注册核安全专业实务第一套试题
专业实务1~4章节题库及答案一、单选题1、我国于（）成立了国家核安全局，《民用核设施安全监督管理条例》是（）发布。
AA、1984年，1986年B、1985年，1986年C、1986年，1986年2、国家核安全局下设核设施安全监管司、（C）以及辐射安全监管司三个业务司。
A、辐射防护监测司B、环境监测司C、核电安全监管司3、（B）为国家核安全局提供技术服务的企事业单位。
A、核安全与环境专家委员会B、授权提供核安全技术服务的单位C、地方辐射环保部门4、核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护（）免受危害。
A 5页A、人员、社会和环境B、5、核动力厂核安全总目标可以分解为（）和（）。
A 5页A、辐射防护目标、技术安全目标B、辐射安全目标、核安全目标C、6、实现核安全目标，使用的主要手段是（）原则。
A 5页A、纵深防御B、辐射防护最优化C、合理可行尽量低7、从核安全许可的性质分类，单位资格许可和人员资格许可属于（）。
C 7页A、活动许可B、资质许可C、资格许可8、核安全监管的对象是（）。
C 7页A、核电厂B、燃料生产厂C、核能与核技术利用单位9、在核安全许可单位中，真正承担核安全责任的是核安全活动许可的申请或持有单位，我们称其为（）。
A 8页A、核安全责任单位B、核安全监督单位C、核安全施工单位10、下列核设施核安全许可分类中，属于人员资格许可的是（）。
C 9页A、核设施运行许可证B、核设施退役批准书C、核设施操纵员执照11、核设施运营单位在选址、建造、装料、运行及退役等每一个阶段开始之前（）左右时间，向国务院核安全监管部门提出书面申请并提交相应的文件资料。
C 8页A、三个月至半年B、半年C、半年至一年12、核设施运营单位在选址、建造、装料、运行及退役等每一个阶段向国务院核安全监管部门提出书面申请并提交相应的文件资料后，国务院核安全监管部门在（）必须答复是否接受申请。
A 8页A、1个月内B、2个月内C、3个月内13、下列不属于国务院核安全监管部门的监督管理活动监督检查报告制度的是（）。
A 10页A、安全评价报告B、运行经验反馈报告C、周报14、对申请甲级评价机构的人员资格条件的要求是：具备20名以上的环境影响评价专职技术人员，其中至少有（）名登记于该机构的环境影响评价工程师，其他人员应当取得环境影响评价岗位证书。
A 12页A、10B、12C、1515、环境影响评价范围包含核工业类的，专职技术人员中还应当至少（）注册于该机构的核安全工程师。
B 12页A、1B、3C、516、材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件通称（）。
C 15页A、物料B、服务C、物项17、为使物项或服务于规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统的活动。
称为（）B 16页A、质量控制B、质量保证C、质量管理18、按规定要求为控制和测量某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
称为（）。
A 16页A、质量控制B、质量保证C、质量管理19、在质量方面指挥和控制组织的协调的活动。
称为（）。
C 16页A、质量控制B、质量保证C、质量管理20、我国于（）颁布了《核电厂质量保证安全规定》，简称（）。
B 19页A、1986年6月7日，HAF003B、1986年7月7日，HAF003C、1986年8月7日，HAF00321、《核电厂质量保证安全规定》共（）章节，其中基本要素有（）个。
B 21页A、12，11B、13,12C、13,1022、质保监查中主监查员至少应在取得资格前（）内参加（）次质量保证监查，其中有（）次在取得资格前的1年内进行的核工程质量保证监查。
C 55页A、2,3,1B、3,4,1C、3,5,123、日常核安全检查是由（）所作的检查。
C 79页A、现场技术人员B、现场核安全技术员C、现场核安全监督员24、（）是核安全检查组或核安全监督员根据国务院核安全监管部门制定的检查大纲，对运营单位多动所进行有计划的核安全检查。
C 79页A、日常核安全检查B、非例行核安全检查C、例行核安全检查25、（）是国务院核安全监管部门或地区监督站根据工作需要进行的检查，是对意外的或异常的情况或事件的响应。
B 79页A、日常核安全检查B、非例行核安全检查C、例行核安全检查26、厂址选择调查时，对气象数据的收集和调查的长期数据应最好覆盖至少（B）年的时间。
A、20B、30C、40D、5027、满足Vs大于1100m/s的核电厂的地基标准，属于（）类厂址。
AA、1B、2C、328、满足Vs大于300m/s，小于1100m/s的核电厂的地基标准，属于（）类厂址。
BA、1B、2C、329、满足Vs小于300m/s的核电厂的地基标准，属于（）类厂址。
CA、1B、2C、330、对厂址人口特征的限制，非居住区边界以反应堆中心为半径不得小于（）。
A136页A、500mB、1000mC、5000m31、对厂址人口特征的限制，核电厂规定限制区内不宜有（）的乡镇。
A136页A、1万人以上B、2万人以上C、5万人以上32、对厂址人口特征的限制，核电厂半径（B ）范围内不宜有10万以上的城镇。
136页A、5kmB、10kmC、15km33、主要含半衰期大于30年的核素的废物，通常采用（B）。
136页A、近地表处置B、地质处置C、就地处置34、IAEA推荐的免管水平是基于对公众成员照射所造成的年剂量小于（）mSv，对公众集体剂量不超过（）人.Sv/a。
