2010年核安全工程师考试-实务

第一篇：2010年核安全工程师考试-实务

2010年《核安全专业实务》考试试题

1、反应堆总反应性等于------之和。

2、压水堆的主要缺点------。

3、压水堆U235的富集度------。

4、压水堆一回路辅助系统包括------。

5、U235裂变释放能量------Mev。

6、反应堆裂变能大部分在------转换为热能。

7、压水堆典型功率调节系统------范围稳定工作。

8、功率调节系统性能要求在每分钟±------%线性负荷变化。

9、压水堆降低误动作率------次/年。

10、核动力厂设计安全要求和安全功能之一。

11、“控制棒弹出事故”的主要过程特征是------。

12、极限事故发生频率是------运行堆年。

13、一回路稳压器为核安全------级设备。

14、ASME核级机械部件和设备使用限值分为------级。

15、运行限值和条件经国家------部门评价和批准。

16、运行许可依据的------修改须报国家批准。

17、增加汽轮机负荷会------。

18、反应堆冷却剂系统允许极限值------%设计压力。

19、事故工况包括------事故和严重事故。

20、一条反应堆冷却剂环路包括------。

21、核一级容器材料需用应力强度保守------几分之几。

22、核材料的不平衡差(MUF)------倍之内。

23、未稳定尾矿氡析出率高------倍。

24、------核燃料工作公众集体剂量最大。

25、铀矿等通风量高------倍。

26、地浸采铀的环境问题是------。

27、原地爆破o选防氡密闭材料------。

28、退役阶段尾矿和废石特点之一：放活，废物量------。

29、铀矿冶工作人员连续5年平均有效剂量------msv/a。

30、铀选冶厂煅烧、冷却岗位主要防护要求控制------。

31、铀矿冶废水处理方法------。

32、UF6生产UF4与------反应经济性好。

33、ADU通入氢气的目的是------。

34、溶剂萃取分配比的定义------。

35、乏燃料后处理剪切岗位防止核临界------。

36、GB18871放射性工作场所分为------。

37、放射性物质货包分为散料------，其中------。

38、a粒子是------。

39、高能加速器设置------控制活化空气排入环境。

40、辐射监测对象分为------，个人，环境流出物。

41、大型辐照装置一般------内进行辐照。

42、工业用量最大的a源是------。

43、同位素丢失被盗，应当------。

44、放射性废物是指------大于放废管理、确保不给后代------负担。

45、放射性碘，人体------对碘有浓集作用。

46、低中放废衰变到清洁废物可以------。

47、黄相含------高，因此------。

48、放废最小化管理是指------。

49、退役工作中源相调查是------工作。

50、a退役，辐射防护重视防止------。

51、核电厂选址评价自然和认为因素在------年内可预见演变。

52、地质、地震调查在------KM范围内。

53、核电厂非居住区------KM范围。

54、核电厂相关质量保证导则属于------文件。

55、HAF003核安全的定义。

56、HAF003质量保证原则适用于------。

57、HAF有------个原则。

58、HAF管理部门审查是指------。

59、设计验证中鉴定试验在------设计工况下进行。

60、压力重水堆的优点是------。

61、发生事故采取------措施，保证减轻放射性后果。

62、系统安全分级与部件安全分级的关系是------。

63、压水堆考虑严重事故预防和缓解措施有------。

64、无法采用天然铀的反应堆是------。

65、核反应堆由------组成。

66、高温气冷堆的特点是------。

67、压水堆二回路系统由------组成。

68、运行寿期内，根据------对运行限值和条件复审。

69、纵深防御层次为------。

70、核级机械部件与常规在设计上的基本差别是------。

71、核动力厂基本安全要求、运行限值和条件分为------。

72、借助稳压器停堆------等功能自动保证安全限值。

73、运行阶段------使材料缺陷进一步扩展。

74、铀矿井降氡方法有------。

75、地浸采铀对地下水还原方法------。

76、铀矿工作者的职业病有------。

77、氡累计测量法是------。

78、铀尾矿运行安全管理是指------。

79、铀尾矿稳定化处理方法------。

80、铀浓缩厂主要监测项目------浓度。

81、乏燃料高密度储存方法措施------。

82、辐射安全监测主要考虑------。

83、应急准备和响应中，任何干预—必须是最优化的。

84、核燃料加工实物保护是指------。

85、人工放射性同位素有------。

86、R辐射测量仪分为------。

87、同位素丢失被盗应立即向------报告。

88、高能加速器产生的放射性主要来源于------。

89、放废库较好的场址自然条件是------。

90、放废各种形式，其中------差别很大。

91、极毒性废物有------。

92、低中废物处置清单包含------。

93、低中放废的覆盖层主要功能是------。

94、场址适宜性，总体影响因素取决于------。

95、选址经水体途径释放对环境影响评价包括------。

第二篇：2010 注册核安全工程师考试专业实务题预测

第二章 考题预测 本章重点(老师课后20点)

1、铀矿冶是什么性质的作业。开放性的，不是密闭性的。

2、尾矿铀的含量是原矿的多少：98%.3、铀选冶厂（水冶）尾矿废渣的产生率：1.2×103t废渣/t铀

4、铀矿工个人剂量的贡献占总的 ：63.56%

5、矿山风机停风，氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平：3-5min

6、铀矿山的通风备用系数：20%

7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾矿库的安全系数：1.05

9、尾矿库安全超高：水面高50m，坝高再高5-10m

10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾矿库防洪设计年限：一级1000年洪水最大来设计，用有史以来最大的来校对；二级尾矿库用百年洪水来设计，用1000年一遇来校对。

13、放射性预选：选矿的选出率：15%-20%，把废石选出。

14、矿井中的氡的浓度标准：3.7kBq/m3，氡子体6.4μJ/m3

15、对职业照射，对公众贡献最大的是：氡和氡子体。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上，污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污，其去污率可达70%以上。

17、氡的测量方法：

氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法

1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法

2、铀矿工个人剂量监测：监测方法：

（1）KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式）（2）KF606矿工个人剂量计无源式

18、废水处理方法：

1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质（沉淀）

2、废水除镭的方法：二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法

3、污渣循环法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

29、尾矿库的治理方法：

1、物理稳定法。

2、化学稳定法。

3、植被稳定法。

4、综合稳定法。

20、氡的射气、析出系数：与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。七章 质量保证 第五节以后不考

主要还是一些概念不要死记硬背，掌握核质量保证法规和导则的基本结构和内容，在此基础上了解相应导则的内容。第一章 后半章 张健（包括重点）

1、对火灾和爆炸的防护以 ：保证停堆、排除余热、包容放射性---------三个基本安全 功能为主要目的。

防火目标：1）防止火灾发生。2）及时探测发生的火灾并迅速灭火。3）防止未扑灭的火势蔓延。

2、纵深防御概念，三个层次：

（1）第一个层次是防止发生火灾;

（2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害;

（3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重

要功能的影响减至最低。

3、重要：火灾和灭火系统的二次效应

（1）高温和高热对构筑物和设备的损坏

（2）燃烧产生的烟雾可能对运行人员的伤害或对设备的腐蚀

（3）燃烧引起的爆炸及二次飞射物

（4）由于喷水意外地引入了慢化剂

（5）由于喷水导致内部水淹和设备的损坏

（6）由于喷水导致放射性物质的迁移

（7）干粉灭火剂导致电气设备接触不良或腐蚀

（8）二氧化碳灭火剂导致的突然降温及冲击等

4、概率安全分析在核动力厂的运行过程中也可以提供 很好的的帮助：

（1）评估核动力厂的技术 规格书等。

（2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序

（3）评估运行经验

（4）事故管理

5、设备的核安全分级

① 安全级∶分为安全1级、安全2级、安全3

级和安全4级（非安全级）；

② 抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。

抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载；

③ 质量级也称为规范等级

④ 质量保证级

所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设

备能够抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。

安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。

安全4级为非核安全级、质量4级（质量D组），执行常规产品相应的标准和质量保证要 求（例如∶ISO-9001）。

6、系统安全分级与部件安全分级的关系

① 组成该系统的部件与设备的安全级别

与系统的安全级别相一致；

② 安全级别不同的二个系统之间的接口部

件按较高的级别确定；

③ 与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级；

7、核级机械部件与设备设计的基本核安全要求: 1）在核设施（包括核电厂）服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运

行状态（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态

和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；

2)在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态

（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态 的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力；

3)在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备的可

运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。

8、什么是结构的完整性：

对于非承压部件而言，其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性；而对于设备的承压部件

而言，是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制，例如∶发生弹性

变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形（其结果会使部

件丧失尺寸的稳定性），但不允许出现部件压力边界的破裂。

9、核级机械部件与设备的抗震鉴定

设备抗震鉴定和动力学鉴定所采用的方法

主要有：

① 分析法

② 试验法

③ 分析和试验相结合的方法。

④ 利用经验数据鉴定设备。

10、机械部件与设备的环境鉴定

① 部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故

和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功

能的能力；

② 部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析

予以证实；

③ 部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分

析工作与核级设备其它活动一样, 都必须在符合法

规要求的质量保证体系的有效控制下进行。

1、试验的顺序： l）

机械老化试验;2）

热老化试验;3）

辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位

量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量);4）

抗震试验;5）

失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安

全壳内环境温度，压力的变化以及安全壳

喷淋环境中化学介质的影响)

