核安全工程师专业实务考试考前备考试题五

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就地辐射水平测量之前必须先要制定详细的测量计划。作计划时,应考虑()因素。

  • A.测量对象的性质
  • B.环境条件的可能影响
  • C.测量仪器的适应性
  • D.设备及测量仪器在现场可能出现的故障及补救办法
  • E.测量人员的技术素质
  • F.测量的重要性以及资金的保障情况
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实际工作中,下列()可以组合成一组滨海核电厂为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位的例子。

  • A.可能最大海啸
  • B.风-浪活动(几年重现期)
  • C.10%超越概率高潮位
  • D.25年一遇的风暴潮或假潮
  • E.25年一遇的江、河洪水位(当合适时)
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客观证据的获取方式包括()。

  • A.观察
  • B.测量
  • C.试验
  • D.检查
  • E.检验
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在建造阶段(首次装料批准书)的审查要点有()。

  • A.营运单位应急组织是否健全,职责是否明确
  • B.应急状态,干预水平及应急行动水平是否明确并符合实际
  • C.应急设施和设备是否齐全,充分
  • D.应急响应行动和防护措施是否妥当
  • E.应急状态终止条件及恢复活动的安排是否明确
  • F.维护应急能力的安排是否充分
  • G.场内、场外应急计划是否良好衔接及协调
  • H.必要的外部协议是否充分
  • I.执行程序是否完备
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对已运行的核设施实物保护系统评价时一般采取()的性能试验为基础。

  • A.模拟作案团伙穿越屏障
  • B.模拟作案团伙盗窃核材料
  • C.警卫部队执行响应功能
  • D.单项
  • E.子系统
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当()时,就可考虑结束核设施的应急状态。

  • A.确认事故势态得到控制
  • B.确认事故已得到控制
  • C.放射性排出流的量已低于可接受的限值
  • D.放射性排出流的量已低于限值
  • E.所造成的环境后果可以接受
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核设施退役营运者的主要职责包括()。

  • A.提出退役计划,提出可研报告、安分报告、环评报告和应急预案
  • B.申请许可证
  • C.筹措经费和人力资源
  • D.建立质保体系和质保大纲
  • E.组织实施退役
  • F.接受监督检查和验收
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核电厂定期在役检查,依据可能产生的缺陷类别选择恰当的检验方法可以是()。

  • A.射线照相
  • B.超声波
  • C.液体渗透
  • D.磁粉检验
  • E.涡流检验
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的()。

  • A.深度
  • B.长度
  • C.速度
  • D.加速度
  • E.时程
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核动力厂的安全设计适用()原则。

  • A.能导致高辐射剂量释放的核动力厂状态的发生概率极低
  • B.能导致大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低
  • C.具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小潜在的放射性后果
  • D.具有大的发生概率的核动力厂状态没有潜在的放射性后果
  • E.发生极限事故(设计基准事故)的概率极低
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核安全设备活动的资格许可分为()许可。

  • A.设计、制造、安装和无损检验
  • B.单位资质
  • C.单位资格
  • D.人员资质
  • E.人员资格
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括()。

  • A.水文资料
  • B.与该区域有关的海洋、水文和地形资料
  • C.厂址地区的详细地形图
  • D.沿海地区以及从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图
  • E.为测深图的勘察所建立的基准水位点
  • F.厂址附近水体的假潮水面振荡的历史资料、区域周边坡度的稳定性和地震激发假潮的可能性
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已经开发的塑料固化工艺较多,主要有()。

  • A.聚乙烯固化
  • B.聚氯乙烯固化
  • C.聚苯乙烯固化
  • D.聚酯固化
  • E.环氧树脂固化
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求。

  • A.适用范围
  • B.必须制订并要有效地实施一套质量保证大纲
  • C.质量保证文件体系的建立和实施方面的基本要求
  • D.从质量管理来确保达到质量要求的基本办法
  • E.质保导则
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设计验证的控制措施包括()。

  • A.要验证设计(活动)和(采用的)设计方法这两方面是否恰当
  • B.由设计单位确定采用哪种设计验证方法
  • C.设计验证必须由参加原设计的人员或小组进行
  • D.设计验证必须由未参加原设计的人员或小组进行
  • E.必须用文件给出设计验证结果
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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。关于申请单位的业绩要求,下列在国核安函[2011]52号文件中的规定叙述正确的有()。

