注册核安全工程师执业资格 练习卷

1核电厂运行人员发现控制室气载放射性碘浓度监测仪读数缓慢上升但尚未触发报警，此时应首先执行的行动是

1. A. 按运行规程核实通风系统运行状态并确认监测仪是否需校准
2. B. 立即启动应急组织并按应急预案疏散非应急人员
3. C. 关闭控制室送风以减少放射性物质进入室内
4. D. 等待读数达到报警阈值后再按报警响应程序处理

2某核技术利用单位的X射线探伤机在作业期间，控制区边界巡测发现剂量率略高于管理限值，正确的下一步操作是

1. A. 继续作业并加密巡测频率，待作业结束后统一评价
2. B. 立即停止作业，查明原因并调整边界或屏蔽后再恢复
3. C. 将管理限值临时上调至实测值以匹配现场实际条件
4. D. 要求探伤人员缩短单次曝光时间以减少个人累积剂量

3在核设施辐射分区中，将区域划分为监督区与非监督区的主要依据是

1. A. 区域内地表污染水平是否超过本底调查平均值
2. B. 是否需要采取专门防护手段和安全措施来限制职业照射
3. C. 区域内是否存放有密封放射源或射线装置
4. D. 人员进入该区域是否需要佩戴个人剂量计

4关于核设施退役中放射性废物最小化的要求，正确的做法是

1. A. 将极低放废物与中放废物合并包装以减少包装容器数量
2. B. 在切割解体前对部件进行去污以降低废物放射性水平
3. C. 把可再利用的金属设备直接作为普通废物送城市垃圾场
4. D. 退役废物暂存库按废物产生顺序分区而不按活度分类

