2010 注册核安全工程师考试专业实务题预测

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第一篇:2010 注册核安全工程师考试专业实务题预测

第二章 考题预测 本章重点(老师课后20点)

1、铀矿冶是什么性质的作业。开放性的,不是密闭性的。

2、尾矿铀的含量是原矿的多少:98%.3、铀选冶厂(水冶)尾矿废渣的产生率:1.2×103t废渣/t铀

4、铀矿工个人剂量的贡献占总的 :63.56%

5、矿山风机停风,氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平:3-5min

6、铀矿山的通风备用系数:20%

7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少:0.74Bq/m2s

8、尾矿库的安全系数:1.05

9、尾矿库安全超高:水面高50m,坝高再高5-10m

10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名:第18位。

11、氡的半衰期:3.825天

12、尾矿库防洪设计年限:一级1000年洪水最大来设计,用有史以来最大的来校对;二级尾矿库用百年洪水来设计,用1000年一遇来校对。

13、放射性预选:选矿的选出率:15%-20%,把废石选出。

14、矿井中的氡的浓度标准:3.7kBq/m3,氡子体6.4μJ/m3

15、对职业照射,对公众贡献最大的是:氡和氡子体。

16、人洗澡后的去污效率:一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上,污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污,其去污率可达70%以上。

17、氡的测量方法:

氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法

1、氡的测量方法有瞬时测量法(电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法)、累积测量法

2、铀矿工个人剂量监测:监测方法:

(1)KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计(有源式)(2)KF606矿工个人剂量计无源式

18、废水处理方法:

1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质(沉淀)

2、废水除镭的方法:二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法

3、污渣循环法可以通过沉淀,除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

29、尾矿库的治理方法:

1、物理稳定法。

2、化学稳定法。

3、植被稳定法。

4、综合稳定法。

20、氡的射气、析出系数:与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。七章 质量保证 第五节以后不考

主要还是一些概念不要死记硬背,掌握核质量保证法规和导则的基本结构和内容,在此基础上了解相应导则的内容。第一章 后半章 张健(包括重点)

1、对火灾和爆炸的防护以 :保证停堆、排除余热、包容放射性---------三个基本安全 功能为主要目的。

防火目标:1)防止火灾发生。2)及时探测发生的火灾并迅速灭火。3)防止未扑灭的火势蔓延。

2、纵深防御概念,三个层次:

(1)第一个层次是防止发生火灾;

(2)第二个层次是及时地探测和扑灭火灾,限制火灾的损害;

(3)第三个层次是防止火灾的蔓延,将火灾对核动力厂安全重

要功能的影响减至最低。

3、重要:火灾和灭火系统的二次效应

(1)高温和高热对构筑物和设备的损坏

(2)燃烧产生的烟雾可能对运行人员的伤害或对设备的腐蚀

(3)燃烧引起的爆炸及二次飞射物

(4)由于喷水意外地引入了慢化剂

(5)由于喷水导致内部水淹和设备的损坏

(6)由于喷水导致放射性物质的迁移

(7)干粉灭火剂导致电气设备接触不良或腐蚀

(8)二氧化碳灭火剂导致的突然降温及冲击等

4、概率安全分析在核动力厂的运行过程中也可以提供 很好的的帮助:

(1)评估核动力厂的技术 规格书等。

(2)为维修、试验和检查等活动确定合理的次序

(3)评估运行经验

(4)事故管理

5、设备的核安全分级

① 安全级∶分为安全1级、安全2级、安全3

级和安全4级(非安全级);

② 抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。

抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载,抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载;

③ 质量级也称为规范等级

④ 质量保证级

所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震Ⅰ类,即要求部件与设

备能够抵御“安全停堆地震(SSE)” 的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。

安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。

安全4级为非核安全级、质量4级(质量D组),执行常规产品相应的标准和质量保证要 求(例如∶ISO-9001)。

6、系统安全分级与部件安全分级的关系

① 组成该系统的部件与设备的安全级别

与系统的安全级别相一致;

② 安全级别不同的二个系统之间的接口部

件按较高的级别确定;

③ 与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级;

7、核级机械部件与设备设计的基本核安全要求: 1)在核设施(包括核电厂)服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运

行状态(包括∶正常运行和预计运行事件)和事故状态的设计基准事故工况下,各种稳态

和瞬态的荷载,并保持其设备与部件压力边界的结构完整性;

2)在核设施(包括核电厂)服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内,在运行状态

(包括∶正常运行和预计运行事件)和事故状态的设计基准事故工况下,各种稳态和瞬态 的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力;

3)在核设施的全寿期内,能够对在核设施(包括核电厂)服役的核级机械部件与设备的可

运行性和功能能力,以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。

8、什么是结构的完整性:

对于非承压部件而言,其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性;而对于设备的承压部件

而言,是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制,例如∶发生弹性

变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形(其结果会使部

件丧失尺寸的稳定性),但不允许出现部件压力边界的破裂。

9、核级机械部件与设备的抗震鉴定

设备抗震鉴定和动力学鉴定所采用的方法

主要有:

① 分析法

② 试验法

③ 分析和试验相结合的方法。

④ 利用经验数据鉴定设备。

10、机械部件与设备的环境鉴定

① 部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故

和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功

能的能力;

② 部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析

予以证实;

③ 部件与设备的环境设计,环境鉴定试验的有关分

析工作与核级设备其它活动一样, 都必须在符合法

规要求的质量保证体系的有效控制下进行。

1、试验的顺序: l)

机械老化试验;2)

热老化试验;3)

辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位

量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量);4)

抗震试验;5)

失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安

全壳内环境温度,压力的变化以及安全壳

喷淋环境中化学介质的影响)

12、在役检查的目的:

找出可能的损伤,以判断它们对核电厂继续安全运行是否可接受,或是否有必要采取补救措施。

13、在运行阶段,一定条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效,这样的条件至少包括:(1)

运行水质不合格(2)

运行状态不稳定(3)

违反运行规程

14、在役检查发现缺陷的处理原则:以确保在具有足够安全裕度的情况下,使得已经发现、且在扩展中的缺陷在下一次在役检查前不会发生失稳破裂或断裂。

15、设计阶段的可达性:设备、人员、检验方法

16、核级机械部件与常规的区别: 1)确定设计基准的原则不同

2)核级必须采用成熟的经过验证的技术

3)所有用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施(各种试验台架、装置)均需通过国家核安全局的认可。4)必须符合核安全法规HAF601 5)必须符合核安全法规HAF003 6)首次应用的设备必须经过设备鉴定

7)核级设备的设计制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役必须在国家核安全局的独立监督下实施。

第十六节核材料管制

17、核材料的基本概念:源材料(不包括钍)、特种可裂变材料、氚、锂-6 及含上述物质的材料和物品都称为核材料。

18、直接使用核材料:不需经过核素转化或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料。如: 高富集度的铀、233U、其中238Pu低于80%的钚;以及含上述物质的化合物、混合物(如铀-钚混合氧化物元件)和乏燃料中的钚。

19、间接使用核材料:除直接使用核材料以外的所有核材料,如天然铀、贫化铀、低富集度铀和钍。

20、核材料管制的目的:保证符合国家利益及法律的规定、保证国家和人民群众的安全、保证国家对核材料的控制,在必要时国家可以征收所有核材料。

21、实物保护:其含义为用于防止非法转移核材料和破坏核设施的保护措施和技术。实物保护是一个综合性的概念,它包括设施设计(包括平面布置等)和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分以及实体屏障、探测报警系统等技术 防范等硬件部分组成,实物保护要求有效性和完整性。上述各组成部分是否构成一体,互相补充,不留漏洞,这是实物保护完整性要求。各组成部分是否运行正常,能发挥预定效果,是实物保护有效性要求。

22、中国核材料实物保护等级划分:按照性质、数量划分。共I、II、III级。I级最高,具体数据不要求背。材料

状态

等级:I 钚

未辐照过的2kg以上

未辐照过的,U富集度》20%浓缩铀

5kg以上 氚

未辐照过的,以氚量计

10g以上

第十七节 核动力厂和营运单位的应急准备和应急响应

23、应急演习:核事故应急响应过程可能相当复杂,因此应急演习也必然是多种多样的。应急演习通常按演习涉及范围分为以下几类:

(1)单项演习

(2)综合演习

(3)联合演习

24、我国核事帮应急实行三级管理,即国家、地方(省、自治区、直辖市)政府及核设施营运单位三级

25、我国应急工作方针:“常备不懈,积极兼容,统一指挥,大力协同,保护公众,保护环境”

26、三级管理的职责:

国家:组织制定和实施国家核事故应急计划,审查批准场外核事故

27、核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节。

在编制应急计划时,要求考虑包括严重事故的事故系列。

28、为紧急防护措施推荐的通用干预水平:

防护行动

通用干预水平(由防护行动可避免的剂量)隐蔽

10mSv 撤离

50mSv 碘防护

100mGy

为临时性避迁和永久性再定居推荐的通用干预水平防护行动

可避免的剂量 临时性避迁

第一个月30mSv

随后某一个月10mSv 永久性再定居

寿期内

29、我国应急初始条件按其性质分为四大类:即1)辐射水平或放射性水平异常升高。2)裂变产物屏障失效。3)自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素。4)系统故障

30、厂区应急状态:4级,1)应急待命。2)厂房应急。3)场区应急。4)场外应急(总体应急)。

31、烟羽应急计划区:内区3-5km;外区7-10km 1)确定源项(国家核安全局认可)2)计算在什么情况下有影响3)在烟羽外区出现边缘性效应。

32、应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批,但营运单位必须制定严格的编审批程序,保证其不断更新。

33、营运单位的场内应急计划至少每两年要进行一次必要的修订并报国家核安全局审评。

34、核动力厂营运单位应急报告制度

应急通告

进入应急待命或更高应急状态15min内 应急报告

应急报告:初始

进入厂房应急或更高应急状态后45min内

应急报告:后续

初始报告发出后,每隔1h发一次

源项或应急状态变化时立即报告,然后每隔1h报告一次

势态得到控制后,每隔4h报告一次,直至退出应急状态 最终评价报告

退出应急状态后的30d之内

35、源项:随时估计事故可能的放射性物质的排放数量。这是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。

第六章 核设施选址思考题(常向东)

1、核设施选址的目的与任务是什么?

核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性,进而保护公众和环境免受放射性释放(正常运行和事故状态,包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放)所引起的过量辐射影响。

核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面:(1)

从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性;

(2)

根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征,确定工程设计基准的适宜性。

对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是:根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素,包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果,对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。

2、选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么? 核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括:(1)、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件

其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准,使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响,保证设施安全。

(2)、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征

其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放,从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。

(3)、与实施应急措施相关的厂址与环境因素

其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下,所选厂址的环境,特别是人口因素,要能保障实施应急措施的可能性,并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。

3、核电厂选址的阶段划分,以及各阶段的评价任务是什么? 核电厂选址过程划分为三个阶段:厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。

(1)

厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址,并对这些厂址进行系统的筛选和比较。(2)

厂址评价阶段的评价任务是对一个或多个优先候选厂址进行调查与评价,并从安全的观点出发,证明厂址的可接受性。同时,要初步确定与厂址有关的设计基准。

(3)运行前阶段的评价任务是完成和完善厂址特征的评价,并对前阶段评价结果进行验证与核实。

4、核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序、评价方法、主要潜在源项的类型、以及法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件是什么?

(1)核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序:根据收集的资料确定潜在源项;如果存在按法规标准进行初步筛选;如果不能排除必须进行详细评价。

(2)评价方法:筛选距离法和筛选概率法。

(3)主要潜在源项的类型:固定源,如化工厂、油或天然气储罐等;

移动源,如陆海空中的运输工具等。

(4)法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件: 固定爆炸源的筛选距离值为5~10km; 一般飞机场的筛选距离值为10km;

飞机航线的筛选距离值为核电厂4km宽范围; 火源影响的筛选距离值为1~2km; 危险气云源的筛选距离值为8~10km; 对每类事件导则推荐为10-7作为筛选概率水平。

5、气象

(1)在核电厂选址中需要考虑气象因素包括哪些?

在核电厂选址中需要考虑气象因素包括:极端气象参数和极端气象现象。

(2)作为设计基准的要求是什么?

作为设计基准的要求:必须调查极端气象现象和气象参数的极值。

(3)为什么在厂址评价阶段要实施现场气象观测计划? 这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析,进而选择那些能够代表厂址条件的气象站,并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。

(4)确定核电厂的设计基准风的步骤是什么? 1)设计基准风的数据来源与收集。

2)数据组的选择,确定代表性气象站,30年或更长时期的数据组,如果数据组时间较短,在统计分析时应适当考虑不确定性。3)设计基准风的统计分析,根据风的概率分布,估计出百年一遇的最大风速(3秒瞬时极大风速)。(5)龙卷风调查的基本要求是什么?

龙卷风调查的区域范围以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域;

龙卷风分类的选择,应选择与富士达-皮尔森分类方法相似的分类法;

对龙卷风破坏及其强度描述不清的情况,要相对保守地考虑; 在龙卷风作为设计基准的情况下,要考虑可能产生飞射物的影响(至少能防止以下三种飞射物的破坏:具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物;具有穿透危险的大的坚硬飞射物;尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物)。

6、工程水文

(1)在核电厂选址中,水文调查所涉及的主要内容包括哪些?

1)与设计基准洪水位确定相关的因素。其中对滨海厂址的主要考虑因素包括:基准水位(天文潮、海平面异常等)、极端洪水事件(风暴潮、假潮、海啸等)、波浪影响、以及江河洪水(当存在河流影响时需组合考虑);对滨河厂址的主要考虑因素为:可能最大降雨引起的洪水、上游溃坝因素引起的洪水等。2)防洪措施,包括建造永久性防洪屏障,以及因局地暴雨引起的内涝和相应的排水系统设计、防护措施等。

3)与最终热阱相关的因素,其中包括安全厂用水的可用流量和最低水位等。

4)岸滩稳定性影响的分析与评估。(2)

为什么在确定厂址设计基准洪水时要考虑洪水事件的组合,我国滨海厂址洪水事件组合是怎样考虑的?

厂址的设计基准洪水不一定由某一极端洪水事件引起,而可能由同时发生的若干严重洪水事件组合引起。因此除了极端洪水事件要考虑外,还必须考虑各种严重洪水事件的组合。

我国滨海厂址所选用的洪水组合为:可能最大风暴潮、天文潮(最高天文潮或10%超越概率高潮位)、二十五年一遇的江河洪水(如果存在)和风浪影响。

(3)

何为可能最大风暴潮,确定论法确定可能最大风暴潮影响时的假设条件包括哪些?

可能最大风暴潮是由可能最大热带气旋、或可能最大温带气旋等引起的假设风暴潮。

用确定论法推求可能最大风暴潮需建立一组极大化的假设风暴,使其移到某位置时正好使厂址产生可能最大风暴潮,然后将这种风暴参数输入适当的风暴潮模型。

(4)

在确定滨河厂址设计基准洪水时,所需考虑的水文因素主要包括哪些?

在确定滨海厂址设计基准洪水时,所需考虑的水文因素主要包括:可能最大降雨产生的径流洪水、溃坝(水文、地震引起)洪水、潜在自然因素(滑坡、河道变迁等)引发的洪水、以及人类活动对洪水的影响等。

(5)

法规对河流上游溃坝的考虑是怎样规定的? 导则对于因水文和地震引发的溃坝洪水评价提出了以下要求:

对于水文因素引起的溃坝

① 除非工程计算能证明水坝不会溃决,否则必须假设溃坝事件。② 对于溃坝可能在厂址引发的洪水,应在下述假设条件下进行评价:

•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于坝的上游流域;

•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于厂址上游的整个流域;

在这两种情况下,选定的可能最大降雨的等雨线将产生最大洪水,前者发生在水坝处,后者是在厂址;

③ 溃坝模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。

对于地震引起的溃坝

① 对于任何推荐厂址都必须对位于厂址上游坝因地震而溃决后产生的洪水影响进行评价。如果评价得出不能接受的后果时,必须对溃坝的可能性进行评价;

对于每个水坝的地震分析,特别是对坝址处,必须得出适当的SL-2值;

因同一次地震事件而导致的多个坝溃决的可能性也必须予以考虑,如果存在这种可能性,要考虑洪峰同时到达厂区,除非能证明洪峰不可能同时到达。

溃坝的模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。

(6)

从核设施防洪角度而言,什么样的厂址属于“干厂址”,在怎样的条件下须考虑采取防洪措施?

将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位之上,其中包括考虑风浪影响。此种情况也称为“干厂址”。

(7)

影响最终热阱可靠性的因素包括哪些?低水位考虑的目的是什么?作为最终热阱,法规规定的最小可接受容量是多少? 影响最终热阱可靠性的水文因素主要包括低水位、最终热阱的可用流量、水温等。

对 低水位考虑的目的是要保证最终热阱在各种不利条件下为电厂正常运行和安全停堆提供冷却水。对于低水位的考虑,应包括分析确定核电厂整个寿期内与安全冷却水 源有关的最低水位和最低水位持续时间,以及挡水构筑物破坏的可能性;应考虑可能对低水位产生影响的各种事件的不利组合,并以此来确定设计基准低水位。

对最终热阱的容量要求是必须有能力按照热负荷排出的速率,在所要求的时期内接纳这些热量。所规定的随时可用的水源最小可接受容量为30天。

7、地震

(1)地震地质调查中,调查区域的尺度大小,以及收集资料类型确定的基本原则是什么?

1000的图上。2.5万的图上;厂址区范围1平方公里,要求资料反映在比例尺15公里,要求资料反映在比例尺110万的图上;厂址邻区范25公里,要求资料反映在比例尺1100万的图上;近区域范围以厂址为中心半径150公里,要求资料反映在比例尺1地震地质调查中,调查区域分为四种等级:区域范围以厂址为中心半径

这一调查范围划分的目的是使调查、资料及信息的详细程度不断地提高,从而保证核电厂厂址区基础数据资料达到能够充分满足安全要求的详细程度与充分程度。

(2)需要收集的地震资料包括那些,区域地震构造模型的主要内容是什么?

地震资料包括历史地震资料、仪器记录地震资料、以及厂址特定的仪器记录地震数据。

区域地震构造模型的主要内容包括:发震构造及其最大潜在地震,地震构造区以及最大弥散地震两个主要方面。(3)何为发震构造?鉴别发震构造的因素都包括哪些? 发震构造是指“显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。”结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的经验,发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。

发震构造可通过区域调查中获得的地质构造与构造活动资料、地震活动性资料、以及利用地球物理方法揭示出的深部资料综合加以鉴别。

(4)评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法是什么? 评 价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法包括利用发震构造的尺度、位移方向与位移量、最大的历史地震、古地震资料、地震分布反映出的震源尺度、以及发震构 造的类比等。其中在断层或构造的地震和地质历史信息充分的情况下,可利用经验关系来估计潜在的最大震级;在缺乏适宜的详细资料情况下,发震构造的潜在的最 大震级可根据发震构造的总尺度进行估计。(5)在地震危险性评价和地表断层运动危险性评价中,所关心的因素分别包括哪些?

在将发震构造应用于地震危险性评价时,所关心的是那些分布位置和潜在地震强度结合来看,能够对厂址地震动产生影响的发震构造;对于地表断层运动危险性,所关心的则是那些位于厂址附近的能动性断层,这些构造在地表或接近地表具有潜在相对位移的可能性。

(6)对弥散地震活动的评价是怎样进行的,其假设条件都包括哪些?

