2023年注冊核安全工程師專業(yè)實務(wù)模擬題

專業(yè)實物模擬試題單選題（每題一分，共60分）541、在熱中子反映堆中，中子慢化重要依靠（）A彈性散射B非彈性散射C俘獲反映D裂變反映2、微觀截面是中子與（）發(fā)生互相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單個靶核D1平方厘米內(nèi)的原子核3、反映堆每發(fā)出3MWd的能量，理論上要（）克的鈾-235A3.69gB3.15gC6gD1.1kg4、安全故障是指()A反映堆系統(tǒng)故障B反映堆設(shè)備檢修故障C保護(hù)系統(tǒng)故障導(dǎo)致系統(tǒng)拒動故障D保護(hù)系統(tǒng)故障導(dǎo)致系統(tǒng)誤動做故障。5、下面事故案例屬于工況Ⅳ的是（）A發(fā)生概率在10-4—10-2/堆年的事故B反映堆一根傳熱管破裂C反映堆冷卻劑喪失事故D稀有事故6、概率安全分析通?？梢栽谌齻€級別上進(jìn)行，2級概率安全分析用以（）A擬定安全殼失效B擬定嚴(yán)重堆芯損壞概率C評價放射性釋放的廠外后果及公眾的風(fēng)險7、下面屬于直接使用核材料的是（）A天然鈾B高富集度的238PUC含量大于80%的鈈D低富集度的釷8、美國三里島事故之前，縱深防御重要針對（）采用對策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)計基準(zhǔn)事故9、營運(yùn)單位的場內(nèi)應(yīng)急計劃至少要（）年進(jìn)行一次必要的修訂并報國家核安全局審評A一年B二年C三年D五年10、礦石氡射氣系數(shù)隨礦石含水量呈一個峰值變化，含水率在（）之間時出現(xiàn)峰值A(chǔ)14%—27%B15%—26%C15%—28%D13%—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（）Ａ３.７Ｂq/m3B0.74Bq/m3C200Bq/m3D0.37×102Bq/m312、鈾礦井下工作場合空氣中氡子體濃度限值為（）A3.7kBq/m3B4.6μJ/m3C6.4μJ/m3D37kBq/13、工作面入風(fēng)風(fēng)流的氡濃度應(yīng)不大于（）A0.1kBq/m3B0.2kBq/m3C0.5kBq/m3D1.0kBq/14、鈾選冶過程中，β射線與γ射線不同，它的強(qiáng)度只與（）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)重要是用物理和化學(xué)方法進(jìn)行廢水解決，其中()應(yīng)用最普遍A化學(xué)沉淀B離子互換C電滲析D廢水固化16、六氟化鈾的三相點溫度為（）A64.1度B64,4度kBq/m3C17、鈾濃縮活動正常運(yùn)營情況下向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾成員導(dǎo)致的年有效劑量控制限值為（）A1mSvB2mSvc0.1mSvd0.2mSv18、UF6除了化學(xué)毒性外，輻射危害重要是（）Aα輻射Bβ輻射Cγ輻射Dβ輻射和γ輻射19、鈾濃縮廠個人劑量監(jiān)測重要是（）A空氣中鈾氣溶膠濃度B工藝回路物料大量堆積處的γ照射C尿樣檢測D內(nèi)照射20、U—235其豐度大于%（）必須考慮核臨界安全問題A、0.771B0.71121、（）流程是最早實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模生產(chǎn)陶瓷二氧化鈾粉末的方法AAUCBADUCIDRDFBP22、燃料組件劃傷深度要小于包殼厚度的（）A1%B5%C10%D15%23、武器級鈈裝料重要是通過（）獲得A礦選冶B核反映堆C核燃料后解決分離D乏燃料冷卻24、235UO2(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%（）A1.0B5.5C25、239Pu金屬單體的單參數(shù)平板厚度（cm）次臨界安全限值是（）A1.3B0.3C0.36D0.6526、UF6轉(zhuǎn)換為ADU工序臨界控制方法規(guī)定，產(chǎn)生的廢液用（）貯存A防滲漏池B小直徑圓筒容器C鍋式容器D平板型容器27、正常運(yùn)送條件下，獨家使用的運(yùn)送貨包外表面的輻射水平是（）mSv/hA0.1B小于2C等于2D小于1028、貨包表面非固定污染，低毒α發(fā)射體污染水平限值為（）/cm2A4BqB0.4BqC4kBqD0.4kBq29、下面屬于應(yīng)急行動程序的是（）A告知B通訊保障C應(yīng)急啟動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類鈾規(guī)定（）A吸入量小于20mSvB吸入量小于20mSv，一年中不超過40mSvC吸入量小于20mg31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