B 138页A、0.1，1B、0.01，1C、0.01, 235、核动力厂的抗震设计必须提供充分的（），以抵御地震事件的影响。
CA、安全等级B、抗震等级C、安全裕度36、设计基准必须规定核动力厂的必备能力，以适应在规定的辐射防护要求范围内所确定的运行状态和（）。
B 153页A、设计事故B、设计基准事故C、设计规范37、核动力厂的分类工况I引起的系统状态参数变化不会触发（）的整定值。
B 154页A、正常系统B、安全系统C、控制系统38、下列属于正常运行和运行瞬变工况的是（）AA、一回来冷却剂放射性水平升高B、汽轮机停车C、蒸汽发生器1根传热管破裂39、下列属于中等频率事件的是（）。
A、蒸汽发生器传热管有泄露B、失去厂内外非应急交流电源C、反应堆冷却剂系统小管道破裂40、下列属于稀有事故的是（）。
CA、蒸汽发生器传热管有泄露B、失去厂内外非应急交流电源C、反应堆冷却剂系统小管道破裂41、反应堆冷却剂丧失事故属于（）工况。
CA、稀有事故B、中等频率事件C、极限事故42、（）必须作为营运单位运行核动力厂的一个重要依据。
BA、运行规范和条件B、运行限值和条件C、人因事件43、公众的个人年剂量当量限值用（）的平均剂量当量来表示。
CA、全部居民群B、部分居民群C、关键居民群44、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，职业照射的剂量限值，连续5年的年平均有效剂量为（）。
CA、10mSvB、15mSvC、20mSv45、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，职业照射的剂量限值，连续5年内任何一年中的有效剂量最高不超过（）。
CA、20mSvB、30mSvC、50mSv46、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，职业照射的眼晶体年当量剂量的剂量限值为（）CA、100mSvB、20mSvC、150mSv47、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，公众的年有效剂量限值为（）。
AA、1mSvB、2mSvC、5mSv48、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，特殊情况下，如果5个连续年的平均剂量不超过1mSv，则某一单一年的有效剂量限值可提高到（）。
BA、2 mSvB、5 mSvC、10 mSv49、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，公众的眼晶体年当量剂量的剂量限值为（B）A、10mSvB、15mSvC、20mSv50、（B）是合理可行尽量低原则的应用，通常意味着从一系列防护措施中进行选择。
A、辐射事业的正当化B、防护水平的合理最优化C、个人所受剂量当量应在规定的限量以下51、（B）是辐射防护最优化的一种定量方法。
A、成本—利润分析B、成本—收益分析C、营运—收益分析52、下列属于裂变产物的是（A）A、131IB、54MnC、60Co53、核动力厂事故分析中必须采用确定论和（B）分析方法。
A、统计论B、概率论C、假设54、对于工况II中等频率事件要求一回来压力在（）。
BA、小于100%设计值B、小于110%设计值C、小于120%设计值55、对于工况III和IV事件要求一回来压力在（C）。
A、小于100%设计值B、小于110%设计值C、小于120%设计值A、B、C、D、56、对始发事件一般可分为内部始发事件和危害两大类，下列可不属于外部危害的是（）A、丧失厂外电源B、地震C、洪水57、在压水堆中，对堆芯损坏频率起主要贡献的是（B）的始发事件。
A、蒸汽管道大破口B、一回路失水事故C、二回路失水事故58、核动力厂风险研究中指出，导致放射性物质向环境释放的主要因素是（B）A、小破口失水事故B、堆芯熔化C、一回路破口59、核动力厂风险研究中指出，引起堆芯熔化的主要因素是（B）A、小破口失水事故和蒸汽管道小破口B、小破口失水事故和运行瞬变C、蒸汽管道小破口和运行瞬变60、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、反应性引入速率大二、多选题1、核与辐射安全法规审核委员会下设（ABCD）专业组。
4页A、核安全B、辐射安全C、核安全设备D、电磁辐射2、从核安全许可的性质分，核安全许可分为（）和（）。
A B 7页A、活动许可B、资格许可C、单位许可，D、单位资格想许可3、下列核设施核安全许可分类中，属于人员资格许可的是（）AD 8页A、核设施操纵员执照B、核设施退役批准书C、核设施建造许可证D、核设施高级操纵员执照4、下列核设施核安全许可分类中，属于核安全活动许可的是（）ABCD 9页A、核设施退役批准书B、核设施建造许可证C、核设施厂址选择审查意见书D、核设施首次装料批准书5、国务院核安全监管部门的监督管理活动涉及（）方面。
ABC 10页A、文件审查B、现场检查C、监督检查报告制度D、环境评价6、属于国务院核安全监管部门的监督管理活动中文件审查的是（）。
ABCD 10页A、运行事件报告B、重大修改项目C、特许申请D、定期安全评价7、国务院核安全监管部门的监督管理活动关于现场检查包含（）。
BCD 10页A、定期安全评价B、日常检查C、例行检查D、非例行检查8、下列属于国务院核安全监管部门的监督管理活动日常检查的是（）。
ABCD 10页A、核动力厂内巡视B、定期协调会C、定期试验观察D、维修检查9、在《中华人民共和国环境保护法》第二十六条和《建设项目环境保护管理条例》第十六条都明确规定了环境保护设施必须与主体工程（）。