弥散地震是是指那些“通过利用可使用的资料无法鉴定出确定构造标志的弥散地震活动(通常但又不完全是由中小地震构成)”。在实际应用中,采用地震构造区来评价弥散地震。假设条件是每个地震构造区具有相同的地震潜势。

(7)何为设计基准地震动,设计基准地震动包括哪些要素? 设计基准地震动是指应用于核电厂抗震设计的重要参数;设计基准地震动要素包括:地震峰值加速度、地震反应谱和加速度时间过程。

(8)核电厂设计基准地震动分哪两个级别,其功能分别是什么? 2或称2。上述两个级别设计地震动的安全功能不同,其中SL1和SL设计基准地震动分为两个级别SL 1或称为OBE为运行基准地震。SSE是指对应极限安全要求的地震动;而SL(9)应用于核电厂抗震设计的地震反应谱包括哪几种,它们是怎样得到的?

设计地震反应谱,可分为标准反应谱与厂址特定反应谱。其中标准反应谱包含来自各种基于地震动记录获得的反应谱; 厂址特定反应谱的获得途径包括:厂址所在地区的地震动记录;利用不同地区具有相似地震、地质和岩土特征的同类地震动记录;根据厂址区域特定的地震条件,通过计算分析得出厂址特定反应谱。

(10)通常有几种方法能够获得设计地震动时程?

直接利用厂址所在地的实际地震加速度时程记录,或类似厂址条件下的记录;另一种方法是采用人工合成地震动时程的方法。

(11)确定设计基准地震动的确定性方法包括哪几个主要的技术环节? 确定性分析方法的基本分析程序包括以下几个主要的技术环节: ①

将区域地震构造模型分解为与地震构造区相对应的弥散地震活动区和发震构造。

鉴定与每个发震构造和每个地震构造区相关的最大潜在地震。

按照下述方法进行评价:

A、对每一个发震构造,应假定最大潜在地震发生在该构造最接近厂址区的部位。

B、对于地震构造区内的最大弥散地震,要假定其发生在距厂址某一特定距离处,要确保在这一距离内没有发震构造,该距离的确定取决于地震构造区内震源深度的恰当估计。

C、在每一相邻地震构造区内与弥散地震活动相关的最大潜在地震,应假定其发生在该地震构造区边界最接近厂址的部位。

D、使用适当的衰减关系来确定这些地震中能够对厂址产生影响的每个地震的地震动,而且应考虑厂址的局部场地条件。(12)能动断层是怎样定义的,其判别标准是什么?

能动断层被定义为“在地表或接近地表处有可能引起明显错动的断层”。

能动断层判别标准包括以下三个方面:

(1)调查表明在晚更新世Q3(约10万年)以来有过运动证据,以致可合理地推论在地表或接近地表处能够再次发生运动。(2)已经证明一个断层与另一个已知能动断层有构造联系,以致于另一个能动断层的运动可能引起这一断层在地表或接近地表处能够发生运动。

(3)在某一震源深度条件下,与发震构造有关的最大潜在地震的震级足够大,以致可合理地推论在地表或接近地表处能够发生运动。

8、岩土工程

(1)核电厂厂址岩土工程勘查的目的及主要内容是什么? 核电厂厂址岩土工程勘查的目的是:确定可能对核电厂设施安全造成影响的有关地基和基础的稳定性,并为相关的设计提供土工参数,评价可能影响核电厂安全的其他厂址地质和土工因素(边坡、地面塌陷等),进而确定工程厂址的适宜性。

主要内容包括地表地质特征,下伏地层的岩性、结构和构造特征,岩石风化特征,是否存在沉陷、隆起、崩塌、岩溶、液化和断裂等灾害性地质现象,以及边坡问题等。

(2)在核电厂选址岩土勘察程序中包括哪些阶段,各阶段的勘察目的与基本要求是什么?

在核电厂选址岩土勘察程序中包括:厂址查勘阶段、厂址评价阶段和厂址评定阶段。

厂址查勘阶段,勘察的目的是从土工观点确定厂址的适宜性,并确定侯选厂址。勘查的基本要求包括地质测绘、钻孔调查等; 厂址评价阶段,勘察的目的是得出有关厂址工程地质特性的主要参数,据此资料可确定厂平布置。此阶段的钻孔布置和钻孔深度要求,导则建议根据厂址的几何条件和岩石均匀性条件采用150米的网格。国标“岩土工程勘察规范”规定的勘探线间距为50~100米,点间距为30~50米;勘探孔深度,对于一般性钻孔要求不低于15米,而控制性钻孔不低于30米。对基岩地区厂址,钻孔深度应达到突变点、薄弱带或变化带尚能影响基础稳定性的最大深度处,并至少深入坚硬岩石10米;对于土层或风化严重的基岩厂址,钻孔的最小深度要达到基础底面宽度2~3倍。厂址评定阶段要根据建/构筑物的最终布置,确定最终的厂址特性和设计参数。对于本阶段要求在每一安全相关构筑物的位置至少有一个钻孔,钻孔深度同评价阶段。

(3)在评价基础稳定性时,静荷载和动荷载考虑的主要因素是什么?

教材中的(表)

(4)在怎样的场地条件下必须考虑地震动的放大效应? 实测剪切波速在1100米/秒以下时,必须考虑土层产生的地震动放大效应。

(5)基土液化是怎样的现象,评价基土液化需要考虑的主要因素包括哪些?

液 化是在地震条件下,饱和的沙土或粉土由于受地震振动影响而突然失去抗剪强度和刚度的现象。估计基土液化所需的参数(导则称之为“设计剖面”)包括:地下水 位、基土的粒径(沙或粉沙)、基土的标贯值、基土的贯入阻力、相对密度、循环剪切强度以及包括持续时间再内的地震动强度。

(6)边坡的类型,以及可能引起边坡失稳的主要因素是什么? 边坡包括天然边坡和人工边坡。

可能造成边坡失稳的因素包括边坡的基础、岩石或土的特性、节理裂隙的发育情况、地下水位及水渗漏特点等。除了边坡本身的相关特性之外,还要考虑影响边坡稳定性的外部环境因素,如地震、洪水等。

9、人口调查

(1)涉及核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征主要有哪些?

涉及核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征主要有:厂址周围区域的人口分布、特定厂址条件下的放射性物质传播途径(包括在大气和水体中的弥散)、土地和水的利用、以及放射性本底情况。

(2)在核电厂选址中,对人口因素考虑的基本原则与要求是什么?

厂址最好选在远离人口中心的低人口密度区,核电厂周围应设置非居住区,非居住区的半径(以反应堆为中心)不得小于0.5 km。核电厂非居住区周围应设置限制发展区,其半径(以反应堆为中心)不得小于5 km。核电厂距10万人口以上的城镇和距100万人口以上大城市的市区发展边界,一般应分别大于10公里和40公里。

(3)需要评价的人口因素包括哪些?所收集的人口资料应按怎样的方式整理?

所需的人口分布资料包括现有人口和规划人口,现有人口又分为长住人口与暂住人口(外地临时务工人员、旅游者和其他流动性人口)。

对所收集的人口资料应按以厂址为圆心的同心圆环和16个方位射线划分成的扇面来处理,并应统一用表格表示相应范围的人口分布。人口资料之所以用上述方式表示,主要是便于放射性大气弥散评价,便于筛选和评价厂址的优劣。

(4)涉及影响应急计划可行性的厂址主要相关因素包括哪些? 涉及影响应急计划可行性的厂址主要相关因素包括:厂址区域内人口密度和分布、厂址距人口中心的距离、难以撤离或隐蔽的特殊人群(医院、监狱等)、厂址及附近区域特殊地理条件(地形、河流等)、交通和通讯网络、以及其他工业、农业、生态和环境特征等。

(5)在选址阶段的人口调查中,我国常用的筛选厂址方法是哪几种?如何应用?

目前在我国应用最多的是固定区域法和人口密度法。

其 中固定区域法适用于人口相对低的地区。该方法的基本假设是电厂被一个固定大小的地带所包围(禁区),该地带内不允许居民居住。在这一地带外围规定另一个低 人口地带,在低人口地带内(限制区),人口和工业的增长在规划上予以限制或明确地控制。不同国家这两个区的半径范围不一致,我国的禁区半径规定不小于500米,限制区半径为5公里。

人口密度法是将推荐厂址周围确定区域内的人口密度与参考人口密度(如省和地区的平均密度)作比较。该方法将厂址周围地带分成同心圆环和扇形区,在考虑厂址周围同心圆环内居民数,和厂址附近应急条件的情况下,进行计算比较来确定厂址的类别。

10、大气与水体弥散

(1)核电厂正常和事故释放的放射性物质进入环境的主要途径包括哪些?

水体(地表水和地下水)和大气。

(2)对放射性物质释放的环境影响评价包括哪几个主要步骤? 关于放射性释放影响评价,包括以下主要内容和步骤: 首先是确定源项,在选址初期核电机型确定不了的情况下,采取不同类型核电厂可能释放量的包络来近似估算源项值; 对厂址区域作为放射性释放途径的水体和气体特征进行调查,收集建立弥散模型所需的资料;

根据调查资料反映的厂址区域水体和气体特征,选择适当的弥散模型。在确定模型适用性和保守性的基础上,对放射性释放影响后果进行评价,并对厂址的适宜性作出判断。

(3)从放射性物质释放对环境可能产生影响的角度,什么样条件的厂址为优选厂址?

人口密度低,大气和水体扩散条件好,在核电厂正常运行和事故排放条件下影响小的厂址为优选厂址。

(4)为什么要在核电厂投入运行前调查厂址周围环境中的放射性本底情况?

为了评估核电厂对环境的影响,在核电厂投入运行前,应调查厂址周围环境中的放射性本底情况,所获得的数据将作为未来调查评价的基线,以便能够恰当地评价后期来自核电厂的可能影响。

11、放射性废物地表处置场场址选择的目标是什么?选址过程包括哪几个阶段?不同阶段调查的基本要求是什么?选址准则包括哪些?

(1)放射性废物地表处置场场址选择的目标是什么? 低、中放废物近地表处置场址选择的目的是选择适合处置废物的场址,使场址与设施的适当设计、废物形态、废物包的类型和数量、其它工程屏障及设施关闭后的控制等,均满足辐射防护的要求,即在放射性核素衰变到安全水平的整个时期内保证放射性废物与生物圈有足够的隔离。(2)放射性废物地表处置场选址过程包括哪几个阶段?不同阶段调查的基本要求是什么?

放射性废物近地表处置场的选址阶段分为:规划选址、区域调查、场址特性评价和场址确定阶段。

规划选址阶段,应首先为选址制定总体规划、建立选址原则、确定所需场址特性,为后期调查提供基础;

区域调查阶段的目的是根据所建立的选址准则对场址进行筛选,通过比选筛选出一处或几处侯选场址,以便在下一阶段进行场址特性评价。

场址特性评价阶段要对侯选场址进行调查,通过进行现场调查和实验室研究获得相关的场址数据,包括场址的地质、地球化学、水文地质等方面数据,鉴定侯选场址是否适宜建场。

场址确定阶段是对推荐场址进行更加详细的调查,以确认选定的场址满足所建立的选址准则,并为处置场的详细设计、安全分析和环境影响评价提供全面场址资料和相关设计基准。(3)放射性废物近地表处置场的选址准则包括哪些? 与低、中放废物近地表处置场相关的选址准则包括:地质、地球化学、地质构造与地震活动、人为事件、气象条件、废物运输、土地利用、人口分布和环境保护准则。

注册核安全工程师考试案例分析题预测 2005年已考过的试题:

1、核临界

2、质量保证不符合项

3、放射源操作

4、三厘岛

5、废料泄露 2004

1、切尔诺贝利 三厘岛

2、矿井通风

3、原子能院洗手

4、辐照装置没放好,(辐射源操作问题)

共有5道题,以其中分数最高的4道题加起来作为总分!

预测 2006 年 有可能考到的题目:

1、核电厂选址(应该是必考)

2、切尔诺贝利(纪念**周年)

3、设计审查。

4、质量保证有某一个。(难)

5、铀(钍)矿与伴生放射性矿。

6、核技术应用要比其他的题容易一些 常用答题思路: 范深根总结:

•工作是否经过正规的批准

•设计是否合理

•安全设备是否正常维修并处于良好运行状态

•辐射监测(场所与个人)•人员资格

•合格的防护人员

•规章制度的完善与遵守

•防护与保安措施(现场操作与贮存,保管)•意外情况的报告

•事故应急的准备与正确实施

•辐照装置必须严格设计;有故障绝对不能运行

比较经典、通用性较强的案例:

美国Browns Ferry控制棒插入故障 的整改措施

1.对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位,把水位指示及报警信号送至主控室;

2.应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统;

3.对停堆系统的可用性作定期试验;

4.对操纵员针对此类事件作专门培训;

5.通知全部此类BWR照同样要求执行。

切齐诺贝利事故分析:(必考)

1、切尔诺贝利事故的运行管理背景:核动力厂运行管理规程的缺位(试验人员擅自操作)

2、切尔诺贝利事故的社会背景:原苏联社会体制使核动力厂营运单位管理混乱,安全文化薄弱。

3、切尔诺贝利事故的科学背景:初始事件为反应堆物理的瞬发临界引发堆芯融化、爆喷、放射性向周围环境大量释放。

4、与一般轻水堆机组不同,当失水事故发生时RBMK核链式反应和功率输出增加。

该设计缺欠——称为“正空泡系数”——引起不可控功率剧增导致切尔诺贝利事故。

堆芯具有正空泡反应性效应和正功率反应性效应; 控制棒挤水棒的正反应性效应;

慢化用的石墨材料,在高温下失去氦气氛,与空气接触,就会持续燃烧,在切尔诺贝利事故过程中,石墨的燃烧加剧了灭火的复杂性和促进了放射性物质的释放。

实验过程中严重违反规程的各项操作,如:不适当地解除了自动调节功率系统后,为赶进度,不顾功率水平不符合要求而

进行实验;试图在反应堆处于碘坑过程中维持堆

功率;

5、整改措施:加强核安全文化建设,意外事故及时报告,对停堆系统的可用性作定期试验,对操作员针对此类事件作专门培训,将经验教训进行推广。

洪水方面的案例:早期设防偏低,中法标准对比,原来没有的情况也会出现,做为经验反馈到类似状况,可能最大降雨有陆面水位影响。

案例:

1、仔细分析案例的背景,提取出具体案例所涉及的工业和核安全监管主要环节。

2、对比相关环节的法规要求找出问题,其中可能包括管理问题,法规标准问题,调查评价的方法与深度问题。

注册核安全工程师考试综合知识题预测

综合知识有的内容如燃料循环在专业实务里更详细。第三章 桂立明 课后思考题

1、辐射防护的目的与任务是什么?、辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应,并限制随机性效应的发生概率,使它们达到被认为可以接受的水平。

辐射防护和核安全的基本任务:既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全;保护好环境;又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。

2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少?

来源:天然:1)宇宙射线2)宇生放射性核素3)原生放射性核素

人工:医疗辐射、核爆炸、核电站、3、辐射实践与干预有什么不同?

实践:在这里是作为放射防护领域专业术语使用,它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有照射源的照射途径网络,从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

干预:是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。

4、为什么引入潜在照射的概念? ◆所以,从实质上来说,对潜在照射的控制,就是

对辐射源的安全性的控制。

5、何谓吸收剂量D、当量剂量H与有效剂量E(包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系)

吸收剂量D:电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商

当量剂量:对某个器官或组织,是平均值; 有效剂量:针对全身而言,取平均值。

比释动能:不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。

对低能带电粒子,韧致辐射可以忽略时,则 吸收剂量=比释动能

6、当量剂量Ht(50)、待积有效剂量He(50)、集体当量剂量SH与集体有效剂量Se它们分别用在什么场合?

人体单次摄入放射性物质后,某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量

式中:t0是摄入放射性物质的起始时刻;(6.16)

是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率;

τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没

有给出积分的时间期限时,成年人-50年;

儿童-70年

受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量HT(τ)经WT加权处理后的总和称为待积有效剂量E(τ),即

集体当量剂量:表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。

集体有效剂量:受照群体每个成员的有效剂量的总和。

7、何谓辐射权重因子WR与组织权重因子WT WR:在当量剂量中,WR 辐射权重因子,是与辐射品质相对应的加权因子,无量纲。

WT:定义: WT代表组织T接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。

8、影响辐射损伤的因素有哪些? 直接作用:

辐射粒子与生物大分子,如 DNA and RNA, 直接发生作用,导致细胞的损伤。

间接作用:

辐射粒子与细胞内环境成份(主要是水)发生作用,产生自由基和过氧化物,导致细胞的损伤。剂量大小、细胞的增殖能力

9、论述随机性效应与确定性效应各有何特点,他们和躯体效应与遗传效应有什么联系。

一类是对细胞的杀伤作用,即使受照射细胞死亡或受伤,细胞数目减少或功能减低,结果影响了受照组织或器官的功能,表现为确定性效应,如急性放射病,造血功能障碍。

一类是对细胞的诱变作用 主要表现为诱发细胞发生癌变(致癌),诱发基因突变(致突)和先天性畸形(致畸)。

随机性效应(Stochastic effect):是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应,不存在剂量的阂值。主要指致癌效应和遗传效应。

确定性效应(Deterministic effect):是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阂值,在阂值以下不会见到有害效应,如放射性皮肤损伤、生育障碍。

10、辐射防护基本原则(辐射防护体系、剂量限制体系)的主要内容是什么? 1. 辐射实践的正当化 2.剂量限制和潜在照射危险限制 剂量约束和潜在照射危险约束 3.防护与安全的最优化

11、无

12、辐射的防护标准中的基本标准是如何规定的(包括职业照射与公众照射)?

三要素:

时间

距离

屏蔽

措施:充分准备,减少受照时间 剂量率与距离的平方成反比(点源)

措施:§远距离操作;

§任何源不能直接用手操作;

§注意β射线防护。[3].屏蔽防护(Shielding)措施: §设置屏蔽体

§屏蔽材料和厚度的选择:

辐射源的类型、射线能量、活度 1.内照射防护的基本原则

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度,采取各种有效措施,阻断放射性物质进入人体的各种途径,在最优化原则的范围内,使摄入量减少到尽可能低的水平。

13、简述外照射防护的基本原则和基本方法。基本原则:

尽量减少或避免射线从外部对人体的照射,使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

14、内照射防护的基本方法和基本原则是什么?

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度,采取各种有效措施,阻断放射性物质进入人体的各种途径,在最优化原则的范围内,使摄入量减少到尽可能低的水平。内照射防护的一般方法是 •“包容、隔离” • “净化、稀释”,•“遵守规章制度、做好个人防护”。

15、对辐射源安全和保安的要求与控制措施有哪些?

(1)确保辐射源的实物保护符合有关要求,并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门;(2)不得将辐射源转让给不持有有效批准证件的接收者;(3)对可移动的辐射源定期进行盘存,确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。

16、辐射防护监测的主要内容有哪些?

辐射防护监测的对象就是人与环境两大部分,具体监测有四个领域:个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。

17、一位放射工作人员在非均匀照射条件下工作,18、简述辐射防护大纲的主要内容。

为实现可合理达到的尽可能低的原则,必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括:健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。

19、应急准备的主要内容有哪些?

