2020注册核安全工程师专业实务备考模拟题三

核动力厂的设计对于每一项基本安全功能及其每一个可能出现的事故，都可以运用纵深防御的思想进行设计设防。第一层次防御的要求：按照恰当的()，例如多重性、独立性及多样性的应用。

核电厂厂址安全评价贯穿于核电厂厂址()之中。

在核动力厂发生严重事故时，最大的可能性是发生向大气环境的放射性释放，可能涉及的照射途径有()。

为了防止“红油”爆炸，对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括()。

把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()。

每个核设施应按书面程序和指令建立和执行有关质量保证记录的()制度。

下列属于III类非医用射线装置的有()。

国家核安全局相关业务工作主要包括负责电磁辐射装置设施的()。

概率安全评价(PSA)为了能对事件序列模型和系统模型进行定量化分析，必须取得相关基础数据。这些数据包括()。

在核动力厂场外应急响应期间，省级场外应急指挥部在场外核应急指挥中心()场外所有应急响应行动。

核设施现场的土建、安装过程及其相关活动的质量保证活动包括()。

核设施退役审管部门的主要职责包括审核核设施退役()。

国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括明确各项应急准备措施，如()。

概率安全评价(PSA)所考虑的内部始发事件包括核动力厂()。

核动力厂运行经验反馈内容有()。

核动力厂营运单位的辐射防护职能部门必须具有足够的()，以便实施辐射防护法规、标准和规程以及安全工作实践并提出建议。

在世界范围内发生了多起严重的辐射事故，这些事故的重要原因可以概括为()。

除了1类厂址外，应计算自由场条件下的场地反应。为导出厂址特定反应谱，需要场地反应计算。对该计算，应收集下列数据：(1)地震动输入;(2)厂址模型所需资料。厂址模型所需资料包括()。

低、中放废物处置场关闭后被动监护的任务有()。

只要可能，核电厂安全重要构筑物、系统和部件的设计就必须()。

对于要进行处置的放射性固体废物，需要作()。

核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应规定各应急状态下的()的方法和程序。

对于废物焚烧设施，要关注的安全问题有()。

C型货包设计除了必须满足B型货包的试验要求外，还必须满足模拟严重航空运输事故条件的试验要求有()。

国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括国家核救援能力的()。

以故障树为工具对系统故障进行评价的方法称为“故障树分析法”，简称“FTA”法。整个FTA分析工作大致可以分为()。

国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。阀门设计、制造许可活动范围表中的能力特征参数()应结合申请单位的实际能力、模拟件规格、以往供货业绩以及核动力厂的实产品参数确定。

国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动包括现场检查，下列属于现场检查的方式有()。

《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。

核应急响应应急资源的保持涉及应急设施、设备和通信安排等的()。

低、中放固体废物贮存贮存废物应及时()。

核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准，由营运单位制定退役计划，提出()，这些文件的深度和广度随着核设施的种类，规模大小而有不同要求。

宣布核动力厂场外应急的条件应以()为依据，并且应尽可能根据仪表的读数或报警指示来决定。

蒸汽发生器传热管破裂事故为避免蒸汽发生器水位满溢，操纵员必须()。

X射线的基本防护原则是()。

供方评价的方法要根据情况采用下列()方法之一或几种。

核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价，应调查应提供与水体照射途径有关的剂量评价所需要的资料，这些资料包括()。

国家核安全局相关业务工作主要包括组织核与辐射事故应急()。

《放射性物品运输安全管理条例》规定放射性物品的托运人应当持有生产、销售、使用或者处置放射性物品的()。

对质量保证实施情况的核安全检查的目的是()。

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。

实施三级实物保护的核设施包括若发生不受控临界事故，其影响可能波及周界外()km范围内的设施。

γ辐照装置分为()类。

对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围，通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA：()。

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。

在()级PSA中要评价事故释放所造成的厂外后果。

2010年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)将注册核安全工程师执业单位划分为()种执业单位。

我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准，目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为四级：在达到()级限值时，会对于人体产生不可逆或其他严重的健康影响，或者会出现影响受害人员采取防护措施的症状。

核动力厂各运行规程的详细程度必须与该运行规程的()相一致。

核动力厂主要调试阶段的第三个阶段是()。

在地浸采铀中，地浸工艺应严格控制抽、注平衡，抽应略大于注()%左右。

原地爆破浸出矿井一旦风机停止运转，停开风机仅()分钟即会造成矿井氡浓度的急剧回升至无通风状态。

《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之二《核设施的安全监督》(HAF001/02)第七条规定：“国家核安全局在核安全监督工作中具体职责包括，负责组织对重大不符合项进行()。”

铀选冶厂应尽可能利用水冶工艺的萃余水、吸附尾液代替新水，用来配制淋浸液;沉淀母液在萃取流程中可用来配制反萃取液，从而达到循环利用和少利用新鲜水的目的。其循环利用率可达()%左右。

