2024年注冊核安全工程師真題帶解析1.核安全法規(guī)體系相關(guān)題目《中華人民共和國核安全法》規(guī)定，核設(shè)施營運單位應(yīng)當具備保障核設(shè)施安全運行的能力，并符合一系列條件。以下不屬于這些條件的是（）。A.有滿足核安全要求的組織管理體系B.有與核設(shè)施安全相適應(yīng)的專業(yè)技術(shù)人員C.有一定的資金儲備，無需考慮資金來源D.有健全的安全管理制度答案C答案分析《中華人民共和國核安全法》明確規(guī)定，核設(shè)施營運單位應(yīng)當有滿足核安全要求的組織管理體系、與核設(shè)施安全相適應(yīng)的專業(yè)技術(shù)人員以及健全的安全管理制度。同時，其資金來源應(yīng)當確保穩(wěn)定可靠，以保障核設(shè)施安全運行的各項工作順利開展，而不是無需考慮資金來源，所以C選項不屬于規(guī)定條件。2.核反應(yīng)堆物理基礎(chǔ)題目在熱中子反應(yīng)堆中，中子與核燃料發(fā)生的主要反應(yīng)是（）。A.彈性散射B.非彈性散射C.輻射俘獲D.裂變反應(yīng)答案D答案分析在熱中子反應(yīng)堆中，熱中子與核燃料（如U-235）發(fā)生裂變反應(yīng)，釋放出大量能量和更多中子，從而維持鏈式反應(yīng)，這是反應(yīng)堆獲取能量的主要方式。彈性散射和非彈性散射主要是中子與介質(zhì)核發(fā)生的反應(yīng)，用于慢化中子；輻射俘獲會消耗中子，不是主要反應(yīng)，所以選D。3.核反應(yīng)堆熱工水力題目反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要功能不包括（）。A.導(dǎo)出堆芯熱量B.提供中子慢化劑C.作為壓力邊界D.控制反應(yīng)性答案D答案分析反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要功能有導(dǎo)出堆芯熱量，確保反應(yīng)堆安全運行；冷卻劑本身可作為中子慢化劑，如輕水堆中的水；同時它構(gòu)成壓力邊界，防止放射性物質(zhì)泄漏。而控制反應(yīng)性主要是靠控制棒、化學(xué)補償?shù)认到y(tǒng)，不是冷卻劑系統(tǒng)的主要功能，所以選D。4.核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)與材料題目壓水堆核電廠中，堆芯吊籃的主要作用是（）。A.支撐燃料組件B.防止冷卻劑泄漏C.減少中子泄漏D.屏蔽輻射答案A答案分析堆芯吊籃位于反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，主要作用是支撐燃料組件，使其保持正確的位置和間距。防止冷卻劑泄漏主要是壓力容器和密封系統(tǒng)的作用；減少中子泄漏主要靠反射層；屏蔽輻射有專門的屏蔽結(jié)構(gòu)，所以選A。5.核安全分析題目在核安全分析中，LOCA（失水事故）是指（）。A.主蒸汽管道破裂事故B.反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故C.控制棒彈出事故D.蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故答案B答案分析LOCA即Loss-of-CoolantAccident，指的是反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故，通常是由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道破裂等原因?qū)е吕鋮s劑大量流失。