核安全专业实务模拟试题02专业实务模拟试题一、单选题（每题一分，共60分）541、在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠（）A弹性散射B非弹性散射C俘获反应D裂变反应2、微观截面是中子与（）发生相互作用概率大小的一种度量。
A单位体积内原子核B单位面积内原子核C单个靶核D 1平方厘米内的原子核3、反应堆每发出3MWd的能量，理论上要（）克的铀-235A 3・69gB 3.15gC 6gD 1.1kg4、安全故障是指（）A反应堆系统故障B反应堆设备检修故障 C 保护系统故障导致系统拒动故障D保护系统故障导致系统误动做故障。
5、下面事故案例属于工况W的是（）A发生概率在10-4—10-2/堆年的事故B反应堆一根传热管破裂C反应堆冷却剂丧失事故 D 稀有事故6、概率安全分析通常可以在三个级别上进行，2级概率安全分析用以（）A确定安全壳失效B确定严重堆芯损坏概率 C 评价放射性释放的厂外后果及公众的风险7、下面属于直接使用核材料的是（）A天然铀B高富集度的238PU C含量大于80%勺鈈D低富集度的钍&美国三里岛事故之前，纵深防御主要针对）采取对策A防止和缓解多重故障C防止和缓解人因事故D严重事故C设计基准事故9、营运单位的场内应急计划至少要（）年进行一次必要的修订并报国家核安全局审评A 一年B二年C三年D五年10、矿石氡射气系数随矿石含水量呈一个峰值变化，含水率在（）之间时出现峰值A 14 % —27%B 15%—26%C 15%—28%D 138—28%11、为了保护公众安全健康，必须制定相应的氡及氡子体控制限值标准，环境大气氡浓度限值是( )3 3 3A 3 . 7B q/m B 0.74Bq/ mC 200Bq/m D0.37 X 102Bq/ m312、铀矿井下工作场所空气中氡子体浓度限值为( )A 3.7kBq/ m3B 4.6 卩J/m3C 6.4 卩J/ m3 D37 kBq/ m313、工作面入风风流的氡浓度应不大于 ( )3 3A 0.1 kBq/ mB 0.2 kBq/ mC 0.5 kBq/ m D1.0 kBq/ m 314、铀选冶过程中，B射线与丫射线不同，它的强度只与()有关A放射性物质总量 B 暴露面积C干法作业D 湿法作业15、目前我国油矿冶工业主要是用物理和化学方法进行废水处理，其中() 应用最普遍A化学沉淀B 离子交换C 电渗析D废水固化16、六氟化铀的三相点温度为( )A 64.1 度B 64,4 度kBq/ m3C 151.7KpaD 61.4 度17、铀浓缩活动正常运行情况下向环境释放的放射性物质对公众成员造成的年有效剂量控制限值为（）A 1mSvB 2mSv c O.lmSv d 0.2mSv18、UF6除了化学毒性外，辐射危害主要是（）A a辐射B 3辐射C 丫辐射D B辐射和丫辐射19、铀浓缩厂个人剂量监测主要是（）A空气中铀气溶胶浓度B工艺回路物料大量堆积处的丫照射C尿样检测D内照射20、U-235其丰度大于% （）必须考虑核临界安全问题A、0.771 B 0.711 C 0.95 D 121、（）流程是最早实现工业规模生产陶瓷二氧化铀粉末的方法A AUCB ADUC IDRD FBP22、燃料组件划伤深度要小于包壳厚度的（）A 1%B 5%C 10%D 15%23、武器级鈈装料主要是通过（）获得A矿选冶B 核反应堆C核燃料后处理分离D 乏燃料冷却24、235UO（NQ）均匀水溶液的单参数质量富集度次临界安全限值是% （）A 1.0B 5.5C 2.07D 5.725、239Pu金属单体的单参数平板厚度（cm）次临界安全限值是（）A 1.3B 0.3C 0.36D 0.6526、U F转换为ADU工序临界控制方法要求，产生的废液用（）贮存A防渗漏池B小直径圆筒容器C锅式容器D 平板型容器27、正常运输条件下，独家使用的运输货包外表面的辐射水平是（）mSv/hA 0.1B 小于2C 等于2D 小于1028、货包表面非固定污染，低毒a发射体污染水平限值为（）/cm2A 4BqB 0.4BqC 4kBq D0.4kBq29、下面属于应急行动程序的是（）A通知B 通讯保障C 应急启动D 记录及其保存30、《铀加工与核燃料制造设施辐射防护规定》D 类铀要求（）A 吸入量小于20mSv B吸入量小于20mSv 一年中不超过40mSv C吸入量小于20mg31放射源活度取决于（D、）A放射源核素的种类B放射源核素的能量C 放射源体积的大小D放射源核素的数量32 3粒子是（）A原子发射的核外电子B原子核外发射的电子流C 原子核内发射的电子D 原子核内发射的电子流。
