注册核安全工程师习题..
Q:核反应也可以按入射粒子的能量来分类,低能核反应：入射粒子能量在()以下的；中能核反应：入射粒子能量在()的反应；高能核反应：入射粒子能量在()以下的；
A:100MeV;100MeV～1GeV; 1GeV
Q:反应能Q应等于反应前后体系()之差（以能量为单位）；
A:总质量
Q:对()的核反应称之为放能反应；对于Q<0称为吸能反应；
A:Q>0
Q:对于吸能反应而言，()称为核反应阈能T th；
A:能发生核反应的最小入射粒子动能T a
Q:为保持动量守恒，入射粒子的动能除了要供给被体系吸收的Q值外，还要提供()，显然，T a必须()才能发生吸能反应；
A:反应产物的动能; 超过Q一定的数值
Q:要使吸能反应能发生，入射粒子在L系中的动能T a至少(),并定义为反应阈能T th；
A:等于(m a+m A)/ m A×Q
Q:单位时间内()应与()和N s（单位面积内的靶核数N s=ns）成正比，N=σIN s；σ称为截面，其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用b表示，1b=()m2=()cm2；还有毫巴（mb）和微巴（μb）；
A:入射粒子与靶核发生反应数N; I（单位时间的入射粒子数）;一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率；面积; 巴;10-28;10-24
Q:对于一定的入射粒子和靶核，往往存在若干反应道，()称为分截面，各种分截面之和称为总截面，它与分截面的关系为(),它表示产生各种反应的()
A:各反应道的截面; σt=Σσi；总概率
Q:核反应中的各种截面均与()有关，截面随()变化关系称为激发函数，即σ(E)-E的函数关系；与此函数相应的曲线为；
A:入射粒子的能量; 入射粒子能量的; 激发曲线
Q:核反应的产额为()与()之比，Y=N/I0；核反应的产额与()、()、()等有关，对靶体，不同深度处的()是不同的；
A:入射粒子在靶体引起的核反应数；入射粒子数；反应截面；靶的厚度；组成；核反应截面
Q:在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象；自发裂变的一般表达式为()，在自发裂变的母核与裂变产物间的关系为()，即()守恒；
A:X(Z,A)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子数
Q:自发裂变能Q f,s，定义为()Q f,s=T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)；
A:两个裂变产物的动能之和,
Q:由()可以导出：Q f,s= M(Z,A)C2-［M(Z1,A1)+M(Z2,A2)］×C2；Q f,s=B(Z1,A1)+B(Z2,A2)- B(Z,A)，式中B为结合能；
A:能量守恒
Q:自发裂变发生的条件()，即()
A:Q f,s大于0；两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能；
Q:裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于()，另一方面它们是()，所以自发裂变核又是一种()；
A:较高的激发态；远离β稳定线的丰中子而发射中子；很强的中子源
Q:超钚元素的某些核素如Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等()的性质，尤其以Cf252最为突出，1g的Cf252体积甚小于()，而每秒可发射()个中子；
A:自发裂变； 1cm3；2.31E12
Q:当具有()的某粒子a轰击靶核A时，形成的复合核发生裂变，其过程记为A(a,f1)f2表示裂变，其中f1，f2代表()
A:一定能量；裂变的裂变碎片；
Q:当形成复合核时，复合核一般处于()态，其()时，那么核裂变就会立即发生；
A:激发；激发能E*超过它的裂变位垒高度Eb
Q:诱发裂变中，()是最重要也是研究最多的诱发裂变；
A:中子诱发裂变；
Q:诱发裂变的一般表达式为()
A:n+X(Z,A)→X*(Z,A+1)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；
Q:一般假定靶核是静止的，中子的动能为T n；根据复合核激发能和裂变势垒的相对大小，可以分为()和()两种情况；
A:热中子核裂变；阈能核裂变
Q:裂变后现象是指裂变碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等；
A:各种性质；随后的衰变过程及产物；质量；能量；释放的中子；γ射线
Q:原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，它们受到()排斥而飞离出去，使得裂变释放的能量大部分转化成碎片的()，这两个碎片称为初级碎片；
A:库仑；动能
Q:初级碎片是很不稳定的原子核，一方面是由于碎片具有很高的激发能，另一方面它们是远A:离β稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射()个中子）；
1～3
Q:发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能（8MeV）不足以发射核子，主要以()的形式退激；
发射γ光子
Q:在上述过程中发射的中子和γ光子是在裂变后小于()的短时间内完成的，称为瞬发中子和瞬发γ光子；
A:10-16s
Q:发射中子后的碎片称为()
A:次级碎片或称裂变的初级产物；
Q:发射γ光子后初级产物仍是()，经过多次β衰变链，最后转变成()
A:丰中子核；稳定的核素；
Q:β衰变的半衰期一般是大于()s，相对于瞬发裂变中子和γ射线，这是慢过程；
A:10-2
Q:在连续β衰变过程中有些核素可能具有较高的激发能，其激发能超过中子结合能就有可能发射中子，这时发射的中子称为缓发中子（其产额占裂变中子数的()左右）；
A:1%
Q:在二分裂情况下，碎片Y1、Y2的质量分布有两种情况（）和（）；
A:对称裂变；非对称裂变
Q:对（）的核素，质量对称为概率最大，称为对称裂变；（）的核素其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变，随激发能的提高，非对称裂变向对称裂变过滤；
A:Z≤84和Z≥100；90≤Z≤98
Q:对于质量数在228～255的锕系元素，如铀233、钚239、锎252的非对称裂变后的碎片质量均有AH约为（），而且AH、AL互补，这说明AH=140的核特别容易形成，这是壳效应引起的；
A:140
Q:核裂变重碎片的质量平均数在AH≈140几乎不变，而轻碎片的则随（）而改变；
A:裂变核
Q:裂变中子包含（）和（）（约点总数的1%）两部分；
A:瞬发中子；缓发中子
Q：辐射源按其产生来源分为（）和（）；其中天然辐射对人类的照射占总剂量的（）以上；其次是医学辐射，约占总剂量的（）；
A：天然辐射源；人工辐射源；90%；4%
Q：目前广泛应用的各种放射性同位素基本上都是由（）和（）生产的，其基本原理是由反应堆产生的（）和由加速器产生的（）和（）相互作用，通过(n,f)、(p,n)、(d,n)等各种核反应行到所需要的放射性同位素；
A：反应堆；加速器；中子；带电粒子；靶材料
Q：放射性同位素和射线装置在（）、（）、（）领域的应用越来越广泛。
A：医学；工业；农业和食品加工
Q：在放射性同位素和射线装置应用中，必须遵循（），首先确定应用的（），其次在进行辐射防护时要控制放射工作人员、患者和周围公众的照射剂量（），实现辐射防护（）；A：辐射防护“三原则”；正当性；尽可能低；最优化
Q：在使用密封源时，重点防护（），特别要加强放射源的（）管理，防止（）；
A：外照射；安全；丢失被盗
Q：使用非密封源时，要防止（）和（），要设置有效的（）；
A：放射性物质泼洒造成表面污染；内照射；放射性“三废”处理设施
Q：使用放射性装置时，要根据不同类型的装置产生的污染源采取不同的防护措施，特别要设置确实可靠的（），防止人员误照射；
A：安全连锁装置
Q：核燃料循环设施与核反应堆的基本工作原理包括（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知识；
A：铀矿勘探、开采与加工；铀化合物的转化；浓缩（富集）铀的生产；核燃料元（组）件制造；乏燃料储存、运输与后处理；放射性废物管理与核设施退役；核燃料加工、处理设计的核临界安全控制
