2027年注册核安全工程师《核安全专业实务》考前点题卷一
核安全专业实务
考前点题
共 170 题
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更新于 2026-09-26
一、单项选择题
下列每题的选项中，只有一项最符合题意。
1
描述核动力厂营运单位组织机构及履行所有这些职责的管理安排的文件必须可供（）审查。
- A.运行管理者
- B.核设施主管部门
- C.国务院核安全监管部门
- D.国务院核安全监管部门的派出机构
2
铀矿井下工作场所空气中氡子体浓度限值为（）。
- A.2.7kBq/m3
- B.2.7μJ/m3
- C.5.4kBq/m3
- D.5.4μJ/m3
3
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，工况Ⅳ事件，全身剂量（）mSv。
- A.150
- B.250
- C.300
- D.450
4
铀浓缩工厂为保证检修人员的身体健康，对各类主工艺设备、仪器、管道，在检修前要由专人用（）对其内腔进行吹洗、置换，排除内腔中的六氟化铀工作气体或其他有害气体。
- A.空气
- B.氮气
- C.氦气
- D.氩气
5
龙卷风所采用的是（）分类方法。
- A.科里奥利
- B.耿贝尔
- C.富士达-皮尔森
- D.NOAA
6
在分析临界安全时，有时通过实验与计算的方法可同时确定（）个参数，只要能保证这这几个参数同时存在，就可在次临界条件下能以较大的规模操作。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
7
按照GB11806的规定，装有（）kg或更多六氟化铀的货包的设计必须经核安全监管部门审批。
- A.0.01
- B.0.1
- C.1
- D.10
8
（）表明了核动力厂安全条件的最终边界。
- A.安全值
- B.安全限值
- C.安全系统整定值
- D.正常运行的限值和条件
9
为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求，GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法，来规定有关的安全准则和管理要求。分级是指：根据不同类别货包内装物（）的大小，将货包的性能要求相应于运输的例行（无偶然事件）、正常（小事件）和事故条件分为三种严格等级。
- A.活度
- B.体积
- C.重量
- D.潜在危险
10
用于离子交换处理的废水要求含盐量<（）/L。
- A.1mg/L
- B.10mg/L
- C.100mg/L
- D.1g/L
11
营运单位在核设施（），向国务院核安全监管部门提交《初步安全分析报告》和《质量保证大纲》(设计和建造阶段)等文件，国务院核安全监管部门经审评后，向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
- A.初步设计开始之前
- B.初步设计结束之后
- C.最终设计结束之前
- D.最终设计结束之后
12
高放废液玻璃固化在国外电熔炉运行未发生过（）级以上的事故。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
13
如果某一有影响外部人为事件的发生概率值大于设计基准概率值，则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能够通过防御或缓解，以及是否能够采取相应的（）可靠地予以限制。
- A.设计基准
- B.工程措施
- C.管理措施
- D.B或C
14
铀矿冶工作人员一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达（）%以上。
- A.80
- B.85
- C.90
- D.95
15
我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区（）km范围内，每年设计起落大于193d2次的机场和范围外设计年起落大于386d2次的机场（d是以km为单位的离厂区的距离）。
- A.4
- B.8
- C.16
- D.32
16
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负反应性。此种受控的应性可用于（）。
- A.补偿堆芯长期运行所需的后备（剩余）反应性
- B.调节反应堆功率的水平
- C.停堆的手段
- D.以上三者均包含
17
水力压裂固化工艺是一种水泥固化与处置相结合的方法，仅适用于（）。
- A.砂岩层
- B.页岩层
- C.沉积层
- D.石灰层
18
钚加工厂闭合平衡核材料的不平衡差（MUF）的相对标准偏差限值为（）σMUF/%。
- A.0.2
- B.0.3
- C.0.5
- D.0.8
19
核技术应用放射性废物库选址的（）是对候选场址进行详细的自然条件和社会与经济条件的资料和现场调查，以便为设计、环境影响评价和申请许可证提供必需的场址资料。
- A.区域调查
- B.场地特性初步评价
- C.详细调查
- D.场址特性评价和论证
20
按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)，俄罗斯Kyshtym（南乌拉尔），1957-高放废物罐爆炸使大量放射性物质向环境释放属于（）级核事故。
- A.4
- B.5
- C.6
- D.7
21
（）中子数之比，叫做增殖因子。
- A.第二代235U核放出的中子数与前一代被235U放出的