12、在役检查的目的：

找出可能的损伤，以判断它们对核电厂继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施。

13、在运行阶段，一定条件下有可能会进一步扩展，导致设备的失效，这样的条件至少包括：（1）

运行水质不合格（2）

运行状态不稳定（3）

违反运行规程

14、在役检查发现缺陷的处理原则：以确保在具有足够安全裕度的情况下，使得已经发现、且在扩展中的缺陷在下一次在役检查前不会发生失稳破裂或断裂。

15、设计阶段的可达性：设备、人员、检验方法

16、核级机械部件与常规的区别： 1）确定设计基准的原则不同

2）核级必须采用成熟的经过验证的技术

3）所有用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（各种试验台架、装置）均需通过国家核安全局的认可。4）必须符合核安全法规HAF601 5）必须符合核安全法规HAF003 6）首次应用的设备必须经过设备鉴定

7）核级设备的设计制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役必须在国家核安全局的独立监督下实施。

第十六节核材料管制

17、核材料的基本概念：源材料（不包括钍）、特种可裂变材料、氚、锂-6 及含上述物质的材料和物品都称为核材料。

18、直接使用核材料：不需经过核素转化或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料。如： 高富集度的铀、233U、其中238Pu低于80%的钚；以及含上述物质的化合物、混合物（如铀-钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。

19、间接使用核材料：除直接使用核材料以外的所有核材料，如天然铀、贫化铀、低富集度铀和钍。

20、核材料管制的目的：保证符合国家利益及法律的规定、保证国家和人民群众的安全、保证国家对核材料的控制，在必要时国家可以征收所有核材料。

21、实物保护：其含义为用于防止非法转移核材料和破坏核设施的保护措施和技术。实物保护是一个综合性的概念，它包括设施设计（包括平面布置等）和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分以及实体屏障、探测报警系统等技术 防范等硬件部分组成，实物保护要求有效性和完整性。上述各组成部分是否构成一体，互相补充，不留漏洞，这是实物保护完整性要求。各组成部分是否运行正常，能发挥预定效果，是实物保护有效性要求。

22、中国核材料实物保护等级划分：按照性质、数量划分。共I、II、III级。I级最高，具体数据不要求背。材料

状态

等级：I 钚

未辐照过的2kg以上

铀

未辐照过的，U富集度》20%浓缩铀

5kg以上 氚

未辐照过的，以氚量计

10g以上

第十七节 核动力厂和营运单位的应急准备和应急响应

23、应急演习：核事故应急响应过程可能相当复杂，因此应急演习也必然是多种多样的。应急演习通常按演习涉及范围分为以下几类：

(1)单项演习

(2)综合演习

（3）联合演习

24、我国核事帮应急实行三级管理，即国家、地方（省、自治区、直辖市）政府及核设施营运单位三级

25、我国应急工作方针：“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”

26、三级管理的职责：

国家：组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故

27、核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节。

在编制应急计划时，要求考虑包括严重事故的事故系列。

28、为紧急防护措施推荐的通用干预水平：

防护行动

通用干预水平（由防护行动可避免的剂量）隐蔽

10mSv 撤离

50mSv 碘防护

100mGy

为临时性避迁和永久性再定居推荐的通用干预水平防护行动

可避免的剂量 临时性避迁

第一个月30mSv

随后某一个月10mSv 永久性再定居

寿期内

29、我国应急初始条件按其性质分为四大类：即1）辐射水平或放射性水平异常升高。2）裂变产物屏障失效。3）自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素。4）系统故障

30、厂区应急状态：4级，1）应急待命。2）厂房应急。3）场区应急。4）场外应急（总体应急）。

31、烟羽应急计划区：内区3-5km；外区7-10km 1)确定源项（国家核安全局认可）2）计算在什么情况下有影响3）在烟羽外区出现边缘性效应。

32、应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批，但营运单位必须制定严格的编审批程序，保证其不断更新。

33、营运单位的场内应急计划至少每两年要进行一次必要的修订并报国家核安全局审评。

34、核动力厂营运单位应急报告制度

应急通告

进入应急待命或更高应急状态15min内 应急报告

应急报告：初始

进入厂房应急或更高应急状态后45min内

应急报告：后续

初始报告发出后，每隔1h发一次

源项或应急状态变化时立即报告，然后每隔1h报告一次

势态得到控制后，每隔4h报告一次，直至退出应急状态 最终评价报告

退出应急状态后的30d之内

35、源项：随时估计事故可能的放射性物质的排放数量。这是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。

第六章 核设施选址思考题（常向东）

1、核设施选址的目的与任务是什么？

核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放（正常运行和事故状态，包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放）所引起的过量辐射影响。

核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面：（1）

从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性；

（2）

根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征，确定工程设计基准的适宜性。

对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果，对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。

2、选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么？ 核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括：（1）、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件

其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准，使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响，保证设施安全。

（2）、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征

其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放，从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。

（3）、与实施应急措施相关的厂址与环境因素

其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下，所选厂址的环境，特别是人口因素，要能保障实施应急措施的可能性，并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。

3、核电厂选址的阶段划分，以及各阶段的评价任务是什么？ 核电厂选址过程划分为三个阶段：厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。

（1）

厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址，并对这些厂址进行系统的筛选和比较。（2）

厂址评价阶段的评价任务是对一个或多个优先候选厂址进行调查与评价，并从安全的观点出发，证明厂址的可接受性。同时，要初步确定与厂址有关的设计基准。

（3）运行前阶段的评价任务是完成和完善厂址特征的评价，并对前阶段评价结果进行验证与核实。

4、核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序、评价方法、主要潜在源项的类型、以及法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件是什么？

（1）核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序：根据收集的资料确定潜在源项；如果存在按法规标准进行初步筛选；如果不能排除必须进行详细评价。

（2）评价方法：筛选距离法和筛选概率法。

（3）主要潜在源项的类型：固定源，如化工厂、油或天然气储罐等；

移动源，如陆海空中的运输工具等。

（4）法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件： 固定爆炸源的筛选距离值为5～10km； 一般飞机场的筛选距离值为10km；

飞机航线的筛选距离值为核电厂4km宽范围； 火源影响的筛选距离值为1～2km； 危险气云源的筛选距离值为8～10km； 对每类事件导则推荐为10-7作为筛选概率水平。

5、气象

（1）在核电厂选址中需要考虑气象因素包括哪些？

在核电厂选址中需要考虑气象因素包括：极端气象参数和极端气象现象。

（2）作为设计基准的要求是什么？

作为设计基准的要求：必须调查极端气象现象和气象参数的极值。

（3）为什么在厂址评价阶段要实施现场气象观测计划？ 这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析，进而选择那些能够代表厂址条件的气象站，并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。

（4）确定核电厂的设计基准风的步骤是什么？ 1）设计基准风的数据来源与收集。

2）数据组的选择，确定代表性气象站，30年或更长时期的数据组，如果数据组时间较短，在统计分析时应适当考虑不确定性。3）设计基准风的统计分析，根据风的概率分布，估计出百年一遇的最大风速（3秒瞬时极大风速）。（5）龙卷风调查的基本要求是什么？

龙卷风调查的区域范围以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域；

龙卷风分类的选择，应选择与富士达-皮尔森分类方法相似的分类法；

对龙卷风破坏及其强度描述不清的情况，要相对保守地考虑； 在龙卷风作为设计基准的情况下，要考虑可能产生飞射物的影响（至少能防止以下三种飞射物的破坏：具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物；具有穿透危险的大的坚硬飞射物；尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物）。

6、工程水文

（1）在核电厂选址中，水文调查所涉及的主要内容包括哪些？

1）与设计基准洪水位确定相关的因素。其中对滨海厂址的主要考虑因素包括：基准水位（天文潮、海平面异常等）、极端洪水事件（风暴潮、假潮、海啸等）、波浪影响、以及江河洪水（当存在河流影响时需组合考虑）；对滨河厂址的主要考虑因素为：可能最大降雨引起的洪水、上游溃坝因素引起的洪水等。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内涝和相应的排水系统设计、防护措施等。

3）与最终热阱相关的因素，其中包括安全厂用水的可用流量和最低水位等。

4）岸滩稳定性影响的分析与评估。（2）

为什么在确定厂址设计基准洪水时要考虑洪水事件的组合，我国滨海厂址洪水事件组合是怎样考虑的？

厂址的设计基准洪水不一定由某一极端洪水事件引起，而可能由同时发生的若干严重洪水事件组合引起。因此除了极端洪水事件要考虑外，还必须考虑各种严重洪水事件的组合。

我国滨海厂址所选用的洪水组合为：可能最大风暴潮、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）和风浪影响。

（3）

何为可能最大风暴潮，确定论法确定可能最大风暴潮影响时的假设条件包括哪些？

可能最大风暴潮是由可能最大热带气旋、或可能最大温带气旋等引起的假设风暴潮。

用确定论法推求可能最大风暴潮需建立一组极大化的假设风暴，使其移到某位置时正好使厂址产生可能最大风暴潮，然后将这种风暴参数输入适当的风暴潮模型。

（4）

在确定滨河厂址设计基准洪水时，所需考虑的水文因素主要包括哪些？

在确定滨海厂址设计基准洪水时，所需考虑的水文因素主要包括：可能最大降雨产生的径流洪水、溃坝（水文、地震引起）洪水、潜在自然因素（滑坡、河道变迁等）引发的洪水、以及人类活动对洪水的影响等。