Q：辐射源是可以通过发射（）或释放（）而引起（）的一切（）或（）；
A：电离辐射；放射性物质；辐射照射；物质；实体
Q：从辐射源的来源分为（）和（）两种；
A：天然辐射源；人工辐射源
Q：天然辐射源主要来自（）、（）和（）；
A：宇宙射线；宇生放射性核素；原生放射性核素
Q：宇生放射性核素约（）种，其中氚3、碳14、铍7和钠22的贡献较大；
A：20
Q：原生放射性核素分为两类：一类是（）；另一类是（），如钾40，Rb87等；
A：主要以铀系（以铀238为母核的放射性）、锕—铀系系（以铀235为母核的放射性）和
钍系（以钍232为母核的放射性）三个系的一些核素；无衰变系列的长寿命放射性核素
Q：原生放射性核素广泛存在于地球的岩石、土壤、江河、湖海中，这些元素的浓度和分布随（）不同而变化，其中，（）的活度浓度最高；
A：岩石构造的类型；花岗岩
Q：土壤和岩石中所含的铀、钍、钾等元素，以（）的活度浓度最高；
A：钾40
Q：人工辐射源主要有（）、（）和（）；
A：核设施；核技术应用的辐射源；核试验落下灰；
Q：反应堆正常运行时的主要辐射源是（）和（）；
A：γ辐射源；中子源；
Q：铀235每次裂变大约有（）的γ能量在衰变一秒后由裂变产物放出，其中四分
之三以上的能量在（）内放出，γ射线能量大部分在（）以下，平均是（）。
A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeV
Q：裂变中子具有分布很宽的能量，从（）一直到（），峰值位于（），平均能量约
（）；反应堆的（）相当大，是一个（）中子源；
A：eV级；18MeV；0.8MeV；2MeV；活性区（堆芯）；体积；
Q：裂变产物衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓发中子只有（），而且能量较
低；
A：0.0158；
Q：不论是堆内的辐射场还是堆外的引出束，都是γ射线和中子的混合场，不仅（）高，（）也高，中子场往往又是（）、（）与（）的混合场。
A：中子注量；γ辐射剂量；快中子；共振中子；热中子；
Q：核燃料循环设施包括核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循环各个工序中，有可能受到各种射线照射，因而在辐射防护上应予以足够的重视；
A：生产；加工；储存；后处理设施；
Q：密封源是密封在包壳里或紧密的固结在覆盖层里并呈（）的放射性物质。
A：固体形态
Q：密封源的种类很多，按活度的不确定度可分为（）、（）、（）、（）等；按用途可分为医疗用、工业照相（探伤）用、核仪表用、射线辐照用、放射性测井用、放射性测量及仪表刻度用等；
A：检查源；工作源；参考源；标准源；
Q：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和
（）；等；
A：烟雾报警器；静电消除器；放射性避雷器等的离子发生器；210Po；238Pu；239Pu；
241Am；235U；238U
Q：常用的α放射源活度一般较低，一般在（）Bq
A：104～3.7×109
Q：α粒子的能量一般低于（），在空气中的射程小于（），没有外照射的危险；绝
大多数α核素属于（）；使用时要特别注意保护源的（）性能，防止将源丢失或被
盗；没有使用价值的废源应按规定处理，不能随便拆开或扔掉。
A：7MeV；6cm；极毒或高毒核素；密封；
Q：β放射源主要用于（）和（）β，还可用作放射性测厚仪、皮肤科敷贴器和气相色谱仪的电子捕食器等；常用的β放射性核素有：（）等；
β活度测量；能量响应刻度时的参考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204Ti
Q：β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强（），能量超过（）的β粒子可穿透皮肤
表层，故应考虑（）；
A：100倍；70ke；Vβ外照射的防护
Q：β粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比β粒子强得多；在使用时不能忽
视（）的防护，即使是纯β发射体，也要注意减少轫致辐射的影响。
A：轫致辐射；穿透；γ光子
Q：屏蔽β作用应选用（）以减少轫致辐射，外面再用（）屏蔽轫致辐射和其他γ
光子。
A：低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）；高原子序数的材料
Q：低能光子源是利用（）或利用（）制成的源的统称；主要用于（）等仪表；发射低能光子的常用放射性核素有（）等；
A：发射低能γ射线和X射线的放射性核素；β辐射体与靶物质产生的轫致辐射；厚度计、密度计、X射线荧光分析仪; 55Fe、57Co、125I、238Pu、241Am、244Cm
Q：低能光子比较容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）；
A：高能γ射线; 轫致辐射的影响
Q：由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生的中子；
A：自发裂变; （α，n）反应
Q：低能光子的（）相当显著，使用时应考虑对（）的防护；
A：散射效应; 散射
Q：低能光子源常用（）密封，（）不耐酸碱腐蚀，也不耐水，使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免变质；
A：铍窗; 铍
Q：γ放射源是使用最多的放射源，广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部分；为了获得高剂量率的辐射场，装源量多数在（）范围内，大于（）的γ辐照装置已不少见；
A：3E15～2E16Bq; 3E16Bq
Q：活度在（）的γ放射源主要用于各种仪表（如料位计、核子秤、密度计等）、工
业射线照相和人体内腔医疗；
A：E8～2E12Bq
Q：γ射线的贯穿能力很强，使用γ放射源主要防止（）；
A：外照射
Q：γ源在固定工作场所使用时应利用建筑物的（）和（）进行屏蔽，使屏蔽墙外
人员所受照射低于规定的剂量限值；设置（）、（）等；源的使用场所若经常变化临
时用栏杆、绳子或其他障碍物围起来；活度小于（）的γ源，一般可利用时间防护
和距离防护，对工作场所外的影响很小；
A：墙; 门; 可靠的安全连锁装置；设置警告信号和标志；50MBq
Q：利用α粒子与轻元素（如铍）的(α,n)反应或高能γ射线与铍（或氘）的(,n)反应可制
成不同能谱的中子源；常用的中子源有（）镭等；
A：—铍中子源、镅-铍中子源、钋-铍中子源、钚-铍中子源
Q：利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源，（）最合适，应用最多；
其中子产额高、体积小、可制成点源，因此应用广泛；
A：252Cf中子源
Q：工作场分级：按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲（大于（））、乙（）和丙（）三个等级；
A：4E9Bq; 2E7～4E9;豁免活度～2E7
Q：核素毒性级别修正因子分为极毒、高毒、中毒和低毒四个级别，修正因子分别为（）。
操作方式有关的因子（）；
A：10、1、0.1和0.01；从0.001到1000
Q：X射线机产生的X线强度正比于（）、（）和（）；
A：靶物质的原子序数Z；电流强度I；电子加速电压（管电压）U的平方
Q：反应堆生产放射性同位素主要包括（）、（）、（）和（）
A：制靶；反应堆照射；活度测量；分装等步骤；
Q：靶子经反应堆中子照射后，产生的放射性同位素的活度与（）、（）、（）、（）、（）及（）
等有关；
A：辐照处的中子注量率；辐照时间；靶核的中子反应截面；靶量；丰度；生成核素的半衰期
Q：在国际上已确定为临床应用的放射性同位素中，加速器生产的有（）多种，反应堆生产的有（）种
A：40；25
Q：加速器生产放射性同位素的产额决定于（）等；
A：加速器加速粒子能量和整流强度、靶材的靶量和丰度、生成核素的核反应截面、打靶时间和生成核素的半衰期
Q：核燃料循环包括（）、（）和（）等过程，分为（）、（）和（）三大部分；
A：燃料加工；核能利用；燃料后处理；前段；核反应堆；后段
Q：按照对乏燃料的管理策略不同，燃料循环基本上有两在模式，也称两大技术路线，及（）和（）。
A：后处理模式；“一次通过”模式
Q：铀在地壳中分布广泛，其平均含量为（），其总量约为（）吨；天然铀的同位素有三种（）。自然界大约有种铀矿物；
A：4E-6；4.5E9；238U(99.276%)/235U(0.720%)/234U(0.0056%)；200