减 小潜在照射意味着采取必要的措施,确保辐射源的安全(对核设施即为核安全),预防事故或事件(事件序列)的发生,降低潜在照射的产生概率;另一方面,事故 或事件一旦发生,则减缓其后果,尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下,应实施必要的核事故应急干预,减小公众的 受照剂量

第二篇:注册核安全工程师专业实务真题

2010 核安全工程师专业实务试题(部分)

一、单选题(共60道题,每题1分)

1.一个铀-235核裂变可释放的能量为(200)MeV

p8 2.压水堆燃料芯块的富集度为(3%)

p15 3.一回路辅助系统包括(化学和容积控制系统,主循环泵轴密封水系统,硼回收系统,补给水系统,取样系统及分析室,设备冷却系统,停堆冷却系统,安全注射系统,安全壳喷淋系统,去污清洗系统)

p38 4.控制棒弹出可引起(控制反应性)

p43 5.控制元件的反应性应当等于(剩余反应与停堆反应)之和

p44 6.发电机提升功率可造(一回路平均温度上升0.22,蒸汽温度下降0.1-0.15)

p58 7.典型的功率调节系统要求在(15-100%)的范围内稳定工作

p60 8.当出现小于每分钟(<5%)的线性负荷变化时,系统有较好的负荷跟踪能力。P60 9.核电厂极限事故的发生概率(-6—-4)

p75 10.机械部件的使用限值分为(4)级

p98 11.反应堆冷却剂部件要在(125)%的设计压力下进行水压试验

p129 12.专项安全监督任务由国家核安全局组织安全检查组、核安全监督员和受委托的专家,在()的范围内进行工作。p133 13.核一级容器在设计时,所用材料的许用应力强度只保守的取到(材料抗拉强度的1/3.或屈服强度的2/3)

p143 14.不平衡差在法规限定的标准误差的(2)倍之内

p157 15.铀矿的总风量约比有色和冶金系统矿山高()倍。

p189 16.未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高()

p197 17.防氡保护层,较好的经济和施工便利的首选是()

p218 18.铀矿冶工作人员有效剂量约束值连续5年的平均有效剂量为()mSv/a

p222 19.铀废矿和尾矿虽然()含放射性核素种类多,毒性大。

P226 20.在进一步的煅烧、冷却、产品包装岗位,防止()

p234 21.地浸矿山环境保护和治理的核心是()

p243 22.干法是在高温下用气态无水()与二氧化铀发生气-固反应制得四氟化铀p261 23.将水蒸气加入ADU回转炉的目的是()

p278 24.元素或离子被萃取能力以及分配比()

p288 25.在燃料剪切阶段通过()防止临界

p297 26.()货包属于放射性货包

p310 27.工业用量最大的是()α源

p322 28.放射性废物管理必须确保不给后代造成(不适当)的负担。

p381 29.放射性废物的最小化是放射性废物的()尽可能的减少

p381 30.黄相中含有较多易溶Sr-90和Cs-137,可能影响()

p401 31.源项调查是()独特工作内容

p411 32.核电厂区域地震调查范围()km

p442 33.核电厂质量保证安全规定共包括()个导则

p484 34.质量保证导则是编制质量保证大纲和质量保证大纲程序的()文件

p484 35.质量保证安全规适用于()和()厂址

p469

二、多选题(共40道题,每题2分,有两个或两个以上正确选项)

1.核反应堆由(堆芯,冷却剂系统,慢化剂系统,控制与保护系统,屏蔽系统,辐射监测系统)构成 p2 2.无法用天然铀作燃料的反应堆(高温气冷堆和重水堆可用)

p15 3.重水堆与压水堆相比的优点

p24 4.压水堆二回路系统主要包括(饱和蒸汽汽轮机,发电机,冷凝器,---)

p37 5.火灾的三个层次

p85 6.核材料管制的目的:确保和材料的安全和合法使用,防止被盗和等非法使用,保护国家和人民群众的安全,促进核能事业的发

p155 7.应急状态()()()()

p168 8.应急控制中心和技术中心应能向()()()的能力

p170 9.氡累积测量的方法

p206 10.地浸工艺过程对地下水的复原技术措施

p246 11.尾矿实施稳定化方法

p248 12.铀矿山的放射性职业病

p254 13.运行限值和条件可分为安全限值,安全系统整定值,正常运行的限值和条件,监督要求

p116 14.系统安全分级和部件安全分级的关系是:安全级别相一致,接口部件按较高级别确定,配套的电器设备和控制设备未IE级

p94 15.应急工作的方针

p166 16.放射性工作场所分区

17.为增加乏燃料贮存水池贮存的容量,采取的密化措施有

p295 18.发现放射源丢失、被盗应立即向()()()报告

p361 19.放射性废物库的厂址特点

p376 20.极毒性放射性废物

p383 21.覆盖层是重要的保护和屏蔽措施,主要功能

p399 22.应用核反应堆和加速器生产的放射性同位素已达1000多种,常见的人工放射性核素有()()()()

p321 23.感生放射性主要产生在()()()()

p334 24.核电厂选址的必须的基本因素

p421 25.核级产品与常规产品的差别

p91 26.放射性废物通过水体弥散的评价内容

p455 27.中、低放射性废物处置场应遵循的水文地质准则

p460 28.高放射性废物处置场应遵循的水文地质准则

p462 29.在进行设计过程中,要依据()()()()以保证所确定的有关设计输入,都正确体现在技术条件、图纸、程序、指令或说明书中。p504 30.为使质保活动有效实施,监查人员要有足够的权力和组织独立性,对人员的具体要求是()p498 31.放射性废物以各种各样的形式存在,其()()()()可能差别很大 p380 32.发送放射性废物必须提前递交废物处置申请单,其内容包括:

p398 33.典型的严重事故预防和缓解措施

p83 34.执行保持反应堆冷凝剂压力边界的完整性的有()()

p93 35.由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷,以及设备材料中难于

检查出的缺陷,在运行阶段,一定的条件下有可能进一步扩展,导致设备的失效,这样的条件至少包括(运行水质不合格)(运行状态不稳定)(违反运行规程)

p143 36.常规铀矿井除氡的方法()()()()

p215

第三篇:注册核安全工程师2008专业实务试题

1.在快中子反应堆中,无慢化剂,但中子通过与()非弹性散射能量也会有所降低。

A.钍—232

B.铀—233

C.铀—235

D.铀—238

E.钚—239

2.绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯,其热中子注量率分布,半径方向上为()

A.正弦分布

B.余弦分布

C.函数分布

D.零阶贝塞尔函数分布。E.正比函数分布

3.核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子,其平均能量达2Mev,最大()Mev,A.8

B.C.D.14

E.16

4..与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s,相应的能量为()ev

A.0.0253

B.0.0325

C.0.0352

D.0.0235

E.0.325

5.压水堆反应性控制主要通过改变()实现

A.燃料芯块数量

B.中子注量率

C.慢化剂浓度

D.控制棒在堆芯位置

E.控制棒的数量

6.在国际核能史上,()成为发生频率最高事故。

A.主给水管道破裂事故

B.主蒸汽管道破裂事故

C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故

E.大破口失水事故

7.堆芯熔化可分两种不同类型:高压熔化过程,低压溶化过程.高压过程一般以失去()为先导事件

A.全厂断电后,未能及时恢复供电

B.蒸汽发生器传热管破裂,减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故

D.失去一次侧热阱

E.失去二次侧热阱

8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标,其中第二个层次是

()

A.防止火灾发生

B.防止火灾的蔓延

C.包容火灾和放射性物质扩散

D.及时探测和扑灭火灾,限制火灾的损害

E.扑灭火灾方法的选用及实施

9.核反应堆按中子能谱分,快中子堆,中能中子堆和热中子堆,热中子堆裂变由平均能量()ev低能中子引起,堆内必须有足够慢化剂。

A.0.2

B.0.02

C.0.5

D.0.05

E.0.07

10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成,控制棒还必须具备:耐辐射、抗腐蚀和()A.原材料价格相对较低

B.硬度大

C.硬度小

D.便于控制吸收中子

E.易于机械加工

11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质,轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。

下列哪项不是可熔毒物的优点:

()

A.毒物分布均匀

B.易于调节

C.反应性引入速率大

D.可减少控制棒数目

E.减化堆芯。

12.钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为

()

A.7%~~15%

B.7%~~20%

C.8%~~20%

D.12%~~20%

E.15%~~20%

13.重水吸收热中子几率比轻水低()多倍,吸收中子最弱 A.120

B.150

C.180

D.200

E.220 14.核反应堆热工力学的性质主要取决于:()A.冷却剂

B.核燃料类型

C.慢化剂

D.堆芯结构

E。蒸汽发生器

15.构筑物,系统和部件的可靠性设计,可以通过防止共因故障,()和采用故障安全设计等来实现。

A.单一故障准则

B.多重性

C.多样性

D.独立性

E.以上4种方法

16.纵深防御有五个层次目的:保护包容功能是有那一层执行

()A.第一层次目的 B.第二层次目的C.第三层目的 D.第四层目的E.第五层目的

17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行,通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度,距容器断裂失效至少还有()以上的裕度。

A.60%

B.70%

C.80%

D.85%

E.90% 18.安全重要构筑物,系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()

A.假设始发事件

B.设计基准事件

C.预计运行事件

D.严重事件

E.超设计基准事件

19.安全壳能维持较长时间()天以上完整性,大部分裂变产物因重力沉降,释除的源项会大大降低。

A.3

B.5

C.7

D.8

E.12 20.核材料管制的例行检查,一般由局组织、日常检查和非例行检查由

()负责。

A.营运单位保卫部门

B。营运单位监督部门 C.营运单位监督员

D.地区监督站负责

E.地区环保部门

21.12Kg的锂,属于几级核材料

()160

A.特级

B.1级

C。2级

D.3级

E.4级

22紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护

()

A.10Msv B.100Msv

C.110Msv

D.10 mGY

E.100mGY

23.核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由

()统一管理

A.国家核安全局负责

B.核行业主管部门

C.国防科学技术工业委员

D.营运单位人力部门

E.地方环境保护主管部门

23..天然铀监测,排放废水的铀用什么方法检测

()

A.分光光度法

B.固体荧光法

C.激光荧光法

D.X射性荧光法

E.中子活化法

24.铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量

()A.60%

B.68%

C.80%

D.82%

E.86%

25.铀选冶厂尾矿废渣产生率

()

A.1.0×103t废渣/t铀。

B.1.2×103t废渣/t铀。

C.1.5×103t废渣/t铀。D.1.8×103t废渣/t铀。

E.2.1×103t废渣/t铀。

26.矿井氡析出规律:

()

A.与粒度成正比,与品位成正比,与含水量成反比。

B.与粒度成反比,与品位成正比,与含水量成正比。

C.与粒度成反比,与品位成反比,与含水量成正比。

D.与粒度成反比,与品位成正比,与含水量成反比。

E.与粒度成正比,与品位成正比,与含水量成正比。

26.地浸工艺对地下水复原技术措施:⑴地下水清除法 ⑵反渗透法⑶自然净化法

⑷还原沉淀法

还原沉淀法所采用的还原剂是

()

A.HCL

B.H2S

C.H2SO4

D.CaOH

E.CaCO3

27..对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层(喷涂)如:偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%。密闭可用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料,膨胀螺栓或射钉固定,其密闭阻风效果可达90%,防氡效果可达

()

A.78%

B.80%

C.85%

D.88%

E.91.5%

28.以下那个不是氡累积测量常用方法

()A.活性炭盒法

B.热释光法

C.静电收集法

D.闪炼室法

E.液闪法

29.UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化,反应器设计关键

()A.氟气利用率,良好气——固相接触。B.最适宜的温度分布,良好气——固相接触。

C.最适宜的温度分布和密闭性。

D.氟气利用率和密闭性

E.密闭性和良好气——固相接触。

30.铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF4,再转化成六氟化铀(UF6)及其还原的主要工艺过程。

一般要求有较高转化率≥

()

A.90%

B.95%

C.96%

D.98%

E.99%

31.以下那种是UF6的尾气处理方法:()

A.固体中和法

B.UF4吸收法

C.氨还原法

D.氯气还原法

E.酸液洗涤法

32分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位,把一定量的铀富集到一定的铀—235丰度所需投入的工作量叫做分离功。从天然铀原料生产1T丰度为3%的浓缩铀,大约需

()分离功

A.4.2tswu

B.4.3tswu

C.4.4tswu

D.4.5tswu

E.4.6tswu

33气体离心法单级分离能力主要取决于()和周边线速度。

A.转筒转速

B.转筒离心力

C.转筒长度

D.转子直径

E.转子长度

34铀浓缩工厂主工艺回路是处用于()下工作

A.正压

B.负压

C.常压

D.压力变化

E.超高压

35环境影响报告表行政审批的时限

()

A.60

B.30

C.20

D.15

E.10

36按照GB11806规定,下列哪项货包设计不需要经核安全监管部门审批。

()

A.装有易裂变材料的工业货包

B.装有易裂变材料的A型货包

C.装有50g六氟化铀的货包

D.B型货包

E.C型货包 37 GB11806《放射性物质安全运输规定》放射性物质运输辐射危害可归结为

①辐射照射

②核临界和()

A.腐蚀

B.火灾

C.污染

D.释热

E.中毒

38铀浓缩正常生产时气载流出物对居民产生的剂量,关键途径是食入内照射,关键核素()关键居民幼儿。

A.233U

B.234U

C.235U

D.氚

E.131I

39放射性核素进入人体的途径:①吸入

②食入

③通过破损的皮肤或伤口吸收

食入放射性锶的靶组织是

()A.甲状腺

B.肺

C.骨骼

D.肺和骨骼

E.甲状腺和肺

40下面哪项不是辐射监测的主要内容:

()

A.放射性工作场所监测

B.外照射剂量

C.空气污染和表面污染

D.内照射剂量

E.流出物监测

41.放射性废物送贮要求,放射性废物的产生单位要向环保部门提出书面申请,将放射性废物数量、种类、核素、活度、购置日期和使用时间等情况报告清楚,并附

()

A.表面剂量报告

B.废物货包等级报告

C.环境影响报告

D.退役审批报告

E.放射工作许可证复件。

42.下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点:

()

A.非社会公益性的,B.非盈利为目的 C无偿服务

D.是暂存性质的,短寿命或长寿命,废源在城市暂时贮存时间不超过8年 E.收贮任何领域产生的放射性废物

43.下列放射性废物分类,按毒性分那种是高毒性废物

()

A.90Po

B.90Sr

C.137Cs

D.226Ra

E.239Pu

a粒子的射程很短,以5Mev的a粒子为例,空气中的射程是3.5cm,在身体组织内射程只有45Um,a放射性核素都是极毒类,体内最大容许积存量只有

()左右。A.120Bq

B.150Bq

C.160Bq

D.185Bq

E.200Bq

45.对于高放废物普遍接受的处理方法,多用()法。

A.冰层处置

B.超深钻孔埋葬3-5km C.巷道垂直钻孔叠堆600-1000m D.深岩层熔融处置

E.暂存再处置 46.核设施退役采取什么策略影响因素很多,许多国家对于大型核设施退役,()是两大关键因素。A.废物出路和退役经费

B.技术因素和经济因素

C.社会因素和环境因素

D.经济因素和环境因素

E.技术因素和退役经费

47.废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物

()A.过滤

B.吸附

C.蒸发

D.离子交换

E.滞留衰变

48.放射性废物管理以()为核心,()为目标。

()

A.防护、处置

B.安全、防护

C.安全、处置

D.处置、防护

E.处置、安全

49.放射性废气中可能含有:()A.放射性气体、气溶胶、粉尘、非放有害气体。B.放射性气体、气溶胶、粉尘、颗粒物。C.放射性气体、气溶胶、颗粒物、非放有害气体。D.放射性气体、颗粒物、粉尘、非放有害气体。E.颗粒物、气溶胶、粉尘、非放有害气体。

50高放废物的处置库,可能因地震、断层、火山爆发、冰川等自然事故和人为事故造成事故,其风险几率()404

A.10-9

B.10-10

C.10-9~10-10

D.10-9~10-12

E.10-9~10-13

51.下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法

()A.钻孔

B.槽探

C.测试开挖

D.地球物理技术

E.实验室实验方法

52设计基准地震动分两个级别SL—1和SL—2 ,SL—2又称SSE为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动。年超越概率(概率风险水平值),我国取值

()446

A.10-4/a

B.10-5/a

C.10-6/a

D.10-4/a--10-6/a

E.10-5/a--10-6/a

53.核电厂厂址选择初步调查的早期阶段,收集资料是为了筛选可能存在的外部事件潜在源

在厂址选定后,需收集更详细资料,其目的是确定(),并提供设计基准参数。

A.外部自然事件

B.外部人为事件

C.设计基准外部自然事件

D.设计基准外部人为事件

E.设计基准外部人为事件和自然事件组合

54下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数

()

A.压力

B.压力波

C.产生的飞射物

D.地面振动

E.毒气释放

55.根据《中…..民用核设施安全监督管理条例实施细则之一,核电厂安全许可证申请和颁布HAF001/01核设施质量保证总大纲分为那几个阶段制定

()470 A.选址与设计、运行、退役

B.选址与建造、设计、运行、退役

C.选址与设计、建造、运行、退役 D.设计与建造、调试、运行、退役

E.选址与建造、调试、运行、退役

56.营运单位质保大纲由

()

批准。

A.国家核安全局

B.核行业主管部门

C.地方环境保护部门

D.地方核主管部门

E.本单位法人

57.质保监查分内部监查和外部监查,营运单位质保监查部门对分包单位(供方)

()

A.内部监查

B.外部监查

C.内、外部联合监查

D.协助检查

E.无权检查

58.承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据

()

A.《质量安全规定》并参考其有关导则

B.被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证(总)大纲。

C.《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证(总)大纲。

D.《质量安全规定》并参考其有关导则及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲

E.《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证(总)大纲。

及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲

59.10个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途

()A.《核电厂质量保证记录制度》

B.《核电厂物项制造中质量保证》

C.《核电厂调试运行期间质量保证》

D.《核电厂设计中质量保证》

E.《核电厂质量保证监查》

60质量保证大纲中规定一般对供货重要,复杂和供货时间超过()的供方才做外部监查。

A.3个月

B.6个月

C.12个月

D.18个月

E.24个月

多选题

1.为提高堆总输出功率需功率展平,功率展平主要措施:

()

A.燃料元件分区布置

B.合理设计和布置控制棒

C.堆芯内可燃毒物合理分布 D.采用化学补偿液

E.堆芯周围设置反射层

2.高温气冷堆特点

()

A.核电厂选址灵活,热效率高,可以建在冷却水源不足的地方。

B.可充分利用核燃料,铀—238转化为易裂变钚—239、可将铀—235、铀—238、钚—239加以利用

C.对环境污染小,氦气的中子吸收截面极小,可建在人口较密城镇附近。

D.可实现不停顿换料。

E.高温气冷堆负温度系数大,采用混凝土压力壳,容器不会发生突然爆炸事故。

3.核电站化学容积控制系统作用

()

A.调节一回路系统中稳压器液位

B.将反应堆停堆后剩余发热带走。C.调节冷却剂中硼浓度

D.降低安全壳内压力和温度 E.保持一回路水质。

4.调节系统电子逻辑回路组成有那些

()

A.主控制回路

B.辅助控制回路

C.整定值确定回路

D.出力不一致回路

E.控制棒驱动回路。

5.下面那些属于 工况Ⅳ——极限事故

()

A.原料元件损坏

B.控制棒组件弹出事故。

C.蒸汽发生器一根传热管破裂

D.反应堆冷却剂丧失事故

E.反应堆冷却剂小管道破裂。

6.核电厂事故分析基本假设有那些:

()A.假设安全壳屏蔽失效

B.假设失去厂外电源

C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置。D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。

E.需假设极限单一事故。

7.导致堆芯严重损坏的初因事件:

()A.失水事故后,失去应急堆芯冷却

B.失水事故后,失去再循环

C.失去公用水或失去设备冷却水

D.全厂断电后,未能及时恢复供电

E.一回路系统与其他系统结合部的失水事故

增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败

8.安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要,在各种安全壳失效中,特别重要的是事故发生前的()

A.意外开口

B.安全壳旁路

C.安全壳喷淋失效

D.早期失效

E.晚期失效

9..核动力厂概率安全分析通常的三个级别, 1级概率安全分析工作包括:

()

A.放射性源和始发事件的确定

B.事故序列的模型化

C.数据评价和参数估计

D.事故序列的定量化

E.文档工作

10.核部件与设备的安全分级包括那些内容

()A.安全级

B.抗震分类

C.质量分级

D.质量分组

E.质量保证级

12.核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数:

()A.压力

B.温度

C.机械荷载

D.循环次数

E.瞬态值

13.安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括那些:

()A.机械老化试验

B.热老化试验

C.辐照老化试验

D.抗震试验

E.失水工况模拟试验

14.核电厂运行限值和条件分几类:

()A.安全限值

B.安全系统整定值

C.在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间。D.正常运行限值和条件

E.监督要求。

15.核电厂安全监督包括:()A.检查

B.处理

C.罚款

D.处罚

E.强制命令

16.核电厂建立营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能:

()

A.决策职能

B.运行职能

C.支持职能

D.审查职能

E.监督职能

17.核动力厂主要调试阶段试验()

A.预运行试验

B.装料试验

C.初始临界试验

D.低功率试验

E.功率试验

18.核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷,在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展(A.运行水质不合格

B.运行状态不稳定

C.违反运行规程

D.长时间停堆

E.长时间冷却

19.核动力厂将应急初始条件按其性质分

()

A.辐射水平或放射性水平异常升高

B.裂变产物屏蔽失效

C.非计划紧急停堆 D.自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素

E.系统故障

20.生产UF4的主要设备:①卧式搅拌床反应器

②流化床反应器

③移动床反应器

卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标

()A.UF4产品质量

B.UF4产品产率

C.HF利用率

D.氟气过剩量

E.灰渣率

21.铀浓缩的核安全问题包括:

()

A.辐射防护

B.火灾爆炸

C.输运核扩散

D.核临界

E.UF6的泄漏

22.工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题,但铀水混合达到一定条件就会发生临界))

(A.水解反应

B.局部冷凝

C.金属腐蚀

D.氟油溶解

E.晶界转换

23.乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括:

()

A.乏燃料贮存密集化

B.临界安全控制参数与条件

C.Keff操作限制选取:

D.将燃料组件在水下由单层改为双层

E.往水中加入可溶性中子毒物

24.核燃料加工、处理设置的辐射防护大纲中辐射安全设计包括:()

A.设施的分区布置

B.设施的密封原则

C.气流组织

D.人流控制

E.档案管理

25.实物保护设计要求包括哪些

()

A.探测

B.响应

C.均衡防护

D.冗余原则

E.有效性和完整性

26.表征放射源的基本参数

()A.辐射类型

B.放射性活度

C.源的使用期限

D.放射源能量

E.源的外形结构

27.热释光剂量计特点:

()A.灵敏度高

B.量程范围小

C.重量小、体积小

D.能量响应差

E.受环境影响大

28.高放玻璃固化必须关注安全问题

()A高放废液提取,泵送和进料安全性

B熔炉运行和维修的安全性

C产品浇注的安全性

D尾气处理的安全性

E.高放废物处置的安全性 29.核电站工艺废气中主要核素:()

A.85kr

B.90Sr

C.133Xe

D.133I

E.14C

30.废水净化处理的方法:()

A.过滤

B.吸附

C.洗涤

D.蒸发

E.滞留衰变

31.反应堆退役,堆本体放射性水平很高,含有很多活化产物,其退役策略各国有很大差别。核电站各国优选立即拆除策略,倾向缩短封存时间是因为:

()

A.系统包容性降低或恶化

B.辅助系统支持能力减弱,风、电、气、水等的提供要新建设施。C.熟悉设施的人员流失很难找回。

D.档案资料流失

E.处置费用上涨和通货膨胀

32.核设施退役涉及技术()A.源项调查

B.去污

C.切割解体

D.运输

E.场地清污

33.核电厂选址必须考虑的基本因素:()A.保护公众和环境免受放射性释放所引起的过量辐射影响。B.厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件 C.确定厂址以及厂址与设施之间的适应性

D.可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征 E.与实施应急计划相关的厂址与环境因素

34.滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素:

()A.基准水位

B.极端洪水事件

C.波浪影响以及江河洪水 D.潜在自然因素引起的洪水及人类活动对洪水影响等。

E.其他原因引发的洪水

35.影响最终热阱的水文因素包括:()

A.低水位的考虑

B.高水位的考虑

C.最终热阱的可用水温

D.影响最终热阱可靠性的其他因素

E.最终热阱的可用流量

36.低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段

()A.规划选址

B.区域调查

C.厂址特性评价

D.厂址确定阶段

E.废物处置

37.质量保证工作职责分配要注明内部与外部联系线

()

A领导关系线,B.部门关系线

C.职能关系线

D.质量监督关系线,E.质保监查关系线

38.设计控制包括对

()

A.设计活动,B.设计协调,C.设计验证

D.设计变更

E.设计接口

39.对于不符合项处理方式

()A.修改的接受

B不加修改的接受

C.拒收

D.修理或返工

E.降级使用

40.国家核安全局,核设施营运单位和承包单位对各级质量保证审评的方法和重点:

()A.对质量保证的实际能力的审评方法和重点

B.对质量保证大纲的审评方法和重点

C.对质保导则的审评方法和重点

D.对不符合项的审评方法和重点

E.对许可证(函)审评方法和重点

第四篇:注册核安全工程师-专业实务试题1000

1.目前我国民用核能与核技术利用的行为主体是()。A:国家政府B:地方政府C:核安全监管部门D:企事业单位 正确答案: D

2.核能与核技术的利用已经在()领域得到广泛的应用。A:能源B:医疗C:工业、农业D:地质调查E:科学研究和教学 正确答案: A B C D E

3.下列属于核能与核技术利用的例子的是()。A:核弹B:贫铀弹C:宇宙射线D:无损探伤E:宝石改色 正确答案: A B C D E

4.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:民用核设施的()必须贯彻安全第一的方针。

A:选址B:设计C:建造D:运行E:退役 正确答案: A B C D E

5.我国国家核安全局成立于()年。

A:1984 B:1986 C:1988 D:1990 正确答案: A

6.核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施统一监督,成立机构()行使核安全监督管理。A:独立B:统一C:组织D:负责 正确答案: A

7.核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施()。A:安全监管B:监督管理C:统一监督D:统一管理 正确答案: C

8.核安全监管问题中最重要和最典型的问题是()。A:放射性污染B:核设施安全C:核电厂安全D:核材料管制 正确答案: C

9.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。

A:核电发展计划管理B:核电自主化和国产化管理C:核设施安全管理 D:人才教育和相关科研管理E:放射性污染防治管理 正确答案: A B D

10.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门承担主要职责和部分职能的范围包括()。A:核安全监管B:核设施安全管理C:核事故应急与反恐准备 D:核材料管制E:放射性污染防治管理 正确答案: A B C D E

11.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门除了承担其主要职责外,还根据职能分工,承担着()部分职能。

A:核设施安全管理B:核事故应急与反恐准备C:核材料管制 D:核电发展计划管理E:核电自主化和国产化管理 正确答案: A B C

12.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。

A:核安全监管B:核设施安全管理C:核事故应急与反恐准备 D:核材料管制E:放射性污染防治管理 正确答案: A E 本题讲解:注意区分:主要职责、部分职能。

13.在核能与核技术利用领域的()属于国家行政管理范围。

A:核电发展计划管理B:核电自主化和国产化管理C:核设施安全管理 D:核事故应急与反恐准备E:核材料管制F:人才教育和相关科研管理 G:放射性污染防治管理H:核安全监管 正确答案: A B C D E F G H

14.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对()的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。A:受控核裂变B:核承压边界C:放射性危害D:放射性后果 正确答案: C

15.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中()对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。A:设计并建立B:建立并保持C:保持并维护D:维护并确保 正确答案: B

16.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是()。A:采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故B:保证减轻任何事故的放射性后果

C:在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御D:保护人员、社会和环境免受危害E:保证严重放射性后果的事故发生的概率极低 正确答案: C D

17.1992-1993年,国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部,联合颁发了国务院部门规章《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601/01),我国将核承压设备的()监管正式纳入了核安全监管的范围。A:设计B:制造C:质量D:A和B 正确答案: C

18.1992-1993年,国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部,联合颁发了国务院部门规章(),将我国将核承压设备的质量监管正式纳入了核安全监管的范围。A:《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)B:《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601/01)C:《民用核安全设备监督管理条例》 D:A和B 正确答案: D

19.我国将核承压设备的质量监管正式纳入核安全监管的范围是在()年。A:1984-1985 B:1986-1987 C:1990-1991 D:1992-1993 正确答案: D

20.()的颁布使民用核设施的核安全监管走上了法制化管理的道路。

A:《民用核设施安全监督管理条例》B:《民用核承压设备安全监督管理规定》 C:《中华人民共和国放射性污染防治法》D:《民用核安全设备监督管理条例》 正确答案: A

21.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施保证质量,保证安全运行,()核事故,()可能产生的有害影响。” A:预防 减少B:预防 限制C:减少 预防D:限制 预防 正确答案: B 本题讲解:核事故要“预防”,后面的题类同。

22.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。” A:保证质量B:保证安全运行C:保护工作人员、公众和环境 D:预防核事故E:限制可能产生的有害影响 正确答案: A B D E 本题讲解:这句话节取自《民用核设施安全监督管理条例》第三条,C项不在“措施”的范围内。

23.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻()的方针。A:安全第一B:质量第一C:纵深防御D:A和B 正确答案: A

24.核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证()任何事故的放射性后果。A:减轻B:缓解C:保护D:包容 正确答案: A

25.核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下()的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。

A:核岛B:反应堆厂房C:核动力厂内D:核动力厂内和厂外 正确答案: C

26.核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在()状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。

A:正常运行B:稀有事故C:严重事故D:所有状态 正确答案: D

27.在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害是核动力厂核安全的()。

A:总目标B:技术安全目标C:辐射防护目标D:纵深防御要求 正确答案: A

28.核动力厂核安全的辐射防护目标是()。

A:保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低 B:保证由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低

C:保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低

D:要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值 E:保证减轻任何事故的放射性后果 正确答案: A B E

29.核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。A:安全B:技术C:管理性D:程序性E:辐射防护 正确答案: B C D

30.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标可以分解为()目标。

A:技术安全B:设计安全C:管理安全D:辐射防护E:安全监管 正确答案: A D

31.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的(),以保护人员、社会和环境免受危害。A:有效防御B:纵深防御C:防护最优化D:保护包容 正确答案: A

32.核安全监管的对象是()。A:核能与核技术利用单位B:核安全许可申请单位 C:核安全持证单位D:核安全许可单位 正确答案: A

33.为实现核动力厂的核安全目标,使用的主要手段是()。A:技术、管理、程序措施B:技术、管理、程序要求 C:纵深防御要求D:纵深防御原则 正确答案: D

34.核动力厂核安全的技术安全目标是保证()的事故发生的概率极低。A:所有B:概率很低C:堆芯熔化D:严重放射性后果 正确答案: D

35.核动力厂核安全的技术安全目标是对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故,包括概率很低的事故要以()保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。A:技术措施B:管理性措施C:程序性措施D:高可信度 正确答案: D

36.核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故,并在一旦发生事故时()其后果。A:控制B:排除C:减轻D:缓解 正确答案: C

37.核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施()核动力厂事故。A:预防B:缓解C:防止D:减轻 正确答案: C

38.核动力厂核安全的技术安全目标是()。A:采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故 B:在一旦发生事故时减轻其后果

C:对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值

D:对于在运行该核动力厂时考虑过的所有可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值 E:保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低 正确答案: A B C E

39.核安全问题最典型的代表是()的安全。A:核设施B:核动力厂C:核材料D:核与辐射 正确答案: B

40.实现核动力厂核安全的辐射防护目标的手段是在保证减轻事故的放射性后果的基础上,实现()。

A:设施和活动的正当性B:辐射防护最优化 C:限制对人员、社会和环境造成的危害D:纵深防御 正确答案: B

41.保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果是核动力厂核安全的()。

A:总目标B:辐射防护目标C:技术安全目标D:纵深防御要求 正确答案: B

42.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),国务院核安全监管部门通过核安全()制度对核电厂、研究性核反应堆、核燃料元件制造厂、乏燃料后处理厂等的设计、建造、调试及运行实施严格的核安全监督管理。A:审查B:监督C:监管D:许可证

正确答案: D 本题讲解:管理对象及对象活动范围参考《法律法规》。

43.在核安全许可单位中,除核安全责任单位,其他核安全许可单位往往是以核安全责任单位的()单位的形式出现的,并承担相应经济或法律责任。A:合作B:下属C:供方D:承包 正确答案: C

44.在核安全许可单位中,真正承担核安全责任的是(),我们称其为核安全责任单位。A:核安全活动许可的持有单位B:核安全活动许可的申请或持有单位 C:核安全资格许可的持有单位D:核安全资格许可的申请或持有单位 正确答案: B

45.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 正确答案: C D E

46.下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。

A:核安全设备活动资格许可B:核动力厂建造许可C:核动力厂运行许可 D:核动力厂反应堆操纵人员执照

E:核动力厂的在役检查中,执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格许可 正确答案: A E

47.下列属于核安全许可中的资格许可的是()。

A:核安全设备活动资格许可B:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可 C:核动力厂反应堆操纵人员执照

D:核动力厂的在役检查中,执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格许可 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 正确答案: A B C D E

48.下列属于核安全许可中的活动许可的是()。

A:核动力厂建造许可B:核动力厂运行许可C:核安全设备活动资格许可 D:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许E:核动力厂反应堆操纵人员执照 正确答案: A B

49.下列关于核安全许可说法正确的有()。

A:从核安全许可的性质分,核安全许可分为活动许可和资格许 B:资格许可还可进一步分为单位资格许可和人员资格许可 C:对于核动力厂的核安全设备活动来讲,核动力厂建造许可是一种活动许可;核安全设备活动资格许可是一种单位资格许可;民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可是一种人员资格许可

D:对于核动力厂的运行来讲,核动力厂运行许可是一种活动许可;核动力厂反应堆操纵人员执照是一种人员资格许可 E:核动力厂的在役检查中,执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格要求的,是一种单位资格许可;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要求的,是一种人员的资格许可 正确答案: A B C D E

50.核安全管理的核心是核安全许可管理,核安全许可单位是指()。A:许可申请单位B:持证单位

C:许可申请单位和持证单位的总称D:核能与核技术利用单位 正确答案: C

51.核安全管理的核心是核安全()管理。A:许可B:资格C:活动D:监督 正确答案: A

52.核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展,这些核设施包括()的运行,已经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。A:铀矿开采和选冶B:铀转化、铀浓缩C:元件制造 D:核反应堆E:后处理以及放射性废物的处理和处置 正确答案: A B C D E

53.营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()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:《核设施厂址选择报告》B:《初步安全分析报告》C:《安全分析报告》 D:《质量保证大纲》(设计阶段)E:《质量保证大纲》(建造阶段)正确答案: B D E

54.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 正确答案: B

55.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可进行核设施场地准备等相关活动。

A:核设施厂址选择报告B:核设施厂址选择审查意见书 C:核设施设计许可证D:核设施建造许可证 正确答案: B

56.核设施营运单位经过厂址选择研究后,向国务院核安全监管部门提交《核设施厂址选择报告》。国务院核安全监管部门经()后,向营运单位颁发()。A:审评 核设施厂址选择审查意见书 B:审评 核设施厂址选择许可证 C:审核 核设施厂址选择审查意见书 D:审核 核设施厂址选择许可证 正确答案: A

57.核设施营运单位经过厂址选择研究后,向国务院核安全监管部门提交(),国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施厂址选择审查意见书”。A:《核设施厂址选择报告》B:《核设施厂址选择申请》 C:《核设施厂址选择分析》D:《核设施厂址选择计划》 正确答案: A

58.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),下列属于核设施核安全人员资格许可的是()。

A:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可B:民用核安全设备无损检验人员资格许可 C:核设施操纵员执照和高级操纵员执照D:以上三者都是 正确答案: C

59.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),下列属于核设施核安全活动许可的是()。

A:核设施厂址选择审查意见书B:核设施建造许可证C:核设施首次装料批准书 D:核设施运行许可证E:核设施退役批准书 正确答案: A B C D E

60.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),核设施核安全许可分为()种人员资格许可。

A:1 B:2 C:3 D:4 正确答案: A

61.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),核设施核安全许可分为()种核安全活动许可。A:1 B:3 C:5 D:7 正确答案: C

62.我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行()工程时,必须提出对环境影响的报告书,经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。A:新建B:改建C:扩建D:规划E:建设 正确答案: A B C

63.随着环境保护理念的发展,国际辐射防护界对电离辐射环境保护已经形成了一致的意见,放射防护的目的是要保护()。A:公众B:环境C:非人类物种D:A和C 正确答案: D

64.现行环境辐射影响评价的要求是基于“为了保护人到现在所要求的()将确保其他物种不会受到危害”的理念。

A:环境影响监管B:环境影响评价C:环境控制标准D:环境控制目标 正确答案: C

65.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响,提出预防或减轻不良环境影响的对策和措施,以有效()可能产生的放射性污染问题。A:避免B:防止C:减轻D:预防 正确答案: B

66.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响,提出()不良环境影响的对策和措施。

A:避免和防止B:避免或防止C:预防和减轻D:预防或减轻 正确答案: D

67.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对()的影响。A:公众B:环境C:非人类物种D:A和C 正确答案: D

68.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量()放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响。A:分析B:预测C:估算D:评估E:监测 正确答案: A B C

69.环境辐射影响评价主要围绕()开展研究。A:源项B:途径C:剂量D:保护E:效应 正确答案:ABCE

70.()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 正确答案: A C

71.2003年6月,我国颁布了(),确立了核没施实行环境影响评价制度的法律地位。A:《中华人民共和国环境保护法(试行)》B:《中华人民共和国环境保护法》 C:《中华人民共和国环境影响评价法》D:《中华人民共和国放射性污染防治法》 正确答案: D

72.()我国颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》。A:1986年12月B:1998年9月C:2002年10月D:2003年6月 正确答案: D

73.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行()的方法和制度。

A:影响评价B:后果评估C:跟踪监测D:监督监管 正确答案: C

74.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出()不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。

A:避免和防止B:避免或防止C:预防和减轻D:预防或减轻 正确答案: D

75.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。

A:分析B:预测C:估算D:评估E:监测 正确答案: A B D

76.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。

A:新建B:改建C:扩建D:规划E:建设 正确答案: D E

77.()我国颁布了《中华人民共和国环境影响评价法》。A:2003年6月B:2002年10月C:2001年9月D:2000年8月 正确答案: B 78.l998年()颁布了《建设项目环境保护管理条例》,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:全国人民代表大会B:国务院

C:环境保护总局D:国务院环境保护委员会、国家计委、国家经委联合 正确答案: B

79.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》 正确答案: C

80.我国在1979年全国人民代表大会通过的()在我国通过立法确立了环境影响评价制度。A:《中华人民共和国环境保护法(试行)》B:《中华人民共和国环境保护法》 C:《中华人民共和国环境影响评价法》D:《中华人民共和国放射性污染防治法》 正确答案: A

81.质量控制是为控制和测量()提供手段的所有质量保证活动。A:某一物项 B:工艺 C:装置 D:性能 E:服务

正确答案: A B C D

82.质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。

A:控制B:保证C:检查D:测量E:验证 正确答案: A D

83.按规定要求为控制和测量某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动称为()。

A:质量保证B:质量控制C:质量检验D:质量监查 正确答案: B

84.质量保证简称“质保”,或()。A:QA B:QC C:QE D:QP 正确答案: A

85.为使物项或服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统的活动称为()。

A:质量保证B:质量控制C:质量验证D:质量监查 正确答案: A 86.每一物项和服务的质量是由()的特性决定的。A:客户期望B:客户要求C:可鉴别D:可测量E:可定性 正确答案: C D

