注册核安全工程师备考模拟试卷九(专业实务)

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核动力厂构筑物、系统和部件的可靠性设计可以通过()来实现。

  • A.防止共因故障
  • B.应用单一故障准则
  • C.采用故障安全设计
  • D.多重性、多样性
  • E.独立性
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实施二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、低放固体废物
  • C.高放废液
  • D.中放废液
  • E.低放废液
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核动力厂若干同类型部件同时失效时,也可能发生共因故障。这可能由()原因所引起。

  • A.环境条件的变化
  • B.信号饱和
  • C.重复的维修差错
  • D.设计缺陷
  • E.人为事件
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设计过程中必须针对核动力厂安全运行的要求,制定一组运行要求和限制,包括:()。

  • A.安全系统整定值
  • B.工艺变量和其他重要参数的控制系统和过程限制
  • C.为保证各构筑物、系统和部件执行设计中预定的功能,对核动力厂规定维修、试验和检查的要求,并考虑合理可行尽量低的辐射防护原则
  • D.明确她规定运行配置,包括安全系统停役情况下的运行限制
  • E.针对严重事故序列确定合理可行的预防或缓解措施
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UF6的物理状态(气态、液态和固态)与其()有关。

  • A.压力
  • B.温度
  • C.密度
  • D.相态
  • E.包装方式
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发现不符合项以后,有关责任部门应迅速采取()行动。

  • A.确保提交不符合项报告,核实其中的细节
  • B.立即采取必要的行动使不符合项产生的影响降到最小
  • C.确认该不符合项已加以识别(即实体标志,挂标记,隔离或其他的控制)
  • D.确定并实施对这些物项、服务或过程进一步使用的限制
  • E.对不符合项安排进一步的审查
  • F.必要时通知核安全审管部门和其他核电厂
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核设施应急计划区的烟羽应急计划区主要针对放射性烟羽产生的()。

  • A.直接外照射
  • B.沉积外照射
  • C.直接内照射
  • D.吸入内照射
  • E.食入内照射
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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.由可能最大热带气旋产生的可能最大风暴潮
  • B.风-浪活动(最大风浪活动)
  • C.10%超越概率高潮位
  • D.河流的设计基准洪水
  • E.25年一遇的风暴潮或假潮
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2010年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)将注册核安全工程师划分为()执业范围。

  • A.核安全综合管理
  • B.核质量保证
  • C.辐射防护
  • D.反应堆运行
  • E.辐射环境监测与评价
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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。下列关于事故中期说法正确的是()。

  • A.放射性物质的大气释放已停止
  • B.主要的辐射危害来自沉积的放射性物质
  • C.关心的照射途径是地面放射性沉积物的外照射、污染的食物和水的摄入,以及地面放射性沉积物再悬浮引起的吸入
  • D.已可能获得有关放射性沉积物造成的外照射水平以及食物、水、空气等环境介质的污染水平的环境监测数据,沉积物的放射学特性也可能被确定
  • E.此时的防护行动决策已可以依据环境监测数据作出
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任何致电离辐射都会使空气发生辐射分解产生臭氧(03)和氮氧化物(NOx),其中03()。

  • A.危害大
  • B.产额高
  • C.毒性大
  • D.是强氧化物
  • E.与有机物及可燃气体接触时易引起爆炸
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当核动力厂()时,应进入场区应急状态。

  • A.工程安全设施可能严重失效
  • B.安全水平发生重大降低
  • C.事故后果扩大到整个场区
  • D.除了场区边界附近,场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平
  • E.所有场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平
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龙卷风分类应包括()。

  • A.强度
  • B.中心气压
  • C.风场
  • D.路径长度
  • E.路径宽度
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应该将核电厂定期安全审查的结果用在()工作上。

  • A.证实核动力厂在规定的预期运行时间内能够安全地运行
  • B.证实核动力厂的单个物项在规定的预期运行时间内能够安全地运行
  • C.确定和评价在规定时间内能限制安全运行的因素
  • D.修改现有的安全分析报告,以符合当前的安全标准和要求
  • E.提供延长寿命研究的输入数据
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对于加强放射性物品运输环节的管理,《放射性物品运输安全管理条例》的规定包括()。

  • A.明确对放射性物品托运人的要求
  • B.建立表面污染和辐射水平监测制度
  • C.明确放射性物品承运人的资质要求
  • D.建立一类放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书制度
  • E.明确不同运输方式的具体管理要求
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有可能成为易裂变材料货包的是()。

  • A.例外货包
  • B.工业货包
  • C.A型货包
  • D.B型货包
  • E.C型货包
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对每个影响质量的活动(包括验证活动)提出和确保下列()方面的要求,这几个方面得到了保证,则活动的质量就能保证。

  • A.确定所要求的技能--→确定所需人员及其责任--→选择和培训合适(合格)的人员
  • B.使用适当的(指适用的,且标定合格的)设备
  • C.创造良好的工作环境
  • D.使用合格的物项(指合格的部件和材料)
  • E.制订工作程序,并按照经审、批的工作程序实施操作
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加速器感生放射性主要产生在()。

  • A.结构材料
  • B.冷却水
  • C.周围土壤
  • D.加速器厅(治疗室)的空气
  • E.束流传输隧道的空气
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放射性废物的塑料固化法有()特点。

  • A.适于有机物(如废树脂、废有机液)的固化
  • B.废物包容量高
  • C.固化产品核素浸出率低
  • D.固化成本较高
  • E.可以做成车载式流动固化装置
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放射性废气中应特别重视的是α辐射核素,如239Pu、226Ra、222Rn等。239Pu较多出现在()。