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.0.1-50B.0.2-20C.0.5-15D.1-10正确答案：D2. 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：D3. 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：A4. 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.1B.2C.3D.4正确答案：A5. 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：C6. 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.120B.125C.130D.135正确答案：C7.. ( )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：B8. 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.1.25B.1.5C.1.75D.2正确答案：A9. 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：A10 核技术利用领域流出物排放除非经审管部门确认是满足相应条件的低放废液，方可直接排入流量大于( )倍排放流量的普通下水道，同时应对每次排放做好记录。
注册核安全工程师题库
注册核安全工程师题库一、根据《核安全法》，以下哪项是注册核安全工程师的主要职责？A. 负责核设施的日常运营和维护B. 监督核设施的安全运行，确保符合核安全标准C. 制定核设施的建设计划和预算D. 处理核设施产生的废弃物（答案：B）二、在核安全评估过程中，注册核安全工程师应重点关注哪个方面？A. 核设施的经济效益B. 核设施的技术先进性C. 核设施对周边环境的影响及安全防护措施D. 核设施的建设进度（答案：C）三、以下哪项是注册核安全工程师在应对核事故时的首要任务？A. 立即疏散周边居民B. 迅速控制事故现场，防止辐射扩散C. 评估事故对核设施的经济损失D. 向媒体公布事故详情（答案：B）四、关于核安全文化，以下哪项描述最为准确？A. 核安全文化是核设施运营企业的外在形象B. 核安全文化仅涉及核设施操作人员的行为规范C. 核安全文化是确保核安全的重要基石，贯穿核设施的全寿命周期D. 核安全文化主要是针对核事故应急响应的（答案：C）五、在核设施设计中，注册核安全工程师应确保哪项原则得到遵循？A. 设计应追求最大的经济效益B. 设计应优先考虑技术创新C. 设计应确保核设施在任何情况下都不会发生事故D. 设计应采用多重屏障系统，确保核安全（答案：D）六、以下哪项是注册核安全工程师在核设施退役过程中需要特别关注的？A. 核设施退役后的经济效益B. 核设施退役后的再利用C. 核设施退役过程中的辐射安全和环境保护D. 核设施退役后的历史遗留问题（答案：C）七、关于核安全监管，以下哪项是注册核安全工程师的职责之一？A. 制定核安全监管法规B. 执行核安全监管任务，确保法规得到遵守C. 审核核设施运营企业的财务报告D. 处理核设施运营企业的客户投诉（答案：B）八、在核设施应急响应计划中，注册核安全工程师应负责哪项工作？A. 制定应急响应的财务预案B. 确保应急响应人员得到足够的休息C. 评估应急响应措施的有效性和安全性D. 负责应急响应期间的媒体沟通（答案：C）。
注册核安全工程师专业实务历年真题-回忆版,答案仅供参考教材
2009年注册核安全工程师考试部分试题专业实务1、宏观截面的单位是： A 、长度B、面积C、长度的倒数D、面积的倒数2、压水堆最可几速度2200m/s时的中子能量是：A、0.253 B 、0.253 C 、0.0253 D 、0.0235 3 、快中子堆的中子能量（A、0.1MeV--综合；B、0.25MeV--专业）4、多选题中，压水堆与沸水堆比、与高温气冷堆比、与重水堆比以及快种子堆特性5、可燃毒物的优点，多选6、铀-235 一次裂变发出的能量：200MeV7、一回路的范围：压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等8、1MWd每天实际消耗的铀-235 是 1.23g9、裂变产物释放的中子是缓发中子10、构筑物、系统和部件的可靠性设计：通过防止共因故障、应用单一故障准则和采用故障安全设计、多重性、多样性、独立性来实现11、案例分析第一题：工况III 稀有事故, 发生频率10－4/ 堆年－10－2/ 堆年，如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂12、2 级概率安全分析用以确定安全壳失效和大规模放射性释放的频率；13、核级机械部件与常规机械产品的基本差别14、核级机械设备设计的基本核安全要求：在核设施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，保持其设备与部件压力边界的结构完整性15、热备用的Keff 16应急演习：单项演习，每年至少一次；综合演习，每两年一次17、测量排放废水中的铀采用分光光度法18、矿井氡的析出规律19、铀矿通风的要求，案例分析20、凡拟建造民用住宅和公共建筑物的建筑材料的必须满足《建筑材料放射卫生防护标准》中铀含量不大于740Bq/kg ，镭含量不大于200 Bq/kg 。
