注册核安全工程师备考模拟试卷四(专业实务)
-
核动力厂调试大纲的实施情况应分阶段进行审查。在完成对前阶段调试试验结果的(),并确认已实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后,才允许进行下一阶段的调试试验工作。
- A.检查
- B.试验
- C.评价
- D.监查
- E.监督
-
核电厂对流出物的管控措施包括()。
- A.在各阶段的环境影响报告书中给出气、液流出物源项,并以此为基础进行环境影响评价
- B.在首次装料阶段的环境影响报告书中,给出气、液流出物年排放量的申请值,监管部门要对流出物年排放量的申请值进行审议和批复
- C.核电厂在运行期间,要对放射性废气和废液进行净化处理
- D.在流出物排放时,核电厂要对流出物的排放流量和流出物中各种污染物的排放浓度进行测量,以便评估流出物排放的总量
- E.对于液体流出物实行槽式排放,并必须准备足够容量的备用罐
-
破损燃料棒可能释放裂变产物,其中最主要的是()。
- A.碘
- B.铯
- C.锶
- D.镭
- E.惰性气体
-
实施三级实物保护的核设施包括独立存放和处理()的设施。
- A.高放固体废物
- B.中放固体废物
- C.低放固体废物
- D.中放废液
- E.低放废液
-
《中华人民共和国放射性污染防治法》第二十一条规定,与核设施相配套的放射性污染防治设施,应当与主体工程()。
- A.同时设计
- B.同时施工
- C.同时竣工
- D.同时验收
- E.同时投入使用
-
核材料许可证颁发后,核材料实物保护的检查,包括()。
- A.实物保护计划和实施程序
- B.实物保护的质量保证
- C.技防设施的运行维修
- D.实体屏障
- E.照明和应急电源
- F.出入口控制
- G.控制中心
- H.核材料运输的实物保护
-
《质保规定》(HAF003)对检查和试验控制的基本要求包括()。
- A.检查大纲
- B.试验大纲
- C.测量和试验设备的标定
- D.检查和试验状态的显示
- E.对核电厂系统和部件的运行状况必须标识,例如在阀门和开关上挂标示牌,以防止误操作
-
A型货包的活度限值分为()值。
- A.A0
- B.A1
- C.A2
- D.A3
- E.A4
-
核技术应用放射性废物库的选址应满足的一般要求包括()。
- A.满足废物库的建造、运行、扩建和退役的需要
- B.考虑外部人为事件和自然事件对废物库的影响
- C.废物库可能的放射性与有害物质的释放对公众和环境的影响
- D.保证在设计寿期内为放射性废物提供与公众、环境间有足够的隔离和良好的包容性能,满足审管部门的要求
- E.考虑对当地社会、经济发展的制约因素和废物库建造与运行的经济合理性
-
制定核与辐射设施运行期间的辐射环境监测大纲,要充分考虑()。
- A.地理范围
- B.监测或取样频次
- C.监测仪器、仪表
- D.组织管理
- E.数据处理
- F.资源保证
- G.质量保证
-
我国在铀矿勘探、开采到了20世纪70年代以后,采取了综合降氡方法,主要有()。
- A.通风降氡
- B.密闭氡源
- C.喷涂防氡保护层
- D.控制入风流污染
- E.排除矿坑水
- F.正压通风
- G.分区通风
- H.清除堆积的铀矿石
-
根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()。
- A.功率控制
- B.补偿控制
- C.过载控制
- D.温度控制
- E.紧急停堆控制
-
核动力厂场内应急计划的“应急设施与设备”部分应列出应设置的主要应急设施,包括()的位置,基本功能及应配置的主要设备与器材.
