注册核安全工程师历年考试真题及答案(一)

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

A.概率
B.反应道
C.核反应能
D.反应性控制

A.规划选址
B.区域调
C.厂址特性评价
D.厂址确定阶段
E.废物处置

A.HCL
B.H2S
C.H2SO4
D.CaOH
E.CaCO3

A.α射线
B.β射线
C.γ射线
D.X射线
E.中子射线

A.锕-铀系
B.镎系
C.铀系
D.钍系
E.钚系

A.[n,p]
B.[n,2n]
C.[n,γ]
D.[n,n]
E.[n,α]

A.4×4
B.5×5
C.6×6
D.7×7
E.8×8

A.160217733×10-17
B.160217733×10-18
C.160217733×10-19
D.160217733×10-20

A.1/1846
B.4倍
C.12倍
D.1846倍

A.K层1个
B.K层2个
C.L层8个
D.M层10个
E.M层18个

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

A.成反比
B.平方成反比
C.三次方成反比
D.四次方成反比

A.78%
B.80%
C.85%
D.88%
E.915%

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

A.设计
B.制造
C.安装
D.试验
E.维修

A.计算分析软件
B.验证设施
C.关键技术
D.管理程序
E.质保大纲

A.:减小负
B.减小正
C.增加负
D.增加正

A.乏燃料贮存密集化
B.临界安全控制参数和条件
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

A.规定措施
B.规定行动
C.准则措施
D.准则行动

A.吸入
B.食入
C.皮肤[完好或伤口]
D.照射
E.活化

A.慢化剂相同
B.冷却剂相同
C.工作压力相同
D.燃料形态都为二氧化铀陶瓷芯块
E.都用锆合金做为包壳材料

A.42tswu
B.43tswu
C.44tswu
D.45tswu
E.46tswu

A.β-衰变
B.β+衰变
C.轨道电子俘获
D.光合作用

A.种类
B.数量
C.活度
D.半衰期

A.生物基质的电离和激发
B.细胞的死亡和畸变
C.DNA的破坏
D.细胞失去新陈代谢能力

A.交流经验
B.提高控制危险的能力
C.提高预防事故的能力
D.提高应对紧急情况的能力
E.提高减缓任何有害后果的能力

A.1-2
B.3-4
C.6-7
D.9-10

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

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

A.工序短
B.产量大
C.废液量极少
D.能够处理UO2[NO3]2来料

A.沸水堆堆内有气泡，堆芯处于两相流动状态
B.空泡的负反馈是沸水堆的固有特性
C.沸水堆正常运行中，冷却剂中有可溶硼
D.沸水堆可以通过控制冷却剂流量来改变反应堆功率

A.一次安全壳按专设安全设施考虑
B.二次安全壳按专设安全设施考虑
C.一次和二次安全壳都按专设安全设施考虑
D.一次和二次安全壳都不按专设安全设施考虑

A.铂
B.金
C.银
D.铀
E.镭

A.00253
B.00325
C.00352
D.00235
E.0325

A.特性
B.态度
C.意识形态
D.标准
E.规范

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

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

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

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

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

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

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

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.确定厂址以及厂址和设施之间的适应性
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.和实施应急计划相关的厂址和环境因素

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

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

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

A.轻水堆
B.重水堆
C.石墨堆
D.铍堆
E.铍化合物堆

A.02
B.002
C.05
D.005
E.007

A.冷却剂
B.核燃料类型
C.慢化剂
D.慢化剂
E.堆芯结构