5某核技术利用单位准备将一台含钴-60的辐照装置退役，正确的首要步骤是

1. A. 直接拆解装置并送交有资质单位处置放射源
2. B. 编制退役方案并报审管部门批准后实施
3. C. 先将放射源转移至暂存库再开展现场去污
4. D. 委托监测单位对装置周边进行环境本底调查

6某单位在野外使用移动式工业γ探伤机作业，为控制边界剂量率，正确的做法是

1. A. 利用地形和距离设置控制区并设专人警戒
2. B. 在探伤机周围堆放沙袋以吸收散射辐射
3. C. 将探伤机朝向地面以减少水平方向辐射
4. D. 缩短曝光时间并增加作业频次以降低边界剂量率

7某核电厂运行人员进入反应堆厂房前需通过个人剂量计读取累积剂量，该剂量计佩戴位置应选择在

1. A. 铅围裙内侧左胸处
2. B. 铅围裙外侧左胸处
3. C. 铅围裙内侧腹部处
4. D. 铅围裙外侧腹部处

8某核电厂在进行放射性废液排放前，监测发现排放口附近海域的放射性浓度略高于本底水平，正确的下一步操作是

1. A. 立即停止排放并查明原因
2. B. 继续排放但加密监测频率
3. C. 降低排放速率后继续排放
4. D. 等待本底浓度下降后再排放

9某核技术利用单位的放射源暂存库需要定期进行安全检查，检查内容中属于辐射防护关键项的是

1. A. 源容器表面剂量率和泄漏擦拭
2. B. 暂存库门锁的防盗性能
3. C. 库房内温湿度记录
4. D. 出入库登记台账完整性

10某单位使用X射线探伤装置，工作人员在控制区边界处测得剂量率为2.5μSv/h，而管理限值为2.5μSv/h，此时应

1. A. 扩大控制区边界直至剂量率低于限值
2. B. 维持边界不变加强个人防护
3. C. 缩短作业时间以控制累积剂量
4. D. 提高探伤管电压以缩短曝光时间

11某核技术利用单位发生放射源丢失事件后，单位应当立即向当地生态环境部门报告，同时还应报告的单位是

1. A. 当地公安部门
2. B. 当地卫生部门
3. C. 当地应急管理部门
4. D. 当地市场监管部门

12核电厂运行期间，反应堆厂房内某区域剂量率突然升高，工作人员首先应

1. A. 撤离该区域并报告辐射防护人员
2. B. 原地等待剂量率恢复正常
3. C. 佩戴更厚屏蔽后继续工作
4. D. 加大通风降低剂量率

13某核电厂辐射防护人员在控制区入口发现个人剂量计读数异常升高但本人无任何不适，按辐射防护程序应首先采取的措施是

1. A. 立即更换一台新的剂量计并继续作业
2. B. 记录读数后按原计划完成当班工作
3. C. 撤离该人员并对其剂量计进行核查
4. D. 通知本人减少停留时间后继续作业

14核电厂运行期间对反应堆厂房内某区域进行维修作业，作业前辐射防护人员确认该区域存在空气放射性污染风险，此时最应优先落实的防护措施是

1. A. 为作业人员佩戴防尘口罩并开启通风
2. B. 为作业人员配发便携式剂量率仪监测
3. C. 划定污染区边界并设置实体屏障和标识
4. D. 要求作业人员缩短单次作业停留时间

15核电厂工作人员在控制区作业时，个人剂量计的佩戴方式正确的是

1. A. 剂量计佩戴在铅围裙内侧胸部位置
2. B. 剂量计佩戴在铅围裙外侧胸部位置
3. C. 剂量计放在工作服口袋内随意位置
4. D. 剂量计佩戴在手腕处以方便读数

16核电厂在正常运行工况下对厂区周围环境进行辐射监测，下列监测内容中属于流出物监测的是

1. A. 厂区外围土壤中放射性核素含量
2. B. 烟囱排放气体中放射性核素浓度
3. C. 厂界外居民点环境伽马剂量率
4. D. 厂区周边地下水中的氚浓度

17核电厂对放射性液体流出物进行排放管理时，控制排放量的关键依据是

1. A. 排放口下游最近取水口的流量
2. B. 排放液中放射性核素浓度和排放总量
3. C. 排放管道的耐腐蚀和密封性能
4. D. 排放时段厂区主导风向和风速

18核电厂在维修作业中使用便携式X射线探伤装置，作业前划定控制区边界的主要依据是

1. A. 探伤装置的最大管电压和管电流
2. B. 作业现场周围墙体厚度和材质
3. C. 探伤装置出厂日期和累计使用时间
4. D. 作业人员数量及作业持续时间

19在核技术利用单位开展γ射线探伤作业时，辐射工作人员佩戴的个人剂量计应当

1. A. 佩戴在铅围裙外侧左胸前位置
2. B. 佩戴在铅围裙内侧左胸前位置
3. C. 佩戴在手腕处便于读数
4. D. 与报警仪一同挂在腰间

20核电厂安全分析报告中关于单一故障准则的应用，下列理解正确的是

1. A. 单一故障叠加地震时仍须满足安全功能
2. B. 单一故障准则要求同时假设两个独立故障
3. C. 单一故障准则仅适用于非安全相关系统
4. D. 单一故障发生后允许安全功能部分丧失

21关于核电厂安全壳喷淋系统在LOCA事故后的作用，下列描述正确的是

1. A. 降低安全壳内压力和去除空气中放射性碘
2. B. 向堆芯注入硼水实现紧急停堆
