2027年注册核安全工程师《核安全综合知识》预测试卷一
核安全综合知识
预测试卷
共 100 题
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更新于 2026-09-26
一、单项选择题
下列每题的选项中，只有一项最符合题意。
1
华能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆在需要停堆时控制棒能够（）落入到（）的管道中。
- A.迅速、球床堆芯
- B.迅速、反射层
- C.自由、球床堆芯
- D.自由、反射层
2
现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第（）道轴封是全设计压力的轴封。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.A和B
3
法国RCC-M规范有一套非常完整而系统的体系来规范承压零件以及涉及安全功能的非承压零件所用金属材料的生产、采购和使用，具有较好的（）。
- A.可靠性
- B.有效性
- C.实用性
- D.可操作性
4
作为结构用材，金属结构材料发挥主要作用的是其（）。
- A.力学性能
- B.物理性能
- C.化学性能
- D.工艺性能
5
为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括传热管两侧压力小于（）MPa。
- A.10.0
- B.11.0
- C.12.0
- D.13.0
6
在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，对现存照射情况，最优化过程采用参考水平，参考水平通常设定在1-20mSv范围内，例如对氡的照射，个人剂量参考水平的上限为10mSv，相应的222Rn活度浓度值工作场所为（）Bq／m3，室内为（）Bq／m3。
- A.400200
- B.1000500
- C.1500600
- D.2100900
7
用于工作场所监测的仪器，从测量方法上大体可分为三种：瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器和γ谱仪。γ谱仪采用（）就地γ谱仪。
- A.NaI（Tl）
- B.HP（Ge）
- C.Ra（Be）
- D.A或B
8
由于中子发生器体积小、流强大、造价低、易于操作维护、可提供（）MeV中子，所以是核技术利用的重要工具之一。在工业、农业、医学、科研等各个领域有着广泛的应用。
- A.10
- B.12
- C.14
- D.16
9
核子秤是根据（）与物质相互作用原理制造的一种新型计量设备。
- A.γ射线
- B.β射线
- C.α射线
- D.中子射线
10
西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件由（）作包壳材料。
- A.不锈钢
- B.锆-4合金
- C.M5锆合金
- D.铝合金
11
（）有可能实现核燃料的增殖。
- A.石墨堆
- B.重水堆
- C.高温气冷堆
- D.快中子反应堆
12
普雷克斯型工艺流程的第一循环阶段进行铀、钚共萃取，并用硝酸溶液洗涤，去除绝大部分（）%以上的裂变产物杂质。
- A.88
- B.95
- C.97
- D.99
13
乏燃料后处理产品的总回收率（）%。
- A.＞99
- B.≥99
- C.＞99.9
- D.≥99.9
14
对伴有γ射线很强的中子源，如镭-铍中子源，既需要防护中子照射，又必须同时防护γ射线的照射，选用的屏蔽材料是（）。
- A.铍
- B.石蜡
- C.石墨
- D.混凝土
15
β粒子可能伤害眼睛的玻璃体，因此在操作β放射源时，用（）板防护。
- A.普通玻璃
- B.钢化玻璃
- C.含铍玻璃
- D.有机玻璃
16
对（）以下的光子，需要注意仪器的能量响应性能与被测光子的能量是否相适应。
- A.1keV
- B.10keV
- C.100keV
- D.1MeV
17
推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有独立验证，独立验证是将工作员工分为执行和验证两个小组先后派出执行同一任务，后派出的小组对先前派出的小组的执行结果加以（）。
- A.确认
- B.评价
- C.检查
- D.审查
18
用于外照射的次级限值有浅表剂量当量限值和深部剂量当量限值：深部剂量当量限值为每年（）mSv，用以限制（）效应的发生率达到可以接受的水平。
- A.15随机性
- B.15确定性
- C.20随机性
- D.20确定性
19