（5）

法规对河流上游溃坝的考虑是怎样规定的？ 导则对于因水文和地震引发的溃坝洪水评价提出了以下要求：

对于水文因素引起的溃坝

① 除非工程计算能证明水坝不会溃决，否则必须假设溃坝事件。② 对于溃坝可能在厂址引发的洪水，应在下述假设条件下进行评价：

•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于坝的上游流域；

•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于厂址上游的整个流域；

在这两种情况下，选定的可能最大降雨的等雨线将产生最大洪水，前者发生在水坝处，后者是在厂址；

③ 溃坝模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。

对于地震引起的溃坝

① 对于任何推荐厂址都必须对位于厂址上游坝因地震而溃决后产生的洪水影响进行评价。如果评价得出不能接受的后果时，必须对溃坝的可能性进行评价；

②

对于每个水坝的地震分析，特别是对坝址处，必须得出适当的SL-2值；

③

因同一次地震事件而导致的多个坝溃决的可能性也必须予以考虑，如果存在这种可能性，要考虑洪峰同时到达厂区，除非能证明洪峰不可能同时到达。

④

溃坝的模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。

（6）

从核设施防洪角度而言，什么样的厂址属于“干厂址”，在怎样的条件下须考虑采取防洪措施？

将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位之上，其中包括考虑风浪影响。此种情况也称为“干厂址”。

（7）

影响最终热阱可靠性的因素包括哪些？低水位考虑的目的是什么？作为最终热阱，法规规定的最小可接受容量是多少？ 影响最终热阱可靠性的水文因素主要包括低水位、最终热阱的可用流量、水温等。

对 低水位考虑的目的是要保证最终热阱在各种不利条件下为电厂正常运行和安全停堆提供冷却水。对于低水位的考虑，应包括分析确定核电厂整个寿期内与安全冷却水 源有关的最低水位和最低水位持续时间，以及挡水构筑物破坏的可能性；应考虑可能对低水位产生影响的各种事件的不利组合，并以此来确定设计基准低水位。

对最终热阱的容量要求是必须有能力按照热负荷排出的速率，在所要求的时期内接纳这些热量。所规定的随时可用的水源最小可接受容量为30天。

7、地震

（1）地震地质调查中，调查区域的尺度大小，以及收集资料类型确定的基本原则是什么？

1000的图上。2.5万的图上；厂址区范围1平方公里，要求资料反映在比例尺15公里，要求资料反映在比例尺110万的图上；厂址邻区范25公里，要求资料反映在比例尺1100万的图上；近区域范围以厂址为中心半径150公里，要求资料反映在比例尺1地震地质调查中，调查区域分为四种等级：区域范围以厂址为中心半径

这一调查范围划分的目的是使调查、资料及信息的详细程度不断地提高，从而保证核电厂厂址区基础数据资料达到能够充分满足安全要求的详细程度与充分程度。

（2）需要收集的地震资料包括那些，区域地震构造模型的主要内容是什么？

地震资料包括历史地震资料、仪器记录地震资料、以及厂址特定的仪器记录地震数据。

区域地震构造模型的主要内容包括：发震构造及其最大潜在地震，地震构造区以及最大弥散地震两个主要方面。（3）何为发震构造？鉴别发震构造的因素都包括哪些？ 发震构造是指“显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。”结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的经验，发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。

发震构造可通过区域调查中获得的地质构造与构造活动资料、地震活动性资料、以及利用地球物理方法揭示出的深部资料综合加以鉴别。

（4）评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法是什么？ 评 价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法包括利用发震构造的尺度、位移方向与位移量、最大的历史地震、古地震资料、地震分布反映出的震源尺度、以及发震构 造的类比等。其中在断层或构造的地震和地质历史信息充分的情况下，可利用经验关系来估计潜在的最大震级；在缺乏适宜的详细资料情况下，发震构造的潜在的最 大震级可根据发震构造的总尺度进行估计。（5）在地震危险性评价和地表断层运动危险性评价中，所关心的因素分别包括哪些？

在将发震构造应用于地震危险性评价时，所关心的是那些分布位置和潜在地震强度结合来看，能够对厂址地震动产生影响的发震构造；对于地表断层运动危险性，所关心的则是那些位于厂址附近的能动性断层，这些构造在地表或接近地表具有潜在相对位移的可能性。

（6）对弥散地震活动的评价是怎样进行的，其假设条件都包括哪些？

弥散地震是是指那些“通过利用可使用的资料无法鉴定出确定构造标志的弥散地震活动（通常但又不完全是由中小地震构成）”。在实际应用中，采用地震构造区来评价弥散地震。假设条件是每个地震构造区具有相同的地震潜势。

（7）何为设计基准地震动，设计基准地震动包括哪些要素？ 设计基准地震动是指应用于核电厂抗震设计的重要参数；设计基准地震动要素包括：地震峰值加速度、地震反应谱和加速度时间过程。

（8）核电厂设计基准地震动分哪两个级别，其功能分别是什么？ 2或称2。上述两个级别设计地震动的安全功能不同，其中SL1和SL设计基准地震动分为两个级别SL 1或称为OBE为运行基准地震。SSE是指对应极限安全要求的地震动；而SL（9）应用于核电厂抗震设计的地震反应谱包括哪几种，它们是怎样得到的？

设计地震反应谱，可分为标准反应谱与厂址特定反应谱。其中标准反应谱包含来自各种基于地震动记录获得的反应谱； 厂址特定反应谱的获得途径包括：厂址所在地区的地震动记录；利用不同地区具有相似地震、地质和岩土特征的同类地震动记录；根据厂址区域特定的地震条件，通过计算分析得出厂址特定反应谱。

（10）通常有几种方法能够获得设计地震动时程？

直接利用厂址所在地的实际地震加速度时程记录，或类似厂址条件下的记录；另一种方法是采用人工合成地震动时程的方法。

（11）确定设计基准地震动的确定性方法包括哪几个主要的技术环节？ 确定性分析方法的基本分析程序包括以下几个主要的技术环节： ①

将区域地震构造模型分解为与地震构造区相对应的弥散地震活动区和发震构造。

②

鉴定与每个发震构造和每个地震构造区相关的最大潜在地震。

③

按照下述方法进行评价：

A、对每一个发震构造，应假定最大潜在地震发生在该构造最接近厂址区的部位。

B、对于地震构造区内的最大弥散地震，要假定其发生在距厂址某一特定距离处，要确保在这一距离内没有发震构造，该距离的确定取决于地震构造区内震源深度的恰当估计。

C、在每一相邻地震构造区内与弥散地震活动相关的最大潜在地震，应假定其发生在该地震构造区边界最接近厂址的部位。

D、使用适当的衰减关系来确定这些地震中能够对厂址产生影响的每个地震的地震动，而且应考虑厂址的局部场地条件。（12）能动断层是怎样定义的，其判别标准是什么？

能动断层被定义为“在地表或接近地表处有可能引起明显错动的断层”。

能动断层判别标准包括以下三个方面：

（1）调查表明在晚更新世Q3（约10万年）以来有过运动证据，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够再次发生运动。（2）已经证明一个断层与另一个已知能动断层有构造联系，以致于另一个能动断层的运动可能引起这一断层在地表或接近地表处能够发生运动。

（3）在某一震源深度条件下，与发震构造有关的最大潜在地震的震级足够大，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够发生运动。

8、岩土工程

（1）核电厂厂址岩土工程勘查的目的及主要内容是什么？ 核电厂厂址岩土工程勘查的目的是：确定可能对核电厂设施安全造成影响的有关地基和基础的稳定性，并为相关的设计提供土工参数，评价可能影响核电厂安全的其他厂址地质和土工因素（边坡、地面塌陷等），进而确定工程厂址的适宜性。

主要内容包括地表地质特征，下伏地层的岩性、结构和构造特征，岩石风化特征，是否存在沉陷、隆起、崩塌、岩溶、液化和断裂等灾害性地质现象，以及边坡问题等。

（2）在核电厂选址岩土勘察程序中包括哪些阶段，各阶段的勘察目的与基本要求是什么？

在核电厂选址岩土勘察程序中包括：厂址查勘阶段、厂址评价阶段和厂址评定阶段。

厂址查勘阶段，勘察的目的是从土工观点确定厂址的适宜性，并确定侯选厂址。勘查的基本要求包括地质测绘、钻孔调查等； 厂址评价阶段，勘察的目的是得出有关厂址工程地质特性的主要参数，据此资料可确定厂平布置。此阶段的钻孔布置和钻孔深度要求，导则建议根据厂址的几何条件和岩石均匀性条件采用150米的网格。国标“岩土工程勘察规范”规定的勘探线间距为50～100米，点间距为30～50米；勘探孔深度，对于一般性钻孔要求不低于15米，而控制性钻孔不低于30米。对基岩地区厂址，钻孔深度应达到突变点、薄弱带或变化带尚能影响基础稳定性的最大深度处，并至少深入坚硬岩石10米；对于土层或风化严重的基岩厂址，钻孔的最小深度要达到基础底面宽度2～3倍。厂址评定阶段要根据建/构筑物的最终布置，确定最终的厂址特性和设计参数。对于本阶段要求在每一安全相关构筑物的位置至少有一个钻孔，钻孔深度同评价阶段。

（3）在评价基础稳定性时，静荷载和动荷载考虑的主要因素是什么？

教材中的（表）

（4）在怎样的场地条件下必须考虑地震动的放大效应？ 实测剪切波速在1100米/秒以下时，必须考虑土层产生的地震动放大效应。

（5）基土液化是怎样的现象，评价基土液化需要考虑的主要因素包括哪些？

液 化是在地震条件下，饱和的沙土或粉土由于受地震振动影响而突然失去抗剪强度和刚度的现象。估计基土液化所需的参数（导则称之为“设计剖面”）包括：地下水 位、基土的粒径（沙或粉沙）、基土的标贯值、基土的贯入阻力、相对密度、循环剪切强度以及包括持续时间再内的地震动强度。