3. C. 为蒸汽发生器提供辅助给水
4. D. 排出安全壳内氢气防止爆炸

22核电厂运行技术规格书中对安全限值的定义，下列理解正确的是

1. A. 安全限值是过程参数必须遵守的限值
2. B. 安全限值等同于报警设定值
3. C. 安全限值由运行人员根据工况调整
4. D. 安全限值仅适用于设计基准事故工况

23某核技术利用单位使用一台含钴-60的工业辐照装置，运行中放射源从照射位置无法回落到屏蔽位置，此时值班人员首先应采取的措施是

1. A. 按下紧急停机按钮并确认源是否回到屏蔽位
2. B. 直接进入辐照室手动摇动源回位手柄
3. C. 关闭通风系统等待源自然回落
4. D. 通知维修人员带电检修源驱动机构

24某单位准备将一枚废旧镅-241中子源送交放射性废物库贮存，包装前需要确认的关键项目是

1. A. 源项活度、表面污染与包装屏蔽完整性
2. B. 源的外壳颜色与出厂年份标签
3. C. 运输车辆的载重吨位与车牌号
4. D. 操作人员的工龄与培训证书编号

25某核电厂运行人员发现安全壳内大气放射性监测通道持续高报警，但就地取样测量结果正常，正确的下一步处置是

1. A. 按程序对监测通道进行校验并排查取样管路
2. B. 立即宣布应急并向场外报告放射性释放
3. C. 关闭该监测通道以避免误报警
4. D. 直接提高报警阈值使显示恢复正常

26某核技术利用单位使用Ⅱ类放射源进行移动探伤作业，作业前应当将作业计划向哪个部门备案后方可实施

1. A. 所在地县级生态环境部门
2. B. 所在地省级生态环境部门
3. C. 所在地公安部门
4. D. 国家生态环境主管部门

27某核电厂运行期间，一回路冷却剂中放射性核素浓度异常升高，运行人员应首先实施的操作是

1. A. 立即提升净化系统流量以降低浓度
2. B. 确认取样代表性并排查是否存在燃料包壳破损
3. C. 直接向环境排放部分冷却剂降压
4. D. 提高安全壳喷淋系统投入频率

28辐射防护中，用于限制公众成员受照的剂量约束值通常由谁确定

1. A. 由营运单位根据最优化自行确定
2. B. 由审管部门在许可证条件中规定
3. C. 由国际组织直接强制规定
4. D. 由辐射防护负责人现场决定

29某工作人员在控制区作业时发现个人剂量计读数异常偏高，正确的做法是

1. A. 继续作业并记录读数以便后续分析
2. B. 立即停止作业并报告辐射防护负责人
3. C. 自行调整剂量计位置后继续作业
4. D. 将剂量计留在控制区自行离开

30某单位使用X射线探伤机在野外作业，为防止误照射，作业时应当优先采取的措施是

1. A. 划定控制区并设置警示标志和专人警戒
2. B. 缩短每次曝光时间以降低剂量
3. C. 增加操作人员数量轮流作业
4. D. 将探伤机移至距人员更近处提高效率

31在核技术利用单位中，使用非密封放射性物质的操作场所按辐射工作场所分类，下列场所中通常应划为乙级工作场所的是

1. A. 操作活度较小的放射性同位素实验室
2. B. 生产放射性药物的加速器大厅
3. C. 存放少量放射性标准源的储藏间
4. D. 医院核医学科的高活度治疗病房

32某核电厂在进行放射性废液排放前的监测中，发现排放管线取样测量结果超过管理限值，运行人员正确的下一步操作是

1. A. 停止排放并将废液返回储存罐重新处理
2. B. 稀释后继续按原速率排放
3. C. 降低排放速率后继续排放并加密取样
4. D. 记录超标数据后按原计划完成本次排放

33某核技术利用单位的γ辐照装置在运行中发生源架未能正常降回贮存位置，操作人员按照应急预案实施的正确处置顺序是

1. A. 确认人员全部撤离后启动应急降源并报告
2. B. 先进入辐照室手动摇降源架再撤离人员
3. C. 切断总电源后等待维修人员到场处理
4. D. 关闭防护门后继续运行直至辐照结束

34核电厂在编制辐射防护大纲时，关于职业照射剂量约束值的设定，下列做法正确的是

1. A. 剂量约束值应低于法规规定的剂量限值
2. B. 剂量约束值应等于法规规定的剂量限值
3. C. 剂量约束值可根据机组功率自行上调
4. D. 剂量约束值仅对承包商人员适用

35根据核安全法规对核设施营运单位应急准备的要求，营运单位在核设施首次装料前应完成的应急准备工作是

1. A. 制定应急预案并组织一次综合应急演习
2. B. 完成应急预案编制但无需演习
3. C. 仅制定场内应急预案即可
4. D. 由地方政府代为制定应急预案

36某核电厂运行人员在巡检时发现反应堆厂房内某区域剂量率异常升高，按照辐射防护最优化原则，下列处置顺序中正确的是

1. A. 立即撤离该区域人员并报告，随后进行剂量评估与原因调查
2. B. 先完成既定巡检路线剩余点位，再统一上报异常剂量率数据
3. C. 先通知运行值班室调整系统运行参数，再进入该区域核实读数
4. D. 先佩戴个人剂量计进入该区域复测，确认异常后再启动报告程序

