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 54 1 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 235 A 3 69g B 3 15g C 6g D 1 1kg 4 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 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 的鈈 D 低富集度的钍 8 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 13 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 q m3 B 0 74Bq m3 C 200Bq m3 D 0 37 102Bq m3 12 铀矿井下工作场所空气中氡子体浓度限值为 A 3 7kBq m3 B 4 6 J m3 C 6 4 J m3 D 37 kBq m3 13 工作面入风风流的氡浓度应不大于 A 0 1 kBq m3 B 0 2 kBq m3 C 0 5 kBq m3 D 1 0 kBq m3 14 铀选冶过程中 射线与 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 m3 C 151 7Kpa D 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 1mSv B 2mSv c 0 1mSv d 0 2mSv 18 UF6除了化学毒性外 辐射危害主要是 A 辐射 B 辐射 C 辐射 D 辐射和 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 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 1 21 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 AUC B ADU C IDR D FBP 22 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 武器级鈈装料主要是通过 获得 获得 A 矿选冶 B 核反应堆 C 核燃料后处理分离核燃料后处理分离 D 乏燃料冷却 24 235UO2 NO3 均匀水溶液的单参数质量富集度次临界安全限值是 A 1 0 B 5 5 C 2 07 D 5 7 25 239Pu 金属单体的单参数平板厚度 cm 次临界安全限值是 A 1 3 B 0 3 C 0 36 D 0 65 26 UFUF6 6转换为转换为 ADUADU 工序临界控制方法要求 产生的废液用 工序临界控制方法要求 产生的废液用 贮存 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 h A 0 1 B 小于 2 C 等于 2 D 小于 10 28 货包表面非固定污染 低毒 发射体污染水平限值为 cm2 A 4Bq B 0 4Bq C 4kBq D 0 4kBq 29 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 20mg 31 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 粒子是 粒子是 A A 原子发射的核外电子原子发射的核外电子 B B 原子核外发射的电子流原子核外发射的电子流 C C 原子核内发射的电子原子核内发射的电子 D D 原子核内原子核内 发射的电子流 发射的电子流 33 环境 辐射监测点距离周围建筑物距离应大于 A 30m B 10m C 5m D3m 34 距离某点源 10cm 处照射量率为 0 1R h 50cm 处为 R h A 0 02 B 0 03 C 0 04 D 0 05 35 假定一 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 s A 0 22 B0 32 C 0 33 D 0 66 36 低放废气放射浓度水平为 A 4 107Bq m3 B 4 107Bq L C 4 106Bq m3 D 4 107Bq Kg 37 Co 60 放射性废物的比活度 5 1010Bq 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 01 B 0 001 C 0 05 D 0 10 39 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 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 10Km B 4Km C 10Km D 8Km 44 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 15 B 25 C 30 D 35 46 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 1g B 0 15g C 0 015 D 不小于 0 15g 4747 质保大纲由本单位质保部门人员编写 由 质保大纲由本单位质保部门人员编写 由 审核 审核 A A 本单位法人本单位法人 B B 本单位质保部门负责人本单位质保部门负责人 C C 国家核安全局国家核安全局 D D 质保人员质保人员 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 粒子 当 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 0 B 1 4 C 2 1 D 2 5 53 大量的气态 UF6 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 射线 D 感生射线 55 密封放射源表面污染大于 Bq 应停止使用 A 85 B 125 C 155 D 185 5656 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 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 2SL 2 级地震的最小值级地震的最小值 采用 采用 A A g g 地面水平峰值加速度地面水平峰值加速度 A A 0 150 15 B B 0 10 1 C C 大于大于 0 150 15 D D 1 51 5 57 30Kg15 的未辐照过的的浓缩铀核材料实物保护等级为 A B C 58 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 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 采用手动控制 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 在整个核燃料循环过程中 是核材料最易流失的环节 是核材料最易流失的环节 A A 铀选冶铀选冶 B B 铀浓缩铀浓缩 C C 元件制造元件制造 D D 乏燃料运输乏燃料运输 E E 贮存和后处理贮存和后处理 8 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 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 辐射 D 气溶胶 E 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 1313 铀浓缩职业照射监测内容有 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 辐射 E 伴有 和少量 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 1414 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 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 UO2 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 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 GB11806 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 的六氟化铀的货包 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 B C D 中子 E 低能光子源 1919 加速器的类型很多 其基本原理是利用电磁场使 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 等获得高能量 A A 电子电子 B B 中子中子 C C 质子质子 D D 氚核氚核 E E 氦核氦核 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 104Bq Kg Cs 137 的污染物 B 含有 2 5 104Bq Kg K 40 的污染物 C 含 2 2 104Bq K Go 60 的污染物 D 含有 8 1 104Bq 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 2525 玻璃固化工艺废气中的主要核素为 玻璃固化工艺废气中的主要核素为 A Cs 137 B I 131 C Sr 90 D Kr 85 E Pu 239 26 国际上废物包装的剂量率水平要求是 A 表面剂量率 2 0mSv h B 1m 处剂量率 1mSv h C 1m 处剂量率 0 1mSv h D 发射体 4Bq cm2 E 发射体 0 4 Bq cm2 27 低 中放射性废物安全处理所要考虑的主要核素 B A Kr 85 B Cs 137 C I 131 D Sr 90 D Pu 239 28 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