主蒸汽管道破裂事故是另一種事故類型；控制棒彈出事故會影響反應(yīng)性；蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故有其自身特點，所以選B。6.輻射防護基礎(chǔ)題目以下哪種射線的穿透能力最強（）。A.α射線B.β射線C.γ射線D.中子射線答案C答案分析α射線質(zhì)量大、電荷多，穿透能力最弱，一張紙就可阻擋；β射線穿透能力比α射線強，但一般幾毫米鋁板可阻擋；γ射線是高能電磁波，穿透能力很強，需要較厚的鉛等物質(zhì)屏蔽；中子射線穿透能力也較強，但γ射線的穿透能力通常更強，所以選C。7.放射性廢物管理題目低放廢物的處置方式通常是（）。A.深地質(zhì)處置B.近地表處置C.海洋處置D.太空處置答案B答案分析低放廢物放射性水平較低，通常采用近地表處置，這種方式相對簡單、經(jīng)濟。深地質(zhì)處置主要用于高放廢物；海洋處置已被國際公約禁止；太空處置技術(shù)難度大、成本高且存在風(fēng)險，不是低放廢物的常用處置方式，所以選B。8.核電廠安全系統(tǒng)題目核電廠的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）在以下哪種情況下啟動（）。A.正常運行時B.發(fā)生LOCA時C.汽輪機故障時D.電網(wǎng)失電時答案B答案分析應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）的主要作用是在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生大破口失水事故（LOCA）時，迅速向堆芯注入冷卻水，防止堆芯熔化。正常運行時不需要啟動；汽輪機故障主要影響發(fā)電系統(tǒng)；電網(wǎng)失電時主要靠應(yīng)急電源等保障，所以選B。9.核電廠運行與維護題目核電廠定期在換料停堆期間進行的檢查和維修工作不包括（）。A.燃料組件檢查B.壓力容器無損檢測C.控制棒驅(qū)動機構(gòu)檢查D.反應(yīng)堆功率提升試驗答案D答案分析換料停堆期間會對燃料組件進行檢查，看是否有損壞等情況；對壓力容器進行無損檢測，確保其完整性；對控制棒驅(qū)動機構(gòu)檢查，保證其可靠性。而反應(yīng)堆功率提升試驗是在特定工況下進行的性能測試，不是換料停堆期間常規(guī)的檢查和維修工作，所以選D。10.核安全文化題目核安全文化的核心是（）。A.領(lǐng)導(dǎo)承諾B.全員參與C.安全第一D.持續(xù)改進答案C答案分析核安全文化的核心是“安全第一”，一切活動都要以保障核安全為首要目標。領(lǐng)導(dǎo)承諾、全員參與和持續(xù)改進都是核安全文化建設(shè)的重要方面，但核心是安全第一，所以選C。11.核燃料循環(huán)題目核燃料循環(huán)前端不包括以下哪個環(huán)節(jié)（）。A.鈾礦開采B.鈾轉(zhuǎn)化C.核燃料后處理D.鈾濃縮答案C答案分析核燃料循環(huán)前端包括鈾礦開采、鈾轉(zhuǎn)化、鈾濃縮以及燃料元件制造等環(huán)節(jié)。核燃料后處理屬于核燃料循環(huán)后端，用于處理乏燃料，所以選C。12.核臨界安全題目為防止核臨界事故，在核燃料操作中通常采用的措施不包括（）。A.控制核燃料的質(zhì)量B.控制核燃料的幾何形狀C.增加中子吸收體D.提高環(huán)境溫度答案D答案分析防止核臨界事故可通過控制核燃料的質(zhì)量，使其不超過臨界質(zhì)量；控制核燃料的幾何形狀，避免形成有利于臨界的形狀；增加中子吸收體，減少中子數(shù)量。而提高環(huán)境溫度對防止核臨界事故沒有直接作用，且可能影響材料性能等帶來其他風(fēng)險，所以選D。13.核輻射監(jiān)測題目以下哪種儀器可用于監(jiān)測環(huán)境γ輻射劑量率（）。A.中子計數(shù)器B.劑量率儀C.熱釋光劑量計D.