（）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)測點距離周邊建筑物距離應(yīng)大于（）A30mB10mC5mD334、距離某點源10cm處照射量率為0.1R/h，50cm處為（）R/hA0.02B0.03C0.04D0.0535、假定一γ放射源活度為1018Bq，能量為0.66MeV，經(jīng)驗計算1m處的空氣照射量率是（）C/Kg.sA0.22B0.32C0.33D0.6636、低放廢氣放射濃度水平為（）A≤4×107Bq/m3B4×107Bq/LC≤4×106Bq/m3D≤4×107Bq/Kg37、Co-60放射性廢物的比活度﹥5×1010Bq/Kg，分類標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)為（）A低放廢物B中放廢物C高放廢物38、豁免廢物按導(dǎo)致公眾年吸取劑量衡量和判斷是指小于（）mSv的放射廢物。A0.01B0.001C0.05D0.1039、加速器感生放射性一般是由（）引起的A被加速的粒子B中子C質(zhì)子Dγ射線40、放射性廢物消除危害的方法有（）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、生物解決等綜合方法41、廢物的固化最重要的品質(zhì)指標(biāo)是（）A不具有游離體B抗水性C足夠的機(jī)械強(qiáng)度D輻照和熱穩(wěn)定性42、固化添加劑膨潤土能減少()A銫浸出B鍶浸出CI-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（）A5-10KmB4KmC10KmD8Km44、結(jié)合我國已建的核電廠洪水評價，反映出我國東部和南部的海濱廠址（）是最重要的洪水事件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)定最終熱井隨時可用的水源最小可接受容量為（）天A15B25C30D3546、我國GB“核電廠抗震設(shè)計規(guī)范”規(guī)定核電廠相應(yīng)安全地震SL-2級地震的地面水平峰值加速度為（）A0.1gB0.15gC0.015D不小于0.15g47、質(zhì)保大綱由本單位質(zhì)保部門人員編寫，由（）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（）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（）A工作的操作規(guī)程B質(zhì)量活動程序C工作流程D質(zhì)量保證大綱工作程序50、不符合項報告一般由（）填寫A質(zhì)量檢查人員B質(zhì)量監(jiān)督人員C發(fā)現(xiàn)人員D工作實行人員51、14C屬于（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，用（）mm厚度有機(jī)玻璃安全既可以保證A1.0B1.4C2.1D2.553、大量的氣態(tài)UF6（）A用濃度控制臨界安全B用幾何和質(zhì)量控制核臨界C不用緊張核臨界安全問題D用濃度和幾何控制和臨界安全54、中子防護(hù)屏蔽重要是對（）A快中子B熱中子Cγ射線D感生射線55、γ密封放射源表面污染大于()Bq應(yīng)停止使用A85B125C155D18556、無論評價出的地震危險性如何低，建議每一核電廠相應(yīng)安全水平SL_2級地震的最小值采用（A）g地面水平峰值加速度（）？A0.15B0.1C大于0.15D1.557、30Kg15％的未輻照過的的濃縮鈾核材料實物保護(hù)等級為（）AⅠBⅡCⅢ58、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（）A地質(zhì)解決B送放廢庫解決C無需放射學(xué)限制D近地表解決59、壓水堆平調(diào)節(jié)特性，其特點是當(dāng)負(fù)荷變化時()A蒸汽參數(shù)維持不變B負(fù)荷增長，回路溫度增長C維持一回路平均溫度不變D負(fù)荷增長，蒸汽溫度上升60、機(jī)械部件與設(shè)備在地震載荷與動力載荷下，設(shè)備的結(jié)構(gòu)完整性取決于其（）A位移B速度C加速度D應(yīng)力水平二、多選題（每題2分，每題至少有兩個答案，多選和少選不得分，共80分）1、下面屬于場內(nèi)重要應(yīng)急設(shè)施的有（）A核島B輔助控制點C監(jiān)測和評價設(shè)施D壓力容器E應(yīng)急指揮中心2、反映堆內(nèi)的水腔的存在（）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減少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)性能規(guī)定（）A15％—105％的功率范圍