  • A.样机的制造和鉴定活动不能作为业绩
  • B.持证期间仅承接了一次活动,许可证期满该活动未完成的,许可证到期日至活动结束日之间,不得承接新合同;相关活动结束后,视其活动完成情况确定是否延证
  • C.核专项或军工业绩可以作为相近业绩
  • D.对于安装单位在原持证期间核级设备安装活动业绩比较充分的延续申请单位,可以受理其延续申请并进行技术审查
  • E.对于安装单位完全没有核级设备安装活动业绩的延续申请,则不予受理,应重新申请许可证
  • F.对于核级设备安装活动业绩不足,但分包了部分核岛系统的安装活动或有完整的常规岛安装业绩的安装单位,可以受理,但需对其分包的部分核岛系统安装活动或常规岛安装活动进行监督检查并对申请单位相关人员进行考核
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()推动了环境影响评价学科的发展。

  • A.社会对环境质量的普遍关注
  • B.“源项-途径-剂量-效应”的研究
  • C.对可能具有环境影响的所有人类活动的认识
  • D.环境控制标准的发展
  • E.环境影响的分析、预测和评估
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核动力厂辐射防护监测应根据监测大纲进行。该大纲应明确()。

  • A.监测目标
  • B.测量方法
  • C.测量设备
  • D.测量位置和频度
  • E.记录和解释结果的方法
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核材料管制监督检查要求()。

  • A.必须覆盖所有与核材料管制有关的物项和活动
  • B.通过监督检查能有效地核实许可证持有单位的核材料管制有关的物项和活动是否遵循核材料管制要求和许可证条件
  • C.是否有足够的措施确保核材料的安全与合法利用
  • D.是否有足够的措施确保核材料防止被盗、破坏、丢失、非法转移和非法使用
  • E.监督检查必须贯串于从核材料许可证申请开始到核材料全部撤出为止的全过程
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核动力厂运行安全监督的根据是()和其他国内、国际有关的核安全标准或文件等。

  • A.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》
  • B.《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》
  • C.《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附件一核电厂操纵员执照颁发和管理程序》
  • D.《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二—核设施的安全监督》
  • E.《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二附件一核电厂营运单位报告制度》
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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
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为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果,保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合,以便实现下述目标:()。

  • A.防止火灾发生
  • B.提供必要能力的火灾探测系统和灭火系统
  • C.必要时,灭火系统必须能自动启动
  • D.及时探测发生的火灾并迅速灭火,以限制火灾后果
  • E.防止未扑灭的火势蔓延,以使其对核动力厂重要功能的影响减至最小
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定义操作干预水平(OIL)为通过()确定的并与干预水平或行动水平相当的一种剂量水平。

  • A.最佳估算
  • B.保守计算
  • C.仪器测量
  • D.确定性效应阈值
  • E.实验室分析
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下列关于小破口失水事故说法正确的有:()。

  • A.此事故以冷管段破口较为严重
  • B.此事故往往发生水封现象
  • C.在小破口失水事故中,包壳峰值温度取决于元件裸露的早晚及裸露期的长短
  • D.失水事故期间,如主泵保持运行,有助于事故的缓解,但此时泵内强烈的汽蚀现象,将危及主泵功能的保持
  • E.目前,一般国家的核电管理当局都规定失水事故期间必须停止主泵
  • F.破口较大,元件裸露较早,但裸露期短;破口较小则反之
  • G.事故分析应找出破口尺寸
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放射性固体废物的压缩减容需注意()问题。

  • A.在压缩过程会释放出存在于废物货包中的气体,可能导致气溶胶污染,因此需要对排风作适当的净化处理
  • B.吸收或附着在固体废物中的液体在压实过程中会被挤压出来,应该用适当捕集器收集,收集之后要作适当处理
  • C.压缩中放废物需要有屏蔽措施或遥控操作
  • D.压缩α废物必须在气密室中进行
  • E.被压缩物的化学活性压缩之后并不消失,而且可能提高,自燃或爆炸性物质必须在预处理步骤分拣出来,压缩机房要设置消防灭火设施
  • F.坚硬的不可压缩物混在一起进行压缩可能会损坏压缩机,应该在预处理步骤中分拣出来
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下列有关核动力厂退役说法正确的有()。

  • A.对退役来说,在处理易裂变材料和处理放射性存留物时,必须采用等同于核动力厂运行时应用的标准
  • B.必须制定核动力厂退役安全分析报告,以便为不同的退役阶段提供安全论证
  • C.当进入给定的退役阶段,必须满足相应的运行限值和条件的要求
  • D.在核动力厂的设计阶段通常应该完成一个概要的退役计划
  • E.管理者应该保证已经考虑了所有退役方案和制定了退役策略
  • F.所有与将来退役有关的重要资料都应该适当记录、分类保留和贮存,以便于将来使用时检索
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所谓割集是故障树底事件集合的一个子集合,如果该子集的所有这些底事件发生,则顶事件必定发生。下列关于最小割集说法正确的是()。