Q：铀在地壳存在的形式一般以（）的形式存在（如沥青铀矿）；或以（）（如钍、锆、稀土矿物）的结晶格架中；
A：铀矿物；类质同象形式进入其他非铀矿物
Q：钍在地壳中平均含量为（），其总量约为（）吨；
A：1.2E-5；1.3E10～1.8E10
Q：目前核燃料原料的勘探、开发和应用主要是（）资源的开发；
铀矿
Q：铀钍矿的特点有：（）、（）、（）、（）。
A：可以是单独的也可以是共生的；具有放射性；射气现象；具有重金属性质
Q：铀、钍矿物及伴生放射性矿开采特点如下：由于具有放射性，在开采过程中应制定（）；分为（）和（）；必须具备完整的六大系统：（）；开采流程：（）。
A：较为严密的辐射防护措施；露天开采；地下开采；通风系统、提升运输系统、供排水系统、供电系统、通信调度系统和安全生产保障系统；此外还有辐射防护体系和应急救险保障体系等；辐射取样编录、γ测量、采矿设计、凿岩爆破、矿石检查、放射性分选、运输和三废处理；
Q：铀矿加工采用有（）从矿石提取铀；
A：湿法冶金（用酸法或碱法）
Q：核燃料组件主要由（）、（）、（）和（）组成；核燃料的特点是（），一座1000MW级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约（）吨低浓铀；
A：上下管座；格架；控制棒导向管；燃料元件棒；能量高度集中；24
Q：一般燃料组件在反应堆内使用（）年的时间；
A：3～5
Q：核燃料组件的制造工艺（从低浓UF6开始到燃料组件成品，主要有以下工序）：（）A：化工转化—制备可烧结UO2粉末；UO2芯块制备；组件零部件制造；燃料元件棒制备；组件组装
Q：乏燃料的组成是（）、（）和（）；
A：原有的组成；裂变产物；锕系产物
Q：后处理的意义是（）。
A：充分利用核燃料资源；后处理对核废物的长期安全管理也极为重要。
Q：依据后处理工艺是否涉及水介质可分为（）和（）两类；
A：水法；干法
Q：废物最小化是把放射性废物的量和活度减少到（）的水平；包括从核设施设计到退役的各个阶段，减少废物的产生，进行再利用和再循环，对一次废物和二次废物做适当处理等各种措施；
A：合理达到的尽量低；
Q：放射性废物按放射性水平分为（）、（）、（）、（）、（）。
A：豁免废物；极低放废物；低放废物；中放废物；高放废物；α废物
Q：放射性废物经（）、（）和（）后以两种方式进入终态：一是（）；另外是（）。
A：预处理；处理；整备；大体积废气和废液净化后向大气或水体排放；浓集在小体积中的放射性核素
Q：核设施退役策略分为（）三种形式；
A：立即拆除、延缓拆除和就地埋葬
Q：放射性废物是一种（）源和（）源；
A：电离辐射；环境污染
Q：放射性废物安全管理除遵循（）的管理要求外，还要遵循（）的管理要求，执行（）；A：一般有毒有害物质；电离辐射源；辐射防护三原则
Q：放射性废物管理以（）方式实行全过程管理，实现（），向环境排出最小化和受照剂量
最小化；
A：优化；废物最小化
Q：核临界控制的手段有（）
A：几何控制；质量控制；浓度控制；富集度控制；慢化控制；间距控制；毒物控制。
Q：燃料制造过程中的临界安全必须考虑（）现象；
A：易裂变物质会出现液、气、固三种形态及其不均匀性
Q：为增加乏燃料湿法储存设施的容量，可采取（）储存措施：
A：乏燃料密集化
Q：应确保乏燃料储存在正常和可信的异常条件下都处于（）状态。临界分析时应考虑双偶然事件原则以及会使储存阵列的反应性达到（）的参数和条件；
A：次临界；最大
Q：通常乏燃料储存阵列的K eff操作限值取（）；有时也可限定为（）；但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要（）；
A：0.90；0.95；降低
Q：乏燃料后处理厂的核临界安全控制一般应符合（）原则，应尽可能采用几何控制；对于不能采用几何控制的大型设备则应采用（）；
A：双重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制
Q：核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的（）反应；
A：可控自持链式
Q：核反应堆由（）堆等组成；
A：芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统
Q：核反应堆系统内中子的消失率为（）加上（）；
A：系统内中子的吸收率；系统内中子的泄漏率
Q：K=1，链式反应过程处于（）；若K<1，反应堆的状态称为（）；若K>1，这种状态为（）；A：稳定状态；次临界状态；超临界状态
Q：有效增殖系数K与（）有关，同时也与（）有关；
A：堆芯系统的材料成份和结构（如易裂变核素的富集度、燃料—慢化剂的比例等）；堆的尺寸和形状
Q：一个铀235核裂变可以释放出（）的能量，相当（）J。因此1MW的功率相当于每秒钟有（）个铀235核裂变，每日有（）个铀235裂变。相当于（）g铀235，这就是说反应堆每发出1MWd的能量需要（）g铀235裂变。
A：200MeV；3.2E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05
Q：考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生(n,γ)反应而浪费掉（对铀235其σ
=583靶，σr=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（σf+σr）f
/σf≈（）g
A：1.23
Q：有两个因素影响着核燃料的燃耗浓度：（），在元件尚剩不少铀235（心脏运行中生成的钚239）时就不得不换料：
A：第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子车照条件下，元件包壳会受到一定操作。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。
Q：核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量来衡量。
A：燃耗深度
Q：为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，大多数现代轻水堆的转化比约为（），高温气冷堆具有较高的转化比，为（），因此有时被称为（）。A：0.6；0.8；先进转化堆
Q：以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到（），主要堆型是采用（）作为冷却剂的（）。
A：1.2；液态金属钠；钠冷快堆
Q：对于同等体积的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大；
A：球；圆柱；长方体堆
Q：根据最佳体积和加工制造方面的原因，反应堆实际上采用球形的不多，多数是采用圆柱形的。
Q：圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：在高度方向上为（）分布、半径方向上为（）分布；A：余弦；零阶贝塞尔函数
Q：堆芯内的体积释热率空间分布是随（）而变化的，在对堆芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。
A：燃料寿期；
Q：裂变核反应率密度的强弱取决于（）
A：堆内中子注量率的水平；
Q：中子注量率分布的展平方法（）
堆芯径向分区装载；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物
Q：以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有（）
五种堆型。
A：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）
Q：核反应堆的基本特征有（）以及该种堆型的主要特点等。
A：燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路
Q：压水堆核电站采用以（）作核燃料，燃料芯块中铀235的富集度约（）；核燃料是高温烧结的（）芯块，将其封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约（）cm，长约（）m。几百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形；
A：稍加浓铀；3%；圆柱形二氧化铀陶瓷燃料；20；3
