核安全工程师执业资格考试考前预测试题九(专业实务)

对放射性废物处置库的岩性主要集中在()分布地区。

例行核安全检查的程序包括()。

使用放射源的单位，应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定将废旧放射源()。

民用核安全设备设计制造安装无损检验单位资格许可程序的种类有()。

含有半衰期大于5a，小于或等于30a(包括137Cs)的放射性固体废物分为()。

核动力厂运行事件报告内容包括()。

铀矿生产单位在建设前期，应当根据国家相关部门规定编制()。

根据核动力厂()，核动力厂的安全分析必须不断更新，并必须与当时的状态或竣工状态相一致。

国家核应急响应中心应()省核应急组织应急响应的有关信息。

《质保法规》和质保导则对外部监查的频度没有作出专门的规定，应根据()进行外部监查。

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：有健全的()。

反应堆堆芯安全限值设计总则要求核电机组在()期间不得超出规定的可接受的燃料设计限值。

核设施操纵人员执照分为“操纵员执照”和“高级操纵员执照”两种。营运单位按照运行人员资格管理要求，在进行人员()后，将有关资料报国务院核安全监管部门核准。

核电厂厂址岩土参数的监测内容包括()。

核设施退役不管采取什么策略，在它的实施过程中至少可分为()阶段。

核燃料加工、处理设施的辐射防护要遵循()基本原则。

设计单位必须保证核动力厂的设计()。

《放射性废物安全管理条例》明确指出：“核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据()，在征求国务院有关部门意见并进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划，报国务院批准后实施”

质保监查报告内容()。

()是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。

实施一级实物保护的核设施包括()。

在核动力厂安全重要物项设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由()环境因素引起的老化效应。

在新型反应堆设计中利用概率安全评价(PSA)有()优点。

在核设施退役的()阶段需要进行源项调查工作。

在核动力厂的概念设计/初步设计、最终设计和运行阶段均可利用概率安全评价(PSA)来评价核动力厂的安全，给出()结果。

针对核与辐射设施的运行时间顺序，环境监测可分为()。

为了能进行在役检查，除了10条审查要点之外，还应审查的设计考虑包括()。

核材料和核设施的实物保护系统一般由()子系统组成。

核设施质量保证体系建立的基本步骤包括()。

核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应说明各类演习的()，以及对演习的评议要求。

核设施和辐射设施退役过程要重视的工业安全问题包括()。

为提高核动力厂系统的可靠性可在设计中保持()独立性特征。

国务院核安全监管部门对民用核设施营运单位的应急准备及应急响应情况实施全过程监督，应急准备条件审评的批准文件包括()。

在应急准备中，一些需经常进行练习的基本操作许多，其中较重要的有()。

下列关于核安全许可说法正确的有()。

铀析出放射性气体()，它们还不断衰变产生一系列的放射性子体，是国际社会公认的致癌因素之一。

如果核动力厂安全重要构筑物、系统和部件的设计不能满足试验、检查或监测的要求时，必须采取()方法。

反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂事故一般在()内即出现燃料包壳温度的峰值。

辐射环境监测的就地测量指监测工作可以在现场完成，就地辐射水平测量之前必须先要制定详细的测量()。

安全限值的概念是以防止核动力厂发生不可接受的()为依据的，这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。

在核安全设备活动单位的资格许可中，申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]52号文件规定对于核级设备安装活动业绩不足，但分包了部分核岛系统的安装活动或有完整的常规岛安装业绩的安装单位，可以受理，但需对其分包的部分核岛系统安装活动或常规岛安装活动进行监督检查并对申请单位()。

有一些石料中，特别是()色花岗石中天然放射性含量较高，应进行监测并限制其使用范围。

按照GB11806的规定，涉及国际运输时，内装放射性物质的活度大于()Bq的B(M)型货包的装运须经发运国和途径国批准。

根据辐射防护最优化分析，针对每个辐射源分配的剂量，在辐射防护领域称为剂量()。

与实践不同，在干预的情况下，照射源、照射途径和受照的个人均已存在，()已不在控制之中。

在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、()及事故提供多层次的保护。

对辐射源防护容器，要在设计的最大装源量条件下，对防护容器的()性能进行检验，确保符合国家标准。不符合安全性能要求的不应出厂。

核设施退役进行源项调查时，α放射性难以实际测准，通过()，可估计设备中易裂变物质的残存量。

反应堆堆芯安全限值是在机组运行模式1和2下，()不得超过规定的安全限值。

()级以上人民政府环保主管部门应会同同级公安、卫生、财政等部门，编制辐射事故应急预案报本级人民政府批准。

流出物的处置方式是有控制的将其()。

机械设备和系统的试验应进行()试验，以证明各部件、分系统和系统的可操作性。

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正常操作时，蒸发器内部温度应严格限制在()℃以下。

对于临时性避迁，用可防止剂量表示的通用干预水平是第一个月()mSv。

核燃料元件加工厂曾多次发生UF6泄漏事故，主要发生在UF6的()岗位。

国家标准与国际原子能机构推荐的各种人工辐射源所致公众年有效剂量为1mSv。1mSv/a表示受到这样水平的辐射照射，10万受照人群中一年可能有()例是因受到辐射照射而患癌症。

