核安全工程师专业实务考前练习卷三

核动力厂的修改包括()。

在役检查的“可达性”问题涉及到()。

乏燃料后处理厂废水中所含的放射性核素有()。

针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故，可以将事故(事件)进程划分为三个阶段：早期、中期和晚期。事故晚期主要的照射途径可能是()。

在铀水冶后一段的浸出部分，如浸出、固液分离岗位，要做好局部通风和整体通风，控制和降低()对车间的污染。

放射源保安要求的管理措施包括()。

核动力厂场内应急计划的“应急补救行动”部分应概述应急状态下()。

核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨，其重点内容包括落实各项管理措施，确保应急响应的()。

低、中放固体废物贮存的安全监管要点包括：贮存库具有法人资格和获得许可，有能保证贮存设施安全运行的的组织机构和()方面的专业技术人员。

划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时还需要考虑的因素：()。

铀浓缩厂职业照射监测主要的监测内容有()。

国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的非例行检查根据()来确定其检查项目、实施时间和检查内容。

核设施和辐射设施退设过程的安全问题有()。

核事故应急响应期间，一般认为只有在涉及()时，才有引起国务院核安全监管部门考虑采取特殊行动的可能性。

B(U)型货包的设计审批申请书，必须包括()资料。

核动力厂正常运行限值和条件应包括()。

与工程建设有关的工程地质条件诸要素包括()。

核动力厂部件的分隔方法的选择取决于设计基准中所考虑的假设始发事件，例如()。

使用()类放射源的单位应当按照废旧放射源返回合同规定，在放射源闲置或者废弃后3个月内将废旧放射源交回生产单位或者返回原出口方。

现在，IAEA把核设施退役分为()策略。

我国高放废物地质处置研究始于20世纪80年代，开展了()初步研究。

非核工业的()，可能产生含天然放射性物质的废物，这些废物的活度通常相当低，但含有一些长寿命放射性核素。

必须制定和实施描述核动力厂设计的()的总体安排的质量保证大纲。

所有核燃料加工、处理设施在()期间，都要制订一个完善的辐射防护大纲。

除水文和地震原因外，引起溃坝原因有()。

下列属于核动力厂核应急设施的是()。

核电厂营运单位在定期试验方面至少应该做到()。

乏燃料后处理的燃料溶解阶段的临界控制可用()共同实现。

为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料，必须在装料前预先规定()的先决条件。

国家核应急响应中心主要设施包括()。

核动力厂营运单位应按照国家有关法律法规要求，委托具有核工程监理经验和相应资质条件的工程监理单位对核岛工程实施监理。监理单位作为独立于核岛工程总承包合同双方之外的第三方，应当()地开展监理工作。

滨河核电厂厂址对地震引起的溃坝洪水的基本考虑有()。

对铀尾矿堆施行稳定化处理的化学稳定法常用到的化学物质有()。

评价放射性废物处置设施的长期性能，应当考虑()。

核动力厂设计单位的安全管理要求包括定期()一切与安全有关的设计事务。

放射性废液包括废水和有机废液，废水产生的来源有()。

尾矿库事故以()居多，约占尾矿库事故总数的69%。

在后处理厂采用的PUREX流程中，要注意“红油”爆炸这一特殊风险。文献数据表明，一般“红油”在()℃温度范围可以热分解。

核事故应急演习过程中，()在各关键环节指导参演人员完成演习全过程。

超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态，可能由安全系统多重故障而引起，并导致堆芯明显恶化，它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为()。

运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂()开始之前经国务院核安全监管部门评价和批准。

核动力厂营运单位必须执行国务院核安全监管部门的()措施。

地方场外应急组织进行场外()应急演习时，核设施营运单位应急组织要相应予以配合，但一般也不必投入很多响应行动，较多的是按情景设计适时提供事故发生、发展情况及对环境影响的预测，作为场外应急行动的“输入条件”。

《放射性废物安全管理条例》明确指出：“有关地方人民政府应当根据放射性固体废物处置场所选址规划，提供放射性固体废物处置场所的建设用地，并采取有效措施()放射性固体废物的处置”。

一台反应堆冷却剂泵的泵轴瞬时卡死或断裂，将使堆芯冷却剂流量迅速下降，系统()。

根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，下列属于核设施核安全人员资格许可的是()。

针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故，可以将事故(事件)进程划分为三个阶段：早期、中期和晚期。事故晚期中止防护行动、恢复正常生活的决策的主要依据是()结果。