87.质量是是一组()满足要求的程度。

A:标准化要求B:固有特性C:可靠性数据D:准确度、精确度 正确答案: B

88.服务是由供方进行的或由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。A:检查B:无损检验C:运行D:维护和修理E:修理或安装 正确答案: C D

89.服务是由供方进行的或由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。A:设计B:制造C:检查D:无损检验E:修理或安装 正确答案: A B C D E

90.物项是()的通称。

A:材料B:零件C:系统D:构筑物E:计算机软件 正确答案: A B C D E

91.按质量管理体系标准IS0 9001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 正确答案: D

92.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于提供质量要求得到满足的信任。A:方针B:目标C:保证D:控制 正确答案: C

93.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释,质量保证是质量管理的一部分,指致力于提供质量要求得到满足的()。A:方针B:目标C:信任D:能力 正确答案: C

94.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于满足质量要求的活动。

A:改进B:保证C:方针D:控制 正确答案: D

95.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释,质量控制是质量管理的一部分,指致力于满足质量要求的()。

A:活动B:信任C:能力D:指挥 正确答案: A

96.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 正确答案: A B C D E

97.质量管理是在质量方面指挥和控制组织(如公司、集团、企事业单位、研究机构等)的()的活动。

A:质量B:管理C:策划D:协调 正确答案: D

98.在质量方面指挥和控制组织(如公司、集团、企事业单位、研究机构等)的协调的活动被称为()。

A:质量保证B:质量控制C:质量管理D:质量检查 正确答案: C

99.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 正确答案: D

100.质量控制简称“质控”,或()。A:QA B:QC C:QE D:QP 正确答案: B

101.国际原子能机构(IAEA)在()基础上,并结合其他成员国的质量保证活动的经验,颁布了《核电厂安全的质量保证》(50-C-QA)。

A:美国联邦法规《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》 B:美国国家标准协会《核电厂质量保证大纲要求》 C:美国军方标准《质量大纲要求》 D:以上三者均包含 正确答案: B

102.()年,国际标准化组织发布了IS0 9000质量管理和质量保证系列标准,使真正意义上的质量保证更加完善、系统、规范.一致、适用和可行。A:1968 B:1971 C:1987 D:1994 正确答案: C

103.1959年,()颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。A:美国国家标准协会B:美国军方C:国际标准化组织D:国际原子能机构 正确答案: B 104.()年,美国军方颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。A:1949 B:1959 C:1969 D:1979 正确答案: B

105.质量管理作为一门管理科学,()的费根堡姆和朱兰首先提出了全面质量管理的思想概念。

A:美国B:德国C:英国D:法国 正确答案: A

106.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,全面履量管理阶段产生于()。A:20世纪20年代B:20世纪50年代C:20世纪80年代D:21世纪初 正确答案: B

107.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,统计质量控制阶段的特点是()。A:“科学管理”B:预防作用薄弱C:以预防为主,预防与把关相结合 D:产品的质量依靠对各种影响质量的因素的控制来实现 正确答案: C

108.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 正确答案: A B C D E

109.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()阶段,逐步发展成为一门独立学科。

A:质量检验B:质量验证C:质量控制D:统计质量控制E:全面履量管理 正确答案: A D E

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()个阶段,逐步发展成为一门独立学科。A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案: A

111.《核电厂质量保证安全规定》是()授权国家核安全局发布的要强制性执行的法规,所以,核设施营运单位(包括监理单位)和各承(分)包单位都必须遵照执行。A:国务院B:中央人民政府C:环境保护部D:国家主席令 正确答案: A

112.《核电厂质量保证安全规定》是《民用核设施安全监督管理条例》下包含()这四个规定之一。A:选址、设计、建造、质量保证B:选址、设计、调试、质量保证 C:选址、设计、运行、质量保证D:建造、设计、运行、质量保证 正确答案: C

113.我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》,可简称为“质保规定”,此法规是国家核安全局根据国际原子能机构制订的IAEA()翻译并稍加修改而成的。A:50-C-QA B:50-C-QC C:50-A-QA D:50-A-QC 正确答案: A

114.我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》,可简称为“质保规定”,编号为()。

A:HAF001 B:HAD001 C:HAF003 D:HAD003 正确答案: C

115.我国核设施质量保证法规的名称是()。

A:《核电厂质量保证安全规定》B:《核电厂质量保证大纲的制定》 C:《核电厂质量保证组织》D:《核电厂质量保证监查》 正确答案: A

116.HAF003与IS0 9001的主要区别是()。

A:HAF003是强制性法规B:HAF003目的是保证核安全

C:HAF003的适用范围不同于ISO 9001 D:HAF003更加系统化、规范化 E:在IS0 9001标准中,有“以顾客为关注焦点”、可测量的“质量目标”、“管理者代表”的内容,这些在HAF003均无明确要求

F:作为质量体系A级文件,HAF003要求制定“质量保证大纲”,而IS0 9001标准要求制定“质量手册”

正确答案: A B C D E F

117.国际原子能机构于2006年发布了《设施和活动的管理体系》(安全要求,No.GS-R-3),将安全、健康、环境、安保、质量和经济等方而合成一个整体,规定了管理体系的()的要求。

A:建立B:实施C:维护D:评价E:持续改进 正确答案: A B D E

118.国际原子能机构于()年对《核电厂安全的质量保证》进行修订,发布了《核电厂和其他核设施安全的质量保证》(50-C-Q)。A:1986 B:1991 C:1996 D:1998 正确答案: C

119.我国于()颁布了《核电厂质量保证安全规定》。()年作了少量修改后重新发布。A:1985 1990B:1986 1991 C:1987 1992 D:1988 1993 正确答案: B 120.国际原子能机构(IAEA)于()年颁布了《核电厂安全的质量保证》(50-C-QA),推荐各成员国使用。

A:1970 B:1971 C:1978 D:1986 正确答案: C

121.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》(HAF 001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。A:厂址选择B:设计与建造C:调试D:运行E:退役 正确答案: B C D E

122.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》(HAF 001/01)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 正确答案: B

123.要通过制订质量保证大纲,对本单位质量保证的全部工作进行总体规划,并有效实施。这套质量保证大纲要包括两种,即()。

A:核设施(的)质量保证(总)大纲核设施(的)质量保证(分)大纲

B:核设施(的)质量保证(总)大纲每一种工作(单位)的质量保证(分)大纲 C:核设施(的)质量保证(总)大纲每一种工作(单位)的质量保证(总)大纲 D:核设施(的)质量保证(分)大纲每一种工作(单位)的质量保证(分)大纲 正确答案: B

124.《质保规定》“提出了(质量保证)必须满足的基本要求”,它适用于()。A:核电厂B:其他核设施C:厂址选择到退役全过程的各阶段 D:对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作

E:核设施营运单位和各承(分)包单位,以及参与影响质量活动的其它组织的人员 正确答案: A B C D E

125.《核电厂质量保证安全规定》(HAF 003)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 正确答案: A B D E

126.为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。A:质量保证大纲B:大纲程序C:工作(作业)程序

D:质量保证组织的基本要求E:质量保证体系的运行程序 正确答案: A B C

127.下列属于《质保规定》中的12个基本“要素”的有()。A:质量保证大纲B:组织C:文件控制D:设计控制E:采购控制F:物项控制G:工艺过程控制H:检查和试验控制I:对不符合项的控制J:纠正措施K:记录L:监查 正确答案: A B C D E F G H I J K L 128.《质保规定》共有()方面的质量管理措施,称为核设施质量保证体系的基本“要素”。A:10 B:11 C:12 D:13 正确答案: C

129.《质保规定》共()章。A:12 B:13 C:14 D:15 正确答案: B

130.《核电厂质量保证安全规定》有()个导则,它们是“对本质保规定的说明和补充”。A:8 B:10 C:12 D:16 正确答案: B

131.《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。

A:对质量要求的验证B:不符合项控制C:质保监查D:管理部门审查E:纠正措施 正确答案: A C D

132.《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括()。A:制订质量保证大纲的基本原则B:制订质量保证大纲的实施计划和方法 C:采用对质量要求的验证,质保监查以及管理部门审查,来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法

D:质量保证文件的结构E:质量保证文件的内容 正确答案: A B C D E

133.质量保证导则是()。

A:强制执行的法律B:强制执行的法规C:强制执行的文件D:指导性文件 正确答案: D

134.在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下面有()个推荐性的导则。A:10 B:11 C:12 D:13 正确答案: A

135.《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)对质量保证工作中各方面提出的基本要求,是()。

A:强制执行的法律B:强制执行的法规C:指导性的法规D:指导性的文件 正确答案: B

136.核设施质量保证特别强调一切活动(工作)必须按照预先()的文件实施。A:制定B:审核C:批准D:制定并经审、批 正确答案: D

137.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 正确答案: A B C D E 本题讲解:实际上就是“人机料法环 ”

138.核安全设备活动单位的质量保证大纲要报()审核(审评)认可。A:国务院B:国家环境保护部门C:国家核安全部门D:核设施营运单位 正确答案: C

139.“每一种工作(单位)的质量保证(分)大纲”由承担核设施各方面工作的单位分别负责制订,然后报()审核(审评)认可。

A:国务院B:国家环境保护部门C:国家核安全部门D:核设施营运单位 正确答案: D

140.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》(HAF 001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为“设计与建造”、“调试”、“运行”和“退役”四个阶段制订;由核设施营运单位负责制订,然后()。” A:报国务院审核(审评)

B:报国家环境保护部门审核(审评)C:报国家核安全部门审核(审评)D:报核设施主管部门审核(审评)正确答案: C

141.《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括()。A:营运单位和设计、制造、安装承(分)包单位的质保工作

B:营运单位和设计、制造、安装承(分)包单位根据质保工作建立的质保组织形式;各部门的职责、接口和联络C:质量活动人员培训和取证D:质量保证部门的职能、构成、地位E:质量监督、检验、试验和监查等验证人员培训和取证 正确答案: A B C D E

142.《核电厂设计中的质量保证》(HAD003/06)的要求包括()。

A:设计输入的要求B:设计过程的分析C:图纸和技术条件以及其他设计文件的要求

D:设计接口控制要求E:设计单位与其他单位(采购、制造、现场施工、调试和运行等单位)之间的联络F:设计验证的方法和要求G:设计变更控制的方法 H:在一些质保大纲管理要素方面,设计中这些要素的特点 正确答案: A B C D E F G H 143.《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 正确答案: A B C D E F G

144.《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动的()要求。

A:采购B:控制措施C:验收D:对检查和试验结果的分析E:对检查和试验结果的评价 正确答案: B D E

145.《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检查和试验结果的分析与评价的要求。A:场地管理B:材料与设备的接收、贮存、装卸、清洗、涂层 C:土壤、地基、混凝土和结构钢的安装、检查和试验 D:机械设备和系统的安装、检查和试验 E:检测仪表和电气设备的安装、检查和试验 正确答案: A B C D E

146.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件()的要求。A:编写B:审查C:变更管理D:内容E:记录 正确答案: A B C D 147.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了买方确定供方质保工作()时要考虑的因素。

A:目标B:内容C:范围D:深度E:方法 正确答案: C D

148.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定的内容包括()。A:买方确定供方质保工作范围和深度时要考虑的因素 B:对制订采购计划的要求C:对采购文件的要求 D:对供方工作评价的内容和方法;买方验证工作的内容和方法;对供方不符合项的管理和纠正措施的要求E:买方验证工作的内容和方法;对供方质量保证记录的要求

F:对所采购的物项或服务进行验收的要求与方法G:对本单位采购工作的哪些方面进行监查 正确答案: A B C D E F G

149.《核电厂质量保证记录制度》(HAD003/04)对记录的要求包括()。A:分类的原则B:制度要求C:贮存D:保管和保卫E:检查 正确答案: A B C D E 150.《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)分别列出了针对设计、采购、制造、建造、调试和运行各阶段的()类质量保证文件的结构和内容。A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案: B

151.核设施建立核质量保证体系的基础是()。

A:企业的领导班子,特别是企业的法人(决策者)和中层干部接受系统的有关核安全、核质量保证和安全文化知识的培训,建立正确的观念

B:根据核质量保证法规的要求确立与质量活动相关的组织机构,明确职能和内外接口 C:建立质量保证大纲和相应的质量保证文件体系 D:对从事核质量活动的全体员工的培训

E:每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性

正确答案: A B C D

152.一切从事核安全相关活动单位,是否具有良好的()应成为考核各级领导和“决策者”是否称职的第一要素。

A:安全文化B:质量方针C:质量观念D:质量管理制度 正确答案: A

153.培育良好的()应成为一切从事核安全相关活动单位的第一要务。A:安全文化B:质保体系C:质量方针D:工作环境 正确答案: A

154.一个企业的质量保证体系能否有效运转首先取决于()的“观念”。A:企业法人B:企业领导班子C:企业QA部门D:企业全体员工 正确答案: A

155.在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下面有10个推荐性的导则,可分为()类。

A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: A

156.《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。

A:采购文件内容B:设计C:制造工艺D:标识、包装、运输、贮存E:收货检查

157.《核电厂质量保证监查》(HAD003/05)的内容包括()。

A:对监查人员的要求B:监查前制订监查计划、组成监查组、监查前准备和开监查前会议的有关要求C:监查的执行和监查后会议的有关要求

D:监查报告和监查的后续行动的有关要求E:典型的监查计划、监查提问单 正确答案: A B C D E

158.《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08)规定了制造中一些重要的质量活动,包括()。

A:工艺评定B:质量计划和工艺流程卡的制订C:测量和试验设备的标定 D:制造装备的管理E:物项的装卸、包装、贮存、保护和运输F:不符合项控制 正确答案: A B C D E F

159.《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)内容包括质量保证部门的()。A:职能B:构成C:地位D:管理E:监督 正确答案: A B C

160.物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括()。

A:物项或服务的复杂性、独特性和新颖性

B:工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、行政管理和检查 C:功能要求能在多大程度上通过检查和试验进行证实 D:物项或活动的质量史和标准化程度

E:物项在电厂安装后,其维修、在役检查、更换和事故工况下的可达性 正确答案: A B C D E

161.物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对()所造成的影响为依据。A:安全B:系统C:运行D:质量 正确答案: A

162.质量保证分大纲由()负责编制。

A:营运单位B:各承(分)包单位C:总承包单位D:设计单位 正确答案: B

163.质量保证总大纲由核设施的()负责编制。A:营运单位B:设计单位C:建设单位D:主管部门 正确答案: A

164.全面规划核设施的某个承(分)包的具体工作中的质量保证工作的质量保证大纲称为()。

A:质量保证大纲B:质量保证总大纲C:质量保证分大纲D:质量保证总大纲或分大纲 正确答案: C

165.全面规划一个核设施各阶段的质量保证工作的质量保证大纲称为()。

A:质量保证大纲B:质量保证总大纲C:质量保证分大纲D:质量保证总大纲和分大纲 正确答案: B

166.核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的()。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。A:一致性B:完整性C:适用性D:合法性E:实施有效性 正确答案: C E 167.建立核质量保证体系的基础包括每年()次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。

A:1 B:2 C:1-2 D:4 正确答案: A

168.核设施质量保证体系建立的基本步骤包括()。

A:分析本单位所承担的具体工作(任务)中的各项质量控制活动和验证活动 B:建立质量保证组织C:制订质量保证大纲和质量保证大纲程序,并经审、批 D:制订各项质量活动和验证活动的工作(作业)程序,并经审、批 E:人员培训F:制定相应的“质量计划”,并经审、批G:质量活动的实施 H:质量活动的验证I:质保监查

J:每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性,写出管理部门审查报告。发现大纲有问题时,必须采取纠正措施 正确答案: A B C D E F G H I J

169.核设施对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。

A:有关核安全、核质量保证和安全文化的基本知识B:本企业质量保证大纲

C:本企业质量保证大纲程序D:本企业工作(作业)程序E:如何实施上述大纲、程序 正确答案: A B C D E

170.质量保证大纲程序一般由()总体规划和组织编制。A:质量部门B:质保部门C:管理部门D:最高管理者 正确答案: B

171.质量保证大纲程序正文中应包括()。

A:目的B:编制依据C:适用范围D:有关部门职责E:控制的实施步骤 正确答案: A B C D E

172.质量保证大纲程序封面上应包括()。

A:名称B:编号C:版本号D:颁布实施日期E:单位名称

F:发放编号以及发给单位或部门的名称或人员姓名G:受控与否的盖章标记 正确答案: A B C D E F G

173.质量保证大纲程序的格式包括()。

A:封面B:编、审、批人员签名和日期表C:目录D:正文E:附上用到的记录的格式 正确答案: A B C D E

174.下列关于质量保证大纲程序编制的原则说法错误的是()。A:质量保证程序是要具体说明质保大纲某一控制要素的具体控制措施,清晰地说明“有哪些要做”、“哪个部门负责做”、“何时做”和“如何做(采取哪些措施做)”,为人们提供具体实施步骤,要具有良好可操作性 B:应参考相关质保导则中的要求编制

C:质保大纲程序是管理性比较强的程序,所以必须包括技术数据 D:质保大纲程序中应包括执行中所需的记录的表式 正确答案: C

175.物项和服务的质保分级:()级的要求通常针对非核级常规产品,质保要求最低,但交货仍要满足合同和技术条件的要求。A:QA1 B:QA2 C:QA3 D:QA4 正确答案: D

176.物项和服务的质保分级:()级对实施质保的要求最为严格,基本上包括《质保规定》(HAF003)中十三章的全部内容。A:QA1 B:QA2 C:QA3 D:QA4 正确答案: A

177.物项和服务在进行质保分级时,按质保要求的程度依次可分为()个等级。A:3 B:4 C:3或4 D:5 正确答案: C

178.对物项和服务的验收所进行的验证可包括()。

A:供方的合格证书B:收货检查C:加工、组装和安装(或它们的任何组合)期间或之后的就地检查或试验D:以上三项均包含 正确答案: D

179.应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑()。A:程序、细则的详细程度和格式B:验证方法C:验证深广度 D:监查要求E:质量保证记录 正确答案: A B C D E

180.要用文字或“质量保证工作职责分配一览表” 规定各部门、人员的()。A:质量保证工作职责B:权限C:内、外联络渠道D:以上三者均包含 正确答案: D

181.应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。A:领导关系线B:部门关系线C:职能关系线D:质量监督关系线E:质保监查关系线 正确答案: A D E

182.为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。

A:人员组成B:人员资格C:职责D:权限等级E:内外联络渠道 正确答案: C D E

183.为实施质量保证大纲而进行的工作,包括两种基本类型:管理性的和技术性的。技术性的工作包括()。A:设计B:采购C:制造D:建造E:检查F:试验G:调试H:运行I:退役 正确答案: A B C D E F G H I

184.为实施质量保证大纲而进行的工作,包括两种基本类型:管理性的和技术性的。管理性的工作包括大纲的制定以及对大纲的管理。对大纲的管理包括()。

A:组织B:文件管理C:监查和管理部门审查D:不符合项管理E:纠正措施F:报告 G:记录

正确答案: A B C D E F G

185.为实施质量保证大纲而进行的工作,基本类型包括()。A:管理性B:监查性C:纠正性D:记录性E:技术性 正确答案: A E

186.工作(作业)程序中应包括:()方面的要求。A:技术B:质保C:材料D:环境E:操作安全 正确答案: A B D E

187.工艺流程卡是一张表格,列出了某个部件在制造、装配或安装中质量(控制)活动()。A:进行顺序B:依据C:验收准则D:操作人员记录和签名栏 E:质量控制监督人员记录和签名栏 正确答案: A B C D E