可以根据其他电厂的经验和所需工作人员数，把厂区人员的职业剂量目标值定为设计目标值，对于1000MW电功率的核动力厂，可采用的日常运行目标值为每年()人·希伏。

国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的日报由现场监督员将核动力厂当天的运行情况、发现的问题及与核安全相关的活动以()形式报国务院核安全监管部门。

为保证“同时投产使用”，《建设项目环境保护管理条例》中还规定了环境保护设施的()制度。

辐照装置辐照工作场所的安全设计，应按()进行屏蔽防护设计和计算。

核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准，由()制定退役计划。

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2人以下(含2人)急性死亡或者()人(含)以上急性重度放射病、局部器官残疾。

对于放射性液体流出物，排放口的选取应()。

国核安函[2011]52号文规定核安全设备采购单位必须与制造单位建立直接的接口关系，在核安全设备采购合同签订方中必须包括制造该设备的持证单位，并且相关活动不得超出其许可证范围。其中的采购单位指的是()。

为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求，GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法，来规定有关的安全准则和管理要求。分级是指：根据不同类别货包内装物()的大小，将货包的性能要求相应于运输的例行(无偶然事件)、正常(小事件)和事故条件分为三种严格等级。

()这一级别的地震动在核动力厂寿期内具有非常低的超越概率，并且是假定的最大地震动。

为核动力厂正常运行所安装的通信系统，应具有足够的通信容量(冗余性)、通信手段的多样性，以确保在应急状态下的()。

按核与辐射事件分级表(INES)，因无预先采取的安全措施，核动力厂接近事故属于()。

质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了不同的阶段：质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段，统计质量控制阶段的特点是()。

常用质量保证大纲程序目录可以参考导则《核电厂质量保证大纲的制定》()的附录中所列的质保大纲程序。

核动力厂所在地省级场外核应急设施的公众信息中心在应急期间经()可发布有关事故信息、解答公众有关应急信息的查询、接待新闻媒体的采访和收集各界人士的反映。

放射诊断X射线机应尽量采用()检查，以减少受检者和工作人员的受照剂量。

设计基准洪水是核电厂可能遭受的最大洪水的一组()。

就近场海啸而言，我国的()，不满足产生海啸所要求的深水条件。

弥散地震的表征要点包括充分考虑确定地震活动()的不确定性。

核动力厂《在役检查大纲》的编制必须考虑()。

目前我国国家核安全局的核安全监管包括核设施安全监管、核安全设备质量监管、辐射安全监管和放射性环境监测。设施安全主要是针对()的控制。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查地质填图的测距小于()。

辐射仪器仪表外及辐射工作场所要设有明显的()，提醒工作人员注意安全。

核与辐射设施经气体途径对人的影响区分为()个环节。

安全系统整定值是保护系统和安全系统触发自动动作的参数限值，以便保障机组不会达到安全限值。()属于安全系统整定值。

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《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601/01)，我国将核承压设备的()监管正式纳入了核安全监管的范围。

日本对1000MWe级的轻水堆核电厂采用地下式或地上式的经费曾进行过研究，结果显示，由于地下式核电厂仅仅开挖和内衬的原因，与同规模的地上核电厂相比，其总建造费用，半地下式的增加()%，全地下式的增加()%。

实现核动力厂核安全目标，使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第四层防线是在发生事故情况时，启用核动力厂()。

核设施营运单位应按相关法规和安全导则制定()，送交国家核安全部门进行审评，并在核设施()前保证完成全部应急准备，在整个核设施运行期间保持应急响应能力。

某些假设始发事件可基于已有核动力厂的经验、国务院核安全监管部门的特殊要求或潜在后果的严重程度等种种因素，通过()法确定。

概率安全评价(PSA)为了便于概率安全分析工作的查阅、审查、应用和修订，必须将工作()化。

核电厂厂址地基研究对在包含SL-2地震输入组合荷载作用下的常规滑动面分析，其安全系数应大于()。

在营运单位场内应急计划经国务院核安全监管部门审评并准备进行首次装料前的综合应急演习前、运行阶段应急计划定期复审后综合演习前一般都要进行对营运单位应急准备的()。

按核与辐射事件分级表(INES)，无安全意义定为()。

根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，核设施核安全许可分为()种人员资格许可。

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()要求开展的一项有计划并且文件化的活动，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。

概率安全评价(PSA)定量化过程在实质上是利用可靠性数据和人员可靠性分析结果对事件树和故障树模型进行集成，使我们估计出事件序列的()。

非例行检查是()根据工作需要进行的检查。