中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。其中，1955-1960年是核技术利用的开创时期，这一时期核技术利用主要是为（）建设发展的需要服务。
- A.经济
- B.科学
- C.教育
- D.国防
20
α放射源放出的α粒子能量一般为4-8MeV，在空气中的射程为（）。
- A.2.5-2.7mm
- B.2.5-2.7cm
- C.25-27cm
- D.2.5-2.7m
21
年龄小于（）周岁的人员不得接受职业照射。
- A.12
- B.14
- C.16
- D.18
22
缓发裂变中子的产额占裂变中子数的（）左右。
- A.0.1%
- B.1%
- C.0.2%
- D.2%
23
从安全运行角度考虑，要求慢化剂温度系数是（）(至少在额定温度工况下)，以提高反应堆的自调自稳特性。
- A.正值
- B.负值
- C.正负可调
- D.恒值
24
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统的设计可以保证在极端的（）事故条件下，保证堆芯燃料元件的最高温度不超过l600的设计限值，远低于其包覆颗粒燃料的破损温度2100。
- A.堆芯冷却剂完全流失
- B.主传热系统的功能完全丧失
- C.堆芯熔化
- D.A与B
25
为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求，将非密封源工作场所按放射性核素日等效（）操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。
- A.最小
- B.平均
- C.最大
- D.修正
26
辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支，是专门研究防止（）对人体危害的综合性边缘学科，与许多学科存在交叉领域。
- A.原子辐射
- B.原子核辐射（核辐射）
- C.电离辐射
- D.电磁辐射
27
铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后，得到的铀化学浓缩物重铀酸盐主要有（）。
- A.三碳酸铀酸铵（（NH4）4UO2（CO3）3）
- B.重铀酸铵（（NH4）2U2O7）
- C.重铀酸钠（Na2U2O7）
- D.B和C
28
中子寿命测井是利用中子在油中的平均寿命大约（）与在水中的平均寿命（）的差别，来区分地层中是水层还是油层。
- A.190-220μs、50-200μs
- B.50-200μs、190-220μs
- C.19-22μs、5-20μs
- D.5-20μs、19-22μs
29
压水堆核电厂安注箱为（）结构。
- A.直立式筒体
- B.卧式筒体
- C.立方体箱式
- D.球体
30
AP1000核动力厂满足URD要求，其电站设计寿命（）年。
- A.40
- B.50
- C.60
- D.70
31
高温气冷堆的蒸汽发生器与压水堆的蒸汽发生器结构差异较大，传热管为盘管结构，共（）组。
- A.18
- B.19
- C.20
- D.21
32
x射线用于治疗是基于肌体的组织细胞受到x射线作用后使其（）发生电离，使细胞在分裂和代谢方面遭到破坏。
- A.蛋白质
- B.DNA
- C.细胞膜
- D.体液
33
回路式钠快冷堆为确保因蒸汽发生器泄露发生钠-水反应时堆芯安全的设备是（）。
- A.钠池
- B.钠冷却剂回路（一回路）
- C.中间回路（二回路）
- D.中间热交换器
34
对于含有放射性物质的消费品，除了下列三种情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品：所引起的照射是被（）的；消费品中的放射性含量是被（）的；该消费品已经审管部门（）可以销售的。
- A.豁免排除认可
- B.排除豁免认可
- C.豁免排除批准
- D.排除豁免批准
35
由于（）具有设备简单、使用灵活、操作方便等优点，所以在辐射治疗中应用最广。
- A.密封源
- B.非密封源
- C.加速器
- D.x射线机
36
中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件由8层同心套管构成，最外层与最内层套管是连接构件，不含燃料，并起（）作用。
- A.支撑
- B.强化
- C.填充
- D.节流
37
对工作人员的潜在照射，ICRP推荐的危险约束值为（）/年。
- A.1×10-4
- B.1×10-5
- C.2×10-4
- D.2×10-5
38
流化床UF4氟化反应器的缺点是灰渣率较大（）%。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
39