放射性活度計答案B答案分析中子計數(shù)器用于測量中子；劑量率儀可直接測量環(huán)境γ輻射劑量率；熱釋光劑量計主要用于個人劑量監(jiān)測，記錄累積劑量；放射性活度計用于測量放射性物質(zhì)的活度，所以選B。14.核應(yīng)急管理題目核應(yīng)急狀態(tài)分為四種，其中最嚴重的是（）。A.應(yīng)急待命B.廠房應(yīng)急C.場區(qū)應(yīng)急D.場外應(yīng)急答案D答案分析核應(yīng)急狀態(tài)從輕到重依次為應(yīng)急待命、廠房應(yīng)急、場區(qū)應(yīng)急和場外應(yīng)急。場外應(yīng)急表示事故已經(jīng)超出核電廠場區(qū)范圍，可能對周邊公眾和環(huán)境造成較大影響，是最嚴重的應(yīng)急狀態(tài)，所以選D。15.核安全相關(guān)標準規(guī)范題目我國核安全相關(guān)標準規(guī)范中，HAF系列是指（）。A.核安全導(dǎo)則B.核安全法規(guī)C.核安全技術(shù)文件D.核行業(yè)標準答案B答案分析我國核安全相關(guān)標準規(guī)范中，HAF系列是核安全法規(guī)，它是核安全管理的基本依據(jù)。核安全導(dǎo)則是對法規(guī)的細化和解釋；核安全技術(shù)文件是提供技術(shù)指導(dǎo)；核行業(yè)標準有其他的編號體系，所以選B。16.核反應(yīng)堆控制題目在反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)中，通過改變冷卻劑中硼濃度來控制反應(yīng)性的方式屬于（）。A.細調(diào)B.粗調(diào)C.快速調(diào)節(jié)D.緊急停堆調(diào)節(jié)答案B答案分析改變冷卻劑中硼濃度來控制反應(yīng)性，由于硼濃度的改變相對緩慢，主要用于反應(yīng)性的粗調(diào)。細調(diào)通常靠控制棒的小幅度移動；快速調(diào)節(jié)一般是控制棒的快速動作；緊急停堆調(diào)節(jié)是靠控制棒快速插入堆芯等，所以選B。17.核電廠概率安全評價（PSA）題目核電廠概率安全評價（PSA）的主要目的不包括（）。A.識別可能導(dǎo)致嚴重事故的事件序列B.評估核電廠的風(fēng)險水平C.確定核電廠的設(shè)計基準事故D.為核電廠的運行和管理提供決策依據(jù)答案C答案分析核電廠概率安全評價（PSA）的主要目的是識別可能導(dǎo)致嚴重事故的事件序列，評估核電廠的風(fēng)險水平，為核電廠的運行和管理提供決策依據(jù)。確定核電廠的設(shè)計基準事故是基于確定性分析方法，不是PSA的主要目的，所以選C。18.核設(shè)施退役題目核設(shè)施退役的策略中，“立即拆除”策略的優(yōu)點不包括（）。A.減少長期監(jiān)管成本B.盡快消除輻射危害C.降低退役技術(shù)難度D.減少公眾的擔(dān)憂答案C答案分析“立即拆除”策略可以減少長期監(jiān)管成本，因為設(shè)施拆除后監(jiān)管工作量大幅減少；能盡快消除輻射危害，降低對周邊環(huán)境的潛在影響；也可減少公眾的擔(dān)憂。但立即拆除時，設(shè)施內(nèi)放射性水平較高，退役技術(shù)難度較大，不是其優(yōu)點，所以選C。19.核醫(yī)學(xué)中的輻射安全題目在核醫(yī)學(xué)檢查中，為減少患者的輻射劑量，通常采用的措施不包括（）。A.優(yōu)化檢查方案B.增加放射性藥物劑量C.采用合適的防護設(shè)備D.縮短檢查時間答案B答案分析為減少患者的輻射劑量，可優(yōu)化檢查方案，避免不必要的檢查；采用合適的防護設(shè)備，如鉛衣等；縮短檢查時間，減少受照時間。而增加放射性藥物劑量會增加患者的輻射劑量，不是減少劑量的措施，所以選B。