21、铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限值为：氡：2.7kBq/m3，氡子体： 5.4μJ/m3 22 、转化反应常在含有HF、F2 等强腐蚀性的气体中进行，因此必须用镍或镍基合金等耐腐蚀材料制作反应器，并且设备要有良好的密闭性以防有毒气体外逸23、UO2氢氟化的反应器：1）卧式搅拌床反应器；2）流化床反应器；3）移动床反应器24、气体扩散法和气体离心法在级联数量上的差别25、货包外辐射水平：货包表面不超过2mSv/h26、仪器的宇宙射线响应每年标定一次，该项测量应在距岸1000 米，水深超过 2 米的湖面的木制小船上进行27、中子的防护原则是对快中子减速，对减速的慢中子吸收。
注册核安全工程师试题
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—232B. 铀—233C. 铀—235D. 铀—238E. 钚—2392．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 DA. 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. 8B. 10C. 12D. 14E. 164．.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 evA. 0.0253B. 0.0325C. 0.0352D. 0.0235E. 0.3255. 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 DA.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. 0.2B. 0.02C. 0.5D. 0.05E. 0.0710.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 EA.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： CA.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 EA. 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. 120B. 150C. 180D. 200E.22014.核反应堆热工力学的性质主要取决于： AA.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 DA.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..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 AA. 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 A 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.3B.5C.7D.8E.1220. 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 D 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 D 160A. 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 EA. 10MsvB. 100MsvC. 110MsvD. 10 mGYE. 100mGY23.核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由 B 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 AA.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 CA.60%B.68%C.80%D.82%E.86%25.铀选冶厂尾矿废渣产生率 BA. 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： DA.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 BA.HCLB. H2S C. H2SO4D.CaOHE.CaCO327.．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DA.78%B.80%C.85%D.88%28.以下那个不是氡累积测量常用方法 DA.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.UO 2转化UF 4的核心是UO 2的氢氟化;反应器设计关键 BA. 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UF 4;再转化成六氟化铀UF 6及其还原的主要工艺过程..一般要求有较高转化率≥ BA.90%B. 95%C.96%D.98%E.99%31. 以下那种是UF 6的尾气处理方法： BA.固体中和法B. UF 4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 B 分离功A. 4.2tswuB. 4.3tswuC. 4.4tswuD. 4.5tswuE. 