出自:核安全工程师

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
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
为保证核动力厂运行符合设计要求，（）必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。
A:营运单位
B:核动力厂主管部门
C:核动力厂设计单位
D:国家核安全监管部门
核燃料加工、处理设施为了减少UF6化学危害对于环境的影响，对于工艺尾气进行（）处理，并对处理过程产生的含氟废液进行处理，使气态和液体排出流符合国家排放标准规定的要求。
A:过滤
B:吸附
C:净化
D:回收
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
白血病是（）效应。
A:躯体
B:确定性
C:随机性
D:遗传
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
为了确认核动力厂的防火满足了要求，应进行火灾危害性分析。火灾危害性分析主要包括下述方面：（）。
A:确定核动力厂的安全重要物项
B:确定防火区内可燃物的贮量、火灾特征和火灾后果
C:确定防火屏障所需的耐火极限
D:确定防火区或防火小区内所需的火灾探测和灭火手段
E:确定需补充或附加的防火措施
F:确定满足了保证停堆、排出余热和包容放射性物质基本安全功能的防火要求
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
在核动力厂运行寿期内，在（）时，必须对运行限值和条件进行修改。
A:核动力厂的变更
B:技术和安全的发展
C:经验的积累
D:营运单位认为必要并经国务院核安全监管部门批准
E:国务院核安全监管部门提出要求
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
核动力厂辐射防护目标不徘除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放；但是，此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合（）。
A:法律法规要求
B:国家规定
C:辐射防护标准
D:运行限值
E:定量安全目标
《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
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
对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。
A:稀有事故
B:超设计基准事故
C:熔堆事故
D:未能紧急停堆的预计瞬态
核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲基本要求是（）。
A:所有核燃料加工、处理设施在建造、运行和退役期间，都要制订一个完善的辐射防护大纲
B:核燃料加工、处理设施的辐射防护要遵循辐射防护实践的正当化、辐射防护的最优化和个人剂量限值这三项基本原则
C:核燃料加工、处理设施在正常运行、检修、以及可能发生的事故期间，要采取合理、有效的辐射防护措施，以保证工作人员所受到的剂量照射低于规定的剂量限值
D:要对设施所产生的放射性废气、废液和固体废物进行有效的处理，以确保公众所受的辐照剂量达到规定的要求
E:要建立辐射防护组织机构，对设施的设计、建造、运行和退役期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理
下列关于铀矿地质勘探、开采和加工工业环节特点说法正确的有（）。
A:是从事天然放射性物质的开放性作业
B:工作环境条件差
C:从业人员多
D:生产自动化水平较低
E:是核燃料循环系统中辐射危害大、剂量高和安全事故多工业环节
F:放射性物质向环境释放
G:对环境潜在危害大
H:环境公众受照剂量高
核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行包括（）过程中所遇到的经常性或定期出现的工况。
A:启动
B:调试
C:功率运行
D:换料
E:维护和维修
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（）（平均每个货包）的放射性废物。
A:4×105Bq/kg
B:4×106Bq/kg
C:4×107Bq/kg
D:4×108Bq/kg
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
通常称中子吸收体为控制元件。控制元件的总反应性应当（）。
A:大于（后备）剩余反应性与停堆余量之和
B:等于（后备）剩余反应性与停堆余量之和
C:大于负反应性与（后备）剩余反应性之和
D:等于负反应性与（后备）剩余反应性之和
在核动力厂设计中必须考虑发生共因故障的可能性，并尽实际可能采取适当的措施，如应用（），使共因故障的影响降低到最小程度。
A:单一故障准则
B:故障安全设计
C:多重性
D:多样性
E:独立性
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
核动力厂设计安全评价必须基于（）。
A:安全分析得到的数据
B:以往的运行经验
C:支持性研究的成果
D:经验证的工程实践
E:总的设计基准
（）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
根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102），可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为（）。
A:正常运行
B:预计运行事件
C:设计基准事故
D:严重事故
E:极限事故
涉及放射性的人类活动被划分为（）。
A:照射
B:实践
C:干预
D:防护
E:屏蔽
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
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
《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
首页 <上一页 26 27 28 29 30 下一页> 尾页