- A.主控制室
- B.辅助或备用控制室(点)
- C.技术支持中心或支持点
- D.应急控制中心
- E.运行支持中心(或支持点)
- F.监测与评价设施
- G.通信系统
-
核设施实行分区保护与管理。实施二级实物保护的核设施设()。
- A.监督区
- B.控制区
- C.保护区
- D.要害区
- E.纵深区
-
民用核安全机械设备()许可证申请单位必须具有近五年内完整的核设施中非核级同种设备制造业绩,并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。
- A.设计
- B.建造
- C.安装
- D.焊接
- E.无损检验
-
评估砂土液化可能性所需的主要资料有()。
- A.地下水状况
- B.粒径分布
- C.标准贯人试验(SPT)
- D.标准圆锥触探试验(CPT)
- E.相对密度
- F.不排水循环剪切强度
-
概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中,利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析,集中估计出()。
- A.始发事件频率
- B.堆芯严重损坏频率(CDF)
- C.早期大释放频率(LERF)
- D.安全系统失效率
- E.系统失效的最小割集
-
核动力厂运行安全监督包括()。
- A.检查
- B.处理
- C.处罚
- D.罚款
- E.强制命令
-
下列关于辐射环境监测的生物样品采集说法正确的是()。
- A.对于确定的源项单位,需要采集的生物样品种类决定于当地的环境条件和评价目的
- B.为评价对人的影响,要采集与人的食物链有关的生物,并且分析可食部分
- C.进行放射生态研究,还要采集虽不属于人类食物链但能够浓集放射性核素的生物
- D.生物样品要在源项单位液体流出物排放点附近及地面空气中放射性浓度最高的地方采样
- E.生物样品如不能立即分析,必须进行预处理
-
使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:使用放射性同位素的单位应当有满足()要求的放射源暂存库成设备。
- A.衡算管理
- B.辐射监测
- C.辐射防护
- D.实体保卫
- E.材料管制
-
在HAF102《核动力厂设计安全规定》中,具体规定了对安全功能和安全系统的失效率提出要设置概率目标,用来校核核动力厂设计的()是否合适。
- A.单一故障准则
- B.故障安全设计
- C.冗余性
- D.多样性
- E.独立性
-
铀矿勘探、开采和加工设施营运单位应当对()实施监测,并定期向环境保护行政主管部门报告监测结果。
- A.作业场所
- B.产生的流出物
- C.周围环境
- D.职业照射剂量
- E.公众照射剂量
-
下列关于核动力厂营运单位与国务院核安全监管部门的关系说法正确的是()。
- A.营运单位必须按照国务院核安全监管部门的要求提交(或供其随时调用)文件和资料
- B.为了使国务院核安全监管部门能履行其职能,营运单位必须给以必要的协助,并允许其监督人员进入核动力厂和获得相关文件
- C.当国务院核安全监管部门要求时,营运单位必须进行专门的分析、试验和检查
- D.当营运单位认为国务院核安全监管部门要求的行动有害于安全时,则必须将意见告知国务院核安全监管部门
- E.营运单位必须执行国务院核安全监管部门的强制性措施
-
核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故的事例有:()。
- A.反应堆冷却剂丧失
- B.蒸汽发生器一根传热管破裂
- C.控制棒组件弹出
- D.反应堆冷却剂系统小管道破裂
- E.失去厂内外应急交流电源
-
根据辐射事故的()因素,从重到轻将辐射事故分为特别重大、重大、较大和一般四个等级。
- A.源项
- B.性质
- C.严重程度
- D.可控性
- E.影响范围
-
《质保规定》(HAF003)规定了检查和试验控制方面的基本要求,检查的方式有()。
- A.工艺文件的检查
- B.对已加工完的物项作检查或检验
- C.工艺过程中直接监视
- D.对加工方法、设备、人员作监视(间接监视)
- E.对影响质量的记录的检查
-
对放射治疗的加速器,安全联锁装置只有在()条件满足时,才允许进行照射。
- A.参数选定后
- B.控制台显示辐照参数预选值,并与治疗室的一致
- C.治疗室迷宫的防护门关闭
- D.警告装置开启
- E.监视和对讲设备开启
-
放射性工作场所辐射分区按照GB18871规定分为()。
- A.密封区
- B.非密封区
- C.控制区
- D.监督区
- E.监测区
-
营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况,其目的在于()。
