2022年注冊核安全工程師核安全專業(yè)實務必背100題多選題一

1、下列屬于中毒性廢物的有()。

A.天然鈾

B京

C.137CS

D.14C

E.90Sr

2、在核動力廠試驗和運行期間，發(fā)生任何可能妨害構筑物或系統(tǒng)實現(xiàn)()安全功能的事件,

營運單位應該向國務院核安全監(jiān)管部門及其派出機構報告。

A.停堆

B.保持安全停堆狀態(tài)

C排出堆芯余熱

D.控制放射性物質(zhì)釋放

E.緩解事故后果

3、下列關于14C說法正確的有()。

A.半衰期較長(5730a)

B.分離除去比較麻煩

C.是純0-放射性核素

D.在環(huán)境中分布廣

E.在核動力廠與核燃料后處理廠等的輻射環(huán)境監(jiān)測中，14C屬必測的核素之一

4、與最終熱阱有關的設計基準氣象問題應考慮()對最終熱阱有關的構筑物、系統(tǒng)及部件的

影響。

A局溫

B低溫

C局濕

D.冷凍

E.洪水

5、在環(huán)境監(jiān)測中對宇生放射性核素的()濃度的變化應予以關注。

A.3H

B.7BE

C.14C

D.22NA

E.32Si

6、對不符合項進行審查以后，處理不符合項可能使用的幾種方法是()。

A.修改地接收

B.不作修改地接收

C拒收

D返工

E.修理

7、乏燃料后處理產(chǎn)生的高放廢液的特點()。

A.放射性強

B.腐蝕性大

C.所含核素半衰期長

D.釋熱率高

E.毒性大

8、核電廠廠址安全評價中必須考慮和評價核電廠對區(qū)域的潛在影響及相關的廠址特征，包

括()。

A.放射性物質(zhì)的彌散

B.人口分布

C.廠址所在地區(qū)內(nèi)土地和水體的利用

D.氣象、水文條件

E.環(huán)境的放射性本底

9、根據(jù)"安全第一，預防為主”的方針和國際慣用的對核材料"看住、發(fā)覺、追回"的縱

深防御思想，對核材料管制所采取的主要對策是()。

A.許可證制度

B.實物保護

C.核材料橫算與控制

D.保證國家對核材料的控制

E.制定應急行動計劃

10、調(diào)試期間應保證所使用的測量和試驗設備都具有()。

A.合適的類型

B.合適的量程

C.合適的準確度

D.合適的精度

E.處于符合規(guī)定要求的正確狀態(tài)

11、國務院核安全監(jiān)管部門對核動力廠的核安全監(jiān)管的日常檢查由現(xiàn)場監(jiān)督員進行的檢查

活動。監(jiān)督員編寫()，及時通報核動力廠當日的運行情況。

A.日報

B周報

C月報

D.例行檢查報告

E.非例行檢查報告

12、核設施運行前環(huán)境本底調(diào)查的內(nèi)容應包括()。

A.環(huán)境介質(zhì)中放射性核素的種類、濃度、丫輻射水平及其變化

B.核設施附近的水文、地質(zhì)、地震和氣象資料

C.主要生物(水生、陸生)種群與分布及土地利用情況

D.人口分布、飲食及生活習慣

E.源項單位的運行規(guī)模，可能發(fā)生事故的類型、概率以及環(huán)境后果

13、《中華人民共和國核材料管制條例實施細則》HAF501/01對()核材料的實體屏障的要求

作了明確規(guī)定。其中要求建立完整、可靠的實體屏障。

A特級

B.I級

C.U級

D.III級

E.IV級

14、放射性物質(zhì)運輸?shù)墓I(yè)貨包分為()類型。

A.IP—0

B.IP—1

C.IP—2

D.IP—3

E.IP—4

15、鈾礦冶設施退役(關閉)治理(處置)安全分析報告是對()等問題進行分析，給出退役治理

工程方案安全穩(wěn)定性結論。

A.防事故措施

B.潛在輻射危害控制

C.質(zhì)量保證

D.退役治理后工程的長期安全穩(wěn)定

E.保護國土和環(huán)境安全

16、對測量和試驗用的設備、裝置、儀表、工具、量具必須經(jīng)標定，合格后才能使用。應

標定其()(影響測試結果的特性參數(shù))的合格性。

A.量程

B精度

C.準確度

D偏差

E.運行狀態(tài)