37某单位使用X射线探伤机开展现场检测，作业前划定控制区与监督区时，正确做法是

1. A. 根据剂量率实测结果动态调整边界并设置警示标志
2. B. 按设备额定电压固定划分边界且作业中不再变更
3. C. 以探伤机为中心按固定半径划定边界并只设一次标志
4. D. 按作业人员数量确定边界范围并安排专人巡回提醒

38某核燃料循环设施进行临界安全操作时，采用几何控制原则的主要含义是

1. A. 通过限制设备或容器的几何尺寸使系统无法达到临界
2. B. 通过增加中子吸收材料来降低中子通量密度
3. C. 通过控制操作人员数量减少人为误操作概率
4. D. 通过提高溶液浓度来缩短工艺停留时间

39某放射治疗单位使用医用电子直线加速器，治疗室内设置固定式剂量监测报警装置的主要目的是

1. A. 监测治疗室内剂量率并在异常时联锁或报警
2. B. 测量患者体表吸收剂量用于治疗计划验证
3. C. 替代治疗室入口的个人剂量计读数
4. D. 记录加速器输出剂量用于设备质控

40某核技术利用单位申请辐射安全许可证时，生态环境部门审查的重点内容之一是

1. A. 辐射防护设施、管理制度和人员能力的匹配性
2. B. 单位注册资本和办公场所租赁合同期限
3. C. 产品广告方案和市场销售渠道
4. D. 法定代表人个人征信和纳税记录

41核电厂运行期间，辐射防护人员监测到反应堆厂房内某区域剂量率异常升高，经排查确认为一回路冷却剂通过阀门填料函发生微量泄漏，此时应优先对该区域采取的处置措施是

1. A. 将该区域划为临时控制区并实施出入管制
2. B. 开启厂房通风系统加大换气次数降低空气浓度
3. C. 通知运行人员立即提升一回路净化系统流量
4. D. 对泄漏阀门进行带压紧固以消除泄漏点

42某核技术利用单位拟将一枚闲置的Ⅲ类放射源送交放射性废物集中贮存单位收贮，在办理相关手续前，该单位首先应当完成的工作是

1. A. 对放射源进行整备包装并加贴放射性标志
2. B. 委托有资质的单位对放射源进行泄漏检验
3. C. 向原发证机关申请办理放射源转让审批手续
4. D. 编制放射源运输说明书并报公安部门备案

43某核电厂大修期间，维修人员在反应堆厂房内作业时个人剂量计读数达到当日管理限值的80%，按照辐射防护最优化原则，辐射防护人员此时最适宜采取的措施是

1. A. 立即要求该人员撤离厂房并更替其他人员作业
2. B. 评估剩余作业剂量需求并调整作业时间或屏蔽
3. C. 为该人员更换更高量程的剂量计继续作业
4. D. 记录该人员累积剂量并在下次作业时扣减时间

44根据核安全法规，核设施营运单位应当对操纵员进行再培训与再考核，关于再培训周期的要求是

1. A. 每年至少进行一次再培训并考核合格
2. B. 每两年至少进行一次再培训并考核合格
3. C. 每三年至少进行一次再培训并考核合格
4. D. 每五年至少进行一次再培训并考核合格

45关于核电厂安全壳的完整性试验，下列描述中属于安全壳整体泄漏率试验目的的是

1. A. 验证安全壳隔离阀在事故工况下的动作时间
2. B. 测定安全壳在设计基准事故压力下的整体密封性能
3. C. 检查安全壳贯穿件在正常运行压力下的疲劳强度
4. D. 评估安全壳预应力钢束在长期运行后的应力松弛

46根据放射性废物管理要求，对核技术利用单位产生的低水平放射性固体废物进行预处理时，以下做法中符合分类收集原则的是

1. A. 将可燃废物和不可燃废物混合装入同一钢桶以减少容器数量
2. B. 按废物核素半衰期长短分别收集并选用不同处置路线
3. C. 将含长寿命核素的废物与短寿命废物合并后统一贮存
4. D. 把固体废物与废液混合后装入同一容器进行固化处理