- B.前一代被235U核放出的中子数与第二代被235U核吸收的
- C.前一代被235U核吸收的中子数与第二代被235U核吸收的
- D.第二代被235U核吸收的中子数与前一代被235U核吸收的
22
（）射线远距治疗机对病人进行照射时，除接受治疗的患者外，治疗室内不应有其他人员。
- A.α
- B.β
- C.γ
- D.x
23
为准确控制医疗照射剂量，应加强对照射剂量的测量检查。定期测量（如每月一次）有用线束的（）。
- A.照射量
- B.比释动能率
- C.有效剂量
- D.当量剂量
24
核动力厂必须根据营运单位的政策和国务院核安全监管部门的要求制定全面地适用于（）下的运行规程。
- A.正常运行
- B.预计运行事件
- C.事故工况
- D.以上三者均包含
25
对于大范围普查性的调查，其范围是由调查（）决定的。
- A.类型
- B.目的
- C.计划
- D.性质
26
铀矿井总入风氡控制浓度应不大于（）/m3。
- A.0.01kBq
- B.0.1kBq
- C.1.0kBq
- D.10kBq
27
经主管部门预审过的营运单位核事故应急计划完整有效，满足相关核安全法规的要求，各项实际应急准备措施落实，并经应急演习验证其（），是国务院核安全监管部门发放首次装料批准书的先决条件之一。
- A.有效性
- B.完整性
- C.可行性
- D.可接受性
28
核动力厂事故后果超越场区边界，场外某个区域的放射性照射水平大于（），应宣布场外应急状态。
- A.国家规定限值
- B.公众剂量指导水平
- C.急性照射剂量水平
- D.紧急防护行动干预水平
29
铀浓缩厂正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是（）。
- A.外照射
- B.吸入内照射
- C.食入内照射
- D.以上三者均包含
30
1994国际原子能机构推荐的短寿命低、中放废物是限制长寿命α核素的比活度（长寿命辐射放射性核素在单个货包中不超过（），平均每个货包不超过（）。
- A.4000Bq/g400Bq/g
- B.400Bq/g40Bq/g
- C.4000Bq/kg400Bq/kg
- D.400Bq/kg40Bq/kg
31
为了得出适当的核电厂设计基准，应确定核电厂外部人为事件的（），并评价其可能导致危害现象的严重性。
- A.类型
- B.效应
- C.影响
- D.潜在源
32
我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准，目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为（）级。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
33
核设施退役在切割拆卸时，操作人员在（）中切割必须在监督下进行。
- A.水下
- B.设备室
- C.野外
- D.A和B
34
核设施退役相关方履行承包合同，都应重视（），遵守辐射防护原则和培养安全文化素养。
- A.人员安全
- B.环境保护
- C.废物最小化
- D.质量保证
35
核技术利用放射性废物贮存库按照规定的收贮程序，根据（）规范对放射性废物统一分类、统一包装后，将分散在各个单位或无主的放射性废物在贮存库区剂量监测和建档录入后分类集中贮存在不同库坑里，实行统一的、科学的、安全的受控管理。
- A.管理
- B.技术
- C.安全
- D.监督
36
在讨论核事故应急状态下的干预时，一般不涉及由（）产生的持续照射情况下的干预。
- A.天然辐射源
- B.人工辐射源
- C.密封放射源
- D.以往事故、事件产生的放射性残存物
37
核动力厂（核设施）所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责包括（）核事故应急响应行动。
- A.统一协调
- B.统一指挥
- C.组织支援
- D.组织落实
38
针对一级设备的水压试验，RSEM规范B2120“重复试验”规定：第一次由业主完成的水压试验应在初始装料结束后（）以内进行。
- A.三个月
- B.十三个月
- C.三十个月
- D.三十六个月
39
铀矿冶工业地浸工艺过程除循环部分外，地表所有外排废水，都汇集到中和池，用石灰乳中和，废水中铀含量低于（）mg/L时，然后送入废水蒸发池处理。
- A.0.01
- B.0.1
- C.1.0
- D.10
40
核设施和辐射设施退役活动，对强辐射工作区的作业，宜选用（）。
- A.远距离操作
- B.遥控操
- C.远距离操作和遥控操作
- D.手工和遥控操作混合
41
铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量的（）%。
- A.60
- B.70
- C.80
- D.90
42
坚固的、密封性较好的多层建筑通常有较好的对外照射的屏蔽能力，外照射的减弱倍数可以达到10。吸入剂量也可降低（）倍。
- A.1-2
- B.2-3
- C.3-4
- D.4-5
43
在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时，对于有机碘（例如甲基碘），可保守地假定它（）于水。
- A.不溶
- B.微溶
- C.少溶
- D.可溶
44
安全系统（）是保护系统和安全系统触发自动动作的参数限值，以便保障机组不会达到安全限值。
- A.动作值
- B.保护值
- C.安全值
- D.整定值
45
凡在核事故应急期间担负任务的工作人员，至少应接受（）次全面的初始培训，并在以后定期接受再培训。