17、核動力廠廢水中,主要含有()放射性核素。

A.58co、60Co

B.137CS

C.90Sr

D.3H

E.14C

18、放射源的保安要求主要是通過管理措施和技術手段來實現(xiàn)的。管理措施是指()。

A.政策

B.執(zhí)行過程

C.實物屏障

D保安裝置

E.直接進行放射源安全管理人員實踐的應用

19、在放射性固體廢物近地表處置場選址的過程中需考慮的廠址特征包括()。

A.地質(zhì)、水文地質(zhì)

B.地球化學

C.大地構造和地震活動

D.地表作用

E.氣象

F.人為事件

G.廢物運輸

H.土地利用

I.人口分布

J.環(huán)境保護

20、鈾濃縮廠職業(yè)照射監(jiān)測的空氣監(jiān)測，主要監(jiān)測空氣中的()。

A.鈾氣溶膠濃度

B.鈾氣溶膠活度

C.a放射性活度

D.0放射性活度

E.Y放射性活度

21、營運單位必須制定燃料及堆芯部件的()的技術條件和程序，必須根據(jù)設計要求制定裝、

換料大綱或堆芯管理大綱并上報國家核安全監(jiān)管部門。

A.采購

B.裝載

C使用

D.卸料

E.試驗

22、在核動力廠運行壽期內(nèi)，必須根據(jù)()對運行限值和條件進行復審。

A.核動力廠的變更

B.經(jīng)驗的積累

C.技術的發(fā)展

D.安全的發(fā)展

E1亥安全監(jiān)管部門的要求

23、實施概率安全評價分析的第一步就是要產(chǎn)生一個需要分析的始發(fā)事件(正)清單，并對這

些始發(fā)事件進行分組，以便減輕()的工作量。

A.參數(shù)估計

B.事件序列分析

C.事件序列模型化

D.事件序列定量化

E.數(shù)據(jù)評價

24、反應堆為保證前沿系統(tǒng)正確執(zhí)行功能所需的系統(tǒng)稱為支持系統(tǒng)。壓水堆中，支持系統(tǒng)

包括()。

A.廠外交流電源

B.柴油發(fā)電機

C.直流電源

D.專設安全設施觸發(fā)系統(tǒng)

E.應急給水引發(fā)和控制系統(tǒng)

25、下列有關核動力廠退役說法正確的有()。

A.對退役來說，在處理易裂變材料和處理放射性存留物時，必須采用等同于核動力廠運行時

應用的標準

B.必須制定核動力廠退役安全分析報告，以便為不同的退役階段提供安全論證

C.當進入給定的退役階段，必須滿足相應的運行限值和條件的要求

D.在核動力廠的設計階段通常應該完成一個概要的退役計劃

E.管理者應該保證已經(jīng)考慮了所有退役方案和制定了退役策略

F.所有與將來退役有關的重要資料都應該適當記錄、分類保留和貯存，以便于將來使用時檢

索

26、核動力廠運行安全監(jiān)督包括()。

A檢查

B處理

C處罰

D.罰款

E.強制命令

27、縣級以上人民政府環(huán)保主管部門應會同同級公安、衛(wèi)生、財政等部門，編制輻射事故

應急預案報本級人民政府批準。輻射事故應急預案應當包括()內(nèi)容。

A.應急機構和職責分工

B.應急人員的組織、培訓

C.應急和救助的裝備、資金、物資準備

D輻射事故分級與應急響應措施

E.輻射事故調(diào)查、報告和處理程序

28、核動力廠標準技術規(guī)格書中，將()項目一起組成統(tǒng)一格式，針對系統(tǒng)、設備、或參數(shù)等

9大類別編寫運行限制條件。

A.正常運行限制條件內(nèi)容

B.安全系統(tǒng)整定值

C.適用范圍

D.措施(狀態(tài)、采取的措施、完成時間)