（6）边坡的类型，以及可能引起边坡失稳的主要因素是什么？ 边坡包括天然边坡和人工边坡。

可能造成边坡失稳的因素包括边坡的基础、岩石或土的特性、节理裂隙的发育情况、地下水位及水渗漏特点等。除了边坡本身的相关特性之外，还要考虑影响边坡稳定性的外部环境因素，如地震、洪水等。

9、人口调查

（1）涉及核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征主要有哪些？

涉及核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征主要有：厂址周围区域的人口分布、特定厂址条件下的放射性物质传播途径（包括在大气和水体中的弥散）、土地和水的利用、以及放射性本底情况。

（2）在核电厂选址中，对人口因素考虑的基本原则与要求是什么？

厂址最好选在远离人口中心的低人口密度区，核电厂周围应设置非居住区，非居住区的半径（以反应堆为中心）不得小于0.5 km。核电厂非居住区周围应设置限制发展区，其半径（以反应堆为中心）不得小于5 km。核电厂距10万人口以上的城镇和距100万人口以上大城市的市区发展边界，一般应分别大于10公里和40公里。

（3）需要评价的人口因素包括哪些？所收集的人口资料应按怎样的方式整理？

所需的人口分布资料包括现有人口和规划人口，现有人口又分为长住人口与暂住人口（外地临时务工人员、旅游者和其他流动性人口）。

对所收集的人口资料应按以厂址为圆心的同心圆环和16个方位射线划分成的扇面来处理，并应统一用表格表示相应范围的人口分布。人口资料之所以用上述方式表示，主要是便于放射性大气弥散评价，便于筛选和评价厂址的优劣。

（4）涉及影响应急计划可行性的厂址主要相关因素包括哪些？ 涉及影响应急计划可行性的厂址主要相关因素包括：厂址区域内人口密度和分布、厂址距人口中心的距离、难以撤离或隐蔽的特殊人群（医院、监狱等）、厂址及附近区域特殊地理条件（地形、河流等）、交通和通讯网络、以及其他工业、农业、生态和环境特征等。

（5）在选址阶段的人口调查中，我国常用的筛选厂址方法是哪几种？如何应用？

目前在我国应用最多的是固定区域法和人口密度法。

其 中固定区域法适用于人口相对低的地区。该方法的基本假设是电厂被一个固定大小的地带所包围（禁区），该地带内不允许居民居住。在这一地带外围规定另一个低 人口地带，在低人口地带内（限制区），人口和工业的增长在规划上予以限制或明确地控制。不同国家这两个区的半径范围不一致，我国的禁区半径规定不小于500米，限制区半径为5公里。

人口密度法是将推荐厂址周围确定区域内的人口密度与参考人口密度（如省和地区的平均密度）作比较。该方法将厂址周围地带分成同心圆环和扇形区，在考虑厂址周围同心圆环内居民数，和厂址附近应急条件的情况下，进行计算比较来确定厂址的类别。

10、大气与水体弥散

（1）核电厂正常和事故释放的放射性物质进入环境的主要途径包括哪些？

水体（地表水和地下水）和大气。

（2）对放射性物质释放的环境影响评价包括哪几个主要步骤？ 关于放射性释放影响评价，包括以下主要内容和步骤： 首先是确定源项，在选址初期核电机型确定不了的情况下，采取不同类型核电厂可能释放量的包络来近似估算源项值； 对厂址区域作为放射性释放途径的水体和气体特征进行调查，收集建立弥散模型所需的资料；

根据调查资料反映的厂址区域水体和气体特征，选择适当的弥散模型。在确定模型适用性和保守性的基础上，对放射性释放影响后果进行评价，并对厂址的适宜性作出判断。

（3）从放射性物质释放对环境可能产生影响的角度，什么样条件的厂址为优选厂址？

人口密度低，大气和水体扩散条件好，在核电厂正常运行和事故排放条件下影响小的厂址为优选厂址。

（4）为什么要在核电厂投入运行前调查厂址周围环境中的放射性本底情况？

为了评估核电厂对环境的影响，在核电厂投入运行前，应调查厂址周围环境中的放射性本底情况，所获得的数据将作为未来调查评价的基线，以便能够恰当地评价后期来自核电厂的可能影响。

11、放射性废物地表处置场场址选择的目标是什么？选址过程包括哪几个阶段？不同阶段调查的基本要求是什么？选址准则包括哪些？

（1）放射性废物地表处置场场址选择的目标是什么？ 低、中放废物近地表处置场址选择的目的是选择适合处置废物的场址，使场址与设施的适当设计、废物形态、废物包的类型和数量、其它工程屏障及设施关闭后的控制等，均满足辐射防护的要求，即在放射性核素衰变到安全水平的整个时期内保证放射性废物与生物圈有足够的隔离。（2）放射性废物地表处置场选址过程包括哪几个阶段？不同阶段调查的基本要求是什么？

放射性废物近地表处置场的选址阶段分为：规划选址、区域调查、场址特性评价和场址确定阶段。

规划选址阶段，应首先为选址制定总体规划、建立选址原则、确定所需场址特性，为后期调查提供基础；

区域调查阶段的目的是根据所建立的选址准则对场址进行筛选，通过比选筛选出一处或几处侯选场址，以便在下一阶段进行场址特性评价。

场址特性评价阶段要对侯选场址进行调查，通过进行现场调查和实验室研究获得相关的场址数据，包括场址的地质、地球化学、水文地质等方面数据，鉴定侯选场址是否适宜建场。

场址确定阶段是对推荐场址进行更加详细的调查，以确认选定的场址满足所建立的选址准则，并为处置场的详细设计、安全分析和环境影响评价提供全面场址资料和相关设计基准。（3）放射性废物近地表处置场的选址准则包括哪些？ 与低、中放废物近地表处置场相关的选址准则包括：地质、地球化学、地质构造与地震活动、人为事件、气象条件、废物运输、土地利用、人口分布和环境保护准则。

注册核安全工程师考试案例分析题预测 2005年已考过的试题：

1、核临界

2、质量保证不符合项

3、放射源操作

4、三厘岛

5、废料泄露 2004

1、切尔诺贝利 三厘岛

2、矿井通风

3、原子能院洗手

4、辐照装置没放好，（辐射源操作问题）

共有5道题，以其中分数最高的4道题加起来作为总分！

预测 2006 年 有可能考到的题目：

1、核电厂选址（应该是必考）

2、切尔诺贝利（纪念**周年）

3、设计审查。

4、质量保证有某一个。（难）

5、铀（钍）矿与伴生放射性矿。

6、核技术应用要比其他的题容易一些 常用答题思路： 范深根总结：

•工作是否经过正规的批准

•设计是否合理

•安全设备是否正常维修并处于良好运行状态

•辐射监测(场所与个人)•人员资格

•合格的防护人员

•规章制度的完善与遵守

•防护与保安措施(现场操作与贮存,保管)•意外情况的报告

•事故应急的准备与正确实施

•辐照装置必须严格设计；有故障绝对不能运行

比较经典、通用性较强的案例：

美国Browns Ferry控制棒插入故障 的整改措施

1.对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位，把水位指示及报警信号送至主控室；

2.应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统；

3.对停堆系统的可用性作定期试验；

4.对操纵员针对此类事件作专门培训；

5.通知全部此类BWR照同样要求执行。

切齐诺贝利事故分析：（必考）

1、切尔诺贝利事故的运行管理背景：核动力厂运行管理规程的缺位（试验人员擅自操作）

2、切尔诺贝利事故的社会背景：原苏联社会体制使核动力厂营运单位管理混乱，安全文化薄弱。

3、切尔诺贝利事故的科学背景：初始事件为反应堆物理的瞬发临界引发堆芯融化、爆喷、放射性向周围环境大量释放。

4、与一般轻水堆机组不同，当失水事故发生时RBMK核链式反应和功率输出增加。

该设计缺欠——称为“正空泡系数”——引起不可控功率剧增导致切尔诺贝利事故。

堆芯具有正空泡反应性效应和正功率反应性效应； 控制棒挤水棒的正反应性效应；

慢化用的石墨材料，在高温下失去氦气氛，与空气接触，就会持续燃烧，在切尔诺贝利事故过程中，石墨的燃烧加剧了灭火的复杂性和促进了放射性物质的释放。

实验过程中严重违反规程的各项操作，如：不适当地解除了自动调节功率系统后，为赶进度，不顾功率水平不符合要求而

进行实验；试图在反应堆处于碘坑过程中维持堆

功率；

5、整改措施：加强核安全文化建设，意外事故及时报告，对停堆系统的可用性作定期试验，对操作员针对此类事件作专门培训，将经验教训进行推广。

洪水方面的案例：早期设防偏低，中法标准对比，原来没有的情况也会出现，做为经验反馈到类似状况，可能最大降雨有陆面水位影响。

案例：

1、仔细分析案例的背景，提取出具体案例所涉及的工业和核安全监管主要环节。

2、对比相关环节的法规要求找出问题，其中可能包括管理问题，法规标准问题，调查评价的方法与深度问题。

注册核安全工程师考试综合知识题预测

综合知识有的内容如燃料循环在专业实务里更详细。第三章 桂立明 课后思考题

1、辐射防护的目的与任务是什么？、辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。

辐射防护和核安全的基本任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。

2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少？

来源：天然：1）宇宙射线2）宇生放射性核素3）原生放射性核素

人工：医疗辐射、核爆炸、核电站、3、辐射实践与干预有什么不同？

实践：在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

干预：是指任何旨在减少或避免不属于受控实践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动。

4、为什么引入潜在照射的概念？ ◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是

对辐射源的安全性的控制。

5、何谓吸收剂量D、当量剂量H与有效剂量E（包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系）

吸收剂量D：电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商

当量剂量：对某个器官或组织，是平均值； 有效剂量：针对全身而言，取平均值。

比释动能：不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。

对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则 吸收剂量=比释动能

6、当量剂量Ht(50)、待积有效剂量He(50)、集体当量剂量SH与集体有效剂量Se它们分别用在什么场合？

人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量

式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻；（6.16）

是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率；

τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没

有给出积分的时间期限时，成年人－50年；

儿童－70年

受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量HT（τ）经WT加权处理后的总和称为待积有效剂量E（τ），即