- A.1
- B.1-2
- C.2
- D.2-3
46
安全系统整定值是保护系统和安全系统触发自动动作的参数限值，以便保障机组不会达到安全限值。（）属于安全系统整定值。
- A.反应堆紧急停堆和相关联锁
- B.专设安全设施驱动和相关联锁
- C.安全阀整定值
- D.以上三者均包含
47
用于放射治疗的剂量监测，当两套监测系统的监测值之差大于（）%时，应能使辐照停止。
- A.10
- B.15
- C.20
- D.25
48
核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向（）报告事故情况。
- A.核动力厂主管部门
- B.国务院核安全部门
- C.省级人民政府指定的部门
- D.以上三者均包含
49
固体放射性废物应选择合适的包装容器，满足（）的要求。
- A.运输
- B.贮存
- C.处置
- D.以上三者均包含
50
核动力厂营运单位编制的场内应急计划在经过（）的预审后，正式报国务院核安全监管部门审查，经批准后才正式生效。
- A.核动力厂营运管理者
- B.核动力厂主管部门
- C.地方政府环境保护部门
- D.所在地省级人民政府
51
辐射环境监测的化学和放化分析分析（）主要用来刻度测量方法或装置。
- A.空白样品
- B.重复样品
- C.基准材料
- D.示踪样品
52
在核设施食入应急计划区之外，大多数严重事故序列所造成的食品和饮用水的污染水平不应超过GB18871所规定的食品和饮用水的（）。
- A.剂量限值
- B.剂量指导水平
- C.通用干预水平
- D.通用行动水平
53
气象变量的年极端值组成了随机变量，具有特定的概率分布特征。（）的气象参数的概率分布类型为耿贝尔、弗雷歇或混合型。
- A.极端风
- B.极端降雨
- C.极端温度
- D.极端降雪
54
按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统管道、阀门、和接头允许最大瞬态压力为设计压力的（）%。
- A.105
- B.110
- C.115
- D.120
55
在严重异常情况下，反应堆正常控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。属于核动力厂纵深防御原则的第（）条防线。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
56
由包容提供的保护可用（）方法来验证。
- A.最佳估算
- B.确定论
- C.概率论
- D.随机投点统计法
57
如果反应堆处在热备用、热停堆或冷停堆模式时，违反反应堆冷却剂系统压力安全限值，则必须在（）内把反应堆冷却剂系统压力恢复到安全限值以内。
- A.30s
- B.5min
- C.15min
- D.1h
58
《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)规定：核动力厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，每年必须小于（）mSv剂量约束值。
- A.0.15
- B.0.25
- C.0.5
- D.1
59
按富士达F等级对龙卷风强度所作的分类，等级从（）。
- A.F0-F6
- B.F0-F12
- C.F1-F6
- D.F1-F12
60
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：可能最大海啸；风-浪活动（几年重现期）；（）%超越概率高潮位；（）年一遇的江、河洪水位（当合适时）。
- A.1025
- B.1050
- C.1525
- D.1550
61
核动力厂退役所产生的废物量相当于其运行所产生的废物量的总和，而极低放废物所占的比例要占核动力厂退役废物量的（）%。
- A.40-65
- B.50-75
- C.60-85
- D.70-95
62
对于甲状腺癌的治疗，131I用量平均为（）Bq。
- A.5M
- B.5G
- C.5T
- D.5P
63
核动力厂（）是指放射性物质事故释放的影响扩大到整个场区，但早期的信息和评价表明场外尚不必采取防护措施。
- A.应急待命
- B.厂房应急
- C.场区应急
- D.场外应急
64
服用稳定碘的目的是保护（）。
- A.肌肉
- B.骨骼
- C.神经
- D.甲状腺
65
含有半衰期大于30a的中放固体废物（）。
- A.比活度＞4×106Bq/kg，≤4×1010Bq/kg，且释热率≤2kw/m3
- B.比活度＞4×106Bq/kg，≤4×1010Bq/kg，且释热率＜2kw/m3
- C.比活度＞4×106Bq/kg，≤4×1011Bq/kg，且释热率≤2kw/m3
- D.比活度＞4×106Bq/kg，≤4×1011Bq/kg，且释热率＜2kw/m3
66
热带气旋的形成和持续，必须满足以下三个条件：a．海水必须是温暖的，表面温度超过（）℃；b．在大范围内，低层的湿空气必须向内辐合；c．高层的空气必须向外辐散以维持气流的循环。
- A.25
- B.27
- C.29
- D.31
67
按中国核材料实物保护等级划分，（）以上未辐照过的，以氚量计的氚为I级。
- A.0.1g
- B.1g
- C.10g
- D.0.1kg
68
铀加工和核燃料生产中的浓缩指的是将天然铀中235U的丰度由0.7%左右提高到核动力厂使用的（）%。
- A.2-5
- B.12-15
- C.22-25
- D.32-35
69