E.監(jiān)督要求(監(jiān)督、頻度)

29、在核動力廠發(fā)生嚴重事故時，最大的可能性是發(fā)生向大氣環(huán)境的放射性釋放，可能涉

及的照射途徑有()。

A.煙羽外照射

B.煙羽吸入內(nèi)照射

C.地面沉積外照射

D.食人內(nèi)照射

E.再懸浮吸入內(nèi)照射

F.皮膚、衣服的沉積外照射

G.來自輻射源的直接外照射

30、核設施現(xiàn)場的土建、安裝過程及其相關活動的質(zhì)量保證活動包括()。

A.物項的控制

B.場地管理

C.測量和試驗設備的管理

D.建造工作的驗證

E.檢查和試驗結果的分析評價

31、《核動力廠設計安全規(guī)定》(HAFI02)規(guī)定在對核動力廠進行安全分析中必須采用()分析

方法。

A.確定論

B.概率論

C.工程判斷

D運行經(jīng)驗

E.最佳估算

32、在設計核設施實物保護系統(tǒng)時，應遵循一些通用的原則，以及相關法規(guī)的要求。并作

到與核設施()。

A.同時設計

B.同時施工

C.同時評價

D.同時驗收

E.同時運行

33、核動力廠的安全設計適用()原則。

A.能導致高輻射劑量釋放的核動力廠狀態(tài)的發(fā)生概率極低

B.能導致大量放射性釋放的核動力廠狀態(tài)的發(fā)生概率極低

C.具有大的發(fā)生概率的核動力廠狀態(tài)只有較小潛在的放射性后果

D.具有大的發(fā)生概率的核動力廠狀態(tài)沒有潛在的放射性后果

E.發(fā)生極限事故(設計基準事故)的概率極低

34、鈾濃縮廠職業(yè)照射監(jiān)測主要的監(jiān)測內(nèi)容有()。

A.空氣監(jiān)測

B.外照射監(jiān)測

C.個人劑量監(jiān)測

D.放射性流出物監(jiān)測

E.環(huán)境監(jiān)測

35、當概率安全評價分析擴展到二級PSA時,需要在一級PSA結果基礎上加上堆芯熔化物

理過程和安全殼響應特性分析。安全殼響應特性分析包括分析()。

A.安全殼在堆芯損壞事故下受的載荷

B.安全殼失效模式

C.熔融物質(zhì)與混凝土的作用

D.放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)釋放和遷移

E.廠外后果

36、放射性廢物管理是包括廢物()在內(nèi)所有的行政和技術的活動。

A產(chǎn)生

B.預處理

C處理

D.整備

E運輸

F.貯存

G處置

H.核設施退役

37、1994年勞動部和人事部共同制定了《職業(yè)資格證書規(guī)定》對執(zhí)業(yè)資格作了如下定義：

執(zhí)業(yè)資格是指政府對某些責任較大，社會通用性強，關系公共利益的專業(yè)（工種）實行準入控

制，是依法獨立開業(yè)或從事某一特定專業(yè)（工種）（）的必備標準。

A.學識

B技術

C經(jīng)驗

D.能力

E.管理

38、為確保高放廢液的安全貯存，設計要求（）。

A.用雙壁貯槽或設置托盤

B.設攪拌（一般用空氣攪拌器）相通風

C.貯槽設有冷卻措施

D.設置各種探測儀表和報警裝置

E.設備用槽和轉移廢液的設備

39、《核動力廠設計安全規(guī)定》HAF102（2004）給出,針對嚴重事故設計中必須考慮的事項

有：（）。

A.使用概率論方法、確定論方法并結合合理的工程判斷來確定可能導致嚴重事故的重要事件

序列

B.對照一套準則審查這些事件序列，以確定哪些嚴重事故應該給予考慮

C.對于所選定的事件序列，應該評價設計和規(guī)程能否修改來減少其發(fā)生的可能性和減輕其后

果。如果這些修改合理可行，就應該付諸實施

D.應考慮核電廠的全部設計能力，包括可能在超出規(guī)定的能力和預期的運行工況下使用某些