4.6tswu33气体离心法单级分离能力主要取决于 C 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 B 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 BA.60B.30C.20D.15E.1036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.. CA.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 DA.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B 关键居民幼儿..A. 233UB. 234UC. 235UD.氚E. 131I39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 CA. 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： AA.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 AA.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： BA.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 BA. 90PoB. 90SrC. 137CsD. 226RaE. 239Pu44 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 B 左右..A. 120BqB. 150BqC. 160BqD. 185BqE. 200Bq45. 对于高放废物普遍接受的处理方法;多用 C 法..A.冰层处置B.超深钻孔埋葬3-5kmC.巷道垂直钻孔叠堆600-1000mD.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; A 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 DA.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.. CA.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： CA.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 E 404A. 10-9B. 10-10C. 10-9～10-10D. 10-9～10-12E. 10-9～10-1351. 下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法 CA.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 A 446A. 10-4/aB. 10-5/aC. 10-6/aD. 10-4/a --10-6/aE. 10-5/a--10-6/a53. 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 D ;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 AA.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 D 470A.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 A 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 BA. 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 DA.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 EA. 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 D 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： ABCDEA.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 ACD ABCDA.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 ACD ACEA.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 ACDEA.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 BDA.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： BCDEA.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： ABCDEA.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 ABEA.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： ABCDEA. 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 ABDEA.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： ABCDEA.