在与核动力厂主控制室实体和电气分隔的（）内，应有足够的仪表及控制设备，以便在主控制室丧失其完成基本安全功能的能力时，能实施停堆、保持停堆状态、导出余热并监测电厂基本参数。
- A.辅助控制室
- B.应急控制中心
- C.技术支持中心
- D.运行支持中心
70
（）即堆芯严重损坏事故，有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染，产生十分巨大的损失。
- A.设计基准事故
- B.具有厂外风险的事故
- C.严重事故
- D.极限事故
71
固体放射性废物废物包的堆贮、运输和处置操作应有应急（）和应急准备。
- A.预案
- B.方案
- C.计划
- D.措施
72
对于铀矿冶和核燃料加工设施，主要包含的放射性核素是铀。因此对于环境介质中的放射性核素的测量主要针对铀及其衰变产物。对于铀矿冶来说，（）的测量是不可缺少的。
- A.镭
- B.氡
- C.铯
- D.钋
73
核动力厂大型反应堆的延缓拆除，一般是在监控之下封隔（）年。
- A.几
- B.十几
- C.几十
- D.一百
74
当一个中子使235U产生核裂变时，后者通常分裂成（）个碎片，同时释放出能量。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
75
中子源的容器材料最内层为石蜡，用以慢化快中子，石蜡外为（），用以俘获慢中子。
- A.硼
- B.石墨
- C.塑料
- D.铅
76
针对核设施，特别是大型核设施的辐射环境监测，分为运行前的本底调查、运行期间的监测、寿期终了的退役监测等。运行前的本底调查任务由（）承担。
- A.企业
- B.主管单位
- C.审管部门
- D.政府
77
核设施纵深防御的最后一个环节是（）。
- A.缓解事故
- B.减轻放射性后果
- C.维持安全壳的完整性
- D.核事故应急计划和准备
78
为各种物项或服务的质量以及影响质量的各种活动提供客观证据的文件称为（）。
- A.证据
- B.记录
- C.说明
- D.报告
79
铀矿冶工业地表堆浸产生的堆浸废水为常规水冶的（）%。
- A.7-20
- B.15-40
- C.30-60
- D.40-80
80
干预的目的，即应急响应达到的基本目标，这就是尽一切努力保持公众和包括工作人员个人接受的辐射剂量低于相关（），防止发生严重的确定性健康效应；同时确保采取所有合理措施，减少目前和将来随机性健康效应的发生。
- A.限值
- B.阈值
- C.安全限值
- D.规定限值
81
核设施退役过程发现易裂变物质，要尽可能回收，要警惕由于存在（）而可能导致的临界事故。
- A.慢化剂
- B.适当几何条件
- C.适当浓度或质量
- D.A和B
82
下列关于“质保”和“质控”关系说法正确的是（）。
- A.QA是QC的一部分，QA部门一定隶属QC部门
- B.QA是QC的一部分，QA部门不一定隶属QC部门
- C.QC是QA的一部分，QC部门一定隶属QA部门
- D.QC是QA的一部分，QC部门不一定隶属QA部门
83
为了分析地震反应，对核电厂的地基采用三种厂址分类。2类厂址：（）。
- A.VsVs>300m/s
- B.1100m/s＞Vs＞300m/s
- C.1100m/s≥Vs≥300m/s
- D.Vs>1100m/s
84
下列（）为国际公约不允许的高放废物处置方案。
- A.深岩层中熔融处置
- B.海洋底沉积层处置
- C.冰层处置
- D.宇宙处置
85
国家应发布放射性废物管理的法律和法规，建立相应的机构，明确职责分工，实行审管与（）分离，使放射性废物管理接受独立的审查与监督。
- A.运营
- B.管理
- C.分析
- D.评价
86
在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时，规定：地层年代为第（）纪晚更新世Q3或以前，可判定为不液化。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
87
碘吸附器去污效率测定方法有（）。
- A.钠焰法
- B.荧光素钠气溶胶法
- C.甲基碘
- D.压差法
88
核电厂标准技术规格书的正常运行限制条件要求共分九大类共计（）个正常运行限制条件。
- A.103
- B.122
- C.154
- D.175
89
核动力厂营运单位的应急总指挥有权决定进入应急待命、厂房应急、场区应急状态，并向（）提出进入场外应急状态的建议。
- A.地方政府
- B.地方政府核事故应急组织
- C.国家核事故应急组织
- D.国家核安全局
90
在（）机组运行模式下，反应堆冷却剂系统压力安全限值不适用。
- A.热备用
- B.热停堆
- C.冷停堆
- D.换料
91
只有指定的合格运行人员才能控制或指挥核动力厂运行状态的任何改变。其他人绝不允许干涉运行人员作出有关（）的决定。
- A.运行
- B.应急
- C.操作
- D.安全
92
对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆，三种基本安全功能应保持反应堆冷却剂压力边界的（）。
- A.有效性
- B.可接受的有效性
- C.完整性
- D.可接受的完整性
93
国家核安全局相关业务工作主要包括（）核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的行政许可和监督检查。
- A.组织
- B.负责
- C.审评
- D.监管
94
为加强对放射性物品运输容器设计的管理，《放射性物品运输安全管理条例》规定建立放射性物品运输容器设计的（）性能评价制度。