系統(tǒng)(安全系統(tǒng)和非安全系統(tǒng))，和使用附加的臨時系統(tǒng)，使嚴重事故返回到受控狀態(tài)或減輕

它們的后果。應證明這些系統(tǒng)在預期環(huán)境條件下可以起到這些作用

E.對于多堆廠址，可以考慮使用其他機組可用的手段和可能的支持，前提是不會危害其他機

組的安全運行

F.對有代表性的和主導性的嚴重事故，應該制定相應的事故管理規(guī)定

40、下列關于核動力廠的分類工況中的工況『中等頻率事件(預計運行事件)說法正確的有()。

A.出現(xiàn)幾率相對較大，但后果并不嚴重

B.在設計時已采取適當?shù)拇胧?/p>

C.當系統(tǒng)參數(shù)達到設定的安全系統(tǒng)整定值時，保護系統(tǒng)能夠關閉反應堆

D.工況口過程中進行了必要的校正動作和滿足規(guī)定的要求后，反應堆可重新投入運行

E.工況n事件不會擴大到引起更嚴重的工況m和工況IV事件

41、對于針對特定核及輻射設施運行期間所開展的輻射環(huán)境監(jiān)測主要作用有()。

A判斷核及輻射設施正常運行期間對周圍環(huán)境的輻射影響

B.確定由于其他來源產(chǎn)生的人工放射性的可能影響

C.對核與輻射設施的流出物排放進行間接檢驗，判斷是否存在非計劃排放

D.判斷核與輻射設施的流出物在受納環(huán)境介質(zhì)中,特別是受納水體中的累積效應

E.為核及輻射設施的事故應急監(jiān)測兼容，為應急響應決策提供現(xiàn)場數(shù)據(jù)

F.為核及輻射設施在實施退役的環(huán)境影響評價提供基礎資料

G.為驗證環(huán)境影響評價模式的有效性提供實測數(shù)據(jù)

H.改善公共關系

42、驗證質(zhì)量的人員包括()。

A.質(zhì)量監(jiān)督人員

B才僉驗人員

C.試驗人員

D.質(zhì)保監(jiān)查人員

E操作人員

43、2009年,IAEA發(fā)布了一個新的放射性廢物分類標準(IAEA,GS-G-1,2009),按廢

物中放射性核素的半衰期和活度將廢物分為()。

A.免管廢物

B極短壽命廢物

C.極低放廢物

D.低放廢物

E.中放廢物

F.高放廢物

44、根據(jù)有關法規(guī)規(guī)定，國家核安全局對核設施營運單位的質(zhì)量保證審評范圍包括四個階

段的()方面。

A.質(zhì)量保證(總)大綱

B.質(zhì)量保證(分)大綱

C.質(zhì)量保證大綱程序

D.質(zhì)保實際能力

E.實施工作時發(fā)生的重大不符合項

45、輻射工作單位變更單位名稱、地址和法定代表人的，應當自變更登記之日起20日內(nèi),

向原發(fā)證機關申請辦理許可證變更手續(xù)，并提供()材料。

A.許可證變更申請報告

B.變更后的企業(yè)法人營業(yè)執(zhí)照或事業(yè)單位法人證書正、副本原件和復印件

C.變更后的企業(yè)法人營業(yè)執(zhí)照或事業(yè)單位法人證書正、副本復印件

D.許可證正、副本

E.許可證有效期內(nèi)的輻射安全防護工作總結

46、核事故應急演習，在演習()過程時，通常盡可能避免使用時間尺度壓縮的方式，以便較

真實地驗證應急響應人員綜合信息、進行應急判斷及采取對抗措施的能力和熟練程度。

A.事故早期

B.事故中期

C.事故后期

D.應急狀態(tài)發(fā)生變化

E.采取重大應急響應措施

47、乏燃料后處理的缽純化循環(huán)階段一般均用()方式來控制臨界。

A.幾何

B.幾何-固定毒物

C.濃度-幾何

D.質(zhì)量-幾何

E.質(zhì)量-幾何-濃度

48、當用其他計算方法驗證原計算的正確性時，必須對所使用的()進行審查。

A標準

B.假設

C.設計輸入數(shù)據(jù)