- A.强化安全意识
- B.提高安全文化水平
- C.遵守为增强安全而制定的规定
- D.及时更新文件
- E.防止过分自信和自满的情绪
-
核动力厂设计必须提供多种手段来保证实现每项基本安全功能,即(),从而保证各道屏障的有效性和减轻任何假设始发事件的后果。
- A.控制反应性
- B.排出热量
- C.控制排放
- D.包容放射性物质
- E.屏蔽辐射照射
-
核事故应急演习日期可以事先通知参演人员,也可以不事先通知。不事先通知的缺点是()。
- A.可能因个别参演人员的不胜任而使演习遇到较多困难
- B.可能会因个别应急设施、设备的状态不佳给演习增加意外的困难
- C.可能有人误把演习错当成真正应急,以至于引入不必要的风险
- D.无法真实地检验出应急准备的实际情况
- E.无法真实地反映出从正常组织向应急组织过渡过程中可能遇到的问题
-
铀矿冶厂矿废气中主要放射性核素是()。
- A.铀(钍)
- B.镭
- C.氡
- D.氡子体
- E.131I
-
必须对堆芯状况进行监测,在反应堆()过程中,必须监测堆芯参数,以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件。
- A.启动
- B.功率运行
- C.停堆
- D.试验
- E.装料
-
γ辐照装置主要由()部分组成。
- A.密封放射源
- B.放射源的操作系统
- C.剂量测量系统
- D.辐照室
- E.辐照物输送系统
- F.水处理系统
- G.通风系统
- H.安全联锁系统
- I.控制系统
-
应制定和实施有关建立并保持调试期间所要求的清洁度的程序。这些程序应对()方面规定方法。
- A.特殊清洗
- B.验证流体系统清洁度的冲洗
- C.为保持已建立的清洁度,设置屏障和覆盖物
- D.在开放的系统附近,保持对工具和设备的清点
- E.在封闭的系统附近,保持对工具和设备的清点
-
铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)安全分析报告是对铀矿冶设施的()等有关安全问题进行监管。
- A.纵深防御设计
- B.防事故措施
- C.潜在辐射危害控制
- D.质量保证
- E.退役治理后工程的长期安全稳定
-
民用核设施营运单位对民用核安全设备的()负全面责任。
- A.设计
- B.制造
- C.安装
- D.使用
- E.运行安全
-
铀矿冶工业堆浸废水处理除铀的主要方法为()。
- A.石灰中和法
- B.二氧化锰吸附法
- C.高锰酸钾活化锯末吸附法
- D.重晶石吸附法
-
国际原子能机构推荐的高放废物的处置方案为()。
- A.近地表处置
- B.地质处置
- C.近地表处置或地质处置
- D.深埋处置
-
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
-
在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查成图比例不小于()。
- A.1:1000000
- B.1:100000
- C.1:25000
- D.1:1000
-
实际工作中,为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位组合的例子有:()年一遇海啸;()年一遇的风暴潮或假潮;浪活动(最大风浪活动);10%超越概率高潮位。
- A.百25
- B.百50
- C.千25
- D.千50
-
为正确执行应急响应过程中的应急报告制度,最好的办法是()事前编制好能满足各方面要求的通用格式,在应急过程中按最高要求统一报告,以免应急响应过程中因执行不同的报告制度造成混乱。
- A.营运单位
- B.场内、场外应急组织
- C.应急指挥部
- D.国务院核安全监管部门
-
防护措施就是为防止或减少公众成员在应急或持续照射情况下的()而进行的干预。
- A.受照剂量
- B.当量剂量
- C.有效剂量
- D.待积当量剂量
-
对于γ辐射剂量率的测量,要在核电范围布设若干个监测点实施同步、连续监测。γ辐射剂量率监测点一般布设在距核动力厂()范围内。
- A.几十米
- B.几百米
- C.几公里
- D.几十公里
-
允许装入规定的有限量放射性物质的货包是()。
- A.A型货包
- B.B型货包
- C.C型货包
- D.工业货包
-
对(),指令将是征兆导向的,即用指示核动力厂状态的参数为运行人员确定最佳的恢复途径,而无需事故诊断。
- A.运行瞬变
- B.预计运行事件
- C.设计基准事故
- D.超设计基准事故
-
对流出物排放进行监测可以为设施运行时环境影响评价提供()。
- A.辐射源项
- B.照射途径
- C.放射性本底变化
- D.关键组
-
60Co在其衰变过程中产生的γ射线平均能量为()MeV。
- A.1.17
- B.1.25
- C.1.33