- A.包容
- B.屏蔽
- C.安全
- D.有效
95
确定核设施烟羽应急计划区的安全准则包括：在烟羽应急计划区之（），对于（），相应于特定紧急防护行动的可防止的剂量一般应不大于GB18871所规定的相应的通用优化干预水平。
- A.内各种设计基准事故和大多数严重事故序列
- B.内后果最严重的严重事故序列
- C.外各种设计基准事故和大多数严重事故序列
- D.外后果最严重的严重事故序列
96
可以根据其他电厂的经验和所需工作人员数，把厂区人员的职业剂量目标值定为设计目标值，对于1000MW电功率的核动力厂，可采用的日常运行目标值为每年（）人·希伏。
- A.1-7
- B.2-8
- C.3-9
- D.4-10
97
年发生在（）的辐射事故是迄今为止最为严重的一起辐射事故。
- A.巴西
- B.美国
- C.挪威
- D.中国
98
《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定必须采用（）的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。
- A.役前检查
- B.设备鉴定
- C.设计验证
- D.LOCA试验
99
国家核安全局于1991年发布的《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)提出了（）反应堆核动力厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
- A.海上漂浮式
- B.地下式
- C.陆上固定式
- D.以上三者均包含
100
目前新建的铀矿山，因为受地区自然条件的限制，没有稀释能力，不准许排放，所以后来设计的矿山工程的矿井水复用率，均达到95%以上，对剩余的极少量废水进行（）处理。
- A.排放
- B.过滤
- C.蒸发
- D.稀释
二、多项选择题
下列每题的选项中，有两个或两个以上符合题意的正确答案。
101
核电厂厂址安全评价评价人口分布的方法有（）。
- A.固定区域法
- B.累计人口曲线法
- C.人口密度法
- D.厂址人口因子法
- E.“厂址和扇形因子”法
- F.厂址人口和大气弥散法
- G.归一化集体剂量法
102
下列属于授权提供核安全技术服务的单位的是（）。
- A.环境保护部核与辐射安全中心
- B.浙江辐射环境监测技术中心
- C.苏州核安全中心
- D.机械科学研究院核设备与可靠性中心
- E.核安全与环境专家委员会
103
由于“红油”爆炸事故可能发生在温度超过130℃的条件，在后处理厂采用的PUREX流程中，只能在（）设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。
- A.机械剪切
- B.化学溶解
- C.料液预处理
- D.后处理工艺
- E.废物处理
104
辐射工作单位变更（）的，应当自变更登记之日起20日内，向原发证机关申请办理许可证变更手续。
- A.单位名称
- B.地址
- C.法定代表人
- D.许可证规定的活动的种类
- E.许可证规定的活动的范围
105
对预计运行事件和设计基准事故，把核动力厂维持在规定的限值内的规程可以是（）导向的。
- A.事件
- B.时间
- C.征兆
- D.特征
- E.事故
106
放射性废物按核辐射类型分为（）。
- A.β/γ放射性废物
- B.β/α放射性废物
- C.α/γ放射性废物
- D.α废物
- E.中子放射性废物
107
放射性固体废物近地表处置场选址的地质条件应遵循的准则是（）。
- A.能实现隔离废物和限制放射性核素向生物圈释放
- B.能建立稳定的处置系统
- C.能提供足够的处置废物的容量
- D.具有实现废物安全处置的工程特征
- E.具有均一的地质介质和可预测的地质环境
108
在铀水冶后一段的浸出部分，如浸出、固液分离岗位，要做好局部通风和整体通风，控制和降低（）对车间的污染。
- A.氡
- B.α气溶胶
- C.酸碱气
- D.有机物
- E.γ外照射
109
核动力厂外部事件包括自然事件或人为外部事件。核动力厂外部事件的事例以及设计基准输入的确定通常要求核动力厂物项设计考虑附加的（）。
- A.压力
- B.振动
- C.冲击
- D.脉动型载荷
- E.缓解措施
110
质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了不同的阶段：质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段，下列关于质量检验阶段说法正确的是（）。
- A.可分为“操作者的质量管理”“检验员的质量管理”阶段
- B.主要依靠“事后检验”
- C.产生了“科学管理”理论
- D.有很大的局限性
- E.预防作用薄弱、适宜性差
111
核设施正式运行后，营运单位每两年需对应急计划进行一次修订，国务院核安全监管部门要审查其经修订的应急计划，以确认其修订的（）。
- A.有效性
- B.合理性
- C.可行性
- D.正确性
- E.充分性
112
为了贯彻纵深防御概念，核动力厂设计必须尽实际可能地防止：（）。
- A.反应性失控
- B.反应堆冷却能力丧失
- C.出现影响实体屏障完整性的情况
- D.屏障在需要它发挥作用时失效
- E.一道屏障因另一道屏障的失效而失效
113
我国铀矿冶设施退役治理的基本原则是（）。
- A.以人为本，生态文明
- B.废物最小化
- C.科学态度、实事求是
- D.百年大计、质量第一
- E.清洗去污，物尽其用
114