D.計算機程序

E.該計算方法的適用性

49、核電廠事故分析基本假設有那些()

A.假設安全殼屏蔽失效

B.假設失去廠外電源

C.假設最大價值一組控制棒卡在全抽出位置。

D.僅考慮安全級設備的緩解事故的作用。

E.需假設極限單一事故。

50、在核設施退役的()階段需要進行源項調(diào)查工作。

A.退役開始前

B.退役過程中

C.退役終了

D.對廢物進行處理與處置

E.對場址進行驗收

51、國核安函[2011]52號文件對核安全設備資格許可證的適用范圍提出了明確規(guī)定。鑄鍛

件制造許可活動范圍表中特征參數(shù)刪除"重量"和"尺寸"兩欄，根據(jù)()體現(xiàn)單位能力。

A.工作介質(zhì)

B.典型部件

C.核安全級別

D抗震類別

E.材料類別

52、對必須進行控制的工藝過程均要預先制訂工作(作業(yè))程序。所有工作程序中應包括實施

該工藝過程的()方面的要求。

A.人員要求

B.技術要求

C.質(zhì)保要求

D.操作安全要求

E.場地環(huán)境要求

53、當在廠址上或廠址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列資料可以使用，

采用概率論法(隨機法)來確定洪水災害是合適的。估計洪水可用的概率論方法是()。

A.統(tǒng)計規(guī)律法

B.頻率曲線法

C.隨機分析法

D.相關分析法

E.適線法

54、在核能與核技術利用領域的國家行政管理中，國務院核安全監(jiān)管部門承擔主要職責和

部分職能的范圍包括()。

A.核安全監(jiān)管

B.核設施安全管理

C.核事故應急與反恐準備

D.核材料管制

E.放射性污染防治管理

55、低、中放廢物近地表處置場選址分幾個階段()

A.規(guī)劃選址

B.區(qū)域調(diào)查

C.廠址特性評價

D.廠址確定階段

E.廢物處置

56、應急控制中心是核動力廠應急指揮部在應急期間舉行會議及進行指揮的場所。應具有

聯(lián)絡()的可靠通信手段。

A.主控制室

B.輔助控制室

C.場內(nèi)其他重要地點

D.場內(nèi)應急組織

E.場外應急組織

57、在后處理廠采用的PUREX流程中，紅油爆炸這一特殊風險主要存在于工藝過程的各種

蒸發(fā)器中。蒸發(fā)器裝置是用于濃縮來自不同萃取、凈化循環(huán)的水相物流主要涉及的濃縮單元,

對這些料液進行長時間加熱其反應極其復雜(輻解、水解、氧化和硝化等反應)，這取決于()。

A.硝酸鹽的含量

B.介質(zhì)的溫度

C.溶劑的輻解水平

D.稀釋劑的性質(zhì)

E.可能存在的第三相或界面污物或雜質(zhì)