集体当量剂量：表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。

集体有效剂量：受照群体每个成员的有效剂量的总和。

7、何谓辐射权重因子WR与组织权重因子WT WR：在当量剂量中，WR 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲。

WT：定义： WT代表组织T接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。

8、影响辐射损伤的因素有哪些？ 直接作用：

辐射粒子与生物大分子，如 DNA and RNA, 直接发生作用，导致细胞的损伤。

间接作用：

辐射粒子与细胞内环境成份（主要是水）发生作用，产生自由基和过氧化物，导致细胞的损伤。剂量大小、细胞的增殖能力

9、论述随机性效应与确定性效应各有何特点，他们和躯体效应与遗传效应有什么联系。

一类是对细胞的杀伤作用，即使受照射细胞死亡或受伤，细胞数目减少或功能减低，结果影响了受照组织或器官的功能，表现为确定性效应，如急性放射病，造血功能障碍。

一类是对细胞的诱变作用 主要表现为诱发细胞发生癌变(致癌)，诱发基因突变(致突)和先天性畸形(致畸)。

随机性效应(Stochastic effect)：是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应，不存在剂量的阂值。主要指致癌效应和遗传效应。

确定性效应(Deterministic effect)：是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阂值，在阂值以下不会见到有害效应，如放射性皮肤损伤、生育障碍。

10、辐射防护基本原则（辐射防护体系、剂量限制体系）的主要内容是什么？ 1． 辐射实践的正当化 2.剂量限制和潜在照射危险限制 剂量约束和潜在照射危险约束 3.防护与安全的最优化

11、无

12、辐射的防护标准中的基本标准是如何规定的（包括职业照射与公众照射）？

三要素：

时间

距离

屏蔽

措施：充分准备，减少受照时间 剂量率与距离的平方成反比（点源）

措施：§远距离操作；

§任何源不能直接用手操作；

§注意β射线防护。[3].屏蔽防护(Shielding)措施： §设置屏蔽体

§屏蔽材料和厚度的选择：

辐射源的类型、射线能量、活度 1.内照射防护的基本原则

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

13、简述外照射防护的基本原则和基本方法。基本原则：

尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

14、内照射防护的基本方法和基本原则是什么？

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。内照射防护的一般方法是 •“包容、隔离” • “净化、稀释”，•“遵守规章制度、做好个人防护”。

15、对辐射源安全和保安的要求与控制措施有哪些？

（1）确保辐射源的实物保护符合有关要求，并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；（2）不得将辐射源转让给不持有有效批准证件的接收者；（3）对可移动的辐射源定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。

16、辐射防护监测的主要内容有哪些？

辐射防护监测的对象就是人与环境两大部分，具体监测有四个领域：个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。

17、一位放射工作人员在非均匀照射条件下工作，18、简述辐射防护大纲的主要内容。

为实现可合理达到的尽可能低的原则，必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括：健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。

19、应急准备的主要内容有哪些？

减 小潜在照射意味着采取必要的措施，确保辐射源的安全（对核设施即为核安全），预防事故或事件（事件序列）的发生，降低潜在照射的产生概率；另一方面，事故 或事件一旦发生，则减缓其后果，尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下，应实施必要的核事故应急干预，减小公众的 受照剂量

第三篇：注册核安全工程师考题2011年实务

2011年《核安全专业实务》考试真题

一、单选题

1、低能区----减少而逐渐增大

2、中子碰次数---18次

3、-----有一个稳压器的题不记得了

4、有源导热

5、传热系数低

6、缓发中子时间---80S

7、蒸发器破裂---冷却剂减少

8、概率法---事故

9、地震----2/3

10、安全限值---没有找到

11、铀钚—检查周期

12、应急计划—提前几个月上报

13、有关在役---时间

14、日常监督

15、退役---好像标准不变

16、改变限值---核安全监管批准

17、废石矿转移---镭226

18、居住—200-400

19、尾矿的什么数量级

20、地浸的废水—7~20%

21、ADU

22、扩散发—压差

23、扩散法---0.002

24、离心法—级联

25、豁免货包—0.01

26、行政审批—20天

27、核技术利用项目许可证的有效期—5年;

28、阿尔法射线---U238

29、什么内壁---石蜡

30、排气---臭氧

31、什么---密闭

32、废物---浅地表贮存

33、高放废液固化---玻璃

34、有一个后处理厂---立即退役

35、有一个---什么不减少总的放射性活度

36、人口统计----固定加密度;

37、人口统计---80km

38、技术导则---建造阶段

39、HEPA高校过滤器;

40、服用碘片的干预水平：100mGy;

41、接口设计原则;

42、槽式排放;

43、高放废液固化：玻璃;

44、有一个300年(好像是低中放废物隔离时间);

45、有一个30—50年;

46、调查：确定论方法;

47、向人类转移;

48、质保监察：每年一次;

49、核安全局质保检查内容：大纲、能力、不符合项;

二、多选题

1、P3，易裂变材料，4个;

2、P13，中子注量率展平方法，3个;

3、P19，沸水堆特点，3个;

4、P29，钠冷特点，3个;

5、P110，安全分级的应用范围，3个;

6、P127，功率运行时参数的组合，4个;

7、P156，衡算管理的内容包括，3个;

8、P167，核动力厂的应急职责，3个;

9、P174，演习的频次,2个;

10、P199，天然铀的监测方法，3个;

11、P204, Rn222的监测方法，3个;

12、P224，尾矿库的事故类型，4个;

13、P251，尾矿库的长期稳定治理;

14、P279，钼舟烧制时防止氢气爆炸的措施，4个;

15、P297，料液配制的临界安全控制;

16、P302，应急行动程序的内容，4个;

17、P313，货包设计的审批;

18、P318，行政审批的形式，4个;

19、P327，外照射的特点，4个;

20、P334，感生放射性的来源，4个;

21、P346，辐射防护的原则，3个;

22、P365，辐照装置的安全措施;

23、P373，事故处理应急预案的内容;

24、P390，沥青固化的特点，2个;

25、P408，延缓拆除的弊端，4个;

26、P411，源项调查的方法，3个;

27、P428，表4-1，化工厂的影响因素，3个;

28、P434，滨海电厂极端洪水事件的因素，3个;

29、P454，人口调查的统计方法，4个;

30、P454，人口资料的调查收集包括，3个;

31、P480，试验程序应包括;

32、P480，测量和试验设备的标定管理;

33、P满功率运行时投入的系统;

34、P安全功能选择考虑的因素，4个;

35、P矿井222Rn的来源，5个;

36、P低、中放废物的处置;

37、P不符合项的处理方法，3个;

38、P送交城市废物库的废物最小化的措施;

第四篇：注册核安全工程师2008专业实务试题

1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。

A.钍—232

B.铀—233

C.铀—235

D.铀—238

E.钚—239

2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为()