33、环境Y辐射监测点距离周围建筑物距离应大于（）A 30mB 10mC 5m D3m34、距离某点源10cm处照射量率为0.1R/h ,50cm 处为（）R/hA 0.02B 0.03C 0.04D 0.0535、假定一Y放射源活度为1018Bq，能量为0.66MeV,经验计算1m处的空气照射量率是（）C/Kg.sA 0.22 B0.32 C 0.33 D 0.6636、低放废气放射浓度水平为（）3A < 4 X 107Bq/mB 4 X 107Bq/LC < 4 X3106Bq/m D < 4X 107Bq/Kg37、C o-60放射性废物的比活度＞5X 1O10Bq/Kg, 分类标准应为（）A低放废物B 中放废物C高放废物38、豁免废物按造成公众年吸收剂量衡量和判断是指小于（）mSv的放射废物。
A 0.01B 0.001C 0.05D 0.1039、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 质子D Y射线40、放射性废物消除危害的方法有（）A物理的固化B化学结构的改变C任其衰减D固化、生物处理等综合方法41、废物的固化最重要的品质指标是（）A不含有游离体B抗水性C 足够的机械强度D辐照和热稳定性42、固化添加剂膨润土能降低（）A铯浸出B锶浸出C I-131 浸出D消除硼干扰43、核电厂选址外部认为事件调查，飞机航线筛选距离为（）A 5-10KmB 4KmC 10KmD 8Km44、结合我国已建的核电厂洪水评价，反映出我国东部和南部的海滨厂址（）是最主要的洪水事件A风暴潮B 假潮C 海啸D波浪影响和极端江河洪水的组合45、所规定最终热井随时可用的水源最小可接受容量为（）天A 15B 25C 30D 3546、我国GB"核电厂抗震设计规范"规定核电厂对应安全地震SL-2级地震的地面水平峰值加速度为（）A 0.1gB 0.15gC 0.015D 不小于0.15g47、质保大纲由本单位质保部门人员编写，由（）审核A本单位法人B 本单位质保部门负责人 C 国家核安全局D质保人员48、分包单位的质保大纲由（）认可A承包单位B营运单位C 分包单位D国家核安全局49、工作程序是（）A工作的操作规程B质量活动程序C工作流程D质量保证大纲工作程序50、不符合项报告一般由（）填写A质量检验人员B质量监督人员C发现人员D工作实施人员51、14C属于（）毒性废物A低B 中C高D 低微52、用有机玻璃防护3粒子，当3粒子能量最大能量为0.7MeV时，用（）mm厚度有机玻璃安全既可以保证A 1.0B 1.4C 2.1D 2.553、大量的气态UF （）A用浓度控制临界安全B用几何和质量控制核临界C不用担心核临界安全问题D用浓度和几何控制和临界安全54、中子防护屏蔽主要是对（）A快中子B热中子C 丫射线D 感生射线55、Y密封放射源表面污染大于（）Bq 应停止使用A 85B 125C 155D 18556、无论评价出的地震危险性如何低，建议每一核电厂对应安全水平SL_2级地震的最小值采用（A ）g地面水平峰值加速度（）?A 0.15B 0.1C 大于0.15D 1.557、30Kg15%的未辐照过的的浓缩铀核材料实物保护等级为（）A IB nC m58、国际原子能机构固体废物分类标准：豁免废物的处置（）A地质处理B 送放废库处理C无需放射学限制D 近地表处理59、压水堆平调节特性，其特点是当负荷变化时（）A蒸汽参数维持不变B 负荷增加，回路温度增加C 维持一回路平均温度不变D负荷增加，蒸汽温度上升60、机械部件与设备在地震载荷与动力载荷下，设备的结构完整性取决于其（）A位移B 速度C 加速度D应力水平二、多选题（每题2分，每题至少有两个答案，多选和少选不得分，共80分）1、下面属于场内主要应急设施的有（）A 核岛B 辅助控制点C 监测和评价设施D 压力容器E 应急指挥中心2、反应堆内的水腔的存在（）A形成水腔内热中子注量率峰B消除了水腔内热中子注量高峰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 容易出现安全事故3、功率调节系统性能要求（）A 15 %—105 %的功率范围内稳定工作，B 15 %—100 %的功率范围内稳定工作C 小于± 10%的负荷阶跃变化后不导致事故停堆D小于每分钟土5%的负荷阶跃变化后时，系统有较好的负荷跟踪能力E 额定功率的15%以下，米用手动控制4、启动保护参数为（）A控制棒失控B 原量程C偏离泡核沸腾比D中间量程的高中子注量率E短周期5、根据核安全法规HAF102（2004）可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为（）A正常运行B预计运行工况C设计基准事故D严重事故E极限事故6、核电厂安全的基本功能（）A 保证停堆B 安全的防火设计C 排除余热D 包容放射性物质E应急行动计划7、在整个核燃料循环过程中，（）是核A铀选冶B 铀浓缩C 元件制造D 乏燃料运输E 贮存和后处理&在铀矿山测量（）中的铀用荧光法A空气B 水C尿D 生物样品E 排放废水9、对于氡的活度浓度瞬时测量常用（）法A双滤膜法B三点法C 气球法D闪烁法E电离室一静电计法10铀矿石的储运过程主要危害（）？