58、對于嚴重有損于質(zhì)量的情況，必須用書面文件闡明其0，并向有關各級的管理部門報告。

A.鑒別

B起因

C影響

D經(jīng)驗

E.所采取的糾正措施

59、核動力廠的修改包括()。

A.構筑物、系統(tǒng)和部件的修改

B.運行限值和條件的修改

C.指令和規(guī)程的修改

D.上述各項的組合

E.組織機構的變更

60、核動力廠設計管理必須保證安全重要構筑物、系統(tǒng)和部件有合適的()，使得安全功能得

到執(zhí)行。

A.功能

B性能

C.技術規(guī)范

D.制造工藝

E材料成分

61、《民用核安全設備監(jiān)督管理條例》規(guī)定，申請領取民用核安全設備()許可證的單位，還

應當制作有代表性的模擬件。

A.設計

B制造

C.安裝

D.焊接

E.無損檢驗

62、與鈾礦勘探、開采和加工設施建設項目相配套的安全和輻射防護措施，以及放射性污

染防治和環(huán)保設施，應當與主體工程()。

A.同時設計

B.同時施工

C.同時驗收

D.同時投入使用

E.同時退役

63、國際原子能機構(IAEA)推薦的核與輻射事件分級表(INES)將級別()稱為"事故"。

A.3

B.4

C.5

D.6

E.7

64、國家核安全局的核安全監(jiān)督管理由國家核安全局組織()，依照法規(guī)和標準的要求實施強

制性的核安全與輻射環(huán)境安全的技術審評和監(jiān)督，并將其審評、監(jiān)督結果作為國家核安全局

對核設施營運單位和核活動許可申請單位頒發(fā)相應許可證的依據(jù)。

A.地區(qū)核與輻射安全監(jiān)督站

B.核與輻射安全技術后援隊伍

C.地方環(huán)境保護部門

D.核安全與環(huán)境專家委員會

E.核與輻射安全法規(guī)標準審查委員會

65、質(zhì)量保證記錄分為永久性記錄和非永久性記錄，永久性記錄是對()的記錄。

A.證明安全運行能力

B.使物項的維修、返工、修理、更換或修改得以進行

C.確定物項發(fā)生事故或動作失常的原因

D.為在役檢查提供所需要的基準數(shù)據(jù)

E.便于退役

66、核材料和核設施實物保護系統(tǒng)應具備()。

A有效性

B.完整性

C.多重性

D.多樣性

E.冗余性

67、濱海、濱河核電廠防洪設計的考慮，應包括()。

A.保護廠區(qū)的構筑物設計參數(shù)的評價

B.廠區(qū)高于計算洪水水位以上的可能影響的評價

C抵御洪水侵蝕的最佳材料的選擇

D.對核電廠最佳防洪布置的訐價

E.防護構筑物和電廠部件的可能相互影響的研究

68、輻射環(huán)境監(jiān)測的化學和放化分析常規(guī)使用QC樣品有()基本類型。

A.空白樣品

B.重復樣品

C.基準材料

D.控制樣品

E示蹤樣品

69、()推動了環(huán)境影響評價學科的發(fā)展。

A.社會對環(huán)境質(zhì)量的普遍關注

B.”源項-途徑-劑量-效應”的研究

C.對可能具有環(huán)境影響的所有人類活動的認識

D.環(huán)境控制標準的發(fā)展

E.環(huán)境影響的分析、預測和評估

70、在我國的核安全法規(guī)HAF102《核電廠設計安全規(guī)定》中明確規(guī)定："為保持安全重要

構筑物、系統(tǒng)和部件執(zhí)行功能的能力，其設計必須符合下列要求：能在核動力廠整個壽期內(nèi)

進行()，以證明滿足可靠性目標。

A.標定

B試驗

C維護

D.修理或更換

E.檢查或監(jiān)測

71、一個核動力廠的事故始發(fā)事件在數(shù)量上是很大的，對于()相同的各個始發(fā)事件，應該分

在同一組內(nèi)加以統(tǒng)一分析。

A.事故原因

B.事故進程

C.事故后果

D.安全系統(tǒng)的成功準則

E.安全設計基準

72、《放射性廢物安全管理條例》規(guī)定國家()放射性廢物安全管理的科學研究和技術開發(fā)利

用。

A負責

B.引導

C.鼓勵

D.支持

E推廣

73、《放射性物品運輸安全管理條例》明確了一類運輸容器制造單位應當具備的條件。要求

從事一類運輸容器制造活動的單位擁有相應的或健全的()。

A.專業(yè)技術人員

B.生產(chǎn)條件

C檢測手段

D.管理制度

E.質(zhì)量保證體系

74、核電廠選址必須考慮的基本因素()