Q：压水堆的冷却剂是（），其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂；
轻水（价格便宜且有优良的热传输性能）
Q：压水堆是一种使冷却剂处于（）状态的轻水堆，压水堆冷却剂入口水温一般在（）℃左右，出口水温（）℃左右，堆内压力（），如大亚湾。
A：高压；290；330；15.5MPa
Q：（）是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备；
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注册核安全工程师考试复习资料 【阅读说明】 除标题均有加粗外，其他标记说明如下： 一般内容：无加粗 一般重要：加粗 重要：加粗、颜色字体 非常重要：加粗、下划线 《核安全专业实务》 第一章核安全监管概述 第一节核安全监督管理的范围和组织机构 一、国务院核安全监管部门监督管理的范围 1.1984年，国家核安全局成立。 2.2003年6月28日，通过《放射性污染防治法》，该法从保护环境出发，重点关注环境安 全，主要规范核技术应用、放射性废物和伴生放射性矿涉及的放射性污染防治，也对核设施安全提出了基本要求。 3.2017年9月1日，通过《核安全法》，该法是有关核领域安全问题的专门法，重点以核 设施、核材料安全为主要规范内容，同时也对放射性废物和乏燃料的安全作出规定，规范了放射性废物处置的要求。 4.国家建立了安全许可、监督检查执法、事故应急与调查处理、环境影响评价、辐射环境 监测、人员资质管理等核安全监管制度。 二、核安全监管的组织机构 5.国家核安全局下设核设施安全监管司、核电安全监管司、辐射源安全监管司等三个业务 司。 6.国家核安全局主要业务职责： （1）组织拟定核与辐射安全政策、规划、法规等。 （2）负责核设施的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。 （3）负责核活动的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。 （4）负责核安全设备设计、制造、安装和无检验活动的行政许可和监督检查。 （5）组织辐射环境监测。
（6）组织核与辐射事故应急准备和响应,参与核与辐射恐怖事件的防范和处置。 （7）负责核材料管制核安全监管。 （8）负责核与辐射安全从业人员资质管理和相关培训。 （9）负责放射性污染治理的监督。 （10）负责电磁辐射装置设施的行政许可和监督检查。 7.环境保护部地区核与辐射安全监督站主要职责为: （1）负责核设施核与辐射安全的日常监督； （2）负责核设施辐射环境管理的日常监督； （3）负责由环境保护部直接监管的核技术利用项目辐射安全和辐射环境管理的日常监督； （4）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用单位核与辐射事故(含核与辐射恐怖袭击事件)应急准备工作的日常监督,以及事故现场应急响应的监督； （5）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用项目辐射监测工作的监督及必要的现场监督性监测、取样与分析； （6）负责对地方环境保护部门辐射安全和辐射环境管理工作的督查； （7）负责核设施现场民用核安全设备安装活动的日常监督和民用核设施进口核安全设备检查、试验的现场监督； （8）负责民用核设施内放射性物品运输活动的监督； （9）承办环境保护部交办的其他事项。 8.地方辐射环境保护部门 （1）辐射环境管理实行国家和省（区、市）两级管理； （2）国家核安全局监督管理部门对全国辐射环境保护工作实施统一监督管理；省级人民政府对本辖区内的辐射环境保护工作实施统一监督管理。 （3）地方辐射环境保护部门受地方政府领导，接受国家核安全局的业务指导。 9.受委托的技术支持单位应当对其技术评价结论的真实性、准确性负责。 10.核安全与环境专家委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，其职能是协助制订 核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作，为国家核与辐射安全重大决策提供科学依据。 11.核与辐射安全法规标准审查委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，对核与辐 射安全政策、规划、法规和标准、以及法规标准体系进行技术审查，提出核与辐射安全
注册安全工程师考试真题及答案解析
2015年注册安全工程师考试真题及答案解析 2014年注册安全工程师考试真题、模拟题尽收其中，千名业界权威名师精心解析，精细化试题分析、完美解析一网打尽！在线做题就选针题库： 一、单项选择题(共70题，每题1分。每题的备选项中，只有1个最符合题意) 1.按照现代系统安全工程的观点，安全生产工作是为了使生产过程符合物质条件和工作秩序，防止发生人身伤亡和财产损失的活动，安全生产工作的主要目标是使系统中的人员免遭( )的伤害。 A.事故 B.有害因素 C.意外事件 D.不可承受风险 2.某铸造厂为增强铸造设备的本质安全性，最有效的做法是在铸造设备的( )阶段予以保证。 A.设计 B.安装 C.运行 D.检修 3.危险度表示发生事故的危险程度，是由( )决定的。 A.发生事故的可能性与系统的本质安全性 B.发生事故的可能性与事故后果的严重性 C.危险源的性质与发生事故的严重性 D.危险源的数量和特性 4.事故预防和控制是建立预警系统的重要组成部分。下列有关事故预防与控制的说法中，正确的是( )。 A.事故预防是指通过采用技术和管理手段使事故发生后不造成严重后果 B.事故控制是指通过采取技术和管理手段使事故不发生 C.事故预防和控制应从安全技术、安全教育和安全管理等方面人手，采取相应对策 D.安全管理对策着重解决物的不安全问题 A.矿领导带班并与工人同时下井、升井 B.除辅助岗位外的职工都必须经过培训合格才能上岗 C.强化安全生产检查工作，定期开展安全生产大检查 D.加大安全生产风险抵押金的额度
9.隐患排查治理是生产经营单位安全生产管理的重要内容。对本单位事故隐患排查治理工作全面负责的是单位的( )。 A.主要负责人 B.安全管理负责人 C.技术管理负责人 D.设备管理负责人 10.某矿业公司发生矿井事故，造成25人死亡，6人重伤。根据《生产安全事故报告和调查处理条例》(国务院令第493号)，本次事故应由( )调查。 A.国务院 B.省级人民政府 C.市级人民政府 D.县级人民政府 11.建立健全安全生产规章制度，是生产经营单位安全生产管理的基础。安全生产规章制度的核心是( )。 A.安全生产奖惩制度 B.安全生产培训制度 C.安全生产责任制 D.安全操作规程 12.某机械加工企业法人张某聘请某注册安全工程师事务所的注册安全工程师李某为该企业提供安全生产管理服务工作。保证该企业安全生产的责任应由( )。 A.该企业法人张某 B.注册安全工程师李某 C.李某所在的注册安全工程师事务所 D.当地县级安全生产监督管理部门 13.某公司以陈粮为原料生产燃料乙醇，上年度安排从业人员306人。由于受到金融危机影响，燃料乙醇市场需求下降，本年度从业人员减少到256人，该公司对安全生产管理机构和人员进行相应调整。根据《安全生产法》，下列调整方案中正确的是( )。 A.撤销安全生产管理机构，配备兼职安全生产管理人员 B.撤销安全生产管理机构，委托中介机构提供安全生产服务 C.保留安全生产管理机构，减少专职安全生产管理人员 D.安全生产管理职能纳人生产管理部门，配备兼职安全生产管理人员
2020年注册核安全工程师职业资格考试题
2020年注册核安全工程师职业资格考试题《核安全专业实物》《核安全相关法律法规》 一、单项选择 1. 全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量为 2.4mSv，典型范围为( )mSv。 A.0.1-50 B.0.2-20 C.0.5-15 D.1-10 正确答案：D 2. 核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。SG(蒸汽发生器)二次侧的压力往往由( )决定，不必预先规定正负不确定性。 A.冷却剂流量 B.蒸汽温度 C.蒸汽压力 D.热平衡 正确答案：D 3. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别