188.常用质量保证大纲程序目录可以参考导则《核电厂质量保证大纲的制定》()的附录中所列的质保大纲程序。

A:HAD003/01 B:HAD003/03 C:HAF003/01 D:HAF003/03 正确答案: A 本题讲解:HAD:核安导HAF:核安法

189.为使大纲程序与质保大纲有关控制措施一致和符合质保导则的要求,质保大纲程序应由()审查,()批准。

A:质保部门 质保部门负责人B:质保部门 单位负责人 C:质保部门 单位第一把手D:质保部门 单位主管部门 正确答案: B

190.质量保证的组织对人员配备的要求包括决定检查、试验和监查人员人员资格时应以()为基础,并根据在职能力的证据。必要时,必须定期重新评价资格,以确保保持业务熟练程度。

A:学历B:经验C:培训D:以上三者均包含 正确答案: D

191.质量保证的组织对人员配备的要求包括对()人员,应制定控制和管理的书面程序。A:检查B:试验C:质保D:监查E:管理 正确答案: A B D 192.质量保证的组织对人员配备的要求包括所有负责对质量有影响的工作的人员(包括质保人员)应根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行()。A:资格审查B:资格考核C:业务培训D:岗前教育 正确答案: B

193.质量保证的组织对人员配备的要求包括()。

A:所有负责对质量有影响的工作的人员(包括质保人员)应根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行资格考核 B:为确保在工作中有足够数量的合格人员,应制定人员配备计划,明确到有人员资格要求的每一个岗位和岗位类型

C:应对从事对质量有影响的工作人员进行质量教育

D:有必要时,为要求达到并保持其业务熟练程度的指定人员应制定和执行培训计划 E:对检查、试验和监查人员,应制定控制和管理的书面程序 正确答案: A B C D E

194.为确保质量保证总大纲中所有接口(包括横向和纵向)的协调,每一个单位都必须对自己在接口处的行动做出规定并在适当的()中予以记载。A:文件B:记录C:内部程序D:外部程序 正确答案: C

195.每个单位在把质量保证大纲的任何部分委托给下级参加单位时,在必要情况下,都必须提出接口协调要求,并用()形式规定协调方针和程序。A:规定B:接口C:文件D:标准 正确答案: C

196.最低限度,核工程质量保证部门的级别应处于直接向()报告工作的位置。A:分管副总B:总经理C:企业法人D:国家核安全局 正确答案: B

197.质量保证部门的职能、活动包括()。

A:计划、设计和制定质量保证大纲,包括它的实施办法、程序和技术 B:通过验证工作确定和评价质量是否已达到验收标准

C:为验收物项和服务的检查或试验,以及确定和验证质量保证大纲是否已有效实施的监查 D:对不符合项进行控制,查明和消除严重有损于质量的情况 E:人员资格考核、培训、质量教育和颁发证书等有关工作 正确答案: A B C D E

198.履行质保大纲活动的人员包括()。

A:形成质量的生产人员(工作的承担者)B:验证和控制质量的人员 C:本单位的领导人员D:质保监查人员E:本单位质量保证部门的人员 正确答案: A B C

199.实践证明,采用()的方式,可以清楚地、简要地描述从领导到各部门的质量保证工作职责,而且容易检查出是否产生职责空缺、重叠、矛盾等问题,有利于各部门、各种人员一目了然地查看自己的质量保证工作职责,也有利于监查人员从“职责”规定入手,提出监查问题。

A:质量保证组织(机构)图B:质量保证组织、工作联系线

C:质量保证工作职责分配一览表D:质量保证工作职责分配说明书 正确答案: C

200.核安全审评的内容包括()。

A:对质量保证实际能力的审评B:对质量保证大纲的审评

C:对质量保证大纲程序的审评D:对不符合项的审评E:对纠正措施的审评 正确答案: A B D

201.根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定,从核设施工作的阶段来讲,总体可分为()阶段。

A:选址B:设计与建造C:调试D:运行E:退役 正确答案: B C D E

202.根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定,从核设施工作的阶段来讲,核安全审评应审评()个阶段的质量保证活动。A:4 B:5 C:6 D:7 正确答案: A

203.受核安全审评的单位包括()。

A:核设施主管单位B:核设施营运单位C:民用核安全设备设计单位 D:民用核安全设备制造单位E:民用核安全设备安装单位 正确答案: B C D E

204.对质量保证的核安全审评的范围包括()。

A:应审评核设施的哪些工作阶段的质量保证活动B:应审评哪些单位 C:应审评哪些人员D:应由哪些单位审评E:应审评哪些内容 正确答案: A B D E

205.国家核安全部门对质量保证的核安全审评的目的是()。

A:确保整个核设施各阶段的质量保证工作符合《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)及其导则的要求B:确保核设施物项和服务的质量C:保证核设施的运行安全 D:及时纠正不符合项的情况E:保护工作人员、公众,保护环境

206.()是指缺陷,使某一物项的质量变得不可接受或不能确定的性能、文件或程序方面的缺陷。

A:不符合项B:不符合物项C:不合格品D:质量缺陷 正确答案: A

207.不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。下列说法错误的是()。A:这些程序对不符合项的判定应作出规定 B:这些程序对不符合项的即时记录、技术审查和最后处理应作出规定 C:这些程序应包括对不符合项的标识(例如实体隔离、挂上标签等),以防误用或误装 D:对审查不符合项的责任和处理不符合项的权限应在程序中作出规定 正确答案: A

208.不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。这些程序对不符合项的()应作出规定。A:即时记录B:事后记录C:技术审查D:即时处理E:最后处理 正确答案: A C E

209.不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的()的程序。A:材料B:零件C:部件D:系统E:工艺 正确答案: A B C D E

210.质量保证大纲的审批认可标准()。A:质量保证大纲复盖了《质保规定》(HAF003)中与被审评单位所承担的任务相适应的全部要求而无漏项

B:质量保证大纲的各项内容符合《质保规定》(HAF003)中相应条款的要求

C:质量保证大纲的各项内容是按照相应条款的要求描述了其实施的各要素的控制措施 D:质量保证大纲文中写到同一事情时,前后无不一致说法 E:质量保证大纲程序目录清单符合要求 正确答案: A B C E

211.质量保证实际能力的审评认可标准是,无论被审评单位过去是否按照《质保规定》(HAF003)实施过质量保证工作,()。

A:过去在质量管理方面必须有较好的效绩;并且,现在为完成其所承担任务,按照《质保规定》(HAF003)的要求在开展质量保证工作方面已作好了必要的准备证工作方面已作好了必要的准备

B:过去在质量管理方面必须有较好的效绩;并且,现在为完成其所承担任务,按照《质保规定》(HAF003)的要求在开展质量保证工作方面已作好了所有的工作

C:至少过去在质量管理方面应该有较好的效绩;并且,现在为完成其所承担任务,按照《质保规定》(HAF003)的要求在开展质量保证工作方面已作好了必要的准备

D:至少过去在质量管理方面应该有较好的效绩;并且,现在为完成其所承担任务,按照《质保规定》(HAF003)的要求在开展质量保证工作方面已作好了所有的工作 正确答案: C

212.对不符合项报告的审评,特别要注意()。A:不符合项报告内容是否填写完整、叙述清楚

B:不符合项产生的原因、有关部门提出的处理意见和结论意见是否叙述清楚,是否合理 C:对不符合项报告的审评,召开有相关专业的专家参加的讨论会,对不符合项产生的原因、处理意见和结论意见进行讨论

D:必要时还要组织专家作进一步的独立计算、分析、检验或试验

E:最后将得出审评单位的审评意见,报国家核安全局,由国家核安全局给出最终处理意见 正确答案: A B C D E

213.下列关于对不符合项的审评方法说法错误的是()。

A:对不符合项的审评一般只书面审评被审评单位提交的不符合项报告

B:对不符合项的审评需要书面审评被审评单位提交的不符合项报告以及不符合项纠正措施 C:对重大不符合项,要到产生该不符合项的场所进行调查了解或核实 D:当对不符合项报告中的某些问题有疑问时,或对重大不符合项的产生原因和处理意见的具体情况要做详细了解或核实时,要组织审评人员和有关专家一起到产生重大不符合项的场所调查清楚,然后进行进一步的审评 正确答案: B

214.对质量保证大纲的审评是为了审评质量保证大纲的()方面。A:内容和与审评依据的符合性B:覆盖面的完整性(无漏项)

C:与所承担任务的相适应性D:可操作性(可实施性)E:实施的有效性 正确答案: A B C D

215.对质量保证大纲的审评是评价其是否符合《质保规定》和相应的《质保导则》的要求,审评的方法是()。

A:文件审评B:标准审评C:部门审评D:现场审评 正确答案: A

216.对质量保证实际能力的审评,主要是审评其有无能力制订和实施质保文件。为此,审评的方法是到被审评单位实地了解()情况。

A:查看其过去编制的质保文件(包括质保大纲、质保大纲程序和质量活动程序)与质保规定的相符性和覆盖面的完整性

B:查阅内、外部监查记录与报告以及不符合项报告,了解其过去质量保证实施成效和问题 C:查阅现在为完成其要承担的任务而在质保文件和人员方面的准备情况 D:采访几位质量活动人员,就有关质保实施情况进行了解 E:观察现场质保实施情况 正确答案: A B C D E

217.对质量保证实际能力的审评,主要是审评其()。A:质量保证文件的内容B:质量保证大纲实施的有效性

C:有无能力制订和实施质保文件D:质量保证大纲的实施情况 正确答案: C

218.根据有关法规规定,国家核安全局对民用核承压设备设计、制造和安装单位的质量保证审评范围包括()方面。

A:质量保证大纲B:质量保证大纲程序C:质保实际能力 D:实施工作时发生的重大不符合项E:纠正措施 正确答案: A C D

219.根据有关法规规定,国家核安全局对核设施营运单位的质量保证审评范围包括四个阶段的()方面。

A:质量保证(总)大纲B:质量保证(分)大纲C:质量保证大纲程序 D:质保实际能力E:实施工作时发生的重大不符合项 正确答案: A D E

220.例行核安全检查是()根据国家核安全部门制定的检查大纲,对营运单位在核设施的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。A:核安全监督员B:核安全检查组

C:核安全检查组或核安全监督员D:核安全检查组或地区监督站 正确答案: C

221.日常核安全检查是由现场核安全监督员所作的检查。现场核安全监督员应对影响核安全的重要()进行检查,并做好检查记录。A:活动B:物项C:记录D:事件E:不符合项 正确答案: A B C

222.日常核安全检查是由()所作的检查。

A:现场核安全监督员B:核安全检查组C:地区监督站D:国家核安全部门 正确答案: A

223.核安全检查时机的选择原则()。

A:在一个阶段的工作开始之前进行检查B:在一个阶段的工作结束之后进行检查 C:按制订的对质量保证的检查计划作日常检查 D:按制订的对质量保证的检查计划作例行检查

E:对质量保证的非例行检查F:当出现重大的不符合项时进行检查 G:对实施新的质量保证大纲(特别是修改部分)实施的有效性作检查 H:对许可证(函)条件中质保条件或要求实施情况进行检查 正确答案: A D E F G H

224.核安全检查的依据有()。

A:经国际核安全局审评认可的质量保证大纲和许可证(函)中规定的质量保证条件或要求 B:《质保规定》(HAF003),并参考其相关导则

C:对从事核安全设备设计、安装和制造的单位,其质量保证的核安全检查还应依据《民用核安全设备监督管理条例》

D:质保大纲程序和第一层次质保文件 E:质保大纲程序和第三层次质保文件 正确答案: A B C E

225.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二—核设施的安全监督》(HAF001/02)的规定,核安全检查可以分为()。

A:日常检查B:例行检查C:非例行(特殊)检查D:现场检查E:专家组检查 正确答案: A B C

226.核安全检查的内容可归纳为()。

A:对已审评认可的质保大纲实施有效性的检查

B:对在质量计划中国家核安全部门确定的控制点的监督 C:对许可证(函)条件中有关质保内容和要求实施情况的检查 D:对重大不符合(项)及处理情况的检查E:定期的安全检查 正确答案: A B C D

227.根据有关法规规定,对质量保证实施情况的核安全检查的范围分为()。A:国家核安全局对核设施营运单位的检查

B:国家核安全局对作为核设施营运单位承包单位的民用核安全设备的设计、制造和安装单位的检查C:核设施营运单位对其承包单位的检查

D:核设施营运单位对其承包单位以及分包单位的检查E:承包单位对其分包单位的检查 正确答案: A B

228.对质量保证实施情况的核安全检查的目的是()。

A:核实和监视所实施的质量保证工作是否符合已审评认可的质量保证大纲 B:质量保证大纲是否得到有效实施

C:核实和监视所实施的质量保证工作是否符合许可证(函)规定的条件 D:督促及时纠正不符合的情况E:保证核设施的运行安全 正确答案: A B C D 本题讲解:A与B是同一个意思

229.对不符合项的审评认可标准()。

A:不符合项报告完整B:不符合项报告叙述清楚C:所写的不符合项产生原因正确 D:所写的不符合项处理意见正确E:所写的不符合项结论意见正确 正确答案: A B C D E

230.国家核安全局以()安全要求为蓝本,于2006年5月完成了《核设施厂址评价安全规定》修订版本。

A:NS-R-1 B:NS-R-2 C:NS-R-3 D:NS-R-4 正确答案: C

231.国际原子能机构(IAEA)于2003年12月8日发布了《Site Evaluation for Nuclear Installations》(NS-R-3),同时将先前的12个导则进行了修编并归纳成()个导则。A:10B:8C:6D:4 正确答案: C

232.为保证对《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的理解和实施,国家核安全局于同期发布了()相关导则。

A:8 B:10 C:12 D:14 正确答案: C

233.《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的宗旨是()那些与厂址有关的而且必须考虑的因素,以保证核动力厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成()的风险。A:分析 严重影响B:分析 不能接受C:评价 严重影响D:评价 不能接受 正确答案: D 234.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 正确答案: C

235.为了搞好国务院核安全监管部门对质量保证的检查,被检查单位对检查工作的配合也很重要。被检查单位的配合事项主要有()。

A:如实反映情况B:根据检查要求提供或出示有关文件和记录(含报告)等证据 C:保证检查人员在执行检查任务时能自由地、迅速地进入有关质量保证工作的场所,只有当证明这种进入对安全有威胁时,才能对这种进入要求提出限制

D:保证检查人员在执行检查任务时能自由地、及时地向有关人员了解情况 E:提供合适的联络渠道、陪同人员、必要时的翻译

F:为检查人员提供查看文件和记录及开会的场所和其他必要的条件 正确答案: A B C D E F

236.按HAF001/02的第五条的规定,国家核安全部门的()并不减轻核设施营运单位和有关单位对核设施所承担的核安全责任。A:检查B:监督C:审查D:审评 正确答案: B 本题讲解:注意“不减轻”三个字

237.例行核安全检查的程序包括()。A:准备工作B:检查前会议C:检查的实施 D:检查后会议E:检查报告F:后续行动 正确答案: A B C D E F

238.非例行核安全检查是()根据工作需要进行的检查,是对意外的或异常的情况或事件的响应。

A:核安全监督员B:核安全检查组或核安全监督员C:国家核安全部门 D:国家核安全部门或地区监督站 正确答案: D

239.例行核安全检查是核安全检查组或核安全监督员根据国家核安全部门制定的检查大纲,对营运单位在核设施()的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。A:选址B:设计C:建造D:调试E:运行F:退役 正确答案: A B C D E F

240.核电厂选择过程应考虑厂址所在区域的()。A:城市和工业发展总体规划B:土地利用的总体规划

C:水域环境功能区划之间的相容性D:应靠近电力负荷中心和水源充足的地区

E:应避开能动断层、人口密度高及饮用水源保护区、自然保护区、风景名胜等环境敏感区 正确答案: A B C D E

241.核电厂厂址选择是根据和按照()的规定进行。A:国家核安全法规标准B:国家的能源政策C:国家中长期发展规划 D:国家对核电建设前期工作E:有关设计基准 正确答案: A B C D

242.核电工程建设项目可行性研究报告的内容很广,其中针对厂址条件的()完全按国家核安全局发布的《核电厂厂址选择安全规定》(HAFl01)。A:基本条件B:安全评价C:危险评价D:考虑因素 正确答案: B

243.中华人民共和国能源行业标准《核电厂可行性研究报告内容深度规定》(NB/T20034-2010),报告的内容包括()个部分。A:10 B:11 C:12 D:13 正确答案: D

244.按国家规定,核电工程建设项目可行性研究划分为()阶段。A:初步可行性研究B:可行性研究C:可行性研究评价 D:修改后的可行性研究E:最终的可行性研究 正确答案: A B

245.按国家规定,核电工程建设项目可行性研究划分为()个阶段。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: A

246.日本对1000 MWe级的轻水堆核电厂采用地下式或地上式的经费曾进行过研究,结果显示,由于地下式核电厂仅仅开挖和内衬的原因,与同规模的地上核电厂相比,其总建造费用,半地下式的增加()%,全地下式的增加()%。A:1-2 3-4 B:3-4 6-7 C:5-6 8-9 D:7-8 9-10 正确答案: B

247.按核电厂的立地方式,世界各国所选的核电厂厂址大致有三种类型,这三种类型的核电厂厂址均属()核电厂厂址。

A:陆上B:陆上固定式C:陆上移动式D:半地下式固定 正确答案: B

248.按核电厂的立地方式,世界各国所选的核电厂厂址大致有()种类型。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: B

249.根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第二条的规定,民用核设施包括()。

A:核动力厂(核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等)

B:核动力厂以外的其他反应堆(研究堆、实验堆、临界装置等)C:核燃料生产、加工、贮存及后处理设施

D:放射性废物的处理和处置设施E:需要严格监督管理的核设施 正确答案: A B C D E

250.地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类。下列属于外力地质作用的有()。

A:风化作用B:剥蚀作用C:搬运作用D:沉积作用E:成岩作用 正确答案: A B C D E

251.地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类。下列属于内力地质作用的有()。

A:地壳运动B:岩浆作用C:变质作用D:成岩作用E:地震 正确答案: A B C E

252.板块构造与地震有密切的关系,据统计,全球有()%的地震发生在板块边界上。A:75 B:80 C:85 D:90 正确答案: C

253.核电厂地震动危险性的下限值应根据不同区域地震活动的背景水平确定,无论评价的地震危险性水平如何低,当采用某一加速度值标定SL-2级地震反应谱时,所采用的水平峰值地面加速度不得低于()g。

A:0.10 B:0.15 C:0.20 D:0.25 正确答案: B 本题讲解:09版教材是0.1。

254.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 正确答案: D

255.从核安全观点考虑,核电厂厂址()的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的危害,同时对于核设施正常运行状态下的放射性物质释放也应加以考虑。A:选择B:研究C:评价D:划分 正确答案: C

256.从核安全观点考虑,核电厂厂址评价的主要目的是()。A:保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性 B:保护公众和环境免受放射性释放所引起的危害

C:保证核电厂的正常运行不受外部自然和人为事件的影响 D:将核电厂所受到的外部自然和人为事件的影响降到尽可能低 正确答案: B

257.核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷,厂址条件,厂址环境,提出的工程建设设想,并对厂址技术经济进行比较,按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址环境的是()。

A:人口分布B:工业生产情况C:人为外部事件D:大件运输E:对外协作和施工条件 正确答案: A B C

258.核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷,厂址条件,厂址环境,提出的工程建设设想,并对厂址技术经济进行比较,按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址条件的是()。