国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动涉及（）方面。
- A.文件审查
- B.现场检查
- C.环境评价
- D.辐射安全监管
- E.监督检查报告制度
115
核准颁发核材料许可证前的检查包括核材料衡算管理和实物保护人员的（）情况。
- A.配备
- B.资格要求
- C.培训
- D.持证
- E.能力
116
放射性同位素应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，其贮存场所应当采取有效的（）的安全防护措施，并指定专人负责保管。
- A.防火
- B.防爆
- C.防盗
- D.防破坏
- E.防射线泄漏
117
核电厂厂址必须满足《核厂厂址选择安全规定》中所规定的（）。
- A.基本准则
- B.与外部自然事件和外部人为事件有关的危险性评价准则
- C.确定核设施对区城潜在影响的准则
- D.考虑人口与应急计划的准则
- E.设计基准评价准则
118
为保证核动力厂安全运行，营运单位必须制定运行限值和条件。下列关于运行限值和条件说法正确的是（）。
- A.包括技术和管理两个方面
- B.必须反映最终设计
- C.必须经国务院核安全监管部门评价和批准
- D.必须包括对各种运行状态（包括停堆在内）的要求
- E.必须包括运行人员应采取的行动和应遵守的限制
119
应采取措施防止火灾对停堆、排出余热、包容放射性物质所需的安全重要物项的影响，以便在火灾情况下，这些物项仍能执行其安全功能。这要求对安全系统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施，这种措施可通过（）来实现。
- A.火灾封锁
- B.防火分区
- C.防火小区
- D.火灾危害性分析
- E.布置要求
120
核设施与辐射设施退役后的场址清污与环境整治包括（）。
- A.土壤清污
- B.地表水去污
- C.地下水去污
- D.环境修复
- E.绿化
121
应建设以国家核应急响应中心为核心的京区通信系统和远程通信系统，并建立相应的通信能力保持制度，以保证应急响应期间国家核应急协调委与（）通信联络的需要。
- A.国务院领导
- B.国家核应急协调委成员单位
- C.国家其他有关部门
- D.核动力厂所在省核应急组织
- E.核动力厂营运单位和应急后援单位
- F.国际原子能机构
122
涉及放射性的人类活动被划分为（）。
- A.照射
- B.实践
- C.干预
- D.防护
- E.屏蔽
123
针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故，可以将事故（事件）进程划分为三个阶段：早期、中期和晚期。下列对于事故早期说法正确的是（）。
- A.放射性物质的释放持续贯穿整个阶段
- B.对人的主要辐射危害来自吸入烟羽中的放射性物质和放射性烟羽的外照射
- C.防护行动的决策主要依据设施或事故（事件）现场的状况分析与剂量预估
- D.此时可用于决策的环境监测数据可能不多，也不够充分
- E.如果可能，应实施预防性防护行动
124
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号文件关于延续申请的业绩要求：具备完整的（）等证明文件的核设施备品制造活动可作为相关业绩。
- A.合同
- B.完工报告
- C.验收报告
- D.技术文件
- E.标准规范
125
民用核安全设备在（）阶段的质量事故都可能导致核设施放射性释放的严重后果。
- A.设计
- B.制造
- C.安装
- D.运行
- E.退役
126
必须完成核动力厂的概率安全分析，以达到鉴别出通过（）可能降低严重事故概率或减轻其后果的系统。
- A.设计改进
- B.运行规程修改
- C.应急规程修改
- D.管理程序修改
- E.人员变动
127
放射性废物可按照（）进行分类。
- A.物理性状
- B.放射性水平
- C.来源
- D.半衰期
- E.核辐射类型
- F.毒性
- G.处置方式
- H.释热程度
- I.潜在危害性质
128
运行是为实现核电厂的建厂目的而进行的全部活动，包括（）及其他有关活动。
- A.建造
- B.维护
- C.换料
- D.役前检查
- E.在役检查
129
在后处理厂采用的PUREX流程中，红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种蒸发器中。蒸发器装置是用于浓缩来自不同萃取、净化循环的水相物流主要涉及的浓缩单元，对这些料液进行长时间加热其反应极其复杂（辐解、水解、氧化和硝化等反应），这取决于（）。
- A.硝酸盐的含量
- B.介质的温度
- C.溶剂的辐解水平
- D.稀释剂的性质
- E.可能存在的第三相或界面污物或杂质
130
《核动力厂设计安全规定》(HAFl02)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用（）分析方法。
- A.确定论
- B.概率论
- C.工程判断
- D.运行经验
- E.最佳估算
131
核动力厂辐射防护目标不徘除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放；但是，此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合（）。
- A.法律法规要求
- B.国家规定
- C.辐射防护标准
- D.运行限值
- E.定量安全目标
132
乏燃料后处理的燃料溶解阶段的临界控制可用（）共同实现。