A氡及氡子体B 铀尘C 丫辐射D a 气溶胶E a 3表面污染11、油矿冶设施退役（关闭）治理（处置）程序主要有（）A前期准备B施工管理C竣工验收D 工程移交E长期监护12、地浸工艺过程对地下水复原主要措施有（）A地下水清除法B渗透法C反渗透法D自然净化法E还原沉淀法13、铀浓缩职业照射监测内容有（）A空气监测B 外照射监测C 个人计量监测D内照射E尿样监测12、六氟化铀的性质（）A化学性质高度稳定B有较强的刺激和腐蚀作用C 具有辐射危害D 主要为a辐射E伴有3和少量Y辐射13、由于乏燃料固有的特性，给其运输带来了（）等复杂问题A防止核扩散B密闭C 屏蔽D散热E防和临界14、对于组分已经确定的燃料，保证次临界的最简单和最严格的条件是控制（）A 易裂变核素和可转化核素各自所占的份额B易裂变核素的质量C易裂变核材料在溶液中的浓度D 慢化剂的性质和浓度E盛装容器的形状和尺寸15、U O粉末转运和贮存工序的核临界控制方法（）A质量控制B 浓度控制C 慢化控制D 几何控制E 间距控制16、核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲应包括（）A辐射防护原则B辐射安全设计C辐射安全监测D 辐射安全措施E辐射安全监督检查17、G B11806的规定，下列货包的设计必须经核安全监管部门审批（）A装有超过1%勺六氟化铀的货包B装有易裂变材料的所有货包C B 型货包D C 型货包E装有放射性物质的例外货包18、放射源按其辐射的类型分（）源等A aB BC 丫D 中子E 低能光子源19、加速器的类型很多，其基本原理是利用电磁场使（）等获得高能量A电子B 中子C 质子D 氚核E氦核20、感生放射性主要产生在（）A加速器结构材料B冷却水C周围土壤D治疗室的空气E操作室21、辐射监测按对象分（）A公众监测B放射工作场所监测 C 环境监测D 个人剂量监测E流出物检测22、放射性核素进入人体的途径（）A辐射进入B吸入C 摄入D 皮肤E 气溶胶23、下列属于放射性废物的有（）A 含1.8 x 104Bq/Kg Cs —137 的污染物B 含有2.5 x 104Bq/Kg K —40 的污染物C 含2.2 x 104Bq/K Go—60的污染物D 含有8.1 x104Bq/Kg C —14的污染物E 豁免废物24、城市放射性废物库是（）A非赢利公益型运行组织B实行有偿服务C暂存性质D只收贮核技术应用领域产生的放射性废物E暂存时间一般不超过5年25、玻璃固化工艺废气中的主要核素为（）A Cs—137B I —131C Sr —90D Kr —85E Pu—23926、国际上废物包装的剂量率水平要求是（）A 表面剂量率w 2.0mSv/hB 1m 处剂量率w1mSv/h C 1m 处剂量率w 0.1mSv/h D a 发射体v ABq/cm2 E Y / 3 发射体v 0.4 Bq/cm 227、低、中放射性废物安全处理所要考虑的主要核素（B ）A Kr —85B Cs —137C I —131D Sr —90 D Pu —23928、核燃料循环后段核设施污染主要核素是（）A铀B鈈C 镎D 镭E 长寿命裂变产物29、源项调查方法主要有（）A文档调查B计算C现场检测调查D 污染水平评价E绘制放射性污染分布图30、极端气象参数包括（A 极端风B极端降水C极端水位D极端降雪E极端温度31、滨海厂址设计基准洪水位主要考虑的因素包括（）A 极端水位B基准水位C极端洪水事件D 波浪影响E江河洪水32、目前我国应用最多的筛选厂址的方法是（）A固定区域法B厂址人口因子法厂址和扇形因子法C D大气弥散法E人口密度法33、质量控制人员主要是指（A实施操作控制的工人B制定文件的技术人员C管理人员D单位领导E验证人员34、质量保证文件主要有（A质量保证大纲B质量保证大纲程序C工作程序和图纸D工作计划和进度E操作规程35、工作程序一般应包括（A技术要求B质保要求C 操作要求D操作安全E 操作环境条件36、核反应堆内主要的核反应有（）A散射反应B裂变反应C聚变反应D俘获反应E转化反应37、I NES核动力厂事件分级是根据（）方面来考虑的A厂外影响B核电厂堆芯损坏程度C场内影响D放射性物质释放程度E纵深防御削弱程度38、常用的压水堆燃料组件主要由（组成A上下管座B格架C控制棒导向管D燃料原件棒E 中子毒物棒39、铀屑着火有效的灭火方法有（）A氮气B泡沫C干沙D二氧化碳E氟化钙40在正常和瞬变运行期间，蒸汽管线上的大气释放阀主要作用（）A检修时将二回路蒸汽释放B失去正常热井时执行排除余热功能C避免蒸汽发生器安全阀频繁开启D 泄压E 蒸汽发生器安全阀冗余。