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： ABCDEA.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： ABDEA. 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： ABDEA.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： ABCDA.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 ABCDEA.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 ACE ABCA.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 ABDEA.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 ABCA.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： ADEA.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 AC ABDA.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： BCE ABCDEA.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： AD ABCDA.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 CDEA.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 BCE ABCE319A.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： ABCE ACA.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 ABCDA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： AB ACEA.85krB.90SrC.133XeD.133IE.14C30. 废水净化处理的方法： ACDE ADA. 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： ACD ABCDEA.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 ABCEA.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： BCDE BDEA.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： ABDE ABCA.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： ACDEA.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 ABCDA.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 BCDE ADEA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 BCDE ACDEA.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 BCDA. 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： ABDA.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。
核安全工程师-核安全专业实务-核燃料循环设施核安全监督管理-核燃料加工、处理设施的化学安全
核安全工程师-核安全专业实务-核燃料循环设施核安全监督管理-核燃料加工、处理设施的化学安全[单选题]1.在铀燃料循环加工设施中，铀转化工厂将精制天然铀产品转化为（）作为铀浓缩工厂的供料。
（江南博哥）A.UF4B.UF6C.UO2D.UO3正确答案：B[单选题]2.UF6是铀浓缩厂主工艺系统的工作物料，天然UF6浓缩达到预定富集度后，送到铀燃料元（组）件加工厂，将其制备成（）粉末，然后再经过进一步加工制备成供反应堆所需要的燃料元（组）件。
A.UF4B.UO2C.UO3D.U3O8正确答案：B[单选题]3.在（）设施中，由于人为因素或设备的失效，将会发生不同程度UF6的泄漏事件或事故，UF6的泄漏不仅因铀泄漏造成放射性辐射危害，而且会造成不同程度的化学危害，有时化学危害甚至大于辐射危害。
A.铀转化B.铀浓缩C.铀燃料元件加工D.以上三者均包含正确答案：D[单选题]4.UF6的三相点出现在（）MPa和64.1℃。
A.0.10B.0.15C.0.20D.0.25正确答案：B[单选题]5.UF6的三相点出现在0.15MPa和（）℃。
A.16.4B.46.1C.61.4D.64.1正确答案：D[单选题]6.UF6从固体变为液体的转化过程中要发生体积膨胀，其密度减少A.15B.20C.25D.30正确答案：C[单选题]7.对操作UF6的生产岗位，（）控制对于生产安全起着很重要的作用。