- A.质量控制
- B.几何控制
- C.固定中子毒物控制
- D.慢化控制
- E.浓度控制
133
采用ADU法，UF6的接收、称重、贮存的主要核临界安全措施是（）。
- A.控制容器的数量
- B.控制容器的容积
- C.控制容器之间的最小贮存间距
- D.防止水进入UF6容器
- E.防止UF6的泄露
134
特别重大辐射事故，是指（）类射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果。
- A.I
- B.II
- C.III
- D.IV
- E.V
135
提供最终热阱及其有关的输热系统的设计所应考虑的气象条件。在选择这些条件时，应当考虑每个具体最终热阱的（）。
- A.环境参数
- B.控制参数
- C.关键时限
- D.变量极端值
- E.复杂性
136
国家核应急响应中心应根据积极兼容原则，充分利用现有条件，建立和保持必要的应急技术支持中心或后援单位，如（）技术支持中心或后接单位，以形成国家核应急技术支持体系，保障国家的核应急响应能力。
- A.应急决策支持
- B.辐射监测
- C.医疗救治
- D.气象服务
- E.核动力厂运行评估
137
钚溶液可贮存于（）。
- A.环状容器
- B.板状容器
- C.小直径圆柱状容器
- D.装有中子毒物棒栅的容器
- E.装有拉西环的容器
138
根据国家核安全监管部门的规定，申请装运放射性物质批准时，申请者提交的资料一般应包括（）。
- A.与装运有关的期限
- B.实际的放射性内装物
- C.运输方式、运输工具、运输路线
- D.运输过程的安全分析
- E..货包设计批准证书中规定的预防措施与操作管理措施的实施细则
139
高放废液分离流程，包括水法流程和干法流程，已开发的水法分离流程有（）。
- A.美国TRUEX流程
- B.法国DIA-MEX流程
- C.日本DIDPA和荚醚流程
- D.俄罗斯烷基氧膦+硼烷酸流程
- E.中国清华大学TRPO流程
- F.中国原子能科学研究院的HDEHPA-CMP流程和荚醚流程
140
焚烧把废物无机化转变，使有机物转化为惰性灰烬物，避免（）的风险，提高贮存、运输和处置的安全性。
- A.发酵
- B.腐烂
- C.热解
- D.辐解
- E.着火
141
核设施应急计划区是根据（）进行相应应急准备的区域。
- A.核设施特点
- B.事故应急状态
- C.事故分析结果
- D.当地具体条件
- E.事故实际情况
142
下列工作文件中的（）属于质量活动文件。
- A.程序
- B.细则
- C.图纸
- D.质量计划
- E.监查计划
143
中子引起加速器冷却水活化，产生的感生放射性核素主要是（）。
- A.3H
- B..15O
- C.17O
- D.16N
- E.15N
144
乏燃料后处理产生的高放废液的特点（）。
- A.放射性强
- B.腐蚀性大
- C.所含核素半衰期长
- D.释热率高
- E.毒性大
145
评价放射性废物处置设施的长期性能，应当考虑（）。
- A.放射性废物的包装、固化、减容
- B.废物的放射性核素含量
- C.废物的物理性质
- D.废物的化学性质
- E.处置系统所提供的屏障的有效性
146
下列关于辐射环境监测的水样采集，说法正确的有（）。
- A.液体流出物排放须采用槽式排放，逐槽测量其搅拌后的平均活度浓度及容积
- B.对于大型流动水体应在不同断面和不同深度上采集水样
- C.取海水水样时，河口淡水、交混水和远离河口的海水应分别采集
- D.采集水样时，采样管路和容器先要用待取水样冲刷数次
- E.采集到的水样必须进行预处理，以便防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生变化
147
应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。应具有联络（）的可靠通信手段。
- A.主控制室
- B.辅助控制室
- C.场内其他重要地点
- D.场内应急组织
- E.场外应急组织
148
下列关于核技术利用放射性废物贮存库说法正确的有（）。
- A.是核技术利用事业可持续发展的重要保障设施
- B.有利于核技术利用事业的发展
- C.有利于环境保护和公众健康
- D.有利于消除安全隐患
- E.有利于放射性废物的安全管理
149
质保监查后的工作包括（）。
- A.监查后会议
- B.监查报告
- C.被监查单位的答复
- D.后续行动
- E.管理部门审查
150
民用核设施营运单位应当对进口民用核安全设备进行（）。
- A.监造
- B.装运前检验
- C.监装
- D.质量验收
- E.监督检查
151
核电厂设计基准事故中，有一些极限事故，因其物理过程有特点，可作为核电厂事故的典型例子。这些事故是：（）。
- A.主蒸汽管道破裂事故
- B.主给水管道破裂事故
- C.反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂
- D.控制棒弹出事故
- E.蒸汽发生器传热管破裂事故
- F.大破口失水事故
- G.小破口失水事故
- H.未能停堆的预期运行瞬变
152
低、中放固体废物贮存的安全监管要点包括（）。
- A.贮存库具有法人资格和获得许可，有能保证贮存设施安全运行的组织机构和放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员
- B.贮存库营运单位按规程接收和贮存废物以及进行放射性检测
- C.有健全的管理制度以及符合核安全监督管理要求的质量保证体系
