核安全工程师专业实务考前练习卷一

核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应()。

涉及放射性的人类活动被划分为()。

对质量保证记录的填写要求包括()。

新建、改建、扩建放射工作场所的放射防护设施，应当与主体工程同时()。

在概率安全分析中，要系统地回答的问题，有时称为“风险要素”包括()。

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。

已经开发的高放废液玻璃固化工艺很多，主要有()。

下列关于我国放射源以及射线装置安全许可证件颁发说法正确的有()。

在核或辐射应急情况下，最常考虑的紧急防护行动是()。

质量保证记录必须编入索引，对每个记录，索引至少应标出()。

在最终安装后无法进行检验和试验的场合，如符合()条件，可用建造过程中的车间检验和现场检验作为役前检验的一部分。

对营运单位应急准备方面的检查通常在相应的文件审查完成后进行，以检查实际的()是否和应急计划相符，以确认其应急准备的充分性。

我国对铀矿勘探、开采和加工设施的监督管理基本要求包括()。

根据含水层的空隙性质分为()类型。

核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的()，使得安全功能得到执行。

采用ADU法，UF6的接收、称重、贮存的主要核临界安全措施是()。

质量保证大纲程序封面上应包括()。

核材料安全，包括两个方面，一方面是防止破坏，造成放射性对环境的污染;另一方面是防止()。

核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷，厂址条件，厂址环境，提出的工程建设设想，并对厂址技术经济进行比较，按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址环境的是()。

《放射性物品运输安全管理条例》对放射性物品运输容器设计和制造单位不依法办理批准或者备案手续、将未经质量检验或者经检验不合格的运输容器交付使用，以及托运人违法托运、承运人违法承运放射性物品等行为，规定了()法律责任。

物项是()的通称。

应建立和执行记录签收制度，签收制度至少应包括()。

核动力厂营运单位必须制定措施，以保证反应堆所装载燃料的()与国务院核安全监管部门所批准的相符合。

可使用例外货包运输的有()。

从事民用核安全设备的()活动的操作人员必须按照HAF602或HAF603要求取得相应资格。

加速器治疗室(辐照室)内空气活化产生的放射性核素，需要考虑的放射性核素只是()。

地下实验室是建造高放废物地质处置库不可少的先行步骤，它起着()作用。

对反应堆乏燃料道路运输的托运人，运输托运人的应急预案的内容应包括()。

放射性核素向水体的最大释放来自于磷酸盐加工，其次是()。

《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定：凡核动力厂营运单位通过合同方式将核动力厂核岛工程总承包活动，包括设计(含设计管理)、采购、施工(含施工管理)、调试等活动委托给核岛工程总承包单位(如核电工程公司)的.必须在合同中约定双方各自在核动力厂建造阶段所应承担()的责任和义务。

一级PSA过程的基本任务从始发事件分析开始，然后是成功准则分析，事故序列分析，再根据()分析完成定量化分析。

核动力厂设计单位必须遵循的安全管理要求包括()。

质保监查人员应通过()方法来保持他们的业务熟练程度。

放射性废物的沥青固化工艺主要有()。

下列可被验证的资料中可以作为客观证据的是()。

实施文件控制的主要目的是()。

核动力厂的运行是()按规章管理和()依法严格监督下的行为。

对于工况II事件，通常应用的验收准则为最小偏离泡核沸腾比(DNBR)在双()%偏离泡核沸腾准则规定的限值以()。

UF6是铀浓缩厂主工艺系统的工作物料，天然UF6浓缩达到预定富集度后，送到铀燃料元(组)件加工厂，将其制备成()粉末，然后再经过进一步加工制备成供反应堆所需要的燃料元(组)件。

40K的半衰期为()a。

民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须有足够的措施保证()，保证安全运行，预防核事故，()可能产生的有害影响。

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0.15g。与SL-2对应的超越平均概率的水平为()。

乏燃料后处理生成的高放废液通常为()。

必须采用设备鉴定的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。考虑的环境条件必须包括()期间的变化。