在美国三哩岛核事故后，在原来压水堆技术基础上，开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术，形成了非能动安全的先进压水堆（）和下一代欧洲压水堆（），满足了《核动力厂用户要求》文件对下一代核动力厂的要求。
- A.ERPAP600
- B.AP600ERP
- C.EPRAP1000
- D.AP1000EPR
40
大亚湾核电厂稳压器直径（）m。
- A.2.5
- B.3.5
- C.4.5
- D.5.5
41
下列核电厂一回路辅助系统作用与核安全无关的是（）。
- A.余热排出
- B.冷却剂化学和容积控制
- C.硼和水补给
- D.水质控制
42
压水堆蒸汽发生器的（）内主要设置有汽水分离器和蒸汽干燥器。
- A.上封头
- B.上筒体
- C.锥形链接段
- D.下筒体
43
化学和容积控制系统化学控制功能的目的是通过净化冷却剂及添加化学药剂（），通过离子交换（），保持一回路的水质。
- A.减少腐蚀降低放射性水平
- B.降低放射性水平减少腐蚀
- C.减少腐蚀调整反应性
- D.调整反应性降低放射性水平
44
为了保证反应堆的安全，在设计中要求燃料元件表面的最大热流密度（）临界热流密度。
- A.小于
- B.等于
- C.大于
- D.临近
45
下列关于安全壳喷淋系统辅助功能说法错误的是（）。
- A.喷淋水中加入NaOH，有除碘功能
- B.在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需要冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯
- C.当反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火
- D.在LOCA后15天，安全壳喷淋系统泵可作为高压安注泵的备用
46
IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。危险是阶段（）。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
47
堆内裂变能绝大部分的能量集中在（）。
- A.裂变碎片动能
- B.裂变中子动能
- C.瞬发γ射线
- D.裂变产物衰变产生的能量
48
典型压水堆在燃料和冷却剂之间的总热阻由4部分组成，其中热阻最大的是（）。
- A.燃料芯块的导热热阻
- B.燃料和包壳之间的气隙热阻
- C.包壳的导热热阻
- D.对冷却剂的传热热阻
49
AP1000核动力厂满足URD要求，其设计燃料组件卸料燃耗可达（）MWd／tU。
- A.6000
- B.60000
- C.8000
- D.80000
50
1μCi=（）Ci。
- A.10-2
- B.10-3
- C.10-6
- D.10-9
的词头，即
，所以
。### 步骤二：计算
等于多少Ci根据上述换算关系可得：
，这里主要考查的是单位间的数量级换算，所以
51
核动力厂大型发电机的励磁方式，目前已较多地采用（）。
- A.直流发电机供电励磁
- B.交流发电机供电励磁
- C.恒磁场励磁
- D.无刷旋转半导体励磁
52
AP1000非能动安全注入系统的内置换料水箱内压力为（）。
- A.常压
- B.2-3个大气压
- C.50个大气压
- D.主回路压力
53
核动力厂余热排出系统的主要功能包括除了失水事故(LOCA)引起（）投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出热量。
- A.安全注入系统
- B.安全壳喷淋系统
- C.安全壳隔离系统
- D.以上三者均包含
54
AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯燃料循环的换料周期为（）个月。
- A.12
- B.18
- C.24
- D.30
55
从反应堆将达到预期燃耗值卸出的核燃料称为（）。
- A.贫燃料
- B.乏燃料
- C.核废料
- D.放射性废物
56
由氟化反应器排出的气体中，除含有UF6、F2和作为稀释气的N2以外，还含有少量的HF、O2等不凝性气体。此混合气体在冷凝器中，绝大部分的UF6被冷凝成固体，排出的不凝性气体中还含有（）%的F2。
- A.5-15
- B.10-30
- C.20-40
- D.30-45
57
电离能量损失率与介质的（）。
- A.原子序数成反比
- B.原子密度成正比
- C.原子序数和原子密度的乘积成正比
- D.原子序数和原子密度的乘积成反比
58
可以使用UC或ThO2做核燃料的堆型是（）。
- A.压水堆
- B.重水堆
- C.高温气冷堆
- D.快中子堆
59
γ放射源是以发射γ辐射为主要特征的放射源，下列说法错误的是（）。