- D.废源和废物分类存放，在规定的贮存期限内能够安全回取
- E.对贮存设施进行定期安全检查，并对贮存设施周围的地下水、地表水、土壤和空气进行放射性监测
153
按照放射性固体废物近地表处置场选址的地质条件应遵循的准则，一般（）的场地更适合于场址的选择。
- A.黏土质页岩
- B.黏性土
- C.砂性土
- D.不透水层或弱透水层的岩石
- E.不透水层或弱透水层的风化岩
154
核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应（）。
- A.描述事故后果评价的目的
- B.描述事故后果评价的任务
- C.描述事故后果评价的主要工作内容
- D.说明获取参数的方法与安排
- E.重点描述场外辐射后果评价方法与应急环境监测内容及安排
155
如果核动力厂安全重要构筑物、系统和部件的设计不能满足试验、检查或监测的要求时，必须采取（）方法。
- A.规定其他一些经验证的替代方法和（或）间接方法
- B.监视参考物项
- C.使用经验证和确认的计算方法
- D.应用保守的安全裕度
- E.采取适当的预防措施
156
核事故应急演习的场内目标是演习中拟达到的对核设施营运单位应急响应能力的检验目标，以证实营运单位的应急组织能够完成（）任务。
- A.评价并确认紧急事件，判断应急状态级别
- B.采取适当的应急响应行动，及时恰当地启动应急响应组织
- C.正确执行应急报告制度
- D.采取适当的补救措施和防护行动
- E.向场外应急组织适时提出防护行动建议
157
核设施与辐射设施退役涉及的环境安全重点应关注（）方面的影响。
- A.退役过程气载流出物和液体流出物排放对环境的影响
- B.场址残存放射性核素和其他有害物对环境的影响
- C.废物不恰当解控对环境的影响
- D.退役废物对环境的影响
- E.卸出乏燃料运输过程对环境的影响
158
γ辐照装置分为（）。
- A.固定源室湿法贮源γ辐照装置
- B.固定源室干法贮源γ辐照装置
- C.自屏蔽式辐照装置
- D.联动式辐照装置
- E.水下辐照装置
159
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有：（）。
- A.通过改进系统和设备的运行可靠性，降低发生始发事件的频率
- B.通过对系统及其自动控制功能的合理设计，改善核电厂的瞬态特性，减少安全系统的动作和运行人员的干预
- C.通过多重性和多样性的系统和设备，提高安全系统执行安全功能的可靠性，应特别注意减少导致共因故障的因素
- D.应认真研究全厂断电的可能性和处理措施
- E.应特别关注停堆状态和安全壳打开状态，特别是保证余热排出的可靠性
160
核设施和辐射设施退役过程要重视的工业安全问题包括（）。
- A.火灾和爆炸事故
- B.切割操作的电击、电伤害事故
- C.吊装、运输的伤害事故
- D.重金属污染事故
- E.危险物毒害事故
161
通常将内部原因引起的灾害列入内部假设始发事件的清单。核动力厂设计必须考虑内部（）事件的影响。
- A.水淹
- B.飞射物
- C.管道甩动
- D.喷射流冲击或者破损系统
- E.现场其他设施中的流体释放
162
核燃料加工、处理设施的辐射防护要遵循（）基本原则。
- A.纵深防御
- B.实践的正当化
- C.辐射防护的最优化
- D.个人剂量限值
- E.个人剂量限制
163
放射性水泥固化配方要考虑的因素包括盐灰比。盐灰比大则（）。
- A.包容废水量多
- B.包容废物量大
- C.凝固时间加长
- D.降低固化产品的机械强度
- E.提高浸出率
164
国务院核安全监管部门对核安全设备活动的监督活动同时针对（）。
- A.核安全设备活动单位技术能力的维持情况
- B.核安全设备活动单位管理能力的维持情况
- C.核安全设备活动
- D.营运单位对核安全设备活动的质量管理
- E.营运单位对核安全设备活动的过程控制
165
根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，核设施退役批准书包括（）。
- A.核设施预备退役批准书
- B.核设施申请退役批准书
- C.核设施开始退役批准书
- D.核设施退役批准书
- E.核设施最终退役批准书
166
在我国伴生矿主要涉及（）领域。
- A.有色冶金工业
- B.稀土工业
- C.黑色冶金工业
- D.磷酸盐工业
- E.石油工业
- F.煤炭工业
- G.建材工业
167
检查的手段包括（）。
- A.检验
- B.观察
- C.测量
- D.验证
- E.调试
168
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件（预计运行事件）由于设计时已采取适当的措施，当系统参数达到设定的安全系统整定值时，保护系统能够关闭反应堆，可防止事故的进一步扩大，不会（）。
- A.造成燃料元件棒损坏
- B.造成一回系统超压
- C.造成二回路系统超压
- D.导致事故工况
- E.扩大到引起更严重的工况Ⅲ和工况Ⅳ事件
169
滨海核电厂洪水资料的收集的初步调查包括区域系统调查和厂址的具体调查。厂址具体调查的是（）的影响。
- A.气象
- B.极端现象
- C.波浪作用
- D.基准水位
- E.天文潮
- F.海岸稳定性
170
核材料安全，包括两个方面，一方面是防止破坏，造成放射性对环境的污染；另一方面是防止（）。
- A.破坏
- B.偷盗
- C.非法持有
- D.非法转移
- E.非法使用
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