A.正弦分布

B.余弦分布

C.函数分布

D.零阶贝塞尔函数分布。E.正比函数分布

3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev，最大（）Mev，A.8

B.C.D.14

E.16

4．.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（）ev

A.0.0253

B.0.0325

C.0.0352

D.0.0235

E.0.325

5.压水堆反应性控制主要通过改变（）实现

A.燃料芯块数量

B.中子注量率

C.慢化剂浓度

D.控制棒在堆芯位置

E.控制棒的数量

6.在国际核能史上，（）成为发生频率最高事故。

A.主给水管道破裂事故

B.主蒸汽管道破裂事故

C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故

E.大破口失水事故

7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去（）为先导事件

A.全厂断电后，未能及时恢复供电

B.蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故

D.失去一次侧热阱

E.失去二次侧热阱

8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是

（）

A.防止火灾发生

B.防止火灾的蔓延

C.包容火灾和放射性物质扩散

D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害

E.扑灭火灾方法的选用及实施

9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。

A.0.2

B.0.02

C.0.5

D.0.05

E.0.07

10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和（）A.原材料价格相对较低

B.硬度大

C.硬度小

D.便于控制吸收中子

E.易于机械加工

11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。

下列哪项不是可熔毒物的优点：

（）

A.毒物分布均匀

B.易于调节

C.反应性引入速率大

D.可减少控制棒数目

E.减化堆芯。

12．钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为

（）

A.7%~~15%

B.7%~~20%

C.8%~~20%

D.12%~~20%

E.15%~~20%

13．重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱 A.120

B.150

C.180

D.200

E.220 14.核反应堆热工力学的性质主要取决于：（）A.冷却剂

B.核燃料类型

C.慢化剂

D.堆芯结构

E。蒸汽发生器

15.构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（）和采用故障安全设计等来实现。

A.单一故障准则

B.多重性

C.多样性

D.独立性

E.以上4种方法

16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行

（）A.第一层次目的 B.第二层次目的C.第三层目的 D.第四层目的E.第五层目的

17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（）以上的裕度。

A.60%

B.70%

C.80%

D.85%

E.90% 18.安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的（）

A.假设始发事件

B.设计基准事件

C.预计运行事件

D.严重事件

E.超设计基准事件

19．安全壳能维持较长时间（）天以上完整性，大部分裂变产物因重力沉降，释除的源项会大大降低。

A.3

B.5

C.7

D.8

E.12 20.核材料管制的例行检查，一般由局组织、日常检查和非例行检查由

（）负责。

A.营运单位保卫部门

B。营运单位监督部门 C.营运单位监督员

D.地区监督站负责

E.地区环保部门

21．12Kg的锂，属于几级核材料

（）160

A.特级

B.1级

C。2级

D.3级

E.4级

22紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护

（）

A.10Msv B.100Msv

C.110Msv

D.10 mGY

E.100mGY

23.核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由

（）统一管理

A.国家核安全局负责

B.核行业主管部门

C.国防科学技术工业委员

D.营运单位人力部门

E.地方环境保护主管部门

23..天然铀监测,排放废水的铀用什么方法检测

（）

A.分光光度法

B.固体荧光法

C.激光荧光法

D.X射性荧光法

E.中子活化法

24.铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量

（）A.60%

B.68%

C.80%

D.82%

E.86%

25.铀选冶厂尾矿废渣产生率

（）

A.1.0×103t废渣/t铀。

B.1.2×103t废渣/t铀。

C.1.5×103t废渣/t铀。D.1.8×103t废渣/t铀。

E.2.1×103t废渣/t铀。

26.矿井氡析出规律：

()

A.与粒度成正比，与品位成正比，与含水量成反比。

B.与粒度成反比，与品位成正比，与含水量成正比。

C.与粒度成反比，与品位成反比，与含水量成正比。

D.与粒度成反比，与品位成正比，与含水量成反比。

E.与粒度成正比，与品位成正比，与含水量成正比。

26.地浸工艺对地下水复原技术措施：⑴地下水清除法 ⑵反渗透法⑶自然净化法

⑷还原沉淀法

还原沉淀法所采用的还原剂是

（）

A.HCL

B.H2S

C.H2SO4

D.CaOH

E.CaCO3

27.．对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层（喷涂）如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%。密闭可用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固定，其密闭阻风效果可达90%，防氡效果可达

（）

A.78%

B.80%

C.85%

D.88%

E.91.5%

28.以下那个不是氡累积测量常用方法

（）A.活性炭盒法

B.热释光法

C.静电收集法

D.闪炼室法

E.液闪法

29.UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化，反应器设计关键

（）A.氟气利用率，良好气——固相接触。B.最适宜的温度分布，良好气——固相接触。

C.最适宜的温度分布和密闭性。

D.氟气利用率和密闭性

E.密闭性和良好气——固相接触。

30.铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF4，再转化成六氟化铀（UF6）及其还原的主要工艺过程。

一般要求有较高转化率≥

（）

A.90%

B.95%

C.96%

D.98%

E.99%

31.以下那种是UF6的尾气处理方法：（）

A.固体中和法

B.UF4吸收法

C.氨还原法

D.氯气还原法

E.酸液洗涤法

32分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位，把一定量的铀富集到一定的铀—235丰度所需投入的工作量叫做分离功。从天然铀原料生产1T丰度为3%的浓缩铀，大约需

（）分离功

A.4.2tswu

B.4.3tswu

C.4.4tswu

D.4.5tswu

E.4.6tswu

33气体离心法单级分离能力主要取决于（）和周边线速度。

A.转筒转速

B.转筒离心力

C.转筒长度

D.转子直径

E.转子长度

34铀浓缩工厂主工艺回路是处用于（）下工作

A.正压

B.负压

C.常压

D.压力变化

E.超高压

35环境影响报告表行政审批的时限

（）

A.60

B.30

C.20

D.15

E.10

36按照GB11806规定，下列哪项货包设计不需要经核安全监管部门审批。

（）

A.装有易裂变材料的工业货包

B.装有易裂变材料的A型货包

C.装有50g六氟化铀的货包

D.B型货包

E.C型货包 37 GB11806《放射性物质安全运输规定》放射性物质运输辐射危害可归结为

①辐射照射

②核临界和（）

A.腐蚀

B.火灾

C.污染

D.释热

E.中毒

38铀浓缩正常生产时气载流出物对居民产生的剂量，关键途径是食入内照射，关键核素（）关键居民幼儿。

A.233U

B.234U

C.235U

D.氚

E.131I

39放射性核素进入人体的途径：①吸入

②食入

③通过破损的皮肤或伤口吸收

食入放射性锶的靶组织是

（）A.甲状腺

B.肺

C.骨骼

D.肺和骨骼

E.甲状腺和肺

40下面哪项不是辐射监测的主要内容：

（）

A.放射性工作场所监测

B.外照射剂量

C.空气污染和表面污染

D.内照射剂量

E.流出物监测

41.放射性废物送贮要求，放射性废物的产生单位要向环保部门提出书面申请，将放射性废物数量、种类、核素、活度、购置日期和使用时间等情况报告清楚，并附

（）

A.表面剂量报告

B.废物货包等级报告

C.环境影响报告

D.退役审批报告

E.放射工作许可证复件。

42.下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点：

（）

A.非社会公益性的，B.非盈利为目的 C无偿服务

D.是暂存性质的，短寿命或长寿命，废源在城市暂时贮存时间不超过8年 E.收贮任何领域产生的放射性废物

43.下列放射性废物分类，按毒性分那种是高毒性废物

（）

A.90Po

B.90Sr

C.137Cs

D.226Ra

E.239Pu

a粒子的射程很短，以5Mev的a粒子为例，空气中的射程是3.5cm，在身体组织内射程只有45Um，a放射性核素都是极毒类，体内最大容许积存量只有

（）左右。A.120Bq

B.150Bq

C.160Bq

D.185Bq

E.200Bq

45.对于高放废物普遍接受的处理方法，多用（）法。

A.冰层处置

B.超深钻孔埋葬3-5km C.巷道垂直钻孔叠堆600-1000m D.深岩层熔融处置

E.暂存再处置 46．核设施退役采取什么策略影响因素很多，许多国家对于大型核设施退役，（）是两大关键因素。A.废物出路和退役经费

B.技术因素和经济因素

C.社会因素和环境因素

D.经济因素和环境因素

E.技术因素和退役经费

47．废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物

（）A.过滤

B.吸附

C.蒸发

D.离子交换

E.滞留衰变

48．放射性废物管理以（）为核心，（）为目标。

()

A.防护、处置

B.安全、防护

C.安全、处置

D.处置、防护

E.处置、安全

49．放射性废气中可能含有：（）A.放射性气体、气溶胶、粉尘、非放有害气体。B.放射性气体、气溶胶、粉尘、颗粒物。C.放射性气体、气溶胶、颗粒物、非放有害气体。D.放射性气体、颗粒物、粉尘、非放有害气体。E.颗粒物、气溶胶、粉尘、非放有害气体。

50高放废物的处置库，可能因地震、断层、火山爆发、冰川等自然事故和人为事故造成事故，其风险几率（）404

A.10-9

B.10-10

C.10-9～10-10

D.10-9～10-12

E.10-9～10-13

51.下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法

（）A.钻孔

B.槽探

C.测试开挖

D.地球物理技术

E.实验室实验方法

52设计基准地震动分两个级别SL—1和SL—2 ,SL—2又称SSE为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动。年超越概率（概率风险水平值），我国取值

（）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.核电厂厂址选择初步调查的早期阶段，收集资料是为了筛选可能存在的外部事件潜在源