- A.是利用发射γ辐射(包括x辐射)的核素制备的
- B.γ辐射通常是其他类型核衰变的伴随辐射
- C.在β衰变时生成的子体核可能通过几个能态跃迁到基态并发射几种γ（或x）辐射
- D.γ放射源亦称做辐射源
60
核安全文化的提出使不同社会制度的国家、不同层次的组织和不同文化背景的员工有了一个为核安全作贡献的统一（），这也保证了国际核能与核技术利用长期的良好的安全业绩。
- A.安全共识
- B.价值观念
- C.活动方式
- D.行为准则
61
一般燃料组件大约在反应堆内使用（）年的时间。
- A.1-2
- B.2-3
- C.3-5
- D.4-6
62
辐射育种使用x射线和γ射线辐照时，一般使用的剂量范围为（）。
- A.1.3×102-3.5×102Gy
- B.1.3×103-3.5×103Gy
- C.1.3×104-3.5×104Gy
- D.1.3×105-3.5×105Gy
63
铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后，得到的铀化学浓缩物重铀酸盐俗称（）。
- A.红饼
- B.黄饼
- C.蓝饼
- D.黑饼
64
由于中子氧增比小，生物效应比高，所以对缺氧的或对处于相对静止期的癌细胞有较大的杀伤作用，对某些用γ射线、电子的放疗效果差的癌症很有用，所以利用（）对某些癌症(腮腺癌、前列腺癌等)的治疗起到了一定作用。
- A.热中子
- B.慢中子
- C.快中子
- D.中能中子
65
组织推进核安全文化建设的良好实践包括进行（）方面的风险分析。单位可以编写（）供员工使用，这些指南有些就是使用经验反馈的实例。
- A.管理风险分析指南
- B.体系风险分析指南
- C.技术风险分析导则
- D.程序风险分析导则
66
高温气冷堆燃料元件由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成。包覆颗粒燃料中心是直径约（）mm的核燃料（）。
- A.0.1-0.4 UC
- B.0.2-0.5 UC
- C.0.1-0.4 UO2
- D.0.2-0.5 UO2
67
堆内裂变能绝大部分的能量集中在裂变碎片动能，约占总能量的（）。
- A.73%
- B.84%
- C.90%
- D.95%
68
沸水堆的MarkI和MarkII安全壳主要由干阱和湿阱(抑压水池)组成，称为（）安全壳。
- A.干式
- B.湿式
- C.复合式
- D.一次
69
在现场进行核电厂主管道焊接底层时，用（）气在外面和里面进行保护。
- A.氦
- B.氖
- C.氩
- D.氪
70
反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一，在核电厂安全分析中，（）。
- A.不考虑其失效
- B.应考虑其失效
- C.重点考虑其失效
- D.重点考虑其发生破裂事故
71
利用塔式氟气净化反应器，F2的总利用率可达（）％以上。
- A.96
- B.97
- C.98
- D.99
72
用氢气还原UF6制备UF4是目前应用最广的方法，工业上已开发出两种提供起始反应所需能量的方法：热壁法、冷壁法。下列关于热壁法操作的严重缺点说法错误的是（）。
- A.在塔壁上会生成熔结层，并不断增厚，需要停车清除，致使生产不能连续进行
- B.清除工作的劳动强度大，防护条件差
- C.不适宜处理批量大的物料
- D.还原反应在瞬间内完成，不利于控制
73
为增大堆芯的初始燃料装载量，通常在堆芯内装人中子吸收截面较大的物质，把它作为固定不动的控制棒装入堆芯，用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应。这物质称为（）。
- A.中子吸收体
- B.中子毒物
- C.可燃毒物
- D.可溶毒物
74
反应堆功率控制系统的功能是在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数在允许的范围内，以尽可能减少反应堆（）的动作。
- A.保护系统
- B.一回路辅助系统
- C.化学和容积控制系统
- D.二回路系统
75
任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。只要简写为（），它已足以代表一个特定的核素。
- A.AX
- B.ZX
- C.XN
- D.AZX
76
火焰炉UF4氟化反应器的缺点是氟气过剩量大（）%。
- A.5-10
- B.10-15
- C.15-20
- D.20-25
77
欧洲压水堆(EPR)安全壳排热系统(CHRS)作用是（），以保持安全壳长期完整性。
- A.控制安全壳压力
- B.确保余热的载出
- C.阻止余热效应使安全壳升压
