题号范围 | 主题模块 | 知识提示 |
01–07 | 加速器、屏蔽与环境监测 | 快中子慢化、感生放射性、采样与本底调查 |
08–17 | 废物管理与污染防治 | 双轨监测、废液净化、废物分类与污染防治方针 |
18–30 | 监管体系、事故与应急管理 | 监督体系、辐射事故、应急状态与概率安全评价 |
31–46 | 应急防护、实物保护与运输安全 | 应急剂量、INES、实物保护、货包与运输 |
47–62 | 处置、临界安全与设备监管 | 深地质处置、乏燃料后处理、许可证与不符合项 |
63–81 | 核安全设备、运行与厂址安全 | 设备许可、役前检查、火灾防护、厂址与外部事件 |
阅读提示
原始资料属于考后回忆整理，存在个别题干缺失、选项不匹配、重复题或疑似识别误差。复习时建议结合现行法规、教材与正式题库核对。 |
01 | 加速器、屏蔽与环境监测 QUESTIONS 01–07·快中子慢化、感生放射性、采样与本底调查 |
01 | 中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。通常先用（ ）通过（ ）将快中子慢化到低能中子。
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02 | 加速器感生放射性是由中子引起的，感生放射性的辐射水平取决于（ ）等因素。
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03 | 在低能加速器上，感生放射性主要是通过（ ）反应引起的。
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04 | 环境辐射监测在测量或取样期间所作的现场（ ），通常可以提供判断取样或现场测量代表性的基础。
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05 | 有一些石料中，特别是（ ）色花岗石中天然放射性含量较高，应进行监测并限制其使用范围。
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06 | 土壤样品的采集针对分析目的，选定合适的采样方法。对于天然放射性水平调查，要取能代表土壤的样品，表层的浮土应（ ）。
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07 | 运行前环境本底调查大纲要点包括（ ）。
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02 | 废物管理与污染防治 QUESTIONS 08–17·双轨监测、废液净化、废物分类与污染防治方针 |
08 | 核设施辐射环境监测实行“双轨监测”，是由（ ）同时开展的监测。
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09 | 核电厂在运行期间，要对放射性废气和废液进行净化处理。对于放射性废液通过（ ）进行净化处理。
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10 | 核动力厂工艺废气主要组分是（ ）。
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11 | 中水平放射性废物需满足（ ）。
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12 | 下列选项中，符合《放射性废物分类》规定的放射性废物的是（ ）。
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13 | 放射性废物按放射性水平分为（ ）。
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14 | 《核安全法》规定：核设施营运单位、放射性废物处理处置单位应当对放射性废物进行（ ）处理、处置，确保永久安全。
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15 | 铀矿冶废水处理的物理方法有（ ）。
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16 | UF₆ 的三相点出现在（ ）MPa 和64.1℃。
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17 | 国家对放射性污染的防治，实行（ ）的方针。
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03 | 监管体系、事故与应急管理 QUESTIONS 18–30·监督体系、辐射事故、应急状态与概率安全评价 |
18 | 目前，国务院核安全监督管理部门共设置了（ ）个地区监督站。
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19 | 核动力厂为获得所必需的可靠性而必须采用多重性设计的那些安全功能或执行这些安全功能的系统均须由（ ）加以确认。
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20 | 铀富集厂的易裂变材料是单一的²³⁵U，其富集度范围从0.2%至90%。当富集度大于（ ）%时，就存在核临界安全问题。
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21 | 放射性同位素与射线装置台账、个人剂量档案和职业健康监护档案应当保存至年满（ ）岁或者停止辐射工作 （ ）年。
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22 | 《放射性物品运输安全管理条例》规定从事一类运输容器制造活动的单位，应当申请制造许可证。制造许可证有效期为（ ）年。
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23 | 下列属于Ⅰ类医用射线装置的是（ ）。
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24 | 关于Ⅰ类放射源定义正确的是（ ）。
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25 | 一般辐射事故是指（ ）类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。
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26 | 核事故应急演习按演习的性质分类分为（ ）。
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27 | 我国将核事故应急状态分为（ ）。
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28 | 核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向核动力厂主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入（ ）应急状态和采取应急防护措施的建议。