在厂址选定后，需收集更详细资料，其目的是确定（），并提供设计基准参数。

A.外部自然事件

B.外部人为事件

C.设计基准外部自然事件

D.设计基准外部人为事件

E.设计基准外部人为事件和自然事件组合

54下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数

（）

A.压力

B.压力波

C.产生的飞射物

D.地面振动

E.毒气释放

55.根据《中…..民用核设施安全监督管理条例实施细则之一，核电厂安全许可证申请和颁布HAF001/01核设施质量保证总大纲分为那几个阶段制定

（）470 A.选址与设计、运行、退役

B.选址与建造、设计、运行、退役

C.选址与设计、建造、运行、退役 D.设计与建造、调试、运行、退役

E.选址与建造、调试、运行、退役

56.营运单位质保大纲由

（）

批准。

A.国家核安全局

B.核行业主管部门

C.地方环境保护部门

D.地方核主管部门

E.本单位法人

57.质保监查分内部监查和外部监查，营运单位质保监查部门对分包单位（供方）

（）

A.内部监查

B.外部监查

C.内、外部联合监查

D.协助检查

E.无权检查

58.承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据

（）

A.《质量安全规定》并参考其有关导则

B.被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。

C.《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。

D.《质量安全规定》并参考其有关导则及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲

E.《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。

及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲

59．10个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途

（）A.《核电厂质量保证记录制度》

B.《核电厂物项制造中质量保证》

C.《核电厂调试运行期间质量保证》

D.《核电厂设计中质量保证》

E.《核电厂质量保证监查》

60质量保证大纲中规定一般对供货重要，复杂和供货时间超过（）的供方才做外部监查。

A.3个月

B.6个月

C.12个月

D.18个月

E.24个月

多选题

1.为提高堆总输出功率需功率展平，功率展平主要措施：

（）

A.燃料元件分区布置

B.合理设计和布置控制棒

C.堆芯内可燃毒物合理分布 D.采用化学补偿液

E.堆芯周围设置反射层

2.高温气冷堆特点

（）

A.核电厂选址灵活，热效率高，可以建在冷却水源不足的地方。

B.可充分利用核燃料，铀—238转化为易裂变钚—239、可将铀—235、铀—238、钚—239加以利用

C.对环境污染小，氦气的中子吸收截面极小，可建在人口较密城镇附近。

D.可实现不停顿换料。

E.高温气冷堆负温度系数大，采用混凝土压力壳，容器不会发生突然爆炸事故。

3.核电站化学容积控制系统作用

（）

A.调节一回路系统中稳压器液位

B.将反应堆停堆后剩余发热带走。C.调节冷却剂中硼浓度

D.降低安全壳内压力和温度 E.保持一回路水质。

4.调节系统电子逻辑回路组成有那些

（）

A.主控制回路

B.辅助控制回路

C.整定值确定回路

D.出力不一致回路

E.控制棒驱动回路。

5.下面那些属于 工况Ⅳ——极限事故

（）

A.原料元件损坏

B.控制棒组件弹出事故。

C.蒸汽发生器一根传热管破裂

D.反应堆冷却剂丧失事故

E.反应堆冷却剂小管道破裂。

6.核电厂事故分析基本假设有那些：

（）A.假设安全壳屏蔽失效

B.假设失去厂外电源

C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置。D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。

E.需假设极限单一事故。

7.导致堆芯严重损坏的初因事件：

（）A.失水事故后，失去应急堆芯冷却

B.失水事故后，失去再循环

C.失去公用水或失去设备冷却水

D.全厂断电后，未能及时恢复供电

E.一回路系统与其他系统结合部的失水事故

增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败

8.安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要，在各种安全壳失效中，特别重要的是事故发生前的（）

A.意外开口

B.安全壳旁路

C.安全壳喷淋失效

D.早期失效

E.晚期失效

9..核动力厂概率安全分析通常的三个级别, 1级概率安全分析工作包括：

()

A.放射性源和始发事件的确定

B.事故序列的模型化

C.数据评价和参数估计

D.事故序列的定量化

E.文档工作

10.核部件与设备的安全分级包括那些内容

（）A.安全级

B.抗震分类

C.质量分级

D.质量分组

E.质量保证级

12.核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数：

（）A.压力

B.温度

C.机械荷载

D.循环次数

E.瞬态值

13.安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括那些：

（）A.机械老化试验

B.热老化试验

C.辐照老化试验

D.抗震试验

E.失水工况模拟试验

14.核电厂运行限值和条件分几类：

（）A.安全限值

B.安全系统整定值

C.在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间。D.正常运行限值和条件

E.监督要求。

15.核电厂安全监督包括：（）A.检查

B.处理

C.罚款

D.处罚

E.强制命令

16.核电厂建立营运单位组织机构时，必须考虑的管理职能：

（）

A.决策职能

B.运行职能

C.支持职能

D.审查职能

E.监督职能

17.核动力厂主要调试阶段试验（）

A.预运行试验

B.装料试验

C.初始临界试验

D.低功率试验

E.功率试验

18.核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷，在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展（A.运行水质不合格

B.运行状态不稳定

C.违反运行规程

D.长时间停堆

E.长时间冷却

19.核动力厂将应急初始条件按其性质分

（）

A.辐射水平或放射性水平异常升高

B.裂变产物屏蔽失效

C.非计划紧急停堆 D.自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素

E.系统故障

20.生产UF4的主要设备：①卧式搅拌床反应器

②流化床反应器

③移动床反应器

卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标

（）A.UF4产品质量

B.UF4产品产率

C.HF利用率

D.氟气过剩量

E.灰渣率

21.铀浓缩的核安全问题包括：

（）

A.辐射防护

B.火灾爆炸

C.输运核扩散

D.核临界

E.UF6的泄漏

22.工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题，但铀水混合达到一定条件就会发生临界））

（A.水解反应

B.局部冷凝

C.金属腐蚀

D.氟油溶解

E.晶界转换

23.乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括：

（）

A.乏燃料贮存密集化

B.临界安全控制参数与条件

C.Keff操作限制选取：

D.将燃料组件在水下由单层改为双层

E.往水中加入可溶性中子毒物

24.核燃料加工、处理设置的辐射防护大纲中辐射安全设计包括：（）

A.设施的分区布置

B.设施的密封原则

C.气流组织

D.人流控制

E.档案管理

25.实物保护设计要求包括哪些

（）

A.探测

B.响应

C.均衡防护

D.冗余原则

E.有效性和完整性

26.表征放射源的基本参数

（）A.辐射类型

B.放射性活度

C.源的使用期限

D.放射源能量

E.源的外形结构

27.热释光剂量计特点：

（）A.灵敏度高

B.量程范围小

C.重量小、体积小

D.能量响应差

E.受环境影响大

28.高放玻璃固化必须关注安全问题

（）A高放废液提取，泵送和进料安全性

B熔炉运行和维修的安全性

C产品浇注的安全性

D尾气处理的安全性

E.高放废物处置的安全性 29.核电站工艺废气中主要核素：()

A.85kr

B.90Sr

C.133Xe

D.133I

E.14C

30.废水净化处理的方法：（）

A.过滤

B.吸附

C.洗涤

D.蒸发

E.滞留衰变

31.反应堆退役，堆本体放射性水平很高，含有很多活化产物，其退役策略各国有很大差别。核电站各国优选立即拆除策略，倾向缩短封存时间是因为：

（）

A.系统包容性降低或恶化

B.辅助系统支持能力减弱，风、电、气、水等的提供要新建设施。C.熟悉设施的人员流失很难找回。

D.档案资料流失

E.处置费用上涨和通货膨胀

32.核设施退役涉及技术（）A.源项调查

B.去污

C.切割解体

D.运输

E.场地清污

33.核电厂选址必须考虑的基本因素：（）A.保护公众和环境免受放射性释放所引起的过量辐射影响。B.厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件 C.确定厂址以及厂址与设施之间的适应性

D.可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征 E.与实施应急计划相关的厂址与环境因素

34.滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素：

（）A.基准水位

B.极端洪水事件

C.波浪影响以及江河洪水 D.潜在自然因素引起的洪水及人类活动对洪水影响等。

E.其他原因引发的洪水

35.影响最终热阱的水文因素包括：（）

A.低水位的考虑

B.高水位的考虑

C.最终热阱的可用水温

D.影响最终热阱可靠性的其他因素

E.最终热阱的可用流量

36.低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段

（）A.规划选址

B.区域调查

C.厂址特性评价

D.厂址确定阶段

E.废物处置

37.质量保证工作职责分配要注明内部与外部联系线

（）

A领导关系线，B.部门关系线

C.职能关系线

D.质量监督关系线，E.质保监查关系线

38.设计控制包括对

（）

A.设计活动，B.设计协调，C.设计验证

D.设计变更

E.设计接口

39.对于不符合项处理方式

（）A.修改的接受

B不加修改的接受

C.拒收

D.修理或返工

E.降级使用

40.国家核安全局，核设施营运单位和承包单位对各级质量保证审评的方法和重点：

（）A.对质量保证的实际能力的审评方法和重点

B.对质量保证大纲的审评方法和重点

C.对质保导则的审评方法和重点

D.对不符合项的审评方法和重点

E.对许可证（函）审评方法和重点

第五篇：2010年注册核安全工程师考试试题之二(回忆)(专业实务)

2010年注册核安全工程师考试试题之二

专业实务

一、单选题

1、一个铀－235核裂变可以释放出（200MeV）的能量。P8 2、20度时热中子的最可小速度是2200m/s，相应的能量是（0.0253ev）。P6

3、下列哪个堆可以用天然铀或稍加浓铀做燃料？（压水堆、费水堆、重水堆、高温气冷堆）？P15

4、压水堆燃料富集度（3％）。P15

5、目前已建的核电站中，（压水堆、费水堆、高温气冷堆、快中子堆）的热效率最高。

6、控制元件总的反应性应当等于（剩余反应性与停堆余量）之和。P44

7、堆内裂变时释放出的能量，绝大部分的能量集中在（裂变碎片动能一项）。P45

8、裂变能的绝大部分在（燃料元件内）转换成热能。P46

9、典型的功率调节系统要求在（15％－100％）的功率范围内稳定工作。P60

10、当出现小于每分钟正负（5％）线性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。P60

11、误动作率是保护系统主要设计目标之一，目前已降低到（每年一次）。P61

12、极限事故发生频率在（10－6／堆年－10－4／堆年）。P75

13、（到初始装料）前，要完成完整的火灾危害性分析。P87

14、反应堆压力容器属于核安全（1）级。P93

15、ASME规范中将承载限值分成（4）级。P95

16、事故状态包括事故工况（设计基准事故）和严重事故。P97

17、运行限制和条件在核动力厂运行之前经（国家核安全监管部门）评价和批准。P116

18、每一条反应堆冷却剂环路包括：一台（反应堆冷却剂泵），一台蒸汽发生器，环路管道和仪器仪表。P125

19、增加汽轮机的负荷将会使Tavg和（蒸汽压力降低）。P126 20、根据美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为（110％）的设计压力。P130