D.以上三者均包含 正确答案：A 4. 医用加速器在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测( )次。 A.1 B.2 C.3 D.4 正确答案：A 5. 不符合项处理和纠正措施要求应由责任部门按时完成，然后由( )验证其实施情况，并写出验证报告。 A.工程承担部门 B.工程管理部门 C.质量监督部门 D.计划控制部门 正确答案：C 6. 由于红油爆炸事故可能发生在温度超过( )℃的条件，在后处理厂采用的PUREX流程中，只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。 A.120 B.125 C.130
D.135 正确答案：C 7.. ( )是指营运单位或地方应急响应组织要全面启动的应急演习。 A.单项演习 B.综合演习 C.联合演习 D.B和C 正确答案：B 8. 核电厂监督要求Ⅱ：如果在频度规定的时间间隔( )倍的时间范围内执行了监督，其计时不管是从上一次执行算起或从满足规定条件时算起，都是满足了每个监督要求规定的频度。 A.1.25 B.1.5 C.1.75 D.2 正确答案：A 9. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别
打印版全国注册核安全工程师考试综合知识真题解答
2016年全国注册核安全工程师考试综合知识真题 单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、质量数 B、电子 C、质子和中子之间的比例 D、中子数 2、衰变常数与半衰期的关系（A）。P8 A、T1/2 =ln2/λ B、T1/2 *λ=1 C、T1/2 *λ=0.37 D、T1/2 *λ=0.5 3、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K有效来表示，它定义为（A）。31 A、新中子与老中子之比 B、老中子消失率 C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积 4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31 A、小于1 B、大于1 C、等于1 D、接近1 5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。 A、圆柱形 B、方块形 C、长方形 D、圆锥形 6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。 A、1/3 B、1/4 C、1/2 D、2/3 7、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。175 A、热管段 B、冷管段 C、波动管段 D、直管段 8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D），可靠性比较低。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。 A、石墨 B、氦气 C、二氧化碳Ｄ、金属钠 11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev以上的快中心引起的反应堆。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 12、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。 A、中子源 B、电子源 C、质子源 D、核子源 14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142 A、反应堆功率控制 B、功率调节 C、NSSS系统 D、蒸汽发生器水位调节系统 15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。 A、国务院核安全监管部门 B、设计部门 C、核行业主管部门 D、营运单位 16、对安全的责任主要由（）承担。315 A、许可证持有者 B、设计部门 C、政府部门 D、营运单位 17、当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性 B、应力 C、抗压 D、断裂 18、在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。 A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀D 、六氟化铀
注册安全工程师试题
2010年度全国注册安全工程师执业资格考试试卷 安全生产技术 必做部分 一、单项选择题(共60题，每题l分。每题的备选项中，只有1个最符合题意) 1.某机械厂一次桥式起重机检修中，一名检修工不慎触及带电的起重机滑触线，强烈电击，坠落地面，经抢救无效身亡。从主要危险和有害因素的角度分析，这起死亡事故属于( )类型的事故。 A.车辆伤害 B.触电 C.高处坠落 D.其他伤害 【答案】B > 2.煤气站房必须有通风系统，而且进气口、排气口的位置必须正确。下列有关进气口与排气口位置的说法中，符合规定的是()。 A.进气口和排气口都在站房的下方 B.进气口在站房的下方，排气口在站房的上方 C.进气口在站房的上方，排气口在站房的下方
D.进气口和排气口都在站房的上方 【答案】B 3.为防止机械伤害，在无法通过设计实现本质安全的情况下，应使用安全装置。下列有关安全装置设计要求的说法中，错误的是()。 A.安全装置有足够的强度、刚度、稳定性和耐久性 B.安全装置不影响机器的可靠性 C.将安全装置设置在操作者视线之外 — D.安全装置不带来其他危险 【答案】C 4.机器的安全装置包括固定安全防护装置、联锁安全装置、控制安全装置、自动安全装置、隔离安全装置等。其中，利用固定的栅栏阻止身体的任何部分接近危险区域的装置属于()。 A.隔离安全装置 B.联锁安全装置 C.自动安全装置 D.固定安全防护装置 【答案】A
5.砂轮机是机械厂最常用的机器设备之一，砂轮质脆易碎、转速高，容易发生机械伤害。下列有关砂轮机现场检查的记录中，符合安全要求的是()。 A.砂轮机无专用砂轮机房，其正面装设有高度1.6m的固定防护挡板 " B.砂轮直径为砂轮卡盘直径的4倍 C.砂轮防护罩与主轴水平线的开1=1角为90。 D.砂轮直径140mm，无砂轮托架 【答案】D 6.剪板机、曲柄压力机、液压机都是容易发生机械伤害的设备，伤害程度与运动部件速度、加速度有密切关系。下图是曲柄压力机的传动示意图。当滑块在最高位置时，下列有关滑块加速度与速度的说法中，正确的是()。
2013年第一批注册核安全工程师确认注
附件 2013年第一批注册核安全工程师确认注册人员名单 表1：2013年第一批申请注册人员 序号 执业单位 代号 执业单位名称 注册人 姓名 注册编号 执业范围 注册有效期 1 ADP 东方阿海珐核泵有限责任公司 王 锋 ZADPA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 2 AHK 中国能源建设集团安徽电力建设第二工程公司 贾建胜 ZAHKA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 3 ATC 山东省科学院 马君健 ZATCC01-1502辐射防护 2015年2月28日 4 BGF 北京原子高科金辉辐射技术应用有限公司 韩全胜 ZBGFC01-1502辐射防护 2015年2月28日 5 BRM 北京市城市放射性废物管理中心 宋志艳 ZBRMA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 6 CHD 四川华都核设备制造有限公司 余志伟 ZCHDB01-1502核质量保证 2015年2月28日 7 CIU 核工业二三〇研究所 林 利 ZCIUC02-1502辐射防护 2015年2月28日 8 CIU 核工业二三〇研究所 刘群芳 ZCIUE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 9 CIU 核工业二三〇研究所 张永祥 ZCIUC01-1502辐射防护 2015年2月28日 10 CIU 核工业二三〇研究所 钟志贤 ZCIUE02-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 —2—