47某核技术利用单位在γ射线探伤作业中，源从屏蔽容器导出后因导源管脱落导致源留置于现场地面，工作人员首先应采取的处置措施是

1. A. 用长柄工具迅速将源夹回屏蔽容器并锁紧
2. B. 立即划定警戒区并报告辐射安全负责人和生态环境部门
3. C. 关闭探伤机电源后离开现场等待厂家维修人员
4. D. 用铅板覆盖源体以降低周围剂量率

48关于核设施退役过程中放射性废物最小化的做法，下列哪项符合废物最小化原则

1. A. 将低放废物与极低放废物混合后统一装入同一容器
2. B. 对可解控的金属部件去污后经检测达标再作普通废物处理
3. C. 将废树脂直接水泥固化以缩短处理流程
4. D. 把退役产生的废液直接排入厂区雨水管网

49某核技术利用单位的放射源暂存库需要设置安全防范设施，下列哪项措施属于防止未经授权人员接触放射源的核心措施

1. A. 在库房外设置视频监控并保存录像30天
2. B. 对库房门实行双人双锁管理并设置入侵报警
3. C. 在库房内安装温湿度监测仪记录环境参数
4. D. 在库房门口张贴电离辐射警告标志

50在核电厂反应堆厂房内进行辐射水平调查时，若某工作点γ剂量率仪读数为25 μSv/h，按照辐射防护最优化原则，下列处置方式中最恰当的是

1. A. 直接将该点标记为高辐射区并禁止任何人员靠近
2. B. 在满足作业需求前提下采取缩短停留时间并增加临时屏蔽的措施
3. C. 要求作业人员佩戴铅围裙后按原计划继续作业
4. D. 将该点辐射水平记录后无需采取额外措施

51某核技术利用单位拟新增一台工业探伤用X射线机，在向生态环境部门申请辐射安全许可证前，应当先完成的环境影响评价文件类别是

1. A. 环境影响报告书
2. B. 环境影响报告表
3. C. 环境影响登记表
4. D. 环境影响评价豁免

52某核电厂换料大修期间，检修人员需进入反应堆厂房内进行阀门检修，辐射防护人员给出的正确进入条件是

1. A. 佩戴个人剂量计并携带便携式剂量率仪即可进入
2. B. 办理辐射工作许可证并经剂量评估后按批准时间进入
3. C. 由检修负责人口头同意后结伴进入
4. D. 穿戴防护服后凭经验判断停留时间进入

53某核电厂在装料前对反应堆压力容器进行在役检查，发现某焊缝存在超标缺陷，正确的处理流程是

1. A. 直接打磨消除缺陷后继续装料
2. B. 按缺陷评定程序评价后由授权机构审查处理方案
3. C. 记录缺陷后待下次大修再处理
4. D. 提高该区域辐射监测频次后继续装料

54某核电厂在应急计划中规定，当反应堆厂房内发生放射性物质大量释放时，应急响应人员进入该区域执行任务前必须确认的防护条件是

1. A. 佩戴普通口罩并穿工作服
2. B. 佩戴自给式呼吸器并穿气密性防护服
3. C. 佩戴防尘口罩并穿棉质工作服
4. D. 佩戴医用外科口罩并穿一次性隔离衣

55某核电厂在对安全壳进行泄漏率试验时，试验压力和时间等参数应依据的文件是

1. A. 运行规程中规定的试验大纲
2. B. 设备供应商的推荐值
3. C. 以往大修的经验数据
4. D. 现场操作人员的判断

56核技术利用单位在办理辐射安全许可证时，下列哪类活动不需要重新申请许可证

1. A. 改变辐射工作场所的等级
2. B. 增加使用非密封放射性物质
3. C. 更换同型号的X射线探伤机
4. D. 扩大辐射工作场所的使用范围

57在非密封放射性物质操作中，使用通风柜的主要目的是

1. A. 防止放射性物质扩散到工作场所
2. B. 降低操作人员外照射剂量
3. C. 维持操作间正压环境
4. D. 过滤放射性废气中的短寿命核素

58核电厂个人剂量监测中，用于估算中子照射所致剂量的剂量计是

1. A. 热释光剂量计
2. B. 径迹蚀刻剂量计
3. C. 光致发光剂量计
4. D. 胶片剂量计

59某核电厂应急计划区中，烟羽应急计划区的主要作用是

1. A. 应对放射性烟羽照射的防护行动
2. B. 应对食入途径的长期照射
3. C. 应对事故后恢复期的去污
4. D. 应对工作人员的职业照射

60某核电厂在换料大修后首次临界前，必须完成的辐射防护相关检查是

1. A. 安全壳泄漏率试验
2. B. 一回路水化学取样
3. C. 个人剂量计校准
4. D. 应急柴油机启动试验

61在核技术利用单位的γ射线探伤作业中，划定控制区与监督区边界时，应依据的剂量率判据是

1. A. 控制区边界剂量率应使人员年受照不超过管理限值的3/10，监督区不超过1/10
2. B. 控制区边界剂量率应使人员年受照不超过管理限值的1/10，监督区不超过3/10
3. C. 控制区边界剂量率应使人员年受照不超过管理限值的1/2，监督区不超过1/4
4. D. 控制区边界剂量率应使人员年受照不超过管理限值的1/4，监督区不超过1/8