A.温度B.压力C.密度D.以上三者均包含正确答案：A[单选题]8.为了防止UF6的泄漏工艺系统的设计、设备安装、调试必须确保工艺系统密封（），运行前进行严格检查，并在运行后定期检查与维修。
A.有效性B.安全性C.完整性D.可靠性正确答案：C[单选题]9.核燃料加工、处理设施应在操作UF6物料的设备间设有事故排风，或在频繁操作的部位设有（）系统。
A.密闭小室B.局部排风C.整体排风D.A和B正确答案：D[单选题]10.核燃料加工、处理设施应在操作现场配备（），以便在发生UF6泄漏时，保护操作人员尽快采取有效措施，以防事态扩大。
注册核安全工程师核安全实务考题回忆版
1、达到的质量负主要责任的是A、该工作的承担者B、单位领导C、验证质量的人员。
2、核安全问题最典型的代表——核电厂安全。
3、HAF003与ISO9001的词语对比：A、管理部门审查B、监察C、审核D、管理评审4、试验验证采用原型试验件进行鉴定试验，A最苛刻工况。
B最佳工况5、未经批准，不得进行停工待检点（H点）以后的工作。
A停工待检点（H点）；B见证点（W点）；C记录检查点（R点）6、永久性记录由营运单位或其他单位妥为保存，保存期应不短于A该物项的使用寿期B 核设施的营运寿期7、我国在进行核电厂选址时采用这些值：除最大的飞机场外，所有机场采用10km作为筛选距离值（SDV）。
8、烟羽应急计划区按反应堆热功率大小、在以反应堆为中心半径7-10km范围内确定。
9、内区在以反应堆为中心、半径3-5km的范围内确定。
10、放射性废物地质处置选址是指含半衰期大于30a的核素的废物和α废物的处置选址。
11、工况Ⅳ事故发生频率10-6/堆年--10-4/堆年之间12、工况Ⅲ事故发生频率在10-4/堆年--10-2/堆年之间，13、辐射防护的目的在于防止有害的非随机效应；并限制随机效应的发生概率，使之达到可以接受的水平；14、若冷却剂中含氧，则功率运行期间主要辐射源为N1615、假定防火区内的全部可燃物料全部烧光，而未受影响部分仍能保证停堆、排出余热和包容放射性物质的基本安全功能，这样的防火方法称火灾封锁法。
16、对于工况Ⅱ事件，燃料元件不烧毁，对于这一条易于执行和稍严的准则称为不发生偏离泡核沸腾准则（DNB），或是最小偏离泡核沸腾比（BNBR）在双95%偏离泡核沸腾准则规定的限值以上。
17、一回路压力小于110%设计值。
18、蒸汽发生器传热管段破裂（最大可信事故，稀有事故√）超设计基准事故严重事故19、运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂（A）开始之前经国家核安全监管部门评价和批准。
A运行B热调C冷调20、该导则要求设计上审查“保证在役检查能顺利进行”的数项内容总括起来的核心问题之一是实施在役检察的（可达性）。
2012年核安全专业实务考试试题回忆版
2012年核安全专业实务考试试题回忆版2012年注册核安全工程师考试——专业实务一、单选：第一章1、1942年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创人类利用核能新纪元。
2、微观截面σ是中子与单个靶核发生相互作用概率大小的一种度量。
它的量纲是面积。
3、低能区（一般指E＜1 电子伏），在该能区吸收截面σa（）。
？A：随中子能量的减小而逐渐增大B：随中子能量的减小而逐渐减小C: 与中子的速度成反比 D: 与中子的速度成正比O）可用天然铀作核燃料。
4、重水（D25、反应堆停堆时先由蒸汽发生器将一回路热量带走，随后依靠停堆冷却系统将反应堆停堆后的剩余发热带走。
6、裂变能的绝大部分（工程上通常取97.4%）在燃料元件内转换为热能，少量在慢化剂内释放。
7、最常用的是采用控制棒的方法。
即用一种或几种中子吸收截面很大的物质，如银—铟—镉等材料制成吸收棒。
8、保护系统由核反应堆停堆触发系统和专设安全设施触发系统组成。
9、总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
10、纵深防御第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。
11、核动力厂堆芯损坏但安全壳仍完整的事件是（）级。
A：4级 B：5级 C：6级 D：7级12、大破口长期冷却需（）时间。
A：10—30S B：1-2min C：30min D：一个月13、1级概率安全分析？14、在完成了事故序列的定量化模型的定量化工作后，还应进行不确定性、重要度和灵敏度分析。
15、核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备必须通过设备鉴定方可使用。
16、功能试验的目的是确定一个模块或系统具有与规定的要求相一致的功能特性（由输入和输出确定）。
结构试验也称作为白箱试验。
17、运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂运行开始之前经国家核安全监管部门评价和批准。
核安全工程师-核安全专业实务-核与辐射应急准备和响应及其监督-辐射事故及应急预案
核安全工程师-核安全专业实务-核与辐射应急准备和响应及其监督-辐射事故及应急预案[单选题]1.核技术利用领域发生的涉及辐照或放射性物质失控的事故称为（）。
A.核事故B.核安全事故C.（江南博哥）辐射事故D.放射源事故正确答案：C[单选题]2.核设施发生的涉及辐照或放射性物质（）的事故称为核事故。
A.损坏B.失控C.释放D.污染正确答案：C[单选题]3.（）是工作人员受辐射事故辐射照射的主要场所。