A:地形地貌B:地震地质C:土工

D:水文气象E:交通运输F:大气弥散和水体弥散 正确答案: A B C D E F

259.核电厂厂址选择应调查研究地区(),并对厂址技术经济进行比较,按相对优劣条件进行排列。

A:电网结构B:电力负荷C:厂址条件D:厂址环境E:提出的工程建设设想 正确答案: A B C D E

260.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域调查的半径一般为()km或更大些。

A:100 B:150 C:200 D:250 正确答案: B

261.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()范围级别进行。A:场区B:区域C:近区域D:厂址附近E:厂址地区 正确答案: B C D E

262.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()种级别进行。A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案: B

263.为对核电厂厂址进行地震危险性分析,应获取全面、完整的基础资料。在对各相关基础资料进行解释之前,应确保每一应用的基础资料已经完成了尽可能充分的调查。所解释的基础资料应包括()。

A:地质B:地球物理C:土工D:地震资料

E:任何与评价厂址地震动、断层活动和地质灾害相关的其他信息 正确答案: A B C D E

264.按《中国地震烈度表》(GB/T 17742-2008),我国将烈度分为()级。A:VII B:IX C:X D:XII 正确答案: D

265.下列关于地震烈度叙述错误的是()。

A:是地震对人类或人工构筑物以及地表产生实际影响的量度 B:地震烈度由一组基于主观判断、而非仪器记录的数值指标组成 C:我国将烈度分为Ⅻ级 D:按《中国地震烈度表》,最高级别地震烈度的房屋平均震害指数为10 正确答案: D

266.地震震级与释放能量的关系为lgE=11.8+1.5M,式中:E为释放的能量(erg),1erg=()J。

A:106 B:107 C:108 D:109 正确答案: B

267.地震震级与释放能量的关系为()。

A:lgE=11.8+1.5M B:lgE=11.8-1.5M C:lgE=15.8+0.5M D:lgE=15.8-0.5M 正确答案: A

268.强烈的()破坏力很大,是人类预防地震灾害的主要对象。A:构造地震B:火山地震C:陷落地震D:人工触发地震 正确答案: A

269.世界上()%以上的地震,都属于构造地震。A:80 B:85 C:90 D:95 正确答案: C

270.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括()部分。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: A

271.核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值(极端气象现象)和罕见气象现象(极端气象事件)进行调查。下列属于罕见气象现象的是()。A:龙卷风B:热带气旋C:闪电D:都是 正确答案: D

272.核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值(极端气象现象)和罕见气象现象(极端气象事件)进行调查。气象变量的极限值包括()。A:风B:降水C:积雪D:温度E:海平面 正确答案: A B C D E

273.核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括()。

A:必须对气象变量的极端值(极端气象现象)和罕见气象现象(极端气象事件)进行调查 B:调查区域的大小、收集资料的类型以及调查的范围与详细程度应根据厂址所在区域气象和地理环境的特性和复杂性来确定

C:应对全球变暖带来的可能的气象灾害后果加以关注,并应描述其在核电厂寿期内的可能影响

D:在任何情况下,收集资料的范围和详细程度以及所进行的调查,对确定防范气象危险的设计基准应是充分的

E:在核电厂寿期内应连续进行数据收集,包括退役和安全封存期间 F:应在那些影响安全的各项调查及相关环节中制定质量保证大纲 正确答案: A B C D E F 274.核电厂设计需要有关气彖参数的设计基准,同时在评价()时需要气象资料。A:滑坡B:泥石流C:崩塌D:确定设计基准洪水E:放射性核素弥散 正确答案: A B C D E

275.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围的调查除进一步获得公开出版物和非公开资料外,应利用()的成果以便获得关于关键参数的新资料。A:遥感B:地质C:地球物理D:大地测量E:地震研究 正确答案: A B C D E

276.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围的调查除进一步获得公开出版物和非公开资料外,应利用遥感、地质、地球物理、大地测量以及地震研究的成果以便获得关于关键参数的新资料。A:区域B:近区域C:厂址附近D:厂址地区 正确答案: B

277.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围调查的半径一般为()km的地区。

A:10 B:15 C:20 D:25 正确答案: D

278.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域范围的调查一般从出版物和非公开出版的资料中获得适当的基本数据,将所获得的资料反映在比例尺不小于()的图上。

A:1:1000000 B:1:100000 C:1:25000 D:1:1000 正确答案: A

279.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围的调查一般从出版物和非公开出版的资料中获得适当的基本数据。A:区域B:近区域C:厂址附近D:厂址地区 正确答案: A

280.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 正确答案: A 本题讲解:此表考的概率较低。

281.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。被广泛采用的概率分布函数有费雪-铁培特()型分布。A:I B:II C:III D:IV E:V 正确答案: A B C

282.对核电厂厂址罕见气象现象应收集()种资料。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: A

283.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址现场气象数据分析的现场气象观测计划不包括()用途。A:收集近年专业组织系统汇编的数据

B:为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散提供基础数据 C:获得气象变量的极端值,验证场外数据的使用价值 D:按长期记录数据来确认设计基准参数 正确答案: A

284.通常风速标准测量高度为地面上()m。A:3 B:5 C:10 D:25 正确答案: C

285.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的长期数据应最好覆盖至少()年的时间。A:10 B:20 C:30 D:40 正确答案: C

286.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析每年应确定()个该年的极端事件并列人表中,进行极端值统计的计算。

A:1 B:2 C:4 D:8 正确答案: A

287.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的时间间隔为一年,在考虑极端最低温度时,气象年的起点最好在()季。

A:春B:夏C:秋D:冬 正确答案: B

288.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的时间间隔为一年,在考虑极端最高温度时,气象年的起点最好在()季。

A:春B:夏C:秋D:冬 正确答案: D

289.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。一般地,厂址外气象数据分析的时间间隔为()。A:1个月B:3个月C:1年D:2年 正确答案: C

290.滨海核电厂厂址(海、湖和半封闭水体)洪水灾害应考虑的洪水类型(当合适时):()。A:厂区外降雨引起的洪水B:可能最大风暴潮引起的洪水C:可能最大海啸引起的洪水 D:可能最大假潮引起的洪水E:风浪作用引起的洪水及其与其他洪水的组合 正确答案: B C D E

291.设计基准洪水是核电厂可能遭受的最大洪水的一组()。A:概率B:参数C:结果D:类型 正确答案: B

292.在某些情况下,核电厂厂址设计基准洪水是通过确定论方法得出的,它并没有一个对应的概率值。在这些情况下,应进行()。A:概率评价B:统计确定C:模型推导D:分析归纳 正确答案: A

293.设计基准洪水是从核电厂厂址处的洪水灾害中推导出来的,这是从厂址处所有可能洪水事件的分析中推导出来的一个()结果。A:确定B:概率C:统计D:评价 正确答案: B

294.洪水是与频发事件或稀有事件相关联的。灾害评价中收集资料和采用方法的程序很大程度上取决于洪水的()。A:类型B:概率C:水位D:本质 正确答案: D 本题讲解:本节的重点是出现“数字”的部分以及滨海、滨河厂址的洪水事件组合。

295.常规收集用于极端降水分析的数据一般包括()小时最大降水深度。A:1 B:3 C:12 D:24 正确答案: D

296.对极端风速的统计,包括对风向的考虑,通常数据按()分圆进行分组。A:2 B:4 C:8 D:16 正确答案: D

297.我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求,取()年一遇的3s阵风作为设计基准。

A:10 B:50 C:100 D:200 正确答案: C

298.我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求,取百年一遇的()阵风作为设计基准。

A:1s B:3s C:10s D:1min 正确答案: B

299.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、弗雷歇或对数-正态。A:极端风B:极端降雨C:极端温度D:极端降雪 正确答案: D

300.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 正确答案: A B C D E F

301.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。区域系统调查的是()的影响。

A:气象B:沿岸洪水C:海岸线稳定性D:冰E:极端现象 正确答案: B C D

302.滨海核电厂洪水资料的收集分为()步骤。

A:初步调查、资料收集B:初步勘查、资料收集C:资料评价 D:详细资料收集与厂址确认E:详细资料研究与厂址确认 正确答案: A D

303.滨海核电厂洪水资料的收集分为()个步骤。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: A

304.对核电厂设计基准洪水的评价使用两种方法:确定论方法,概率论方法。这两个方法都有局限性,因此,应把可利用历史资料系列的()作为选取评价方法的参考依据。A:质量B:真实性C:长度D:A和C 正确答案: D

305.下列关于核电厂设计基准洪水的评价方法说法错误的是()。A:厂址安全评价的四个阶段,洪水灾害评价应采用相同的方法 B:对设计基准洪水的评价使用两种方法:确定论方法,概率论方法 C:对设计基准洪水的评价方法要进行方法的可靠性评价

D:设计基准洪水应不小于已有的发生记录加上一个充分的安全裕度 正确答案: A

306.洪水对核电厂的主要影响包括()。

A:因洪水失去外部电源B:地下水位上升造成破坏C:厂址水淹

D:水对岸边的动态影响能造成核电厂构筑物、基础以及电厂外的许多系统和部件的破坏 E:洪水运移浮冰或碎片,对构筑物造成实体破坏,堵塞取水口和破坏排水系统 F:洪水可能影响核电厂厂址周围的通信和交通网络 G:在事故情况下,洪水利于放射性物质在环境中的扩散 正确答案: A B C D E F G

307.滨河厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型把()作为可能最大溃坝事件。A:融雪导致的洪水、季节性洪水或火山活动导致的洪水 B:地震、水文因素或运行矢误所引起的人工或天然挡水构筑物的破坏导致的洪水 C:滑坡、冰凌、漂木、碎石和火山活动等导致的河道上游或下游的阻塞 D:火山活动、山体滑坡或雪崩落入水域或水龙卷造成的大波而引起的洪水 正确答案: B

308.滨河核电厂厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型:()。

A:厂区外降雨引起的洪水;融雪导致的洪水、季节性洪水或火山活动导致的洪水 B:融雪导致的洪水、季节性洪水或火山活动导致的洪水

C:地震、水文因素或运行失误所引起的人工或天然挡水构筑物的破坏导致的洪水 D:滑坡、冰凌、漂木、碎石和火山活动等导致的河道上游或下游的阻塞 E:火山活动、山体滑坡或雪崩落入水域或水龙卷造成的大波而引起的洪水 F:天然渠道改变而引起的洪水

G:大的河流或河口地区由风浪引起的洪水 H:地震导致的地下水位上升引起的洪水 正确答案: A B C D E F G H

309.引发海啸的原因不可能是()。

A:海底地震、火山爆发B:海底沉陷、滑坡C:冰块滑入水体D:气象原因 正确答案: D

310.核电厂在厂址选择阶段勘察阶段,需要进行大比例尺的工程地质测绘,核电厂所要求的测绘范围为()km2,比例尺为()。

A:1 1:1000 B:1 1:2500 C:10 1:1000 D:10 1:2500 正确答案: A

311.核电厂的厂址安全评价在厂址选择阶段勘察的目的是确定厂址的()。A:可行性B:适宜性C:安全性D:稳定性 正确答案: B

312.核电厂厂址地下条件的勘察必要的数据是用于安全评价或分析的与地质和工程相关的资料。这些资料可分类成()。

A:地形地貌B:地质资料C:地下岩土材料的范围和特征的描述 D:土和岩石的特性E:地下水资料 正确答案: B C D E

313.核电厂厂址地下条件的勘察在厂址评价过程的()是重要的。A:选择阶段B:评定阶段C:运行前和运行阶段D:各个阶段 正确答案: D

314.在核电厂的厂址安全评价中,()的评价所占的工作量最大,开展工作耗时长并且耗资大,在安全评价中的四个阶段表现最明确。A:地震B:地基C:气象D:外部人为事件 正确答案: B 315.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从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图,从海岸线到大约6m水深处,其等深线间距约为()m。A:1 B:2 C:3 D:5 正确答案: A

316.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厂址地区的详细地形图和沿海地区以及从海岸线延伸到足够水深处()m的详细测深图。A:10-20 B:20-40 C:30-50 D:50-80 正确答案: C

317.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 正确答案: A B C D E F

318.如果厂址位于受海啸影响的区域,就应收集海啸的资料。即使历史上没有记录到从当地和远地产生的海啸波,也应对()进行调查。

A:近海地震存在的可能性B:近海火山活动存在的可能性

C:厂址对发源于当地和远地海啸影响的薄弱点D:以上三者均包含 正确答案: D

319.在进行风暴潮具体调查时,应利用该区域中实际的严重风暴的个例研究,以确定在厂址处引起足够低超越概率风暴潮的极端风暴的()特征。

A:最低中心气压和相应的外围气压B:最大持续风速和方向C:风区 D:风暴和伴随风的历时E:风暴的移动方向和速度F:风暴路径 正确答案: A B C D E F 320.核电厂厂址勘察在厂址选择阶段评价的内容主要有()。A:确定和评价地质灾害B:对厂址进行分类C:地下水特征 D:地基条件E:初步承载能力 正确答案: A B C D

321.核电厂厂址()阶段的勘探是根据工程地质测绘成果确定两条相互交叉的直线布置钻孔,在交叉点上布置一个钻孔。A:选择B:评定C:运行D:运行前 正确答案: A

322.我国大型建设项目工程地质测绘研究的内容包括()。A:地层岩性B:地质结构C:地形地貌D:水文地质E:动力地质作用与现象 F:已有建筑物G:天然建筑材料H:人类活动对场地稳定性的影响 正确答案: A B C D E F G H

323.我国大型建设项目工程地质测绘的目的是查明场地及其附近地段的工程地质条件和预测建筑物与地质环境间的()。

A:适宜性B:稳定性C:力学特性D:相互作用 正确答案: D

324.按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,比例尺1:1000图上各种界限误差为()。

A:0.2m B:0.5m C:1m D:2m 正确答案: B

325.按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,图上各种界限误差()。A:0.1mm B:0.2mm C:0.5mm D:1mm 正确答案: C

326.按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,测绘比例尺1:1000,控制标准为10000点/km2,1:1000比例尺反映的地质单元尺寸为()。A:1m B:2m C:10m D:20m 正确答案: B

327.工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,按同比例尺的原则,图上投影宽度<()的重要地质单元,应适用超比例符号表示。A:2mm B:2cm C:5mm D:5cm 正确答案: A

328.工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,按同比例尺的原则,图上投影宽度≥()的地层或地质单元,均应按比例尺反映出来。A:2mm B:2cm C:5mm D:5cm 正确答案: A

329.与工程建设有关的工程地质条件诸要素包括()。

A:岩土类型及工程地质性质B:地质构造C:岩土体结构D:地形地貌 E:水文地质条件F:工程动力地质作用G:天然建筑材料 正确答案: A B C D E F G

330.核电厂对外部人为事件的潜在源收集资料的范围通常在半径()km的范围内。A:1 B:1-2 C:5 D:5-10 正确答案: D

331.核电厂外部人为事件的潜在源可能引发的效应有()。A:空气压力波和风B:飞射物撞击C:热(火)D:烟雾和灰尘

E:毒气和窒息气体F:由腐蚀性或放射性气体、蒸汽云或液体带来的化学腐蚀 G:地面振动H:洪水或缺水I:地面沉降(或塌陷)和/或滑坡 J:电磁干扰K:地表涡流

正确答案: A B C D E F G H I J K 本题讲解:重点关注后面5个

332.核电厂外部人为事件的潜在源包括两类:固定源和移动源,属于移动源的是()。A:化工厂、炼油厂、仓库B:管线运输C:公路、铁路运输 D:水路、空运运输E:同一厂址上的其他核设施 正确答案: B C D

333.在核电厂()阶段应对外部人为事件的潜在源进行监测和定期评价,以确保这些外部事件源与设计假定保持一致。A:设计B:建造C:运行D:整个寿期 正确答案: D

334.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 正确答案: D

335.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段为评价地下条件提供连续的水平向和竖向深度的资料,应进行()勘探。A:地震折射/反射B:地脉动测量C:核测井D:地质雷达 正确答案: A

336.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段的评价中应考虑()因素。

A:地质灾害B:地质和地下岩土条件C:液化可能性D:可行的地基类型 E:初步承载能力和地基稳定性的其他因素F:初步沉降幅度 G:地下水水位和特征H:厂址先前的利用情况I:厂址准备要求 正确答案: A B C D E F G H I

337.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址()。A:类型B:特征C:范围D:条件 正确答案: B

338.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。验证阶段主要根据预先明确的厂址()准则来验证核电厂厂址的适宜性。A:选择B:排除C:确定D:设计 正确答案: B 339.核电厂厂址勘察在厂址选择阶段评价的内容主要包括对厂址进行分类:分类中要把土的类型进一步划分为非黏性土和黏性土;对第()纪沉积物在基者和土之间可能存在复杂的接触关系予以重视。A:三B:四C:五D:六 正确答案: B

340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范围内的军事设施或轰炸演习区之类的空域。A:20 B:30 C:40 D:50 正确答案: B

341.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16km范围外设计年起落大于()次的机场(d是以km为单位的离厂区的距离)。

A:193d B:193d2 C:386d D:386d2 正确答案: D

342.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16km范围内,每年设计起落大于()次的机场(d是以km为单位的离厂区的距离)。

A:193d B:193d2 C:386d D:386d2 正确答案: B

343.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 正确答案: C

344.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范围内的机场。A:5 B:10 C:15 D:20 正确答案: B

345.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:在核电厂()km范围内经过的航行或起落跑道。A:4 B:6 C:8 D:10 正确答案: A

346.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),着火:SDV取()km。A:0.5-1 B:1 C:1-2 D:2 正确答案: C

347.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),固定和移动爆炸源:()km。A:1-2 B:3-6 C:5-10 D:8-10 正确答案: C

348.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),机场:除最大的飞机场外,所有机场采用()km。

A:2 B:5 C:10 D:15 正确答案: C

349.核电厂外部人为事件调查收集区域内固定源和移动源的资料是为确定()。A:与运输系统有关的外部人为事件的可能源的位置

B:事件发生的概率C:事件影响的严重性D:以上三者均包含 正确答案: D

350.()是把核电厂正常排放或事故释放的放射性物质输运到环境中去,从而可能影响公众的主要照射途径。

A:大气B:地表水C:地下水D:地表土壤 正确答案: A

351.核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价,需为论证实施应急计划的()而收集厂址周围人口分布数据的方法。A:适宜性B:可行性C:有效性D:随机性 正确答案: B

352.核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价,需做好()工作。A:评估放射源项的特性和参数B:评价核电厂的长期性能 C:提出厂址气象、水文和水文地质调查的内容 D:收集气象和水文数据(地表水和地下水)的方法

E:为论证实施应急计划的可行性而收集厂址周围人口分布数据的方法 正确答案: C D E

353.核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征包括()。A:放射性物质的大气弥散B:放射性物质的地表水、地下水弥散 C:人口分布D:土地和水的利用E:环境的放射性本底 正确答案: A B C D E

354.核电厂放射性物质流出物排放的自然受体是()。

A:植物B:动物C:大气D:地面土壤E:水体(地表水和地下水)正确答案: C D E

355.对外部人为事件详细评价的基本要求包括一旦确定了有影响事件,则应建立对此事件产生的()的放射性后果的条件概率的()。

A:不可接受 下限值B:不可接受 上限值C:可接受 下限值D:可接受 上限值 正确答案: B 356.核电厂外部人为事件如果所考虑的始发事件发生的概率大于特定的筛选概率水平,则应对始发事件进行详细的评价。特定的筛选概率水平(SPL)大多数国家取()/年。A:10-6 B:10-7 C:10-8 D:10-9 正确答案: B

357.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体:需要考虑的化学毒品重量与距离的关系,>30t的化学毒品SDV为()km。A:4 B:6 C:8 D:10 正确答案: C