  • A.最小割集是割集集合的一个子集,是底事件数量不能再减少的割集,即如果在这个割集中任意去除一个底事件之后,剩下的事件集合不再是一个割集
  • B.任一个故障树将由有限数量的最小割集组成
  • C.最小割集中所含底事件数目称为最小割集的阶数
  • D.每一个最小割集所代表的部件失效组合代表着系统失效的一种途径
  • E.阶数越小的最小割集越重要
  • F.在低阶最小割集中出现的底事件比高阶最小割集中的底事件重要
  • G.在不同最小割集中重复出现的次数越多越重要
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()是指地下水位以下被水所充填的岩土范围。

  • A.饱水带
  • B.含水层
  • C.隔水层
  • D.承压带
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铀浓缩工厂污染与辐射控制水平根据()执行。

  • A.国家标准
  • B.行业标准
  • C.国务院核安全监管部门规定
  • D.A和B
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铀选冶厂各作业场所全面换气通风量的确定的依据是各作业场所的()。

  • A.放射性工作场所的类型
  • B.放射性工作场所的级别
  • C.放射性物质最大日操作量
  • D.放射性物质日平均操作量
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下列()废放射源可以回收再利用。

  • A.骨密度仪中使用的241Am低能光子源
  • B.湿密度仪中使用的241Am-Be中子源
  • C.料位计中使用的137Csγ源
  • D.以上三者都可以
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235U系,又称()系。

  • A.4n
  • B.4n+1
  • C.4n+2
  • D.4n+3
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对超设计基准事故,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,()。

  • A.做出事故诊断
  • B.帮助运行人员做出事故诊断,确认恢复途径
  • C.由运行人员做出有关安全的决定
  • D.无须事故诊断
64

含有比活度为20Ci/kg的137Cs的放射性固体废物属于()。

  • A.低放废物
  • B.中放废物
  • C.高放废物
  • D.极高放废物
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INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率:对未来核动力厂为()/堆年。

  • A.10<sup>-3</sup>
  • B.10<sup>-4</sup>
  • C.10<sup>-5</sup>
  • D.10<sup>-6</sup>
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核动力厂进入厂房应急状态,营运单位应按照通知程序向()报告事件的性质和严重程度。

  • A.主管部门
  • B.国务院核安全监管部门
  • C.地方政府
  • D.以上三者均包含
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为了保证演习效果,核设施运营单位的综合演习的情景设计应事先经过()审核。

  • A.营运单位
  • B.主管部门
  • C.场内、场外核事故应急组织
  • D.国务院核安全监管部门
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铀矿采冶阶段生产出的成品是()。

  • A.UO<sub>2</sub>
  • B.UF<sub>4</sub>
  • C.UF<sub>6</sub>
  • D.U<sub>3</sub>O<sub>8</sub>
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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
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反应堆堆芯每个循环寿期的长短通常取决于()。

  • A.初始燃料装载量
  • B.控制元件补偿的剩余反应性量
  • C.可移动控制棒的数目
  • D.堆顶结构
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在核设施食入应急计划区之(),()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通用行动水平。

  • A.内 后果最严重的严重事故序列
  • B.内 大多数严重事故序列
  • C.外 后果最严重的严重事故序列
  • D.外 大多数严重事故序列
80

下列关于地方辐射环境保护部门说法错误的是()。

  • A.属于地方环境保护部门
  • B.受地方政府领导
  • C.根据分工执行相应的核与辐射安全监督工作
  • D.接受国家核安全局的业务指导
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l998年国务院颁布了(),第一次通过行政法规明确规定“国家实行建设项目环境影响评价制度”。

  • A.《中华人民共和国环境影响评价法》
  • B.《建设项目环境保护管理条例》
  • C.《建设项目环境保护管理办法》
  • D.《建设项目竣工环境保护验收管理办法》
90

被认定作为废物的乏燃料是()。

  • A.低放废物
  • B.中放废物
  • C.高放废物
  • D.极高放废物
91

《放射性物质安全运输规程》GB11806所确立的各项安全准则与管理要求足以确保()安全目标的实现。

  • A.保护工作人员、公众与环境免遭放射性物质运输可能引起的辐射危害
  • B.确保即使在运输事故条件下,也能提供足够的放射性物质包容和辐射屏蔽
  • C.防止易裂变材料意外临界,从而避免给工作人员、公众及环境造成不可接受的辐射危害
  • D.以上三者均包含