內(nèi)穩(wěn)定工作，B15％—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，系統(tǒng)有較好的負(fù)荷跟蹤能力E額定功率的15％以下，采用手動控制4、啟動保護(hù)參數(shù)為（）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（2023）可以認(rèn)為核動力廠工況按其發(fā)生頻率分類為（）A正常運(yùn)營B預(yù)計運(yùn)營工況C設(shè)計基準(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保證停堆B安全的防火設(shè)計C排除余熱D包容放射性物質(zhì)E應(yīng)急行動計劃7、在整個核燃料循環(huán)過程中，（）是核材料最易流失的環(huán)節(jié)，A鈾選冶B鈾濃縮C元件制造D乏燃料運(yùn)送E貯存和后解決8、在鈾礦山測量()中的鈾用熒光法A空氣B水C尿D生物樣品E排放廢水9、對于氡的活度濃度瞬時測量常用（）法A雙濾膜法B三點法C氣球法D閃爍法E電離室—靜電計法10鈾礦石的儲運(yùn)過程重要危害（）？A氡及氡子體B鈾塵Cγ輻射Dα氣溶膠Eαβ表面污染11、油礦冶設(shè)施退役（關(guān)閉）治理(處置)程序重要有（）A前期準(zhǔn)備B施工管理C竣工驗收D工程移交E長期監(jiān)護(hù)12、地浸工藝過程對地下水復(fù)原重要措施有（）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)測內(nèi)容有（）A空氣監(jiān)測B外照射監(jiān)測C個人計量監(jiān)測D內(nèi)照射E尿樣監(jiān)測12、六氟化鈾的性質(zhì)（）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重要為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)送帶來了（）等復(fù)雜問題A防止核擴(kuò)散B密閉C屏蔽D散熱E防和臨界14、對于組分已經(jīng)擬定的燃料，保證次臨界的最簡樸和最嚴(yán)格的條件是控制()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（）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、解決設(shè)施的輻射防護(hù)大綱應(yīng)涉及（）A輻射防護(hù)原則B輻射安全設(shè)計C輻射安全監(jiān)測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)計必須經(jīng)核安全監(jiān)管部門審批（）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CB型貨包DC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（）源等AαBβCγD中子E低能光子源19、加速器的類型很多，其基本原理是運(yùn)用電磁場使（）等獲得高能量A電子B中子C質(zhì)子D氚核E氦核20、感生放射性重要產(chǎn)生在()A加速器結(jié)構(gòu)材料B冷卻水C周邊土壤D治療室的空氣E操作室21、輻射監(jiān)測按對象分（）A公眾監(jiān)測B放射工作場合監(jiān)測C環(huán)境監(jiān)測D個人劑量監(jiān)測E流出物檢測22、放射性核素進(jìn)入人體的途徑（）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（）A含1.8×104Bq/KgCs—137的污染物B具有2.5×104Bq/KgK—40的污染物C含2.2×104Bq/KGo—60的污染物D具有8.1×104Bq/KgC—14的污染物E豁免廢物24、城市放射性廢物庫是()A非贏利公益型運(yùn)營組織B實行有償服務(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暫存時間一般不超過5年25、玻璃固化工藝廢氣中的重要核素為（）ACs—137BI—131CSr—90DKr—85EPu—23926、國際上廢物包裝的劑量率水平規(guī)定是（）A表面劑量率≤2.0mSv/hB1m處劑量率≤1mSv/hC1m處劑量率≤0.1mSv/hDα發(fā)射體＜4Bq/cm2Eγ/β發(fā)射體＜0.4Bq/cm227、低、中放射性廢物安全解決所要考慮的重要核素（B）AKr—85BCs—137CI—131DSr—90DPu—23928、核燃料循環(huán)后段核設(shè)施污染重要核素是（）A鈾B鈈C镎D鐳E長壽命裂變產(chǎn)物29、源項調(diào)查方法重要有（）A文檔調(diào)查B計算C現(xiàn)場檢測調(diào)查D