  • A.后处理厂
  • B.玻璃固化厂
  • C.MOX燃料制造工厂
  • D.铀采冶厂
  • E.铀(钍)矿废石堆
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铀矿冶工业堆浸废水处理除镭的主要方法有()。

  • 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
  • E.硫化钡共沉淀法
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《核电厂调试和运行期间的质量保证》(HAD003/09)规定调试和运行期间有特点的质量活动,包括()。

  • A.设备标识、维修、装卸和贮存的管理
  • B.测量和试验设备的标定
  • C.场地和清洁度管理
  • D.调试中通过检查、监督及调试结果审查进行验证
  • E.运行管理,应急管理,材料和设备的标识、装卸和贮存
  • F.设备的运行状态、维修和在役检查
  • G.对核电厂运行的评定
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核动力厂应急控制中心和应急技术支持中心应具备()的能力。

  • A.能获得核动力厂的重要安全参数
  • B.能获得场内及其邻近地区的辐射状况
  • C.向国务院核安全监管部门进行通信联络
  • D.向国务院核安全监管部门实时在线传输核动力厂重要安全参数
  • E.与核动力厂所在省(自治区、直辖市)场外应急机构进行通信联络
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滨海、滨河核电厂防洪设计的考虑,应包括()。

  • A.保护厂区的构筑物设计参数的评价
  • B.厂区高于计算洪水水位以上的可能影响的评价
  • C.抵御洪水侵蚀的最佳材料的选择
  • D.对核电厂最佳防洪布置的讦价
  • E.防护构筑物和电厂部件的可能相互影响的研究
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设计验证的目的是保证设计满足所有的设计要求,包括()。

  • A.输入要求
  • B.输出要求
  • C.设计数据
  • D.设计过程的计划和实施
  • E.接口的管理
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下列属于核安全许可中的人员资格许可的是()。

  • A.核动力厂建造许可
  • B.核安全设备活动资格许可
  • C.民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可
  • D.核动力厂反应堆操纵人员执照
  • E.核安全设备无损检验单位中,民用核安全设备无损检验人员资格许可
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对核电厂厂址极端积雪评价的目的是为确定积雪对构筑物产生的荷载,下列说法正确的有()。

  • A.荷载取决于雪深和堆积密度
  • B.用水当量深度来表示雪深
  • C.在雪可能成为核电厂结构设计中重要的荷载因子的区域,必须确定设计基准积雪
  • D.积雪是以其在基准时间间隔内被超越的概率为特征的
  • E.在制定设计基准积雪时,应考虑并入到积雪中的降雨的附加重量
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缺陷是指材料部件中的()。

  • A.不完善
  • B.不连续
  • C.不规则
  • D.不稳定
  • E.损伤
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。

  • A.制定质量方针、目标
  • B.质量策划
  • C.质量控制
  • D.质量保证
  • E.质量改进
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放射性核素向水体的最大释放来自于()。

  • A.磷酸盐加工
  • B.石油和天然气生产
  • C.初级钢铁生产
  • D.水泥生产
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在核燃料循环的各个环节中,()的放射性物质向环境释放的可能性更大。

  • A.铀矿采冶
  • B.核燃料生产
  • C.核动力厂运行
  • D.后处理
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()是在正式文件中首次将核设施安全监管和辐射安全监管统一到核安全监管。

  • A.《中华人民共和国放射性污染防治法》
  • B.《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》
  • C.《民用核安全设备监督管理条例》
  • D.《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》
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恰当地确定SL-1和SL-2级地震动,可采用()分析。

  • A.确定性
  • B.概率方法
  • C.确定性和概率方法
  • D.确定性和/或概率方法
53

铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定:编制()报请环境保护部审批。

  • A.矿山建设土地复垦方案
  • B.矿山地质环境保护与恢复治理方案
  • C.矿山环境影响评价报告书
  • D.尾矿库安全评价报告
61

核动力厂未辐照和已辐照燃料的贮存方案必须按规定报送()批准。

  • A.核设施主管部门
  • B.当地省级环境保护部门
  • C.国家环保部门
  • D.国家核安全监管部门
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环境保护设施的施工任务由()承担。

  • A.设计单位
  • B.建设单位
  • C.施工单位
  • D.验收单位
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以概率论方法和工程判断,下列关于概率论方法说法错误的是()。

  • A.是确定论法分级要求的辅助
  • B.根据需要某一安全功能起作用的几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性
  • C.不需要细致地考虑损坏的几率或对减轻事故后果的影响
  • D.能够对各系统、设备和建筑物的安全重要性进行相对排序
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按照核应急响应能力保持培训内容的特性,可以分为()内容两个类别。

  • A.一般性、特殊性
  • B.共同性、专业性
  • C.短期性、长期性
  • D.职责性、技能性
71

我国环境影响评价制度具有()强制性。

  • A.法律
  • B.法规
  • C.规章
  • D.管理
73

概率安全评价(PSA)在()阶段只作简化评价。

  • A.概念设计
  • B.初步设计
  • C.最终设计
  • D.设计修改
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()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
80

()对于核动力厂偏离运行技术规格书的特许申请进行审评和批准,审评结果通知营运单位和()。

  • A.地区监督站国务院核安全监管部门
  • B.国务院核安全监管部门地区监督站
  • C.地区监督站核设施主管部门
  • D.国务院核安全监管部门核设施主管部门
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高放废液通常贮存在()贮槽中。

  • A.碳钢
  • B.锰钢
  • C.高合金钢
  • D.不锈钢
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责核材料管制()。

  • A.安全管理
  • B.核安全管理
  • C.安全监管
  • D.核安全监管
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反应堆中用于功率控制的控制棒是()。

  • A.补偿棒
  • B.调节棒
  • C.安全棒
  • D.吸收棒