21、核一级容器在设计阶段，所用材料的许用压力强度只保守地取到材料抗拉强度的（1／3）。P143

22、核材料的不平衡差（MUF），即所谓的无名损失亮，必须是在法规限定的标准误差的（2倍）之内。P157

23、（γ、η）反应的域能：（10MeV）。

24、（铀矿工业）对环境公众的集体照射剂量在整个核燃料循环中最大。P186

25、辐射防护最优化原则是指，在经济核技术可能的条件下，尽可能把工作人员核公众受照剂量控制在（可合理达到的尽可能低）的水平。P188

26、铀矿的总风量比有色和冶金系统矿山高（5－8）倍，以保证矿井具有足够的满足风质要求的风量。P189

27、未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高（30％）。P197

28、从经济、工艺简单、防氡效率等角度考虑，在巷道壁喷涂（混凝土水泥砂浆）降氡。迷惑项：沥青乳液、偏氯乙烯共聚乳液、水基环氧树脂和水基丙烯酸乳液。P218

29、一般情况下，铀矿冶工作人员有效剂量约束值连续5年的平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均）为（15）mSv／a。P222 30、纯化工序的冷却、锻烧过程中，主要危害是：（铀尘）。迷惑项：α、β、γ。P234

31、生产UF6得工业方法几乎都是用核纯级的UF4在高温下与（F2）发生作用而进行氟化。P262

32、UF6制备UO2过程中，引入氢气和水蒸气的混合气体，其中引入氢气的目的是：（制造还原气氛）。迷惑项之一：除氨。P266

33、从天然铀原料生产1吨风度为3％的浓缩铀，大约需要（4.3t）分离功。P267

34、元素或离子被萃取的能力以其分配比值来表征，分配比值的定义为：（在达到萃取平衡之后，某元素或离子在有机相中的浓度与其在水相中的浓度之比），P288。迷惑项如下：

A：某元素或离子在水相中的体积与其在有机相中的体积之比； B：某元素或离子在有机相中的体积与其在水相中的体积之比； C：某元素或离子在水相中的浓度与其在有机相中的浓度之比。

35、燃料剪切过程中，通过控制（剪切组件数量）来防止临界。P297

36、下列哪个属于放射性物质货包类型：（A型）。迷惑项：P型、M型。P310

37、按照GB18871规定，将放射工作场所分为：（控制区和监督区）。P274

38、目前工业最常用的α辐射源的放射性同位素是：（241Am）。P322

39、放射性碘的靶组织：（甲状腺）。P328 40、辐照装置的照射室一般都采用迷宫作为进出通道，迷宫建成（L）型。迷惑项：S型。P364

41、为控制活化空气以气态流出物方式排入环境，应该设置（安装过滤装置的通风系统）。迷惑项之一：循环设施。P336

42、环境监测包括（运行前的调查）和运行期间的监测。P336

43、辐照装置一般都设置在固定的地点和（辐照室内）进行辐照。P363

44、α废物是指半衰期大于30年的α核素的放射性比活度在单个包装中大于（4×106Bg／kg）的废物。P371

45、废物最小化的原则，是指放射性废物的（活度和体积）应保持在实际可行的最低限度。P371

46、发生放射性同位素丢失和被盗事件时，事故单位应当（保护好现场）。迷惑项：清理现场、封闭现场。P374

47、放射性废物是指由放射性物质或被放射性物质所污染、其（活度或活度浓度）大于规定的清洁解控水平。P379

48、放射性废物管理必须确保不给后代造成（不适当）的负担。迷惑项之一：严重的。P381

49、低、中放废物处置场要保证安全隔离（300年）。P397 50、硼硅酸盐玻璃固化分离出黄色第二相（黄相）。黄相中含有较多易溶的90Sr和137Cs，因此（降低固化产品的品质）。迷惑项：抗压强度降低、包容性减少。P401

51、放射性废物的特点：

52、核电厂区域调查范围半径大于（150km）。P442

53、核电厂周围应设置非居住区，其半径不得小于（500m）。P454

54、源项调查是（核电厂退役各个阶段都具有）的工作。迷惑项：退役前期特有。

55、HAF003的适用范围（核电厂和其他核设施）。P469

56、HAF003包括（10）个导则。P484

57、质量保证导则是（指导性）文件。迷惑项：强制性。P484

58、管理部门审查是指（单位的最高管理者组织的对本单位的质保大纲实施的状况和适用性的审查）。P501

59、样机鉴定试验应尽可能在受验证的特定设计特性的（最恶劣）设计工况下进行。P506

二、多选题61、62、63、64、65、66、67、68、69、70、原子核由（质子、中子）组成。

下列哪些能被热中子诱发裂变（233U、235U、238U、232Th、239Pu）

下列哪些堆不可以用天然铀或稍加浓铀做燃料？（压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆）P15 冷却剂回路的压力边界包括（压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器）。压水堆核电站的主要缺点（必须采用高压的压力容器、必须采用有一定富集度的核燃料、付出较高的燃料费用）。P17 重水堆核电站与轻水堆相比，其特点（中子经济性好，可采用天然铀作核燃料、节约天然铀、可不停堆换料、功率密度低、基建投资大）P24 高温气冷堆特点（）。P27 下列哪些属于一回路辅助系统（）。P39 划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：P68 根据国际经验，国家核安全局在“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中，归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施如下（）。P83 对火灾防护的纵深防御概念包括三个层次（）。P85 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制于监督管理方面的基本差别（）。P91 系统安全分级和部件安全分级的关系（）。P94 运行限制和条件可以分为以下几类（安全限制、安全系统整定值、正常运行的限制和条件、监督要求）。P116 在核动力厂运行寿期内，必须根据（经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更）对运行限制和条件进行复审。P118（迷惑项：核电厂累计发电量、投资回收情况）

借助下述自动功能（）自动地保证反应堆堆芯安全限制要求得到满足。P128 核事故应急状态分为四级，即（应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急）。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、氡累计测量的方法：（径迹蚀刻法、活性炭盒法、热释光法）。迷惑选项：裂变室法、电离法。P206 常规铀矿井降氡方法：（通风降氡、密闭氡源、控制入风污染、排除矿坑水、分区通风、正压通风、清除堆积的铀矿石）。P215 铀矿开采的工艺有：（地表堆浸、原地爆破浸出、原地浸出、地下堆浸）。迷惑项：常规开采。P241 地浸工艺过程对地下水的复原技术措施：（地下水清楚法、反渗透法、自然净化法、还原沉淀法）。迷惑项：激光法。P246 尾矿库关闭后，必须对尾矿堆进行稳定化处理，主要稳定化方法有：（物理稳定法、化学稳定法、植被稳定法、综合稳定法）。迷惑项：生物稳定法。P249 铀矿开采工业的职业病是：（矽肺、肺癌）

气体离心法和气体扩散法相比，其主要优点是：（比能耗低、单击浓缩系数大、技术发展潜力大）。P270 乏燃料贮存的密集化措施有：（将燃料组件在水下由单层改为双层排列；将组件拆卸成元件单棒排列；向水中加入可溶性中子毒物；水池或格架中设置固态中子毒物）。迷惑项：净化水质。P295 核材料的实物保护是指：（防止核材料的被盗和非法转移）。迷惑项：防止UF6泄露；防止核设施被破化。P304 应急的最优化原则是指：（形式、规模、持续时间）必须是最优化的。P300 辐射监测包括：P336 下列那些核素属于极毒性废物：（210Po、226Ra、239Pu）。迷惑项：14C、3H。P383

处置场覆盖层的主要功能：（防渗、防生物侵扰、辐射屏蔽、防水土流失、阻滞核素释出核减少蒸腾作用）。迷惑项：防地震。P398

废物接收必须满足经过审管部门批准的废物接受标准。发送处置废物必须提前递交废物处置申请单，其内容包括：（废物来源、废物货包体积和重量、放射性活度和主要核素、表面剂量率、货包编号、废物处理和准备说明、发送日期）。P398 加速器的感生放射性包括：（结构材料活化、空气活化、冷却水活化、土壤的活化）。P334

对放射性物质释放的环境影响评价包括：（确定源项、建立弥散模型所需的厂址环境参数、选择适当的弥散模型）。迷惑项：气象条件。P455 关于低、中放废物近地表处置场选址时，考虑场址所在地水文地质条件时应遵循的准则为：（地下水埋深较大、地下水流速低、流程厂、能限制放射性核素迁移）。迷惑项：地下水埋深浅、地下水流速高。P460 好场址标准：

为使监查活动有效实施，监查人员应具有足够的权力和组织独立性。监查小组：（对被监查的方面负有直接责任的人不得参与监查小组；对被监查的工作负有直接责任的人不得参与挑选监查小组人员的工作）。迷惑项：监查人员必须全部来自质保部门。P498

必须保证所确定的有关设计输入（核安全法规要求、设计基准、规范和标准）都正确的体现在技术文件中。P504

总结：

1、第一章（核反应堆工程）：

单选题22道，多选题18道。总计58分，占41.42％；

2、第二章（铀（钍）矿与伴生放射性矿）：

单选题7道，多选题6道。总计19分，占13.57％；

3、第三章（核燃料加工、处理与放射性物质运输）： 单选题8道，多选题4道。总计16分，占11.43％；

4、第四章（核技术利用）：

单选题9道，多选题1道。总计11分，占7.86％；

5、第五章（放射性废物管理和核设施退役）： 单选题4道，多选题4道。总计12分，占8.57％；

6、第六章（核设施选址）：

单选题2道，多选题3道。总计8分，占5.71％；

7、第七章（质量保证）：

单选题5道，多选题2道。总计9分，占6.43％；

8、数字题21道，总计21分，占15％