20.加速器輻射安全題目加速器運行時產(chǎn)生的主要輻射危害不包括（）。A.軔致輻射B.中子輻射C.α射線D.感生放射性答案C答案分析加速器運行時，高速帶電粒子與物質(zhì)相互作用會產(chǎn)生軔致輻射；高能粒子與靶核作用可能產(chǎn)生中子輻射；同時會使周圍物質(zhì)產(chǎn)生感生放射性。α射線一般不是加速器運行時的主要輻射危害，所以選C。21.放射性物質(zhì)運輸安全題目放射性物質(zhì)運輸容器的設(shè)計要求不包括（）。A.足夠的強度B.良好的密封性C.便于操作D.外觀美觀答案D答案分析放射性物質(zhì)運輸容器的設(shè)計要求有足夠的強度，以保證在運輸過程中不損壞；良好的密封性，防止放射性物質(zhì)泄漏；便于操作，方便裝卸和運輸。外觀美觀不是主要設(shè)計要求，所以選D。22.核技術(shù)利用安全題目在工業(yè)探傷中使用放射性同位素源時，以下做法錯誤的是（）。A.嚴格遵守操作規(guī)程B.源不用時存放在專用源庫C.操作人員不佩戴個人劑量計D.定期對源進行檢查答案C答案分析在工業(yè)探傷中使用放射性同位素源，必須嚴格遵守操作規(guī)程，確保安全；源不用時存放在專用源庫，防止丟失和誤照射；定期對源進行檢查，保證其安全性。操作人員必須佩戴個人劑量計，以監(jiān)測自身受照劑量，所以C做法錯誤。23.核電廠儀表與控制題目核電廠儀表與控制系統(tǒng)中，用于監(jiān)測反應(yīng)堆功率的儀表是（）。A.壓力傳感器B.溫度傳感器C.中子通量測量裝置D.流量傳感器答案C答案分析壓力傳感器用于測量壓力；溫度傳感器用于測量溫度；中子通量測量裝置可通過測量中子通量來監(jiān)測反應(yīng)堆功率，因為反應(yīng)堆功率與中子通量密切相關(guān)；流量傳感器用于測量流體流量，所以選C。24.核反應(yīng)堆熱工水力模型題目在核反應(yīng)堆熱工水力計算中，“單通道模型”的特點是（）。A.考慮了燃料組件之間的橫向傳熱B.計算精度高C.計算速度快D.適用于復(fù)雜幾何形狀的堆芯答案C答案分析單通道模型不考慮燃料組件之間的橫向傳熱，將每個通道視為獨立的。其計算精度相對較低，適用于簡單幾何形狀的堆芯。但由于模型簡單，計算速度快，所以選C。25.核安全法規(guī)中的許可證制度題目核設(shè)施營運單位在進行核設(shè)施建造前，需要獲得（）。A.核設(shè)施建造許可證B.核設(shè)施運行許可證C.核燃料運輸許可證D.放射性廢物處置許可證答案A答案分析核設(shè)施營運單位在進行核設(shè)施建造前，需要獲得核設(shè)施建造許可證。核設(shè)施運行許可證是在建造完成并通過調(diào)試等一系列工作后獲得；核燃料運輸許可證用于核燃料運輸環(huán)節(jié)；放射性廢物處置許可證用于放射性廢物處置單位，所以選A。26.核輻射生物效應(yīng)題目以下哪種核輻射生物效應(yīng)屬于確定性效應(yīng)（）。A.致癌效應(yīng)B.遺傳效應(yīng)C.皮膚紅斑效應(yīng)D.基因突變答案C答案分析確定性效應(yīng)有明確的閾值，超過閾值會出現(xiàn)明顯的效應(yīng)，如皮膚紅斑效應(yīng)。致癌效應(yīng)、遺傳效應(yīng)和基因突變屬于隨機性效應(yīng)，沒有明確的閾值，發(fā)生概率與劑量有關(guān)，所以選C。27.核電廠電氣系統(tǒng)題目核電廠的應(yīng)急電源系統(tǒng)主要為以下哪種情況提供電力（）。A.正常運行時的廠用電B.電網(wǎng)失電時的重要負荷C.反應(yīng)堆功率提升時的負荷D.汽輪機啟動時的負荷答案B答案分析核電廠的應(yīng)急電源系統(tǒng)主要在電網(wǎng)失電時為核電廠的重要負荷，如安全系統(tǒng)、控制儀表等提供電力，確保核電廠的安全。