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29 | 应急行动水平就是用于（ ）核设施应急等级的预先确定的、可以观测的特定准则。
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30 | 概率安全评价（PSA）对始发事件一般可分为内部始发事件和危害（内部和外部的）两大类。（ ）可归入外部危害，但一般将它归为内部始发事件考虑。
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04 | 应急防护、实物保护与运输安全 QUESTIONS 31–46·应急剂量、INES、实物保护、货包与运输 |
31 | 除抢救生命、可能抢救生命、防止演变成灾难性状况、防止严重损伤及避免大的集体剂量等行动外，应急工作人员所受的剂量不得超过职业照射单一年份最大剂量限值（ ）mSv。
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32 | 按核与辐射事件分级表（INES），一般事件（2 级）是指在操作区域的辐射水平大于（ ）mSv/h。
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33 | （ ）是唯一可以完全避免因放射性释放而引起的各种照射的防护对策，条件是在释放发生之前实施。
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34 | 核设施（ ）前要进行一次综合演习或联合演习。
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35 | 核燃料循环设施根据（ ）进行分类。
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36 | 核设施的实物保护区域应划分为（ ），实行分区保护与管理。
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37 | 加速器厅、束流传输隧道的空气活化后，产生的感生放射性核素主要是⁴¹Ar、¹¹C、¹⁵O、¹⁶N，它们的半衰期为（ ）。
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38 | 实施一级实物保护的核设施包括堆芯热功率在（ ）MWth 以上的反应堆装置。
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39 | 根据核设施在遭到破坏后可能产生的放射性释放对公众和环境的危害程度；核设施中核材料的（ ）、核设施所处地理位置及具体情况等因素，将核设施分为三个实物保护级别。
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40 | 原则上，极低水平放射性废物对应的处置方式是（ ）。
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41 | 验证货包经受正常运输条件能力的试验包括；（ ）。
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42 | B 型货包通常用来装运辐射风险较高的放射性物品，如（ ）和部分放射性活度较高的IⅠ类放射源等。
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43 | 实践中，常见的一类放射性物品有（ ）。
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44 | 根据“安全第一，预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想，对核材料管制所采取的主要对策是（ ）。
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45 | 对于（ ）运输，由于除了放射性，其还具有毒性和强腐蚀性，我国一直以军运模式对其运输进行管理。
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46 | 我国对流出物中的非放污染物重视不够，特别是对核电厂的（ ）污染的防治与国际社会差距很大。
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05 | 处置、临界安全与设备监管 QUESTIONS 47–62·深地质处置、乏燃料后处理、许可证与不符合项 |
47 | 原则上，极低水平放射性废物对应的处置方式是（ ）。
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48 | 在INSAG-3 中，概率安全目标是“要求早期厂外应急响应的大规模放射性释放频率小于（ ）／堆年”。〔原稿标注：P171〕
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49 | 深地质处置是在几百米深的稳定地质层中，建立由工程屏障和天然屏障构成的多重屏障系统，将高放废物与人类生活环境安全隔离（ ）年以上。
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50 | 如果反应堆冷却剂中含有氧，则功率运行期间的主要辐射源是¹⁶N，它是在冷却剂流经堆芯时由（ ）中子与 ¹⁶O 相互作用而生成的。
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51 | 加速器的感生放射性是由（ ）引起的。
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52 | UF₆ 的三相点出现在（ ）MPa 和64.1℃。〔原稿标注：P292〕
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53 | 后处理厂的临界安全预防设计原则首选（ ）。
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54 | 与生产堆辐照燃料后处理相比，轻水堆乏燃料后处理在临界控制方面另有一些特点包括（ ）。
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55 | 核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲应包括（ ）等主要内容。
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56 | 中国核材料实物保护等级划分为（ ）级。
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57 | 国家对放射源和射线装置实行分类管理。根据放射源与射线装置对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低，将射线装置分为（ ）。