放射性废物处置库考虑自然变化时应遵循的准则是：未来的地球动力学现象(气候变化、新构造运动、地震、火山、褶皱等)对主岩的影响应不至于损害整个处置系统的()能力，达到不可接受的程度。

对于大范围普查性的调查，其范围是由调查()决定的。

铀加工和核燃料生产中的()阶段是将铀的化学状态变成易于浓缩操作的状态。

无论是核与辐射设施开展的自行监测，还是环境保护部门开展的监督性监测，在开展监测工作之前必须制定出切实可行的监测()。

1994年国际原子能机构推荐的豁免废物，对公众成员年剂量低于()mSv，无需放射学限制。

核事故应急演习的单项演习一般由()派监督员参加演习的评价工作。

1959年，()颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。

1994国际原子能机构推荐的短寿命低、中放废物是限制长寿命α核素的比活度(长寿命辐射放射性核素在单个货包中不超过()，平均每个货包不超过()。

按中国核材料实物保护等级划分，()kg以上未辐照过的，U富集度≥20%的浓缩铀为Ⅰ级。

铀矿井总入风风流的粉尘控制浓度应不大于()/m³。

235U的放射性衰变产物包括()个核素。

实施一级实物保护的核设施所涉及的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心，如主控室、核反应堆及其辅助厂房、核燃料库房、安全级发电机房、安全级冷却剂循环泵、高放废液处理设备、乏燃料元件处理主工艺厂房、保卫控制中心等，都应置于()。

进口民用核安全设备到达口岸前，()应当向国务院核安仝监管部门及其所属的检验机构报检。

重大辐射事故是指I类、Ⅱ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(含)以下急性死亡。

核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括在污染程度不同的工作场所之间要保持适当的()，防止污染空气泄漏，保障气流的合理走向，厂房排风一律要经过净化后再排人大气。

核动力厂事故后果超越场区边界，场外某个区域的放射性照射水平大于()，应宣布场外应急状态。

一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列()，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。

焚烧减容被用来烧废树脂的焚烧炉是()。

《核电厂质量保证安全规定》有()个导则，它们是“对本质保规定的说明和补充”。

核与辐射安全法规标准审查委员会下设()个专业组。

加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。属于核动力厂纵深防御原则的第()条防线。

核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施统一监督，成立机构()行使核安全监督管理。

民用核安全机械设备设计、制造许可证申请单位必须具有近()年内完整的核设施中非核级同种设备制造业绩，并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。

()资料可用于评估历史地震的震级，其数据也能用于评价地震动的衰减关系。

与核动力厂安全运行有关的组织机构方面的修改必须上报()。

针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故，可以将事故(事件)进程划分为三个阶段：早期、中期和晚期。事故早期如果可能，应实施()防护行动。

为了得到较好的放射治疗效果，应定期测量治疗X射线的吸收剂量，测量结果的总不确定度应不大于()%。

辐射环境监测任何严密的测量，在测量样品之前要用与样品()相同的标准源测定计数效率或用本底样品进行本底计数。

燃料装卸事故通过对电厂部分隔离可以终止排放，尤其是当贮存池是设置在安全壳内时。如果这种隔离行动是由运行人员采取的，则通常应假定有一段时间延迟。建议的延迟时间为()min。

一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析()严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。

我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区16km范围内，每年设计起落大于()次的机场(d是以km为单位的离厂区的距离)。

分开设置的含氧液体慢化剂系统(压力管式反应堆)停堆后，系统周围的辐射水平主要由()引起。

伴生放射性矿在国外称为由于()活动引起天然放射性的增加。

按中国核材料实物保护等级划分，()g未辐照过的，以氚量计的氚为II级。

低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于下列限值：天然铀、贫化铀、天然钍()Bq/cm2。

营运单位必须制定评价和改进核动力厂培训大纲的()。

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()小时内进入热备用模式。

核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价，需为论证实施应急计划的()而收集厂址周围人口分布数据的方法。

核动力厂应急期间，辐射防护组要统筹安排()的辐射防护行动。

我国的核安全监管的组织机构包括国家核安全局和()。

概率安全评价方法与传统的确定论安全分析的区别是()。

对退役(关闭)尾矿(渣)库坝体采用加固稳定，滩面采用()的治理方案。屏蔽γ辐射，减少尾矿(渣)流失和扩散，控制氡的析出。

国家核安全局批准重大质量问题处理程序(方案)后，还将进行()。

通常风速标准测量高度为地面上()m。