對(duì)質(zhì)量保證大綱的審評(píng)方法和重點(diǎn)

C.對(duì)質(zhì)保導(dǎo)則的審評(píng)方法和重點(diǎn)

D.對(duì)不符合項(xiàng)的審評(píng)方法和重點(diǎn)

E.對(duì)許可證（函）審評(píng)方法和重點(diǎn)

第五篇：2010年注冊(cè)核安全工程師考試試題之二(回憶)(專業(yè)實(shí)務(wù))

2010年注冊(cè)核安全工程師考試試題之二

專業(yè)實(shí)務(wù)

一、單選題

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

3、下列哪個(gè)堆可以用天然鈾或稍加濃鈾做燃料？（壓水堆、費(fèi)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(fèi)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(yīng)性應(yīng)當(dāng)?shù)扔冢ㄊＳ喾磻?yīng)性與停堆余量）之和。P44

7、堆內(nèi)裂變時(shí)釋放出的能量，絕大部分的能量集中在（裂變碎片動(dòng)能一項(xiàng)）。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(dāng)出現(xiàn)小于每分鐘正負(fù)（5％）線性負(fù)荷變化時(shí)，系統(tǒng)有較好的負(fù)荷跟蹤能力。P60

11、誤動(dòng)作率是保護(hù)系統(tǒng)主要設(shè)計(jì)目標(biāo)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(zāi)危害性分析。P87

14、反應(yīng)堆壓力容器屬于核安全（1）級(jí)。P93

15、ASME規(guī)范中將承載限值分成（4）級(jí)。P95

16、事故狀態(tài)包括事故工況（設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故）和嚴(yán)重事故。P97

17、運(yùn)行限制和條件在核動(dòng)力廠運(yùn)行之前經(jīng)（國家核安全監(jiān)管部門）評(píng)價(jià)和批準(zhǔn)。P116

18、每一條反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路包括：一臺(tái)（反應(yīng)堆冷卻劑泵），一臺(tái)蒸汽發(fā)生器，環(huán)路管道和儀器儀表。P125

19、增加汽輪機(jī)的負(fù)荷將會(huì)使Tavg和（蒸汽壓力降低）。P126 20、根據(jù)美國機(jī)械工程師學(xué)會(huì)相關(guān)規(guī)范，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力容器允許最大瞬態(tài)壓力為（110％）的設(shè)計(jì)壓力。P130

21、核一級(jí)容器在設(shè)計(jì)階段，所用材料的許用壓力強(qiáng)度只保守地取到材料抗拉強(qiáng)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(biāo)準(zhǔn)誤差的（2倍）之內(nèi)。P157

23、（γ、η）反應(yīng)的域能：（10MeV）。

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

25、輻射防護(hù)最優(yōu)化原則是指，在經(jīng)濟(jì)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(dá)到的盡可能低）的水平。P188

26、鈾礦的總風(fēng)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(fēng)質(zhì)要求的風(fēng)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(jì)、工藝簡(jiǎn)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(xiàng)：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(xiàng)：α、β、γ。P234

31、生產(chǎn)UF6得工業(yè)方法幾乎都是用核純級(jí)的UF4在高溫下與（F2）發(fā)生作用而進(jìn)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(xiàng)之一：除氨。P266

33、從天然鈾原料生產(chǎn)1噸風(fēng)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(dá)到萃取平衡之后，某元素或離子在有機(jī)相中的濃度與其在水相中的濃度之比），P288。迷惑項(xiàng)如下：

A：某元素或離子在水相中的體積與其在有機(jī)相中的體積之比； B：某元素或離子在有機(jī)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(jī)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(gè)屬于放射性物質(zhì)貨包類型：（A型）。迷惑項(xiàng)：P型、M型。P310

37、按照GB18871規(guī)定，將放射工作場(chǎng)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(jìn)出通道，迷宮建成（L）型。迷惑項(xiàng)：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(yīng)該設(shè)置（安裝過濾裝置的通風(fēng)系統(tǒng)）。迷惑項(xiàng)之一：循環(huán)設(shè)施。P336

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

43、輻照裝置一般都設(shè)置在固定的地點(diǎn)和（輻照室內(nèi)）進(jìn)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(gè)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(yīng)保持在實(shí)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(shí)，事故單位應(yīng)當(dāng)（保護(hù)好現(xiàn)場(chǎng)）。迷惑項(xiàng)：清理現(xiàn)場(chǎng)、封閉現(xiàn)場(chǎng)。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(dāng)）的負(fù)擔(dān)。迷惑項(xiàng)之一：嚴(yán)重的。P381

49、低、中放廢物處置場(chǎng)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(xiàng)：抗壓強(qiáng)度降低、包容性減少。P401

51、放射性廢物的特點(diǎn)：

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(yīng)設(shè)置非居住區(qū)，其半徑不得小于（500m）。P454