核动力厂1kg裂变材料完全裂变可生产()kW.h的热量。

已有的实践(例如切尔诺贝利事故)表明，服用稳定碘对保护()尤为重要。

放射性浓度为0.2Ci/L的放射性液体废物属于()。

在原地爆破浸出法采铀的矿井中，由于矿体爆破会造成矿井采场崩落空间氡的急剧增加，出现一个峰值，此时的氡浓度可为爆破前的()倍多。

对轻水堆，概率安全评价(PSA)所考虑的内部始发事件可粗分为冷却剂丧失事故(LOCA)和瞬态两大类。瞬态始发事件是指需要反应堆()的所有事件。

在低剂量率照射下，生物学效应属于()效应，效应的发生率与接受的辐射剂量成()。

纵深防御最后层次防御要求有适当装备的应急控制中心及()。

生产放射性同位素的加速器(不含制备PET用放射性药物的加速器)属于()。

实物保护系统的响应功能的有效性量度是响应部队的()。

B型货包其设计应能满足()m高度跌落试验要求。

常规铀矿开采的通风量设计必须按排除矿井()进行计算。

核设施退役为了减少构筑物拆卸时的尘埃散布，可以对建筑物内表面使用()固定。

根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定，从核设施工作的阶段来讲，核安全审评应审评()个阶段的质量保证活动。

核设施退役的最终目标是()。

在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是()流程。

在滨诲核电厂设计基准洪水位确定时，极端风暴潮和极端风浪高都必须考虑()。

经主管部门预审过的营运单位核事故应急计划完整有效，满足相关核安全法规的要求，各项实际应急准备措施落实，并经应急演习验证其有效性，是国务院核安全监管部门发放首次装料批准书的()条件之一。

铀冶炼是指对矿石加工并把铀提取出来，制成俗称()的半成品。

下列向城市放射性废物库送贮放射性废源的政策说法错误的是()。

放射性废物的大体积浇注固化选择的配方和浇注工艺要考虑()。

设计工况下承压容器的设计内压和其他设计机械载荷产生的一次总体薄膜应力，距离容器断裂失效至少还有()以上的裕度。

我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定，核动力厂营运单位应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平;在申请()时，提出初步制定的应急行动水平。

在核动力厂()之前，应准备好应急期间所使用的附加电话、无线电、网络设备或其他通信网。

核动力厂定期试验的整体试验是检查在正常运行或()情况下设施的总体能力。

用于放射治疗的剂量监测，当正常治疗处的吸收剂量率超过额定值()倍时，能使辐照停止。

在核动力厂的系统布置和设计中，应尽实际可能采用()原则以增强实现独立性的保证，对于某些共因故障尤其如此。

辐射工作单位变更单位名称、地址和法定代表人的，应当自变更登记之日起()日内，向原发证机关申请办理许可证变更手续。

铀矿开采和加工生产污染防治的重点是()。

大型γ辐照装置对从污染水中拿出来的样品或工具，未经()前不得随便乱放，以免造成污染。

使用()的加速器时应注意土壤活化问题。

铀矿井工作面入风风流的粉尘控制浓度应不大于()mg/m3。

铀尾渣充填采空区工艺用管道将尾矿渣充填料经充填管道自沆输送至采空区，一般充填体厚度在()m左右。

核燃料加工、处理设施对()应有足够的防火防爆器材，摆放要得当。

为了减少核动力厂严重事故时放射性废水的处理殁排放的难题，应要求核动力厂在设计时考虑建造一个规模合适的()。特别是内陆核动力厂，就更为重要。

铀选冶厂废水中镭污染为本底值的1-5倍，最大为24倍，污染范围为()。

放射源应在安全的房间或源库贮存，其防护墙应有足够的厚度，并按()进行防护计算，使工作人员和公众不会受到超限值的照射。

只要()可能达到()效应的剂量阈值，实施干预总是正当的。

后处理释放出的放射性物质，产生长期环境影响的几个核素有：3H，14C，85Kr和129I，其中()产生的待积集体剂量最大。

核动力厂的设计，必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的个人剂量当量限值，该值由相应的()来确定。

在核安全设备标准未经认可之前，对于核安全设备活动使用的规范应采用()中，国务院核安全监管部门针对具体核设施认可的标准(也称适用标准)。

核设施退役源项调查的调查对象是()。

核动力厂标准技术规格书把监督要求应用分为4类。除了监督要求()规定的以外，不能在规定的频度内执行监督就是不满足正常运行限制条件。

使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证，应当具备：有完善的辐射事故应急()。

在严重异常情况下，反应堆正常控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。属于核动力厂纵深防御原则的第()条防线。

民用核安全设备无损检验人员不得同时在()个或以上单位中执业。

核安全监管的对象是()。

目前核电快速发展的形势里，大部分项目的建设都采用了EPC工程总承包的建造管理模式。由工程总承包单位承担对核动力厂()阶段包括设计、采购、监造和施工等活动的管理，与核安全法规中传统的针对营运单位的监管模式不一致。

对材料、零件和部件标识的方法必须最大可能地使用()。

国际原子能机构等9个国际组织在2006年联合发布的《基本安全原则》提出了适用于核装置、辐射源和放射源的应用、放射性物质运输和放射性废物管理的()项基本安全原则。