62关于核设施退役过程中放射性废物最小化的做法，正确的是

1. A. 对可解控的物料进行清洁解控后作为普通废物处理
2. B. 将所有退役废物统一按高放废物包装贮存
3. C. 把低放废物与中放废物混合后按中放废物处置
4. D. 对污染金属直接熔炼后无限制再利用

63核电厂应急计划中，应急行动水平与应急状态分级的关系是

1. A. 应急行动水平是判断进入某一应急状态的预设条件或阈值
2. B. 应急行动水平是应急状态分级后发布的公众防护行动
3. C. 应急行动水平是应急组织启动响应的最低人员配置
4. D. 应急行动水平是应急演习中必须达到的考核指标

64对放射性物质运输货包进行表面污染检查时，非固定污染限值应依据的是

1. A. 货包表面污染限值按运输指数和核素类别分别规定
2. B. 所有货包表面污染限值统一为4Bq/cm²
3. C. 表面污染限值仅适用于裂变材料货包
4. D. 表面污染限值由托运人自行确定并记录

65某核电厂辐射防护人员在反应堆厂房内进行定期巡检时，个人剂量计读数突然快速上升，此时最优先的处置措施是

1. A. 立即按预定撤离路线撤出并报告辐射防护负责人
2. B. 原地停留观察读数变化以判断是否为仪表故障
3. C. 关闭剂量计报警后继续完成巡检任务
4. D. 前往最近的自救点取用备用剂量计比对

66核电厂运行人员在执行安全重要物项维修后恢复系统时，对维修活动质量有怀疑且该物项不可直接检查，正确的处理方式是

1. A. 按不符合项处理并进行必要的再验证或扩大检查
2. B. 由维修班组自行确认后直接恢复系统运行
3. C. 记录疑虑并安排在下次大修时统一复查
4. D. 降低该物项安全分级后按常规物项恢复

67核电厂在换料大修期间需要进入反应堆厂房某些区域作业，辐射防护人员制定进入控制方案时，对高辐射区域应优先采用的控制手段是

1. A. 缩短停留时间并设置临时屏蔽与远程操作
2. B. 增加作业人数以加快完成任务缩短工期
3. C. 提高个人剂量计报警阈值以减少报警干扰
4. D. 安排人员在低剂量时段集中连续完成作业

68核电厂安全分析报告中确定的运行限值和条件，在机组运行期间对操纵员的作用是

1. A. 作为运行控制边界，接近限值时须按规定采取行动
2. B. 作为参考建议，操纵员可依经验灵活调整
3. C. 仅在换料大修后重新启动时才需遵守
4. D. 用于事故工况下判断是否停堆的唯一依据

69核技术利用单位辐射工作人员的职业健康监护中，对上岗前体检的目的表述准确的是

1. A. 判定其是否适合从事放射性工作并建立健康本底
2. B. 筛查其是否患有任何可能影响工作的慢性疾病
3. C. 替代个人剂量监测作为受照剂量的评价依据
4. D. 确定其今后可接受的年有效剂量具体数值

70辐射防护中区分实践与干预两类活动的关键判据是

1. A. 引入新辐射源还是降低已有照射水平
2. B. 受照人员是职业人员还是公众成员
3. C. 剂量水平是高于还是低于本底水平
4. D. 活动发生在核设施内还是设施外

71核电厂运行人员发现控制室区域γ剂量率仪读数突然升高但无报警，按辐射防护监测异常处置要求，下一步应优先采取的行动是

1. A. 用便携式仪表到现场复核并查明原因
2. B. 直接按报警响应程序启动全场应急
3. C. 记录读数后继续观察等待自动恢复
4. D. 关闭该监测仪避免误触发联锁

72某核电厂换料大修期间，辐射工作许可证上标注的工作条件发生变化，作业负责人正确的做法是

1. A. 暂停作业并重新申请变更许可证
2. B. 由作业人员口头确认后继续作业
3. C. 在许可证上手写修改后继续作业
4. D. 由值班安全员电话同意后继续作业

73某核技术利用单位使用Ⅱ类射线装置，其辐射安全许可证有效期届满需要延续，应当在有效期届满前多长时间向原发证机关提出延续申请

1. A. 30日
2. B. 60日
3. C. 90日
4. D. 180日

74放射性同位素与射线装置安全和防护条例中，对生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位实行的是