A.保護公眾和環(huán)境免受放射性釋放所引起的過量輻射影響

B.廠址所在區(qū)域可能發(fā)生的外部自然和人為事件

C.確定廠址以及廠址與設施之間的適應性

D.可能影響所釋放的放射性物質(zhì)向人體轉移的廠址及其環(huán)境特征

E.與實施應急計劃相關的廠址與環(huán)境因素

75、新建、改建、擴建放射工作場所的放射防護設施，應當與主體工程同時()。

A.選址

B.設計

C施工

D驗收

E才殳入使用

76、我國采用了國際原子能機構對"監(jiān)測"的定義：為()輻射或放射性物質(zhì)的照射，對劑量

或污染所進行的測量及對測量結果的解釋。

A.分析

B評價

C.管理

D.控制

E.監(jiān)督

77、監(jiān)督活動包括()，以驗證核動力廠在規(guī)定的運行限值和條件的范圍之內(nèi)運行，并及時查

明構筑物、系統(tǒng)和部件的各種性能下降以及可能導致不安全工況的任何不良趨向。

A.監(jiān)測核動力廠參數(shù)

B.監(jiān)測核動力廠系統(tǒng)狀態(tài)

C.試驗構筑物、系統(tǒng)和部件

D.檢查構筑物、系統(tǒng)和部件

E.校準和標定儀表

78、丫輻照裝置主要由()部分組成。

A.密封放射源

B.放射源的操作系統(tǒng)

C.劑量測量系統(tǒng)

D輻照室

E.輻照物輸送系統(tǒng)

F.水處理系統(tǒng)

G.通風系統(tǒng)

H.安全聯(lián)鎖系統(tǒng)

I.控制系統(tǒng)

79、焚燒較強()放射性的廢物，必須有適當?shù)妮椛淦帘?，特別是卸灰系統(tǒng)，可能要考慮遠距

離操作。

A.a

B.P

C.Y

D.P

E.n

80、定義操作干預水平(OIL)為通過()確定的并與干預水平或行動水平相當?shù)囊环N劑量水平。

A.最佳估算

B.保守計算

C.儀器測量

D.確定性效應閾值

E.實驗室分析

81、役前檢驗必須包括()。

A.在役檢查的所有部件

B.在役檢查樣品

C.焊縫和鄰近母材的規(guī)定部分的全長度

D.修理過的部件

E.更換過的部件

82、概率安全評價(PSA)所考慮的核動力廠始發(fā)事件的確定可以采取()方法。

A.故障樹

B.狀態(tài)空間

C.工程評價

D.演繹分析

E.GO圖

83、在核動力廠設計中必須考慮發(fā)生共因故障的可能性，并盡實際可能采取適當?shù)拇胧?

如應用()，使共因故障的影響降低到最小程度。

A.單一故障準則

B.故障安全設計

C.多重性

D.多樣性

E.獨立性

84、為實施大型丫輻照裝置的安全原則，輻照裝置應設置()安全設施。

A.鑰匙控制

B.燈光音響信號裝置

C.控制臺聯(lián)鎖的無人檢查按鈕

D.緊急降源和開門按鈕

E.緊急停止按鈕

F.源升降機構的聯(lián)鎖系統(tǒng)

G.校驗源

H.停電自動降源系統(tǒng)

I.源架迫降系統(tǒng)

J.貯源池水位監(jiān)測報警與補給水系統(tǒng)

K.通風系統(tǒng)

L.可拆式屏蔽塞必須與中心控制系統(tǒng)聯(lián)鎖

85、下列關于研究堆應急計劃區(qū)說法正確的是()。

A.我國核安全導則對確定研究堆應急計劃區(qū)大小提出了兩種辦法

B.可以按功率水平推薦應急計劃區(qū)的大小

C.可以根據(jù)事故可能的輻射后果，結合場址特征確定應急計劃區(qū)

D.研究堆應急計劃區(qū)劃分為煙羽和食入應急計劃區(qū)兩類

E.研究堆只有一個煙羽應急計劃區(qū)是恰當?shù)?/p>

86、對核動力廠應急準備狀況的檢查中，對應急組織及人員培訓情況的檢查包括()。

A.營運單位應急組織狀況和應急計劃是否一致

B.應急人員變動情況在應急計劃或執(zhí)行程序中是否及時得到修改

C.應急人員聯(lián)系方式的變化是否已在程序中予以修正

D.初次上崗的應急工作人員是否經(jīng)過應急知識和技能培訓，對其他應急工作人員是否認真執(zhí)