核设施运行前放射性水平调查至少要取得运行前连续()年的调查资料。

营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂()，但仍必须保持对安全负有首要的责任。

《民用核安全设备监督管理条例》第十三条规定：“申请领取民用核安全设备设计、制造、安装或者无损检验许可证的单位，应当具备健全的()和完善的()，以及符合核安全监督管理规定的()。”

根据射线装置对人体健康和环境可能造成危害的程度，()类为中危险射线装置，事故时可以使受照人员产生较严重放射损伤，大剂量照射甚至导致死亡。

《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定必须采用()的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。

同时设计是指建设单位在委托设计单位进行项目设计时，应将环境保护设施一并委托设计。对未同时委托设计环境保护设施的建设项目，设计单位应予()。

国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。泵设计、制造许可活动范围表中的“典型设备名称”一列应给出有能力设计、制造的泵的具体名称。对于目前许可活动范围表中“典型设备名称”栏列出的设备名称，供()参考使用。

实施二级实物保护的核设施包括若发生不受控临界事故，其影响可能波及周界外()km范围的设施。

在核安全设备活动进行期间，核安全设备活动单位为核安全设备活动期间质量保证体系的有效实施以及核安全设备的质量向()负责。

我国参照国际原子能机构的有关规定，将放射源分为I、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类，没有防护情况下，接触()类源几小时至几天可致人死亡。

在核安全设备活动进行期间，核安全设备活动单位为其()向国务院核安全监管部门负责。

在磷酸盐工业中，已经发现使氡浓度增加()Bq/m³。

质量保证含有三层意思：(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。检查/评估-根据程序要求开展的一项有计划并且()化的活动，通过检验和评估客观证据来保证QA计划的相关内容已经按照专项要求制定、文件化并且有效地执行。

《放射性物品运输安全管理条例》要求二类运输容器的设计在首次用于制造前，将设计和评价资料报国务院核安全监管部门()。

为各种物项或服务的质量以及影响质量的各种活动提供客观证据的文件称为()。

基于放射性废物处置分类体系主要适用于固体废物，它将基本废物分为()级。

乏燃料贮存阵列有时为提高贮存容量，keff也可限定为()，但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要降低。

下列关于反应堆的补偿控制说法错误的是()。

宣布应急待命后，核动力厂有关工作人员处于()状态。

铀矿石氡射气系数f随矿石含水率呈一个峰值形变化，即氡射气系数在矿石含水率在()%之间时出现峰值。

只允许装入少量放射性物质，货包的包装物可为硬纸板的货包是()。

监查是通过对()的调查、检查和评价，为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用，是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。

加速器治疗室(辐照室)内为了控制气载放射性的浓度，应设置通风系统。排风速率一般为每小时换气()次。

在整个核动力厂中，尤其是在诸如安全壳和控制室等场所中，只要可行，必须采用()的材料。

辐射环境监测采集到的水样必须进行预处理，以便防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生变化。酸可以引起液体闪烁液产生猝灭现象，使()分析失效。

营运单位必须制定和实施全面的核动力厂调试大纲，并获得()的认可。

砂土液化：由于孔隙水压力上升，有效应力减小所导致的砂土从固态到液态的变化，饱水的疏松粉、细砂土在()作用下突然破坏而呈现液态的现象。

《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。

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。

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。

为了分析地震反应，对核电厂的地基采用三种厂址分类。1类厂址：()。

国际“乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约”，明确规定了签约国安全处理处置乏燃料和放射性废物的()。

核设施和辐射设施退役应该制定应急()，必须得到审管部门的审核批准。

对根据试运行情况修改与完善的应急计划进行审查以确认应急准备的有效和充分，是国务院核安全监管部门颁发运行许可证的()条件之一。

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对核动力厂工作人员职业照射的剂量限值的规定是：任何一年中的有效剂量()mSv。

235U系经过()衰变形成稳定核素207Pb。

不论地震危险性分析的结果SL-2怎样低，所采用的设计反应谱零周期的水平峰值加速度SL-2不应小于()g。

核能开发中产生长期环境影响的核素有：3H、14C、85Kr和129I，其中()产生的待积集体剂量最大。

目前，我国()所在地省级政府都建立了相应的核事故应急组织，也都编制了相应的场外应急计划(预案)。

从核安全观点考虑，核电厂厂址评价的主要目的是()。

下列关于密封管型中子发生器的辐射防护说法正确的是()。

强烈的()破坏力很大，是人类预防地震灾害的主要对象。

在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用()的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。

核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类。正常运行限制条件Ⅲ：当不满足正常运行条件并且相关措施也不满足，或未提出相关措施时，则必须使核电机组处于该正常运行限制条件不再适用的某种模式或其他规定的状态。必须在1小时内开始采取措施，使核电机组：在()小时内进入热停堆模式。

核与辐射设施流出物排放的年排放量限值实际上就是一年内排放总量的()。