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58 | 核设施运行许可证有效期届满需要继续运行的，核设施营运单位应当于有效期届满前（ ）年，向国务院核安全监督管理部门提出延期申请。
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59 | 滨海核电厂基准水位是指保守估计的高或低的参考水位（分别用于洪水淹没或最低水位的评价)，可适当考虑（ ）等组成。
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60 | 《放射性物品运输安全管理条例》规定一类放射性物品的（ ）编制核与辐射安全分析报告书，报国务院核安全监管部门审查批准，并明确了起运前的审查批准和备案程序。
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61 | 2016 年国家核安全局发布了《民用核安全设备制造阶段不符合项监督管理要求（试行）》，明确了不符合项的分类及上报要求，将民用核安全设备制造阶段发现的不符合项分为（ ）。
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62 | 民用核安全设备无损检验单位应在无损检验活动开始（ ）日前，将项目质量保证分大纲和程序清单报国务院核安全监管部门备案。
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06 | 核安全设备、运行与厂址安全 QUESTIONS 63–81·设备许可、役前检查、火灾防护、厂址与外部事件 |
63 | 我国国内民用核安全设备单位许可证分为（ ）。
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64 | 核动力厂主变压器制造许可证申请单位应具有近（ ）年内核动力厂主变压器的供货业绩或正在执行核动力厂主变压器的供货合同，并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。
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65 | 国核安函[2008] 89 号文件对模拟件制作提出了详细要求：针对所申请的设备类别，已经通过省部级以上机构组织的样机鉴定，但近（ ）年内没有供货业绩的申请单位，在申请许可证时原则上应按规定进行模拟件的试制，除非申请单位证明其完成的样机鉴定过程和结果完全满足核安全法规、标准规范和技术文件的要求。
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66 | 《民用核安全设备监督管理条例》第二条规定，民用核安全设备目录由（ ）制定并发布。
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67 | 进口民用核安全设备到达口岸前，民用核设施营运单位应当向国务院核安全监管部门及其所属的检验机构报检，并提供（ ）材料。
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68 | 《民用核安全设备监督管理条例》首次明确对进口民用核安全设备实施（ ）检验，只有检验合格的，出入境检验机构方可作出商品检验合格的结论，以确保进口设备的质量。
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69 | 《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备相应技术水平和质量管理能力的单位，应在取得许可证后方可从事民用核安全设备的（ ）活动。
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70 | （ ）为在役检查的“起始零点”。
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71 | 核设施首次装投料前，核设施营运单位应当向国务院核安全监督管理部门提出运行申请，并提交（ ）材料。
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72 | 国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在设计阶段（建造许可证）的审查要点包括在（ ）有关运行管理的章节中，应提出场内应急计划的初步方案。
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73 | 调试试验程序和细则，在使用前应按要求由合格人员来审查其适用性。审查人员中必须有（ ）的代表。
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74 | 应采取措施防止火灾对停堆、排出余热、包容放射性物质所需的安全重要物项的影响，以便在火灾情况下，这些物项仍能执行其安全功能。这要求对安全系统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施，这种措施可通过（ ）来实现。
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75 | 在大破口失水事故中的（ ）阶段，堆芯是完全裸露的，燃料棒除了靠热辐射和不大的蒸汽自然对流外，没有别的冷却方式。
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76 | 对外部人为事件详细评价的基本要求包括如果某一有影响事件的发生概率值大于设计基准概率值，则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能够通过防御或缓解，以及是否能够采取相应的工程措施或管理措施可靠地予以限制。如果可行，则应对此有影响事件进行详细的（ ）评价，并将其作为（ ）中的假定始发事件；否则应排除该厂址。
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77 | 反应堆控制棒按其作用不同可分为（ ）。
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78 | 纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，所需实体屏障的数目取决于（ ）。
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79 | 作为降水的危险度指标，核电厂寿期内的（ ）小时期望极端值及其置信区间必须确定。
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80 | 核电厂厂址安全评价为了说明核电厂运行是否对环境造成了影响，应收集有关环境介质如土壤以及蔬菜和其他食品的（ ）的资料。
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81 | 核电厂设施和结构与地下材料的相互作用在结构和地下材料中都引起应力。剖面可以用来描述地下岩土材料的（ ）。
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