行了定期培訓制度

E.是否嚴格執(zhí)行了培訓計劃，培訓教師、教材、學時、記錄、考核等是否規(guī)范

87、履行質(zhì)保大綱活動的人員包括()。

A.形成質(zhì)量的生產(chǎn)人員(工作的承擔者)

B.驗證和控制質(zhì)量的人員

C.本單位的領導人員

D.質(zhì)保監(jiān)查人員

E.本單位質(zhì)量保證部門的人員

88、設計活動(工作)的控制特別要在下列()方面按照要求進行設計控制。

A.輻射防護

B.人因

C防火

D.物理和應力分析

E熱工

F.水力

G.地震和事故分析

H.材料相容性

I.在役檢查、維護和修理的可達性

J檢查和試驗的驗收準則

89、實施控制的文件是指對工作的執(zhí)行和驗證所需要的文件，稱為“受控文件"，受控文件

至少應包括()。

A.設計文件

B.采購文件

C.質(zhì)量保證大綱和大綱程序及有關的規(guī)程，監(jiān)查報告

D.用于加工、建造、修改、安裝、試驗和檢查等活動的指令和規(guī)程;檢查和試驗報告

E.專題報告

F.申請許可證的各類文件

G.供方提供的文件

H.調(diào)試文件

I.運行計劃、運行質(zhì)量計劃和運行日志、應急計劃等

J.上級主管部門的來文;安全要求

90、核設施退役不包括()的關閉。

A.軍工核設施

B.研究堆

C.放射性廢物處置庫(場)

D鈾(針)礦

E.尾礦庫

91、質(zhì)量保證工作職責分配要注明內(nèi)部與外部聯(lián)系線()

A.領導關系線

B.部門關系線

C.職能關系線

D.質(zhì)量監(jiān)督關系線

E.質(zhì)保監(jiān)查關系

92、國家核安全局相關業(yè)務工作主要包括負責核與輻射安全從業(yè)人員()。

A行政許可

B.資格考核

C.資質(zhì)管理

D.相關培訓

E.監(jiān)督檢查

93、《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》第2章"質(zhì)量保證大綱”的一些條款具體規(guī)定了制定的質(zhì)

量保證大綱應寫明下列()方面。

A.本單位有哪些質(zhì)量保證工作要做

B.各項質(zhì)量保證工作由哪個部門實施

C.各項質(zhì)量保證工作何時做

D.各項質(zhì)量保證工作如何做

E.各項質(zhì)量保證工作由誰審核、批準

94、根據(jù)國際經(jīng)驗，國家核安全局"新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策"中，

歸納了需要考慮典型的嚴重事故預防和緩解措施包括：壓力容器的()應能承受壓力容器熔穿

的影響。

A法蘭

B.支撐

C頂蓋

D.導向管

E.堆腔結構

95、在乏燃料后處理工藝中應用得最廣泛是PUREX流程，最終獲得()產(chǎn)品溶液再進行尾端

處理，制得鈾和缽的氧化物產(chǎn)品供循環(huán)使用。

A.硝酸鈾酰

B.硫酸鈾酰

C.硝酸缽

D.硝酸缽酰

E.硫酸缽

96、伴生礦的環(huán)境輻射監(jiān)測，與核設施及核技術利用項目的環(huán)境輻射監(jiān)測的相同之處有()。

A.由有資質(zhì)的單位來開展監(jiān)測工作

B.制定出具體的監(jiān)測大綱

C制定輻射環(huán)境監(jiān)測質(zhì)量保證

D.對輻射環(huán)境監(jiān)測資料及時分析整理

E.放射性的物質(zhì)是該物項所固有的

97、核安全檢查的依據(jù)有()。

A.經(jīng)國際核安全局審評認可的質(zhì)量保證大綱和許可證(函)中規(guī)定的質(zhì)量保證條件或要求

B.《質(zhì)保規(guī)定》(HAF003),并參考其相關導則

C.對從事核安全設備設計、安裝和制造的單位，其質(zhì)量保證的核安全檢