核安全工程师专项练习卷一(专业实务)

任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平)：甲状腺2天内预期吸收剂量()Gy。

利用加速器进行人体治疗，照射期间，必须有()名操作人员值班。

乏燃料后处理的燃料剪切阶段通过控制剪切组件()来防止临界。

γ辐照装置的辐照室采用迷道人口，在迷道设计中，一般使射线经过()次散射后γ剂量率已降到很小了。

目前各国普遍采用国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)是()年版。

在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时，规定：地层年代为第()纪晚更新世Q3或以前，可判定为不液化。

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()小时内进入冷停堆模式。

()是指岩土体中重力水的自由界面。

下列关于核燃料循环设施应急计划区说法错误的是()。

核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括凡有可能污染的空气，均需要经过()再排人大气。

INSAG建议的大规模放射性释放的频率：对未来核动力厂为()/堆年。

验收采取源地验证的方式时，应以()来保障易损物项在发往收货地点的运输中不受损伤。

二级PSA分析的输出是各种事故下放射性从安全壳释放的()。

238U系，又称4n+2系，238U经过()衰变形成稳定核素206Pb。

使用放射源的单位应当茌废旧放射源交回、返回或者送交活动完成之日起()日内，向其所在地()环境保护主管部门备案。

对于乳头状瘤的治疗，131I用量平均为()Bq。

核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如，主冷却剂流量一般取()。

对于典型的核燃料生产设施，在运行生产中归一化集体有效剂量估计值为()人.Sv(GWa)-1。

大型γ辐照装置的装源量比较大，其放射源活度范围()Bq。

核动力厂设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素(如振动、辐照和极端温度)引起的()效应。

反应堆为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为()系统。

核设施分为()个实物保护级别。

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()。

对于液体流出物进入受纳水体的情景要特别注意的是()。

核设施的设计基准威胁在报呈()审批后，方可作为设计实物保护系统的依据。

必须采用()方法，确定可能导致核动力厂严重事故的重要事件序列。

为了分析地震反应，对核电厂的地基采用三种厂址分类。2类厂址：()。

高放废液玻璃固化工艺的冷坩埚感应熔炉法采用()。

下列各场区内的()设施，不属于核动力厂营运单位的辅助应急设施。

核动力厂调试大纲必须便于国务院核安全监管部门选取和释放()。

核技术利用领域流出物排放除非经审管部门确认是满足相应条件的低放废液，方可直接排入流量大于()倍排放流量的普通下水道，同时应对每次排放做好记录。

《放射性物品运输安全管理条例》规定从事三类运输容器制造活动的单位按()将制造运输容器的型号和数量报国务院核安全监管部门备案。

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()。

压水堆核电厂多采用()方法来用于反应堆回路冷却水和燃料水池水等的净化处理。

单位的最高管理者(第一把手)一般每年要亲自组织和主持()次管理部门审查。

用于制定安全重要物项的性能要求和核动力厂总的安全评价的假设始发事件的()应该加以限制。

按核与辐射事件分级表(INES)，高放密封源错误转运，又无适当程序就地迸行装卸属于()。

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。

为了避免放射性产物扩散到环境中，在核燃料和环境之间设置了多道屏障，并在运行时严密监视这些屏障的密封()。

铀矿山废石充填方案有()种。

根据辐射防护基本原则，核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标：个人照射量不得超过由()确定的相应规定限值。

在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中，红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种()中。

国核安函[2008]89号文提出，对于核安全1级设备，相应活动单位应按照其不符合项分类方法将()的不符合项在开启后3个工作日内上报国努院核安全监管部门。

实物保护是指()有形物免受未授权的()。

对于多堆厂址，应综合考虑各反应堆的特点，确定一个统一的()，其范围应包括针对每个反应堆机组所确定边界的包络线。

较大辐射事故是指()类放射源丢失、被盗、失控。

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。

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，III类放射源为()。

在鉴别发震构造的同时，必须对鉴别出的发震构造表征，其表征的要点包括应描述最大潜在地震的(),对其予以评估并包括在厂址地震危险评价中。

对于()，环境核辐射监测大纲的内容可相应简化。一般不需要进行广泛的运行前本底调查工作，但在运行前应取得可以作为比较基础的环境放射性本底数据。

《质保规定》共()章。

对核燃料循环设施营运单位核事故应急演习频度的要求联合演习为()。

《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)于()年12月28日颁布。

除使用I类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源，使用I类、Ⅱ类射线装置的，其他辐射工作单位应当有()名具有()以上学历的技术人员专职或者兼职负责辐射安全与环境保护管理工作。

射线装置按照使用用途分为()。

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：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用。为此，设计方案应有利于减少内部灾害的可能(即控制假设始发事件的响应)、设计方案应有利于减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的()。