1. A. 许可证制度
2. B. 备案登记制度
3. C. 目录清单制度
4. D. 自愿认证制度

75在核设施退役阶段，对可能残留放射性的系统进行切割作业前，辐射防护人员应首先完成的工作是

1. A. 对作业部位进行源项调查与剂量率测量
2. B. 直接按常规检修办理工作票
3. C. 先切割取样后再补做辐射监测
4. D. 仅依据历史运行记录确定作业方式

76核电厂辐射防护大纲中，关于辐射工作场所分区管理，下列做法符合要求的有（多选）

1. A. 控制区入口设置更衣和剂量监测措施
2. B. 监督区边界设置警示标识和出入管理
3. C. 控制区内作业必须持有辐射工作许可证
4. D. 监督区人员进入控制区无需再办理许可
5. E. 控制区与监督区之间可共用同一更衣室

77关于辐射防护三原则中实践正当性，下列理解正确的是

1. A. 引入辐射实践带来的净利益应大于其所致辐射危害
2. B. 只要个人剂量低于限值该实践即可判定为正当
3. C. 经审管部门许可的实践自动满足正当性要求
4. D. 正当性判断仅需在实践运行阶段定期复核一次

78某核电厂一回路冷却剂中碘-131活度浓度异常升高，运行人员首先应重点核查的参数是

1. A. 一回路与二回路之间的压差及蒸汽发生器排污放射性
2. B. 汽轮机厂房通风系统的过滤器压差读数
3. C. 柴油发电机厂房内固定式剂量率监测仪数据
4. D. 辅助给水泵出口流量与除盐水箱液位变化

79放射性同位素生产设施中，操作人员手部可能受到较高β辐射，此时个人剂量监测的正确配置是

1. A. 佩戴指环剂量计并配合全身剂量计进行监测
2. B. 仅佩戴全身剂量计即可满足四肢剂量评价
3. C. 用手腕剂量计替代指环剂量计进行监测
4. D. 以区域剂量率巡测结果代替个人剂量监测

80某核技术利用单位新增一台工业探伤装置，在投入使用前应当完成的关键手续是

1. A. 取得辐射安全许可证并完成环境影响评价审批
2. B. 仅需在单位内部进行安全评估后即可使用
3. C. 向设备供应商备案后由厂家代为申报使用
4. D. 取得营业执照后即可投入探伤作业使用

81核电厂运行期间对安全重要物项进行定期试验，其主要目的是

1. A. 验证安全功能在需要时能够按设计要求可靠执行
2. B. 提高机组发电功率以补偿试验期间的出力损失
3. C. 满足设备供应商对备品备件更换周期的要求
4. D. 减少运行人员日常巡检工作量以优化人力配置

82核电厂运行期间，辐射防护人员在反应堆厂房内某区域测得剂量率偏高，拟设置临时控制区，按辐射防护最优化的要求，最应先完成的工作是

1. A. 划定边界并悬挂电离辐射警告标志后即可开始作业
2. B. 评估该区域预期剂量水平并据此确定分区类别与进入控制措施
3. C. 直接发放个人剂量计并要求作业人员缩短停留时间
4. D. 在区域入口张贴当班班次与负责人姓名便于追溯

83在核电厂辐射工作许可证制度中，某作业组已办理辐射工作许可证但实际作业条件发生变更，按程序要求，作业负责人应当

1. A. 在作业现场口头告知辐射防护人员后继续作业
2. B. 暂停作业并重新申请或变更辐射工作许可证
3. C. 在许可证背面手写变更内容并签名确认
4. D. 由辐射防护人员现场确认后继续原许可证作业

84核电厂应急计划中，确定应急防护行动干预水平时，对隐蔽这一防护措施通常主要考虑避免的照射途径是

1. A. 来自烟羽的吸入内照射与地面沉积外照射
2. B. 来自饮用水的食入内照射
3. C. 来自受污染土壤的长期再悬浮吸入
4. D. 来自受污染农产品的食入内照射

85按核安全法规对核设施营运单位质量保证的要求，对物项采购活动的质量控制应重点保证的是

1. A. 采购价格在预算范围内且供货周期满足进度
2. B. 所购物项满足规定的技术要求且供方具备相应能力
3. C. 采购合同经法律部门审核且条款无歧义
4. D. 所购物项到场后由使用部门自行验收即可

86某单位在放射性工作场所使用非密封源操作，按辐射防护要求，控制区内人员体表污染监测的频次应根据

1. A. 操作放射性核素的毒性分组与操作量确定
2. B. 当月个人剂量计累计读数确定
3. C. 该场所通风系统的换气次数确定
4. D. 该场所地面装修材料的类型确定

87在核电厂辐射监测中，用于连续监测工作场所γ剂量率并在超过设定阈值时发出报警的设备，其报警阈值设定应依据

1. A. 该区域辐射分区类别与人员停留时间等运行条件
2. B. 设备出厂时厂家给出的默认报警数值
3. C. 同类核电厂该设备的通用设置数值