序号 执业单位 代号 执业单位名称 注册人 姓名 注册编号 执业范围 注册有效期 11 CNP 中核武汉核电运行技术股份有限公司 张 维 ZCNPB03-1502核质量保证 2015年2月28日 12 CWF 赛王（泰州）辐射技术应用有限公司 谷继品 ZCWFA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 13 CWF 赛王（泰州）辐射技术应用有限公司 靳峰雷 ZCWFC01-1502辐射防护 2015年2月28日 14 CZE 中国中原对外工程有限公司 黄美德 ZCZEB02-1502核质量保证 2015年2月28日 15 CZE 中国中原对外工程有限公司 陆建宏 ZCZEA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 16 CZE 中国中原对外工程有限公司 吕成恩 ZCZEB01-1502核质量保证 2015年2月28日 17 DFH 河南东方环宇环境科技工程有限公司 王东东 ZDFHC01-1502辐射防护 2015年2月28日 18 ECE 中国电力工程顾问集团华东电力设计院 韩文星 ZECEB01-1502核质量保证 2015年2月28日 19 ESL 核工业二四〇研究所 曹洪亮 ZESLC01-1502辐射防护 2015年2月28日 20 ESL 核工业二四〇研究所 崔长远 ZESLC02-1502辐射防护 2015年2月28日 21 ESL 核工业二四〇研究所 王迎新 ZESLE02-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 22 ESL 核工业二四〇研究所 杨秀英 ZESLE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 23 ESL 核工业二四〇研究所 张旭光 ZESLE03-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 24 FJF 福建吉星辐照科技发展有限公司 黄海潮 ZFJFB01-1502辐射防护 2015年2月28日 25 HGY 核工业二七〇研究所 陈志平 ZHGYE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 26 HGY 核工业二七〇研究所 张东亚 ZHGYC01-1502辐射防护 2015年2月28日 —3—
注册核安全工程师专业考试题
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. 10 C. 12 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。
最新2014注册安全工程师案例分析巩固第二阶段习题
2014注册安全工程师案例分析巩固第二阶 段习题
2014年注册安全工程师の案例分析巩固第二阶段 习题 案例一： 2007年8月13日下午，湖南省湘西土家族苗族自治州凤凰县正在建设的堤溪沱江大桥发生坍塌事故，造成64人死亡，22人受伤，直接经济损失3974.7万元。 经调查认定，这是一起严重的责任事故。由于施工、建设单位严重违反桥梁建设的法规标准、现场管理混乱、盲目赶工期，监理单位、质量监督部门严重失职，勘察设计单位服务和设计交底不到位，湘西自治州和凤凰县两级政府及湖南省交通厅、公路局等有关部门监管不力，致使大桥主拱圈砌筑材料未满足规范和设计要求，拱桥上部构造施工工序不合理，主拱圈砌筑质量差，降低了拱圈砌体的整体性和强度，随着拱上施工荷载的不断增加，造成1号孔主拱圈靠近0号桥台一侧3至4米宽范围内，砌体强度达到破坏极限而坍塌，受连拱效应影响，整个大桥迅速坍塌。 根据以上内容回答下列问题。共24分。 1.在建筑施工生产事故中，主要有哪五类伤亡事故? 2. 什么是应急预案，应急预案主要内容应包括哪几方面? 3.简述事故预警的目标、任务和特点，一个完整的预警管理体系怎样构成? 4.应急预案中的应急响应要素的核心功能和任务包括什么? 参考答案 1. 在建筑施工中，五大伤亡事故是高处坠落、触电、物体打击、机械伤害、坍塌。
2.应急预案是针对具体设备、设施、场所和环境，在安全评价的基础上，为降低事故造成的人身、财产与环境损失，就事故发生后的应急救援机构和人员、应急救援的设备、设施、条件和环境，行动的步骤和纲领，控制事故发展的方法和程序等，预先做出的科学而有效的计划和安排。 应急预案主要内容应包括： (1)总则;(2)组织指挥体系及职责;(3)预警和预防机制;(4)应急响应;(5)后期处置;(6)保障措施;(7)附则; (8)附录。 3. 事故预警的目标是通过对生产活动和安全管理进行监测与评价，警示生产过程中所面临的危害程度。 事故预警需要完成的任务是针对各种事故征兆的监测、识别、诊断与评价，及时报警，并根据预警分析的结果对事故征兆的不良趋势进行矫正、预防与控制。来源:考试通 事故预警的特点是快速性、准确性、公开性、完备性、连贯性。 一个完整的预警管理体系应由外部环境预警系统、内部管理不良的预警系统、预警信息管理系统和事故预警系统构成。 4. 应急响应包括应急救援过程中一系列需要明确并实施的核心应急功能和任务，这些核心功能具有一定的独立性，但相互之间又密切联系，构成了应急响应的有机整体。应急响应的核心功能和任务包括：接警与通知，指挥与控制，警报和紧急公告，通讯，事态监测与评估，警戒与治安，人群疏散与安置，医疗与卫生，公共关系，应急人员安全，消防和抢险，泄漏物控制。
注册核安全工程师试题
注册核安全工程师试题 The Standardization Office was revised on the afternoon of December 13, 2020
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（D）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(D) 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（B）Mev， .10 C.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（A）ev 0.0325 C压水堆反应性控制主要通过改变（D）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，（C）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(E)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（D） 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（E）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B.0.02 C.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(E) 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：（C） 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（E） %~~15%%~~20%%~~20%%~~20%%~~20% 13．重水吸收热中子几率比轻水低（D）多倍，吸收中子最弱 .150 C.核反应堆热工力学的性质主要取决于：(A) 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，（A）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（D） 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（A）以上的裕度。
全国注册核安全工程师考试综合的知识点真题解答