A.γ射线探伤机B.工业辐照装置C.射线装置D.医用加速器正确答案：B[单选题]4.公众受辐射事故辐射照射主要来自于（）。
A.工业辐射事故B.医疗辐射事故C.放射性废源与密封源的释放D.放射性废源与密封源的失控正确答案：D[单选题]5.一旦发生辐射事故，需尽快采取相应的应急（）措施，尽量减少其实际后果、控制影响范围。
A.处理B.处置C.响应D.控制正确答案：B[单选题]6.一旦发生辐射事故，需尽快采取相应的应急处置措施，尽量减少其（）后果、控制影响范围。
A.确定B.随机C.实际D.潜在正确答案：C[单选题]7.一旦发生辐射事故，需尽快采取相应的应急处置措施，尽量减少其实际后果、（）影响范围。
A.减轻B.缓解C.控制D.监测正确答案：C[单选题]8.应按照辐射源的安全设计对辐射源的安全保护装置与设备进行严格的监督，特别是坚持对辐射（）装置的严格要求和定期检查。
A.防护B.门禁C.监测D.触发联锁正确答案：D[单选题]9.世界各国的经验表明，（）可能导致对环境和公众的健康与安全产生重大影响的辐射事故。
A.核技术在工、科、医等领域应用中发生的事故B.放射源的丢失、被盗C.放射性物质（废物）运输事故D.放射性废源与密封源的失控正确答案：D[单选题]10.年发生在（）的辐射事故是迄今为止最为严重的一起辐射事故。
A.巴西B.美国C.挪威D.中国正确答案：A[单选题]11.根据辐射事故的性质、严重程度、可控性和影响范围等因素，从重到轻将辐射事故分为（）个等级。
2021年注册核安全工程师考试真题与答案
2021年注册核安全工程师考试真题与答案一、选择题1. 核安全工程师的职责主要包括以下哪些方面？A. 设计核电站的反应堆系统B. 进行核废料的处理和安全处置C. 负责核事故的调查和事故后果评估D. 核设施的运行和维护答案：C、D2. 核安全中的“三不离”原则是指什么？A. 不违反安全法律法规、规范和标准B. 不违背核设施安全原则和核动力装置设计特点C. 不违背核设施建设规划和项目协议D. 不违反核材料和核设施的物理性质答案：A、B、C3. 核安全风险评估的主要目的是什么？A. 评估核设施的安全性能B. 评估核设施的经济性C. 评估核事故的可能性和后果D. 评估核设施的技术可行性答案：C4. 核事故应急响应的原则包括以下哪些？A. 紧急冷却和放射性物质控制B. 及时、准确、足够的信息传递C. 迅速采取控制措施防止事态扩大D. 直接向公众发布信息，避免传言和误导答案：A、B、C二、填空题1. 核设施应急预案的内容包括__________、__________和__________三部分。
答案：警报准备措施、防护准备措施、救援措施2. 核安全风险评估的方法主要包括__________和__________两种。
答案：定性评估、定量评估三、问答题1. 请简要说明核事故的分类和级别，并举例说明。
答案：核事故根据事故程度可分为四个级别，从一级到四级逐渐增加。
例如，切尔诺贝利核事故被归为世界级别最高的事故，属于七级事故；而福岛核事故则属于级别稍低的五级事故。
2. 核设施的设计安全目标是什么？请列举至少三个。
答案：核设施的设计安全目标包括：防止核材料的无控释放；经济合理地管理和处理核材料；保护核材料不被盗窃、损坏或滥用；确保核设施在事故或故障发生时的安全。
四、综合题请根据所学知识，简要阐述核安全工程师的职责和作用，并分析为什么核安全工程师在核能领域中至关重要。
核安全工程师是核能领域中重要的职业，他们的职责主要包括核设施的运行和维护、核设施事故的调查和事故后果评估等。
2023年注册核安全工程师《核安全专业实务》考试历年真题摘选附带答案
2023年注册核安全工程师《核安全专业实务》考试历年真题摘选附带答案第1卷一.全考点综合测验(共20题)1.【单选题】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.8B.10C.12D.14E.162.【多选题】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3.【单选题】重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱。
A.120B.150C.180D.200E.2204.【单选题】紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护（）。
A.10MsvB.100MsvD.10 mGYE.100mGY5.【多选题】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6.【单选题】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%7.【多选题】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8.【单选题】（）只用于量度x 或γ射线在空气介质中产生的照射效应。
A.照射量B.比释动能C.当量剂量D.有效剂量9.【单选题】核部件和设备的安全分级包括哪些内容（）A.安全级B.抗震分类C.质量分级E.质量保证级10.【单选题】铀选冶厂尾矿废渣产生率（）。
A.1.0 ×10 3t 废渣/t 铀B.1.2 × 10 3t 废渣/t 铀C.1.5 ×10 3t 废渣/t 铀D.1.8 ×10 3t 废渣/t 铀E.2.1 ×10 3t 废渣/t 铀11.【多选题】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12.【单选题】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（）。