- D.1.46
-
()级概率安全评价(PSA)分析可以帮助分析设计中的弱点和指出防止堆芯损坏的途径。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.1、2
-
《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备相应技术水平和质量管理能力的单位,应在取得()后方可从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验活动。
- A.注册
- B.登记
- C.备案
- D.许可证
-
矿井防氡层方案的首选是()。
- A.高密度聚乙稀土工膜
- B.偏氯乙稀共聚乳液
- C.混凝土水泥沙浆
- D.RT水性涂料
-
天然铀、氚属于()。
- A.低毒性废物
- B.中毒性废物
- C.高毒性废物
- D.极毒性废物
-
按核与辐射事件分级表(INES),重大事件(3级)是指在运行区域的照射率大于()Sv/h。
- A.0.01
- B.0.1
- C.1
- D.10
-
核动力厂必须使用有代表性的()来进行培训。
- A.培训教材
- B.实际案例
- C.运行经验
- D.模拟装置
-
按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量改进是质量管理的一部分,指致力于增强满足质量要求的()。
- A.控制
- B.目标
- C.活动
- D.能力
-
核动力厂营运单位必须制定管理程序,以保证恰当地设计、审查、控制和实施所有永久性和临时性修改。该程序必须保证核动力厂()以及适用法规和标准的要求得到满足。
- A.工作管理制度
- B.修改试验规程
- C.安全分析报告
- D.质量保证大纲
-
必须把核动力厂的调试大纲划分为几个阶段。目的是指明在每一个阶段内预期要完成的一组试验,并确定在继续下一阶段试验前必须完成试验结果审查的()。
- A.审查点
- B.控制点
- C.监督点
- D.见证点
-
国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的例行检查的具体实施按照()的要求进行。
- A.本年度核安全检查计划
- B.《核设施的安全监督》(HAF001/02)
- C.国务院核安全监管部门
- D.营运单位本年度的管理情况
-
核电厂距()万人口以上的城市应保持适当的直线距离。
- A.50
- B.100
- C.200
- D.400
-
进风预过滤器,为进风气流除尘,过滤效率至少为()%。
- A.70
- B.75
- C.80
- D.85
-
核电厂地震危险性评价的目的是为某一特定厂址的核电厂如何确定地震动危险性,如何评价可能影响该厂址可接受性的潜在地表断层活动提供()。
- A.依据
- B.背景
- C.模型
- D.建议
-
我国的核设施施行()环境影响评价制度。
- A.分类
- B.分阶段
- C.三同时
- D.辐射安全监管
-
在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件取证申请单位应具备()年以上和近()年内的核设施中非核级同种设备工作业绩,且须向国务院核安全监管部门提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。
- A.22
- B.33
- C.55
- D.1010
-
铀富集工厂用容积小于()的容器盛取高富集度的产品。
- A.1L
- B.5L
- C.10L
- D.15L
-
国家核安全局相关业务工作主要包括()核与辐射恐怖事件的防范和处置。
- A.组织
- B.负责
- C.参与
- D.指导
-
UF6的三相点出现在0.15MPa和()℃。
- A.16.4
- B.46.1
- C.61.4
- D.64.1
-
《中华人民共和国放射性污染防治法》第十四条规定国家对从事放射性污染防治的专业人员实行()管理制度;对从事放射性污染监测工作的机构实行()管理制度。
- A.资质资格
- B.资格资质
- C.许可备案
- D.备案许可
-
()是统领全国核事故应急工作的纲领性工作文件。
- A.国家核事故应急方针(预案)
- B.国家核事故应急政策(预案)
- C.国家核事故应急大纲(预案)
- D.国家核事故应急计划(预案)
-
《核动力厂设计安全规定》HAF102(2004)给出,针对严重事故设计中必须考虑的事项包括:对有代表性的和主导性的严重事故,应该制定相应的事故()。
- A.应急措施
- B.管理规定
- C.操作程序
- D.处理办法
-
核电厂事故分析假设包括仅考虑安全级设备的()事故作用,对于非安全级设备仅考虑其对事故的()影响。
- A.控制有利
- B.控制不利
- C.缓解有利
- D.缓解不利
-