54、源項(xiàng)調(diào)查是（核電廠退役各個(gè)階段都具有）的工作。迷惑項(xiàng)：退役前期特有。

55、HAF003的適用范圍（核電廠和其他核設(shè)施）。P469

56、HAF003包括（10）個(gè)導(dǎo)則。P484

57、質(zhì)量保證導(dǎo)則是（指導(dǎo)性）文件。迷惑項(xiàng)：強(qiáng)制性。P484

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

59、樣機(jī)鑒定試驗(yàn)應(yīng)盡可能在受驗(yàn)證的特定設(shè)計(jì)特性的（最惡劣）設(shè)計(jì)工況下進(jìn)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(diǎn)（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(fèi)用）。P17 重水堆核電站與輕水堆相比，其特點(diǎn)（中子經(jīng)濟(jì)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(diǎn)（）。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(dāng)時(shí)輔以概率論方法和工程判斷，同時(shí)考慮如下因素：P68 根據(jù)國際經(jīng)驗(yàn)，國家核安全局在“新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策”中，歸納了需要考慮典型的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施如下（）。P83 對(duì)火災(zāi)防護(hù)的縱深防御概念包括三個(gè)層次（）。P85 核級(jí)機(jī)械部件、設(shè)備與常規(guī)機(jī)械產(chǎn)品在設(shè)計(jì)、制造活動(dòng)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(jí)和部件安全分級(jí)的關(guān)系（）。P94 運(yùn)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(yùn)行的限制和條件、監(jiān)督要求）。P116 在核動(dòng)力廠運(yùn)行壽期內(nèi)，必須根據(jù)（經(jīng)驗(yàn)的積累、技術(shù)和安全的發(fā)展以及核動(dòng)力廠的變更）對(duì)運(yùn)行限制和條件進(jìn)行復(fù)審。P118（迷惑項(xiàng)：核電廠累計(jì)發(fā)電量、投資回收情況）

借助下述自動(dòng)功能（）自動(dòng)地保證反應(yīng)堆堆芯安全限制要求得到滿足。P128 核事故應(yīng)急狀態(tài)分為四級(jí)，即（應(yīng)急待命、廠房應(yīng)急、場(chǎng)區(qū)應(yīng)急、場(chǎng)外應(yīng)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(jì)測(cè)量的方法：（徑跡蝕刻法、活性炭盒法、熱釋光法）。迷惑選項(xiàng)：裂變室法、電離法。P206 常規(guī)鈾礦井降氡方法：（通風(fēng)降氡、密閉氡源、控制入風(fēng)污染、排除礦坑水、分區(qū)通風(fēng)、正壓通風(fēng)、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(xiàng)：常規(guī)開采。P241 地浸工藝過程對(duì)地下水的復(fù)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(xiàng)：激光法。P246 尾礦庫關(guān)閉后，必須對(duì)尾礦堆進(jìn)行穩(wěn)定化處理，主要穩(wěn)定化方法有：（物理穩(wěn)定法、化學(xué)穩(wěn)定法、植被穩(wěn)定法、綜合穩(wěn)定法）。迷惑項(xiàng)：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(kuò)散法相比，其主要優(yōu)點(diǎn)是：（比能耗低、單擊濃縮系數(shù)大、技術(shù)發(fā)展?jié)摿Υ螅?。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(shè)置固態(tài)中子毒物）。迷惑項(xiàng)：凈化水質(zhì)。P295 核材料的實(shí)物保護(hù)是指：（防止核材料的被盜和非法轉(zhuǎn)移）。迷惑項(xiàng)：防止UF6泄露；防止核設(shè)施被破化。P304 應(yīng)急的最優(yōu)化原則是指：（形式、規(guī)模、持續(xù)時(shí)間）必須是最優(yōu)化的。P300 輻射監(jiān)測(cè)包括：P336 下列那些核素屬于極毒性廢物：（210Po、226Ra、239Pu）。迷惑項(xiàng)：14C、3H。P383

處置場(chǎng)覆蓋層的主要功能：（防滲、防生物侵?jǐn)_、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(xiàng)：防地震。P398

廢物接收必須滿足經(jīng)過審管部門批準(zhǔn)的廢物接受標(biāo)準(zhǔn)。發(fā)送處置廢物必須提前遞交廢物處置申請(qǐng)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(hào)、廢物處理和準(zhǔn)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(duì)放射性物質(zhì)釋放的環(huán)境影響評(píng)價(jià)包括：（確定源項(xiàng)、建立彌散模型所需的廠址環(huán)境參數(shù)、選擇適當(dāng)?shù)膹浬⒛Ｐ停Ｃ曰箜?xiàng)：氣象條件。P455 關(guān)于低、中放廢物近地表處置場(chǎng)選址時(shí)，考慮場(chǎng)址所在地水文地質(zhì)條件時(shí)應(yīng)遵循的準(zhǔn)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(xiàng)：地下水埋深淺、地下水流速高。P460 好場(chǎng)址標(biāo)準(zhǔn)：

為使監(jiān)查活動(dòng)有效實(shí)施，監(jiān)查人員應(yīng)具有足夠的權(quán)力和組織獨(dú)立性。監(jiān)查小組：（對(duì)被監(jiān)查的方面負(fù)有直接責(zé)任的人不得參與監(jiān)查小組；對(duì)被監(jiān)查的工作負(fù)有直接責(zé)任的人不得參與挑選監(jiān)查小組人員的工作）。迷惑項(xiàng)：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(shè)計(jì)輸入（核安全法規(guī)要求、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)、規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)）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(yīng)堆工程）：

單選題22道，多選題18道。總計(jì)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?？傆?jì)19分，占13.57％；

3、第三章（核燃料加工、處理與放射性物質(zhì)運(yùn)輸）： 單選題8道，多選題4道?？傆?jì)16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?jì)11分，占7.86％；

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

6、第六章（核設(shè)施選址）：

單選題2道，多選題3道?？傆?jì)8分，占5.71％；

7、第七章（質(zhì)量保證）：

單選題5道，多選題2道。總計(jì)9分，占6.43％；

8、數(shù)字題21道，總計(jì)21分，占15％