4. D. 运行值长当班时的经验判断数值

88在核技术利用单位的辐射工作场所分区管理中，将某个区域划为监督区的判定依据是

1. A. 该区域年有效剂量可能超过5mSv但不超过15mSv
2. B. 该区域年有效剂量可能超过15mSv
3. C. 该区域存在表面污染但剂量率低于本底水平
4. D. 该区域仅在检修期间才可能受到照射

89某核技术利用单位使用钴-60辐照装置，在装源活度为3.7×10^14 Bq时，根据辐射防护最优化原则，为降低工作人员受照剂量，最合理的措施是

1. A. 增加屏蔽厚度并优化操作时间与距离
2. B. 要求工作人员佩戴双层铅围裙
3. C. 将源活度降低到原值的一半
4. D. 把辐照装置迁至人员更少的区域

90某核电厂辐射防护人员在进入反应堆厂房前进行个人剂量计佩戴检查，发现某工作人员同时佩戴了电子式剂量计和热释光剂量计，但两者量程不同，正确的做法是

1. A. 以热释光剂量计作为法定剂量记录，电子式用于实时预警
2. B. 以电子式剂量计作为法定剂量记录，热释光作为备用
3. C. 取两者读数的平均值作为法定剂量记录
4. D. 以量程较大的那个剂量计读数作为法定记录

91某核技术利用单位的放射性同位素实验室发生少量放射性液体洒落，工作人员首先应做的处置是

1. A. 划定污染区域并通知辐射防护人员，避免人员扩散污染
2. B. 立即用清水冲洗洒落区域并开窗通风
3. C. 用普通拖把将液体拖干后丢弃拖把
4. D. 直接用手套擦拭后放入普通垃圾袋

92某核技术利用单位在野外使用便携式γ探伤机作业时，源导杆驱动机构突然卡死，放射源滞留在曝光位置无法收回，作业人员应首先采取的措施是

1. A. 用长柄工具直接拨动源导管使源退回屏蔽容器
2. B. 划定控制区并监视剂量率同时通知辐射安全负责人
3. C. 关闭探伤机电源并等待驱动机构自行恢复
4. D. 将探伤机整体搬入铅屏蔽箱内暂存

93辐射防护中，某工作人员一年内受到的外照射有效剂量为12 mSv，同时因摄入放射性核素产生待积有效剂量4 mSv，其年有效剂量应计为

1. A. 8 mSv
2. B. 12 mSv
3. C. 16 mSv
4. D. 4 mSv

94关于核设施退役中放射性废物的分类管理，下列做法正确的是

1. A. 将极低水平废物与中水平废物混合后统一包装以减少体积
2. B. 按废物中放射性核素活度浓度和半衰期分别选择处置路径
3. C. 将含长寿命核素的废物暂存后按短寿命废物处置
4. D. 将退役产生的所有废物一律作为高水平废物处理

95在核电厂设计中，为防止单一故障导致安全功能丧失，广泛采用冗余和多样性原则，下列措施中主要体现多样性原则的是

1. A. 设置两台同型号的应急柴油发电机
2. B. 采用不同工作原理的两种停堆保护参数
3. C. 将同一信号送入两个相同的保护通道
4. D. 为同一阀门配置两台相同的执行机构

96关于核设施辐射监测系统的运行管理，下列做法正确的有（多选）

1. A. 定期对监测通道进行功能检查和校准
2. B. 监测到异常读数时先记录再按程序核实
3. C. 为减少误报警可将报警阈值调至远高于正常运行本底
4. D. 将关键监测通道的报警信号送入主控室
5. E. 用便携仪表替代固定监测通道进行长期连续监测

97核技术利用单位使用Ⅱ类射线装置开展探伤作业，划定控制区边界时应当依据的原则是

1. A. 以人员可接受的年剂量限值直接确定边界
2. B. 以剂量率控制水平和预计工作量综合确定
3. C. 以设备额定电压对应的固定距离表格确定
4. D. 以相邻区域是否为公众可达区域确定

98关于辐射防护三原则中的正当性判断，在核技术利用项目中的应用含义是

1. A. 只要剂量低于限值即可开展该项目
2. B. 引入辐射照射应带来净利益方为正当
3. C. 正当性由设备供应商自行声明即可
4. D. 正当性判断仅适用于医疗照射领域

99在核设施退役过程中，对可能残留放射性核素的系统管道进行切割作业前，安全技术人员应当优先完成的工作是

1. A. 对切割部位进行辐射水平测量和表面污染检查
2. B. 直接按普通工业管道进行切割以节省时间
3. C. 先用水冲洗管道后立即切割
4. D. 先安排人员进入管道内部目视检查

100关于核电厂应急计划区中烟羽应急计划区的设置目的，下列表述正确的是

1. A. 用于规划放射性液态流出物排放的受纳水体范围
2. B. 用于在事故早期实施隐蔽和发放稳定碘等防护行动
3. C. 用于确定退役阶段放射性废物暂存库的位置
4. D. 用于划定常规环境监测取样点的固定网格