- D.以上三者均包含
78
放射性核素的平均寿命τ表示经过时间τ以后，剩下的核素数目约为原来的（）％。
- A.14
- B.37
- C.46
- D.69
有关系，经过平均寿命τ后，剩下核素数目是原来的1/e，
，即约为原来的37%。答案选B。
79
在正常运行期间，对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽的是（）。
- A.压力容器
- B.一回路承压边界
- C.安全壳
- D.核反应堆厂房
80
研究堆是指主要用来作为（）的核反应堆，也称为非动力反应堆。
- A.放射源
- B.中子源
- C.科学研究
- D.制造放射性同位素
81
以UF6为原料采用重铀酸铵（ADU）工艺流程制备陶瓷UO2粉末的ADU的沉淀工艺过程，氟化铀酰溶液用（）沉淀时形成多种铀酸盐沉淀。
- A.过量氨气
- B.适量氨气
- C.过量氨水
- D.适量氨水
82
中国早期建造的游泳池式轻水研究堆有（）座。
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
83
1飞米=（）米。
- A.10-13
- B.10-14
- C.10-15
- D.10-16
84
用于内照射的次级限值是（）限值(ALI)。
- A.年照射量
- B.年摄入量
- C.年当量剂量
- D.年有效剂量
85
核安全工作的发展历史到目前为止可以划分为（）个阶段。
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
86
可以在真空中传播的的导热方式为（）。
- A.热传导
- B.对流
- C.热辐射
- D.A与C
87
华能山东石岛湾电站（HTR—PM）电站设计寿期为（）a。
- A.30
- B.40
- C.50
- D.60
88
核反应堆停堆触发系统用以防止偏离泡核沸腾比过小和燃料线功率密度过大而导致堆芯损坏的是（）。
- A.核功率保护
- B.堆芯保护
- C.冷却剂压力和液位保护
- D.冷却剂低流量保护
89
核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：建造时间，600MWe≤（）个月(从第一罐混凝土浇罐到商业运行)。
- A.42
- B.48
- C.54
- D.60
90
按照射方式可将密封源治疗分为近距离治疗和远距离治疗两类，不属于近距离治疗的是（）。
- A.表浅治疗
- B.腔内治疗
- C.强γ或β射线照射肿瘤组织
- D.后装机
91
在水慢化的反应堆中，热中子扩散时间约为（）s。
- A.2.1×10-6
- B.2.1×10-5
- C.2.1×10-4
- D.2.1×10-3
92
诱发裂变中，（）诱发裂变是最重要的，也是研究最多的诱发裂变。
- A.中子
- B.质子
- C.α粒子
- D.γ光子
93
UO2干法生产UF4转化过程的核心是（）。
- A.铀的回收率
- B.UO2的还原
- C.UO2的氢氟化
- D.无水HF的供给
94
浓缩铀生产的主要工艺过程为：原料UF6容器放入压热罐中加热，UF6以气态形式供入级联进行分离，当235U被浓缩到所需丰度时，装入冷冻状态下的产品容器，再经（），取样合格后存入成品库房。
- A.高压液化
- B.高压固化
- C.液化均质
- D.固化均质
95
《安全标准丛书》第SF-1号的10项新的基本安全原则是IAEA安全标准计划中确定防止（）要求的基础，也为IAEA更广泛的安全相关计划提供了依据。
- A.核事故
- B.辐射源照射安全
- C.电离辐射照射安全
- D.工作人员、公众、环境的辐射安全
96
目前动力堆普遍采用的元件为圆柱形，对于组件内的一根燃料棒，（）方向为热流的主要方向。
- A.半径
- B.高度
- C.半径和高度
- D.视具体情况上述三者均有可能
97
AP1000最大组件燃耗可达（）Wd／tU。
- A.6G
- B.60G
- C.6T
- D.60T
98
Np-237的半衰期为（）a。
- A.1.41×1010
- B.4.47×109
- C.7.04×108
- D.2.14×106
99
为了实现IAEA提出的核基本安全原则的基本安全目标，形成了10项安全原则。下列这些安全原则说法错误的是（）。
- A.在这些安全原则上，提出了安全要求和应采取的安全措施
- B.安全原则是一个整体
- C.在实践中针对具体情况各项原则的重要性可能有所不同
- D.在实践中部分相关原则可以需适当地不予应用
100
反应堆中不能作为慢化剂的是（）。
- A.水
- B.重水
- C.石墨
- D.铅
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