2016 年全国注册核安全工程师考试综合知识真题 单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、质量数 B、电子 C、质子和中子之间的比例 D、中子数 2、衰变常数与半衰期的关系（A）。P8 A、T1/2 =ln2/ λ B、T1/2 *λ=1 C、T1/2 * λ =0.37 D 、T1/2 *λ =0.5 3、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K 有效来表示，它定义为（A）。31 A、新中子与老中子之比 B、老中子消失率 C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积 4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31 A、小于 1 B、大于 1 C、等于 1 D、接近1 5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。 A、圆柱形 B、方块形 C、长方形 D、圆锥形 6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。 A、1/3 B、1/4 C、1/2 D、2/3 7、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。175 A、热管段 B、冷管段 C、波动管段 D、直管段 8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D），可靠性比较低。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。 A、石墨 B、氦气 C、二氧化碳Ｄ、金属钠 11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev 以上的快中心引起的反 应堆。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 12、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。A、中子源B、电子源C、质子源D、核子源 14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142 A、反应堆功率控制B、功率调节C、NSSS系统D、蒸汽发生器水位调节系统 15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。A、国务院核安全监管部门B、设计部门C、核行业主管部门D、营运单位 16、对安全的责任主要由（）承担。315 A、许可证持有者 B、设计部门 C、政府部门 D、营运单位 17、当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性 B、应力 C、抗压 D、断裂 18、在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。 A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀 D 、六氟化铀 19、四氟化铀是制备六氟化铀和（A）的原材料。188
全国注册安全工程师执业资格考试模拟试题(一)
全国注册安全工程师执业资格考试模拟试题（一） 【考试注意事项】 一、本考试由两部分组成，第一部分为单项选择题，共70题（每道题1分），第二部分为多项选择题，共15题（每道题2分），满分100分。 二、试卷全部为主观评分题，答案用2B铅笔涂在答题卡上，否则无效。 三、本考试全部时间为150分钟，终了时间一到，应考人员一律停笔，等候监考人员收点试卷及答题卡，全部考试结束后，须待监考人员将全部试卷及答题卡收点无误，并宣布本考试结束，方可离开考场。 一、单选题（每小题1分，共70分） 1. 安全生产法规具有如下什么特性：（） A.强制性 B.建议性 C.随意性 D.指导性 2. 根据《行政处罚法》的规定，行政处罚的种类有多少种？ A.5种 B.7种 C.8种 D.9种 3. 《安全生产法》规定：生产经营单位进行（）、（）等危险作业，应当安排专门人员进行现场安全管理，确保操作规程的遵守和安全措施的落实。 A.爆破吊装 B.矿山建筑 C.起吊搬运 D.高空地下 4. 根据《安全生产法》，对生产经营单位提出如下哪些资金投入或安全费用的要求：a安全生产条件必需的资金投入；b配备劳动防护用品的经费；c安全生产风险抵押金；d安全生产培训经费；e从业人员的工伤保险费。 A．abcde B．abcd C．abde D．abce 5. 根据《行政处罚法》，对当事人的同一个违法行为，不得给与（）以上罚款的行政处罚。 A．一次B．两次C．三次D．四次 6. 根据《职业病防治法》的规定，用于预防和治理职业病危害、工作场所卫生检测、健康监护和职业卫生培训等费用，如何支出？ A．在生产成本中据实列支 B.国家和企业共同负担 C.企业和受益员工共同负担D投资方面负担答案：A 7. 我国2004年实施的《道路交通安全法》规定的高速公路最高时速是多少公里？ A.120 B.110 C.100 D.140根据《煤矿安全监察条例》的规定，对煤矿建设工程设计的审查期限是多少天？ A.60日 B.30日 C.15日 D.20日根据《安全生产违法行为处罚办法》规定，对单位施行简易程序的罚款条件是： A.一千元以下的处罚 B.五千元以下的处罚
注册核安全工程师考试大纲 版
关于公布《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》的公告 生态环境部（国家核安全局）近日正式批准《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》，从2018年注册核安全工程师执业资格全国统一考试开始实施。现将《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》以公告形式予以公布。 附件：注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）.pdf
注册核安全工程师执业资格考试大纲 （2018年版） 第一部分《核安全相关法律法规》科目考试大纲 考试目的 通过本科目考试，检验参加考试人员对我国核安全法律法规体系、核安全重要法律法规的规定和要求、与核安全有关的法律法规的相关规定和要求、国际公约与相关文件的规定和要求等内容了解、熟悉或掌握的程度，促使参加考试人员进一步树立风险意识，增强核安全法律观念。本科目是从事核安全审评、核安全监督、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必备的法律知识。 考试内容 一、我国核安全法律法规体系 1.了解我国核安全法律法规体系。 2.熟悉我国核安全法律法规体系各个层次之间的相互关系。 3.掌握我国核安全法律法规体系各个层次的制定、发布部门和法律地位。 二、核安全的重要法律和法规 1.《中华人民共和国放射性污染防治法》 了解总则、放射性污染防治的法律责任； 熟悉核设施的放射性污染防治、核技术利用的放射性污染防治、铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用的放射性污染防治； 掌握放射性污染防治的监督管理、放射性废物管理及附则中给出的用语含义。 2.《中华人民共和国核安全法》 了解法律责任； 熟悉总则； 掌握监督检查以及附则中给出的用语含义；
精选新版2020年注册安全工程师完整复习题(含标准答案)
2020年注册安全工程师模拟试题[含答案] 一、选择题 1．按国际标准规定，重大件货物指单件质量或长度超过_。 A.30t或9m B.30t或12m C.40t或9m D.40t或12m A 2．事故统计的基本任务是＿＿。 A.对每起事故统计，弄清事故发生的情况和原因 B.对一定时间内、一定范围内事故发生的情况进行测定 C.对事故分布进行分析、归纳和推断 D.对事故损失进行分析、研究 ABD 3．《安全生产法》明确赋予从业人员的权利有_ABCD_。 A.知情权 B.赔偿请求权 C.检举权 D.安全保障权 E.指挥权 4．下列人体特性参数中，与产品设计和操纵机器无关的是_。 A.静态参数 B.动态参数 C.生理学参数 D.心理学参数 A 5．下列关于物料输送安全要求的说法中，正确的是_。 A.对于闪点很低的可燃液体，应用氮气或二氧化碳等惰性气体压送，闪点较高及沸点在130℃以上的可燃液体，如有良好的接地装置，可用空气压送 B.输送液化可燃气宜采用液环泵，但在抽送或压送可燃气体时，进气人口应保持一定余压 C.压送特殊气体的压缩机，应根据所压送气体物料的化学性质，采取相应的防火措施，如乙炔压缩机同乙炔接触的部件应用铜制造 D.可燃气体的管道应经常保持正压，并根据实际需要安装逆止阀、水封和阻火器等安全装置，管内流速不应过高 AC 6．0