正常運行時的廠用電由主電網(wǎng)或廠內(nèi)發(fā)電機提供；反應(yīng)堆功率提升和汽輪機啟動時的負荷也由正常供電系統(tǒng)保障，所以選B。28.核安全監(jiān)管題目國家核安全監(jiān)管部門的主要職責(zé)不包括（）。A.制定核安全法規(guī)和標準B.審批核設(shè)施的建設(shè)和運行許可C.運營核設(shè)施D.監(jiān)督核設(shè)施的安全運行答案C答案分析國家核安全監(jiān)管部門的主要職責(zé)是制定核安全法規(guī)和標準，審批核設(shè)施的建設(shè)和運行許可，監(jiān)督核設(shè)施的安全運行。運營核設(shè)施是核設(shè)施營運單位的職責(zé)，不是監(jiān)管部門的職責(zé)，所以選C。29.核反應(yīng)堆堆芯物理參數(shù)題目在反應(yīng)堆堆芯中，“中子通量”表示（）。A.單位時間內(nèi)通過單位面積的中子數(shù)B.單位體積內(nèi)的中子數(shù)C.中子的能量D.中子的速度答案A答案分析中子通量是指單位時間內(nèi)通過單位面積的中子數(shù)。單位體積內(nèi)的中子數(shù)是中子密度；中子的能量和速度是中子的其他物理性質(zhì)，所以選A。30.核設(shè)施的防火設(shè)計題目核設(shè)施的防火設(shè)計中，以下哪種措施是錯誤的（）。A.采用不燃或難燃材料B.設(shè)置防火分區(qū)C.減少消防設(shè)施的配置D.安裝火災(zāi)報警系統(tǒng)答案C答案分析核設(shè)施的防火設(shè)計應(yīng)采用不燃或難燃材料，減少火災(zāi)發(fā)生的可能性；設(shè)置防火分區(qū)，防止火災(zāi)蔓延；安裝火災(zāi)報警系統(tǒng)，及時發(fā)現(xiàn)火災(zāi)。而減少消防設(shè)施的配置會降低核設(shè)施的防火能力，是錯誤的措施，所以選C。31.核電廠的抗震設(shè)計題目核電廠抗震設(shè)計的目標是（）。A.確保核電廠在任何地震下都不損壞B.使核電廠在設(shè)計基準地震下能安全停堆并保持安全狀態(tài)C.不考慮地震對核電廠的影響D.只考慮輕微地震的影響答案B答案分析核電廠抗震設(shè)計的目標是使核電廠在設(shè)計基準地震下能安全停堆并保持安全狀態(tài)，避免放射性物質(zhì)泄漏等嚴重后果。不可能確保核電廠在任何地震下都不損壞；也不能不考慮地震影響或只考慮輕微地震影響，所以選B。32.核安全相關(guān)的國際公約題目《核安全公約》主要針對以下哪個方面（）。A.核材料的運輸安全B.核設(shè)施的安全C.放射性廢物的處置安全D.核事故的國際應(yīng)急響應(yīng)答案B答案分析《核安全公約》主要針對核設(shè)施的安全，促進締約國在核設(shè)施安全方面的合作與交流，確保核設(shè)施的安全運行。核材料的運輸安全有專門的公約；放射性廢物的處置安全也有相關(guān)公約；核事故的國際應(yīng)急響應(yīng)有《及早通報核事故公約》等，所以選B。33.核反應(yīng)堆的熱效率題目核反應(yīng)堆的熱效率主要取決于（）。A.反應(yīng)堆的功率B.反應(yīng)堆的類型C.蒸汽發(fā)生器的效率D.卡諾循環(huán)效率答案D答案分析核反應(yīng)堆的熱效率主要取決于卡諾循環(huán)效率，它與反應(yīng)堆的高溫?zé)嵩礈囟群偷蜏責(zé)嵩礈囟扔嘘P(guān)。反應(yīng)堆的功率、類型和蒸汽發(fā)生器的效率會影響整個核電廠的性能，但不是熱效率的主要決定因素，所以選D。34.核電廠的水質(zhì)控制題目核電廠的水質(zhì)控制主要是為了防止以下哪種情況發(fā)生（）。A.冷卻劑流量減少B.設(shè)備腐蝕和結(jié)垢C.反應(yīng)堆功率波動D.