358.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体:需要考虑的化学毒品重量与距离的关系,>0.04t的化学毒品SDV为()km。A:0.5 B:1.0 C:1.5 D:2.0 正确答案: A

359.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),危险气云源:SDV为()km。A:1-2 B:5-7 C:8-10 D:15-20 正确答案: C

360.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象参数的数据分析包含()个基本步骤。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: A

361.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应对气象仪器和系统定期进行(),以减少日晒、闪电、冰冻、沙暴和腐蚀剂等产生的不利影响。A:防护B:维修C:保养D:检查E:标定 正确答案: A B C E

362.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象数据应至少每隔一小时收集一次。并且每小时平均记录时间不应小于()min。A:5 B:10 C:15 D:20 正确答案: B

363.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象数据应至少每隔()小时收集一次。A:0.5 B:1 C:1.5 D:2 正确答案: B

364.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应保证收集的数据能充分代表厂址气象条件。应提供至少()整年有代表性的气象数据,并说明这些数据表征厂址长期气象特征的程度。

A:1 B:2 C:5 D:10 正确答案: A 365.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应建立气象调查大纲,大纲中必须的气象数据包括()。

A:风矢量B:大气湍流的特征值C:降水量D:气温E:湿度F:气压 正确答案: A B C D E F

366.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象调查大纲应提供在核电厂开始()前足够长时间(至少一整年)具有厂址代表性的气象数据,并应在核电厂的整个寿期内持续观测。

A:设计B:建造C:调试D:运行 正确答案: B

367.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,建立气象调查大纲,以便在核电厂正常运行期间能够连续收集和评价()的厂址特定气象参数。

A:涉及大气弥散计算B:涉及大气弥散统计分析C:应急计划中指定 D:涉及核电厂安全运行E:涉及核电厂设计基准确定 正确答案: A B C D E

368.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应评估放正常运行和事故工况下释入大气的放射性源项的()特性和参数。

A:在规定时段内释放的每一种重要核素的释放率和总活度 B:每一种重要核素释放率的变化C:释放物质的化学特性 D:释放物质的物理特性E:排放的几何形态和力学特性 正确答案: A B C D E

369.为评价放射性物质在大气中的弥散,开展的主要工作包括()。

A:确定不同工况下的放射性源项B:建立气象调查大纲、确定大纲中必需的气象数据 C:保证数据的收集D:进行数据分析

E:采用有代表性的大气弥散模型计算正常或事故排放所致的浓度 正确答案: A B C D E

370.固体放射性废物根据放射性核素的含量分为()级别。A:豁免B:低放C:中放D:高放E:极高放 正确答案: B C D

371.固体放射性废物根据放射性核素的含量分为()级。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: B

372.评价放射性废物处置设施的长期性能,应当考虑可能被容纳的放射性废物的放射性核素含量、物理和化学性质,以及处置系统所提供的屏障的()。A:完整性B:有效性C:适宜性D:安全性 正确答案: B

373.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 正确答案: B C D E

374.放射性废物的管理目标是保护现在和将来人类的健康与环境,不给后代造成()的负担。

A:任何B:不必要C:长期D:过度 正确答案: D

375.()是从核电厂正常排放或事故释放的放射性物质经过扩散进入环境和厂址区域水源地的主要途径。

A:大气B:水体C:土壤D:以上三者均包含 正确答案: B

376.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应采用的有代表性的大气弥散模型,推算常规运行长期()排放所致的归一化浓度和沉积值。A:一年B:五年C:十年D:十五年 正确答案: A

377.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应采用的有代表性的大气弥散模型,推算假象事故较长期()排放所致的归一化浓度和沉积值。A:几十小时B:几天C:一个月D:几个月 正确答案: C

378.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应采用的有代表性的大气弥散模型,推算短期()正常或事故排放所致的归一化浓度和沉积值。A:几十秒B:几分钟C:几小时D:几天 正确答案: C

379.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,进行放射性物质辐射剂量评价所需的资料包括()。

A:放射性物质向环境排放的源项B:放射性物质向环境排放的源项随时间的变化 C:控制放射性物质输运、扩散和悬浮的大气特征、物理特征和物理化学特征

D:与人类有关的食物链E:常住和暂住人口特征,包括农业、工业、娱乐和公共设施情况 正确答案: A B C D E

380.α废物,指含原子序数>92的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于()(对单个货包)的放射性废物。

A:4×105Bq/kg B:4×106Bq/kg C:4×107Bq/kg D:4×108Bq/kg 正确答案: B

381.α废物,指含原子序数>()的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于4×106Bq/kg(对单个货包)或4×105 Bq/kg(平均每个货包)的放射性废物。A:90 B:91 C:92 D:93 正确答案: C

382.主要含半衰期大于()年核素的固体放射性废物,则需要更长的时间才能衰变到安全水平,因此必须经过严格的评价才能进行地表处置,通常采用地质处置。A:10 B:20 C:30 D:50 正确答案: C

383.主要含半衰期5-30年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间(几百年至上千年)的衰变,才能达到安全水平,因此要根据其所含核素的()选择近地表处置或地质处置。A:比活度大小B:放射学特征C:物理学特征D:化学特征E:生物学特征 正确答案: A B C D E

384.主要含半衰期()年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间(几百年至上千年)的衰变,才能达到安全水平,因此要根据其所含核素的放射学、物理学、化学和生物学特征,以此比活度大小,选择近地表处置或地质处置。A:5-10 B:10-20 C:20-40 D:30-60 正确答案: A:5-30年

385.主要含半衰期大于60天,但不大于5年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间,一般不超过()年的衰变,其放射性比活度才能达到安全水平,因此通常用近地表处置,不需要用地质处置。

A:10 B:50 C:100 D:200 正确答案: C

386.主要含半衰期大于60天,但不大于()年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间(一般不超过100年)的衰变,其放射性比活度才能达到安全水平,因此通常用近地表处置,不需要用地质处置。A:1 B:2 C:5 D:10 正确答案: C

387.只含半衰期不大于60天核素的固体放射性废物,通过较短时间,一般不超过()年的贮存衰变就可以成为非放废物,因此不必送往放射性废物处置场进行处置。A:1 B:2 C:5 D:10 正确答案: B

388.只含半衰期不大于()天核素的固体放射性废物,通过较短时间(一般不超过2年)的贮存衰变就可以成为非放废物,因此不必送往放射性废物处置场进行处置。A:30 B:60 C:90 D:120 正确答案: B

389.固体放射性废物根据放射性核素的半衰期和辐射类型可分为()类。A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案: D

390.典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对核动力厂邻近区域的人口来说,由于核动力厂运行所导致的癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致癌症死亡风险总和的()。A:1/100 B:1/1000 C:1/10000 D:1/100000 正确答案: B

391.典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对紧邻核动力厂的正常个体成员来说,由于反应堆事故所导致立即死亡的风险不应该超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡风险总和的()。

A:1/100 B:1/1000 C:1/10000 D:1/100000 正确答案: B

392.定性安全目标阐述了核安全的目的和原理,但定性安全目标不能提供具体的指标,从而不能解决()层次的问题,这就需要确定定量安全目标。A:技术B:操作C:管理D:监管 正确答案: B

393.核动力厂的安全目标是()风险。A:降低B:消除C:控制D:隔离 正确答案: C

394.核动力厂安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的()措施控制之下。

A:防护措施B:安全C:技术D:管理E:监管 正确答案: C D 本题讲解:本节与第一章第二节重复,重复过的内容不再编题。凡是在教材中重复出现的内容都是考试的重点。

395.下列()固体放射性废物要根据其所含核素的放射学、物理学、化学和生物学特征,以及比活度大小,选择近地表处置或地质处置。A:主要含半衰期大于60天,但不大于5年核素

B:主要含半衰期5-30年核素C:主要含半衰期大于30年核素D:α废物 正确答案: B

396.下列()固体放射性废物通常用近地表处置,不需要用地质处置。

A:只含半衰期不大于60天核素B:主要含半衰期大于60天,但不大于5年核素 C:主要含半衰期5-30年核素D:α废物 正确答案: B

397.下列()固体放射性废物不必送往放射性废物处置场进行处置。

A:只含半衰期不大于60天核素B:主要含半衰期大于60天,但不大于5年核素 C:主要含半衰期5-30年核素的固体放射性废物D:α废物 正确答案: A

第五篇:2010年注册核安全工程师考试试题之二(回忆)(专业实务)

2010年注册核安全工程师考试试题之二

专业实务

一、单选题

1、一个铀-235核裂变可以释放出(200MeV)的能量。P8 2、20度时热中子的最可小速度是2200m/s,相应的能量是(0.0253ev)。P6

3、下列哪个堆可以用天然铀或稍加浓铀做燃料?(压水堆、费水堆、重水堆、高温气冷堆)?P15

4、压水堆燃料富集度(3%)。P15

5、目前已建的核电站中,(压水堆、费水堆、高温气冷堆、快中子堆)的热效率最高。

6、控制元件总的反应性应当等于(剩余反应性与停堆余量)之和。P44

7、堆内裂变时释放出的能量,绝大部分的能量集中在(裂变碎片动能一项)。P45

8、裂变能的绝大部分在(燃料元件内)转换成热能。P46

9、典型的功率调节系统要求在(15%-100%)的功率范围内稳定工作。P60

10、当出现小于每分钟正负(5%)线性负荷变化时,系统有较好的负荷跟踪能力。P60

11、误动作率是保护系统主要设计目标之一,目前已降低到(每年一次)。P61

12、极限事故发生频率在(10-6/堆年-10-4/堆年)。P75

13、(到初始装料)前,要完成完整的火灾危害性分析。P87

14、反应堆压力容器属于核安全(1)级。P93

15、ASME规范中将承载限值分成(4)级。P95

16、事故状态包括事故工况(设计基准事故)和严重事故。P97

17、运行限制和条件在核动力厂运行之前经(国家核安全监管部门)评价和批准。P116

18、每一条反应堆冷却剂环路包括:一台(反应堆冷却剂泵),一台蒸汽发生器,环路管道和仪器仪表。P125

19、增加汽轮机的负荷将会使Tavg和(蒸汽压力降低)。P126 20、根据美国机械工程师学会相关规范,反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为(110%)的设计压力。P130

21、核一级容器在设计阶段,所用材料的许用压力强度只保守地取到材料抗拉强度的(1/3)。P143

22、核材料的不平衡差(MUF),即所谓的无名损失亮,必须是在法规限定的标准误差的(2倍)之内。P157

23、(γ、η)反应的域能:(10MeV)。

24、(铀矿工业)对环境公众的集体照射剂量在整个核燃料循环中最大。P186

25、辐射防护最优化原则是指,在经济核技术可能的条件下,尽可能把工作人员核公众受照剂量控制在(可合理达到的尽可能低)的水平。P188

26、铀矿的总风量比有色和冶金系统矿山高(5-8)倍,以保证矿井具有足够的满足风质要求的风量。P189

27、未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高(30%)。P197

28、从经济、工艺简单、防氡效率等角度考虑,在巷道壁喷涂(混凝土水泥砂浆)降氡。迷惑项:沥青乳液、偏氯乙烯共聚乳液、水基环氧树脂和水基丙烯酸乳液。P218

29、一般情况下,铀矿冶工作人员有效剂量约束值连续5年的平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均)为(15)mSv/a。P222 30、纯化工序的冷却、锻烧过程中,主要危害是:(铀尘)。迷惑项:α、β、γ。P234

31、生产UF6得工业方法几乎都是用核纯级的UF4在高温下与(F2)发生作用而进行氟化。P262

32、UF6制备UO2过程中,引入氢气和水蒸气的混合气体,其中引入氢气的目的是:(制造还原气氛)。迷惑项之一:除氨。P266

33、从天然铀原料生产1吨风度为3%的浓缩铀,大约需要(4.3t)分离功。P267

34、元素或离子被萃取的能力以其分配比值来表征,分配比值的定义为:(在达到萃取平衡之后,某元素或离子在有机相中的浓度与其在水相中的浓度之比),P288。迷惑项如下:

A:某元素或离子在水相中的体积与其在有机相中的体积之比; B:某元素或离子在有机相中的体积与其在水相中的体积之比; C:某元素或离子在水相中的浓度与其在有机相中的浓度之比。

35、燃料剪切过程中,通过控制(剪切组件数量)来防止临界。P297

36、下列哪个属于放射性物质货包类型:(A型)。迷惑项:P型、M型。P310

37、按照GB18871规定,将放射工作场所分为:(控制区和监督区)。P274

38、目前工业最常用的α辐射源的放射性同位素是:(241Am)。P322

39、放射性碘的靶组织:(甲状腺)。P328 40、辐照装置的照射室一般都采用迷宫作为进出通道,迷宫建成(L)型。迷惑项:S型。P364

41、为控制活化空气以气态流出物方式排入环境,应该设置(安装过滤装置的通风系统)。迷惑项之一:循环设施。P336

42、环境监测包括(运行前的调查)和运行期间的监测。P336

43、辐照装置一般都设置在固定的地点和(辐照室内)进行辐照。P363

44、α废物是指半衰期大于30年的α核素的放射性比活度在单个包装中大于(4×106Bg/kg)的废物。P371

45、废物最小化的原则,是指放射性废物的(活度和体积)应保持在实际可行的最低限度。P371

46、发生放射性同位素丢失和被盗事件时,事故单位应当(保护好现场)。迷惑项:清理现场、封闭现场。P374

47、放射性废物是指由放射性物质或被放射性物质所污染、其(活度或活度浓度)大于规定的清洁解控水平。P379

48、放射性废物管理必须确保不给后代造成(不适当)的负担。迷惑项之一:严重的。P381

49、低、中放废物处置场要保证安全隔离(300年)。P397 50、硼硅酸盐玻璃固化分离出黄色第二相(黄相)。黄相中含有较多易溶的90Sr和137Cs,因此(降低固化产品的品质)。迷惑项:抗压强度降低、包容性减少。P401

51、放射性废物的特点:

52、核电厂区域调查范围半径大于(150km)。P442

53、核电厂周围应设置非居住区,其半径不得小于(500m)。P454

54、源项调查是(核电厂退役各个阶段都具有)的工作。迷惑项:退役前期特有。

55、HAF003的适用范围(核电厂和其他核设施)。P469

56、HAF003包括(10)个导则。P484

57、质量保证导则是(指导性)文件。迷惑项:强制性。P484

58、管理部门审查是指(单位的最高管理者组织的对本单位的质保大纲实施的状况和适用性的审查)。P501

59、样机鉴定试验应尽可能在受验证的特定设计特性的(最恶劣)设计工况下进行。P506

二、多选题61、62、63、64、65、66、67、68、69、70、原子核由(质子、中子)组成。

下列哪些能被热中子诱发裂变(233U、235U、238U、232Th、239Pu)

下列哪些堆不可以用天然铀或稍加浓铀做燃料?(压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆)P15 冷却剂回路的压力边界包括(压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器)。压水堆核电站的主要缺点(必须采用高压的压力容器、必须采用有一定富集度的核燃料、付出较高的燃料费用)。P17 重水堆核电站与轻水堆相比,其特点(中子经济性好,可采用天然铀作核燃料、节约天然铀、可不停堆换料、功率密度低、基建投资大)P24 高温气冷堆特点()。P27 下列哪些属于一回路辅助系统()。P39 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,同时考虑如下因素:P68 根据国际经验,国家核安全局在“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如下()。P83 对火灾防护的纵深防御概念包括三个层次()。P85 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制于监督管理方面的基本差别()。P91 系统安全分级和部件安全分级的关系()。P94 运行限制和条件可以分为以下几类(安全限制、安全系统整定值、正常运行的限制和条件、监督要求)。P116 在核动力厂运行寿期内,必须根据(经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更)对运行限制和条件进行复审。P118(迷惑项:核电厂累计发电量、投资回收情况)

借助下述自动功能()自动地保证反应堆堆芯安全限制要求得到满足。P128 核事故应急状态分为四级,即(应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急)。P169 71、72、73、74、75、76、77、78、79、80、81、82、83、84、85、86、87、88、89、90、91、92、93、94、95、96、97、氡累计测量的方法:(径迹蚀刻法、活性炭盒法、热释光法)。迷惑选项:裂变室法、电离法。P206 常规铀矿井降氡方法:(通风降氡、密闭氡源、控制入风污染、排除矿坑水、分区通风、正压通风、清除堆积的铀矿石)。P215 铀矿开采的工艺有:(地表堆浸、原地爆破浸出、原地浸出、地下堆浸)。迷惑项:常规开采。P241 地浸工艺过程对地下水的复原技术措施:(地下水清楚法、反渗透法、自然净化法、还原沉淀法)。迷惑项:激光法。P246 尾矿库关闭后,必须对尾矿堆进行稳定化处理,主要稳定化方法有:(物理稳定法、化学稳定法、植被稳定法、综合稳定法)。迷惑项:生物稳定法。P249 铀矿开采工业的职业病是:(矽肺、肺癌)

气体离心法和气体扩散法相比,其主要优点是:(比能耗低、单击浓缩系数大、技术发展潜力大)。P270 乏燃料贮存的密集化措施有:(将燃料组件在水下由单层改为双层排列;将组件拆卸成元件单棒排列;向水中加入可溶性中子毒物;水池或格架中设置固态中子毒物)。迷惑项:净化水质。P295 核材料的实物保护是指:(防止核材料的被盗和非法转移)。迷惑项:防止UF6泄露;防止核设施被破化。P304 应急的最优化原则是指:(形式、规模、持续时间)必须是最优化的。P300 辐射监测包括:P336 下列那些核素属于极毒性废物:(210Po、226Ra、239Pu)。迷惑项:14C、3H。P383

处置场覆盖层的主要功能:(防渗、防生物侵扰、辐射屏蔽、防水土流失、阻滞核素释出核减少蒸腾作用)。迷惑项:防地震。P398

废物接收必须满足经过审管部门批准的废物接受标准。发送处置废物必须提前递交废物处置申请单,其内容包括:(废物来源、废物货包体积和重量、放射性活度和主要核素、表面剂量率、货包编号、废物处理和准备说明、发送日期)。P398 加速器的感生放射性包括:(结构材料活化、空气活化、冷却水活化、土壤的活化)。P334

对放射性物质释放的环境影响评价包括:(确定源项、建立弥散模型所需的厂址环境参数、选择适当的弥散模型)。迷惑项:气象条件。P455 关于低、中放废物近地表处置场选址时,考虑场址所在地水文地质条件时应遵循的准则为:(地下水埋深较大、地下水流速低、流程厂、能限制放射性核素迁移)。迷惑项:地下水埋深浅、地下水流速高。P460 好场址标准:

为使监查活动有效实施,监查人员应具有足够的权力和组织独立性。监查小组:(对被监查的方面负有直接责任的人不得参与监查小组;对被监查的工作负有直接责任的人不得参与挑选监查小组人员的工作)。迷惑项:监查人员必须全部来自质保部门。P498

必须保证所确定的有关设计输入(核安全法规要求、设计基准、规范和标准)都正确的体现在技术文件中。P504

总结:

1、第一章(核反应堆工程):

单选题22道,多选题18道。总计58分,占41.42%;

2、第二章(铀(钍)矿与伴生放射性矿):

单选题7道,多选题6道。总计19分,占13.57%;

3、第三章(核燃料加工、处理与放射性物质运输): 单选题8道,多选题4道。总计16分,占11.43%;

4、第四章(核技术利用):

单选题9道,多选题1道。总计11分,占7.86%;

5、第五章(放射性废物管理和核设施退役): 单选题4道,多选题4道。总计12分,占8.57%;

6、第六章(核设施选址):

单选题2道,多选题3道。总计8分,占5.71%;

7、第七章(质量保证):

单选题5道,多选题2道。总计9分,占6.43%;

8、数字题21道,总计21分,占15%

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