7．影响电流对人体伤害程度的主要因素有_。 A.电流的大小与电压的高低 B.人体电阻与人体状况 C.通电时间的长短 D.电流的频率 BCD 8．25 C 9．爆炸下限小于10%的气体属_类气体。 A.甲 B.乙 C.丙 D.丁 D 10．事故调查常用的技术方法有_。 A.检查表分析法 B.故障树分析法 C.原因—后果分析法 D.故障类型和影响分析法 E.变更分析法 ABCDE 11．对于操作人员每天接触噪声不足8小时的场合，可根据实际接触噪声的时间，按接触时间减半，噪声声级卫生限值增加3dB(A)的原则，确定其噪声声级限值，但最高限值不得超过_dB(A)。 A.100 B.105 C.110 D.115 B 12．听觉绝对阀限与有关_。 A.频率和声强 B.品率和声压 C.声强和声压 D.频率、声强和声压 D 13．倾翻事故是_起重机的常见事故。 A.自行式 B.门式
注册核安全工程师专业实务试题
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过和（ D ）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( D ) 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（ B ）Mev， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.和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（ A ）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（ D ）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，（ C ）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( E )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. 一回路系统和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（ D ） 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（ E ）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( E ) 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：（ C ） 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（ E ） 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（ D ）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 ) 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，（ A ）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（ D ） 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，通常部件和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（ A ）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 )
全国注册核安全工程师培训案例
全国注册核安全工程师培训核安全案例分析 第_章核反应堆工程 俞尔俊 2010年6月6日、7月2日 北京
安全文化的要素 1. 安全政策 2. 责任分工 3. 监督审査 4.程序 5. 培训与考核 6. 质疑的工作态度 7. 严谨的工作方法 -相互交流的工作习惯 纵深防御的五个层次: 高质量的设计、施工与运行 保守考虑仪表设 备保护连锁。 3.专设安全设施。 4?事故处置。 2. 监测和停堆设 备。
5.应急。 案例1:某试验堆燃料元件损坏事故 某年，某试验堆进行一项材料辐照考验。此反应堆采用的燃料元件为已用过的乏燃料元件，这些元件的燃耗有深有浅，并没有标记，因此在试验堆内的释热率是不同的。材料辐照的周期比较长。在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定，（分析认为是发生局部膜态沸腾，燃料表面局部产生汽泡，继而破裂，造成反应性时大时小的原因）O如果根据水质极度恶化就应该停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，为了争取不丧失经济效应，不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。于是就发生了一起燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。
问题：从这一事故中应吸取什么经验教训案例［参考答案： 1?这一事故的发生，最重要的原因在于缺乏安全第一的思想 ,当安全与经济发生矛盾时，应把安全放在首位。不能存侥幸心理，应果断采取安全措施。 2.在使用乏燃料时应有严格的检验与标记工作？如果缺乏乏燃料 兀件的档案，则当按最徐守的薮据作设计。 3.核反应堆的运行要按严格的运行条件与限值进行，这案件中， 水质作为一项运行限值，如发生超标，则应停止运行O发生局部沸腾谕开了设计工况，则更应停止运行。 4.发生异常情况，应及早报告安全监督部门，由安全监察人员根 据情况提出意见。 5.由于缺乏监测手段与停堆信号，保护系统功能不全，致使运行 直至燃料元件损坏，而保护系统在此之前却没有给出保护设施的动作。 6.材料辐照考验必须处于一个合适的条件，水质是重要的一项， 水质不合适，实验是无效的。
注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法
注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法 第一章总则 第一条为保证注册核安全工程师执业资格制度的实施，加强执业注册管理工作，根据人事部、国家环境保护总局联合颁发的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》,制定本办法。 第二条注册核安全工程师执业资格实行注册登记制度。国家环境保护总局核安全执业资格注册办公室（以下简称注册办）为注册核安全工程师注册管理机构。 第三条取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》（以下简称《注册核安全工程师执业资格证书》）的人员，经向注册办申请注册登记后，才能以注册核安全工程师名义执业。 第四条注册核安全工程师应在一个有核安全专业工作的单位执业。 第二章申请注册 第五条申请注册者，必须同时具备下列条件： （一）取得《注册核安全工程师执业资格证书》； （二）身体健康，能坚持在本专业岗位工作； （三）经单位考核同意。 取得《注册核安全工程师执业资格证书》两年后申请首次注册者以及再次注册者，除符合以上条件外，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。 第六条申请首次注册者，须提交以下材料：
（一）注册核安全工程师首次注册申请表（表1）； （二）《注册核安全工程师执业资格证书》； （三）身份证及其复印件； （四）近期二寸免冠正面照片5张（五）取得《注册核安全工程师执业资格证书》两年后申请首次注册者，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。 第七条注册核安全工程师注册有效期为2年。有效期满需继续执业，持证人应在有效期满前3个月向注册办申请办理再次注册手续。有效期满后3个月内未办理再次注册登记的，其执业资格证书自动失效。直至持证人到注册办办理再次注册登记，其执业资格证书可以恢复生效。 第八条申请再次注册者，须提交以下材料： （一）注册核安全工程师再次注册申请表（表2）； （二）《注册核安全工程师执业资格证书》； （三）两次注册之间接受继续教育和参加培训合格的证明。 第三章注册管理 第九条注册办应当自受理之日起20个工作日内做出注册或者不予注册的决定，并书面通知申请人。 第十条注册办办理注册时，在《注册核安全工程师执业资格证书》中的“注册情况”栏目内加盖注册专用印章，并颁发国家环境保护总局统一印制的《中华人民共和国核安全工程师注册证》（以下简称《注册证》）。《注册证》有效期为两年。