控制棒動作異常答案B答案分析核電廠的水質(zhì)控制主要是為了防止設(shè)備腐蝕和結(jié)垢，保證設(shè)備的正常運行和使用壽命。冷卻劑流量減少可能與管道堵塞等因素有關(guān)；反應(yīng)堆功率波動主要與反應(yīng)性控制等有關(guān)；控制棒動作異常與控制棒驅(qū)動系統(tǒng)等有關(guān)，所以選B。35.核安全相關(guān)的職業(yè)健康題目從事核安全相關(guān)工作的人員，定期進行職業(yè)健康檢查的主要目的是（）。A.確定員工的工作能力B.發(fā)現(xiàn)潛在的輻射損傷C.評估員工的工作態(tài)度D.計算員工的工資待遇答案B答案分析從事核安全相關(guān)工作的人員定期進行職業(yè)健康檢查，主要目的是發(fā)現(xiàn)潛在的輻射損傷，及時采取措施保護員工的健康。確定員工的工作能力、評估工作態(tài)度和計算工資待遇與職業(yè)健康檢查的主要目的無關(guān)，所以選B。36.核反應(yīng)堆的反應(yīng)性系數(shù)題目在壓水堆中，“慢化劑溫度系數(shù)”為負表示（）。A.慢化劑溫度升高，反應(yīng)性增加B.慢化劑溫度升高，反應(yīng)性降低C.慢化劑溫度降低，反應(yīng)性降低D.慢化劑溫度與反應(yīng)性無關(guān)答案B答案分析慢化劑溫度系數(shù)為負意味著慢化劑溫度升高時，反應(yīng)性降低。這是壓水堆的一種重要安全特性，當溫度升高時，負的慢化劑溫度系數(shù)可以自動抑制反應(yīng)性的增加，保證反應(yīng)堆的安全，所以選B。37.核電廠的輻射環(huán)境監(jiān)測題目核電廠的輻射環(huán)境監(jiān)測范圍通常包括（）。A.僅核電廠廠區(qū)內(nèi)B.核電廠周邊一定區(qū)域C.整個城市范圍D.全國范圍答案B答案分析核電廠的輻射環(huán)境監(jiān)測范圍通常包括核電廠周邊一定區(qū)域，以了解核電廠運行對周邊環(huán)境的輻射影響。不僅局限于廠區(qū)內(nèi)，也不需要覆蓋整個城市或全國范圍，所以選B。38.核安全設(shè)備質(zhì)量保證題目核安全設(shè)備質(zhì)量保證體系的核心要素不包括（）。A.管理職責(zé)B.資源管理C.設(shè)備外觀設(shè)計D.過程控制答案C答案分析核安全設(shè)備質(zhì)量保證體系的核心要素包括管理職責(zé)、資源管理、過程控制等。設(shè)備外觀設(shè)計不是質(zhì)量保證體系的核心要素，重點是設(shè)備的性能、可靠性和安全性，所以選C。39.核電廠的蒸汽發(fā)生器題目壓水堆核電廠的蒸汽發(fā)生器中，二次側(cè)的工質(zhì)是（）。A.水B.液態(tài)金屬C.氦氣D.二氧化碳答案A答案分析壓水堆核電廠的蒸汽發(fā)生器中，一次側(cè)是反應(yīng)堆冷卻劑（水），二次側(cè)的工質(zhì)也是水，通過一次側(cè)的熱量傳遞使二次側(cè)的水變成蒸汽，推動汽輪機發(fā)電，所以選A。40.核安全培訓(xùn)與教育題目核安全培訓(xùn)與教育的對象不包括（）。A.核設(shè)施操作人員B.核安全監(jiān)管人員C.普通公眾D.核電廠的保潔人員答案D答案分析核安全培訓(xùn)與教育的對象包括核設(shè)施操作人員，使其掌握操作技能和安全知識；核安全監(jiān)管人員，提高監(jiān)管能力；普通公眾，增強對核安全的認識和理解。核電廠的保潔人員一般不需要進行專門的核安全培訓(xùn)，所以選D。41.核反應(yīng)堆的動態(tài)特性題目核反應(yīng)堆的動態(tài)特性主要研究（）。A.反應(yīng)堆的穩(wěn)態(tài)功率分布B.反應(yīng)堆在擾動下的響應(yīng)C.反應(yīng)堆的熱效率D.反應(yīng)堆的燃料消耗率答案