核动力厂主变压器制造许可证申请单位应具有近()年内核动力厂主变压器的供货业绩或正在执行核动力厂主变压器的供货合网,并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。
- A.3
- B.4
- C.5
- D.10
-
核动力厂辐射防护设计安全要求包括在对核动力厂进行安全分析时,必须确定事故工况下辐射源的()。
- A.类型
- B.活度
- C.大小
- D.状态
-
核燃料循环设施应根据可能发生的事故及其()的分析,在其应急计划中明确需要建立的应急计划区类型以及应急计划区的范围大小。
- A.事故源项
- B.事故后果
- C.核设施特点
- D.当地具体条件
-
根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应采取设计措施排除安全壳()型严重事故。
- A.开口
- B.旁路
- C.晚期失效
- D.早期失效
-
下列关于反应堆内的后备(剩余)反应性说法错误的是()。
- A.核燃料的消耗会导致其减少
- B.裂变产物的积累会导致其减少
- C.初始燃料装载量必须比维持临界所需的量多得多,使堆芯寿命初期具有足够的后备(剩余)反应性
- D.为补偿反应堆的后备(剩余)反应性,在堆芯内必须引入适量的可随意调节的正反应性
-
核动力厂维修、试验、监督和检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求,并且还必须根据()进行重新评价。
- A.核动力厂状态
- B.工程判断
- C.运行经验
- D.安全分析报告
-
根据《中华人民共和国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件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()个阶段制订。
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
-
为避免严重的确定性健康效应发生,在判断是否采取防护行动(特别是预防性行动)时,使用()是合适、贴切的。
- A.预期剂量
- B.可防止剂量
- C.当量剂量
- D.有效剂量
-
农用钴圃60Co源的活度一般在()Ci。
- A.5-1000
- B.50-10000
- C.500-10000
- D.5000-100000
-
核电厂厂址安全评价的评定阶段可划分成进一步划分成验证和确认阶段,在确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址()。
- A.特征
- B.适宜性
- C.可接受性
- D.经济技术条件
-
核与辐射安全法规标准审查委员会是国家核安全局根据()规定成立的非常设审议机构。
- A.《中华人民共和国放射性污染防治法》
- B.《民用核设施安全监督管理参例》
- C.《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》
- D.IAEA《基本安全原则》
-
从事就地核辐射水平监测的人员事先必须经过培训,使之熟悉监测仪器的性能,在现场可以进行简单维修,并应具备判断监测数据是否()的能力。
- A.准确
- B.有效
- C.合理
- D.正当
-
为了保证设施的安全运行,必须在运行的寿期内定期地进行检查,及早地发现缺陷,并对早期发现的微小缺陷进行()。
- A.跟踪
- B.调查
- C.分析预测
- D.控制
-
RSEM要求重复试验中的试验压力比较美国ASEM规范的名义运行压力要大至少()%。
- A.10
- B.15
- C.20
- D.25
-
全国的核事故应急管理工作由()负责。
- A.国务院
- B.国务院指定的部门
- C.环境保护部
- D.国家核安全局
-
设计基准必须规定核动力厂的必备能力,以适应在规定的()要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
- A.安全限值
- B.安全设计
- C.辐射防护
- D.纵深防御
-
可通过观测记录的标准的统计分析进行极端降水危险性的评价,并以其在基准时间间隔内被超越的()为特征,这些特征和基准时间间隔必须适用于核电厂设计的目的。
- A.风险
- B.次数
- C.概率
- D.深度
-
营运单位必须在初始装料前把放射性排出流排放安全分析报告上报国务院核安全监管部门。批准的排放限值必须包括在()中。
- A.安全限值
- B.安全系统整定值
- C.运行限值和条件
- D.以上三者均包含
-
对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,Ⅲ事件,全身剂量()mSv。
- A.5
- B.10
- C.15
- D.20