核安全工程师执业资格考试考前预测试题五(专业实务)

申请领取许可证的辐射工作单位从事使用()活动的，应当填报环境影响登记表。

概率安全评价(PSA)在核动力厂运行中的应用体现在概率安全分析的结果能够为()提供很好的帮助，也能为核动力严重厂事故管理、应急计划的制定和评价提供合理的依据。

《质保规定》中规定了在有多个单位参与时，以及每个单位的多个部门参与时，必须明确规定每个单位及其部门的()的事项和措施。

为了进行系统的可靠性分析，经常采用的系统建模和分析方法有()。

如果在拟选核电厂厂址处发现能动断层，这个厂址必须被排除，因为在设计上不可能抵御这种地质力。对能动断层的调查主要集中在()范围。

()放射性同位素和射线装置的单位(营运单位)，应当根据可能发生的辐射事故的风险，制定本单位的应急预案，做好应急准备。

核动力厂场内应急计划的“应急状态分级及应急行动水平”部分应根据核动力厂的()特征提出应急行动水平。

在与核动力厂主控制室实体和电气分隔的辅助控制室内，应有足够的仪表及控制设备，以便在主控制室丧失其完成基本安全功能的能力时，能()。

低、中放废物处置场的关闭要提出()，获得审管部门批准后才能进行封闭、回填，最终封盖及拆除辅助设施等活动。

在整个核燃料循环过程中，()过程是核材料最易流失的环节，应严加防范。

为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备()活动的境外单位的注册登记管理以及进口民用核安全设备的安全检验适用于HAF604。

技术规格书(技术条件)是一种书面规定，说明()必须满足的要求，并指出确定这些规定的要求是否等到满足的程序。

在《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》中明确的核设施包括()。

质保监查前的工作包括()。

辐射环境监测在()情况需要采集并分析土壤样品。

轻水反应堆的活化产物主要产生于()。

根据有关法规规定，国家核安全局对民用核承压设备设计、制造和安装单位的质量保证审评范围包括()方面。

在进行核设施退役源项调查的现场检测调查时需要注意()。

()是一个单位实施其全部质量保证工作的规划、总体描述的纲领性文件。

使用()类放射源的单位应当按照国务院环境保护主管部门的规定，在放射源闲置或者废弃后3个月内将废旧放射源进行包装整备后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。

对于检查必须进行控制，并应采取()控制措施。

低、中放废物处置场关闭后检测项目有()。

核燃料加工、处理设施为防止UF6泄露对工艺操作系统采取的安全措施包括()。

营运单位必须负责并组织有关堆芯管理和厂区燃料装卸的全部活动，以保证燃料在反应堆中的安全使用及其在厂区()期间的安全。

核设施退役去污的安全监管要点包括()。

概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中，利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析，集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期大释放频率LERF。在这种分析中，要做到识别出对CDF起明显作用的贡献者，如()。

在核电厂厂址最终批准前，应论证应急计划的可行性。其中不应存在()的不利厂址条件。

《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行()，提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施，进行跟踪监测的方法和制度。

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。下列关于事故晚期说法正确的是()。

国家核安全局相关业务工作主要包括负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。

核设施退役设备的切割机具很多，要依据切割对象的材质、大小、厚度，从()方面做比较，作优化选择。

滨海核电厂洪水资料的收集分为()步骤。

按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)，下列核事故属于7级事故的是()。

实践中，常见的一类放射性物品有()。

核事故应急指挥部成员、特别是应急总指挥必须对()有充分的了解。

核动力厂运行工况厂区人员辐射防护的设计必须采用下列一种或几种措施，以利于达到符合职业剂量目标;a)降低在工作区的剂量率，b)减少在辐射场内的停留时间。降低在工作区的剂量率，可采用()方法。

设计验证(包括校核)必须由能胜任的、()。

核材料和核设施实物保护，是指()的保护措施和技术，简称实物保护。

根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，核动力厂核安全总目标可以分解为()目标。

按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统最大允许压力的安全限值为()Mpa。

所谓“达到临界”就是指某易裂变物质系统满足临界条件，能维持()反应。

乏燃料后处理正常运行期间放射性物质主要是通过()向环境排放。

核动力厂安全重要物项的设备鉴定在可能的范围内，应该以合理的可信度表明在()中必须运行的设备(如某些仪表)能够达到设计要求。

天然放射性所导致剂量水平，()对公众的剂量贡献最大，占天然放射性贡献的一半以上。

在讨论核事故应急状态下的干预时，一般不涉及由()产生的持续照射情况下的干预。

核设施应急计划区的食入应急计划区主要针对()。

对要达到的质量负主要责任的是()。

针对大型γ辐照装置在辐照工作中可能发生的事故，应制定周密的()。

辐射环境监测的空气取样分为主动流气式或被动吸附式。采用主动流气式取样时，()误差必须予以控制。

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。第三层次防御要求设置的()有能力将核动力厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。

下列关于质量保证大纲程序编制的原则说法错误的是()。

生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位(营运单位)，应当根据可能发生的辐射事故的风险，制定本单位的应急()，做好应急准备。

在重水堆中，14C主要是由()核反应产生的。

核动力厂调试大纲的实施情况应分()进行审查。

核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计，技术安全目标必须为减少可能的放射性释放，为保证事故工况期间和之后的任何释放不超过()提供必要的手段。

监管部门对核动力厂流出物年排放量申请值的审议，不单单看数值是否满足要求，还要评议流出物排放控制措施的()。

质量保证简称“质保”，或()。

环境保护主管部门在受理申请辐射安全许可证时，应当告知申请单位按照环境影响评价文件中描述的放射性同位素与射线装置的使用的规划设计()申请许可证。

()建立的境外民用核安全设备活动单位注册登记制度，首次把境外单位纳入核安全监管范围，从立法上解决了如何对境外核安全设备活动单位实施监督管理的问题。

铀矿石加工过程中，矿石基本都是在设备中进行加工处理，β辐射的危害可以不必多考虑，但是在进行各种槽、塔、罐内部检修时，应注意β防护问题，尤其应防止β射线对()的损伤。

贮槽中高放废液的温度最好保持在()℃之下。

对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆，三种基本安全功能应将其他安全系统的热量传递到()。

在重水堆中，14C主要是由()中的核反应产生，这可能是该核素的主要源项，并且可能是对全球性长期集体剂量负担的主要贡献者。

核动力厂营运单位培训大纲的有关文件必须可供()查阅。

大破口失水事故过程可分为()个阶段。

固体放射性废物包装容器应方便拴固、堆码，可稳定地固定在运输车辆上。常规运输中遇到的加速度、振动和共振作用，不会破坏废物包的()。

对于高放废物处置，现在被人们普遍接受的高放废物的处置方案是()。

核动力厂()必须对其下属人员的能力负责。在决定培训需要和保证培训考虑运行经验方面，他们必须参与意见。

由于红油爆炸事故可能发生在温度超过()℃的条件，在后处理厂采用的PUREX流程中，只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。

中子发生器的废靶和废真空泵油应作为()处置。

核应急响应能力的保持包括()个方面的内容。

取得使用高类别放射性同位素与射线装置的许可证的辐射工作单位，从事低类别的放射性同位素与射线装置的使用活动，()另行申请低类别的放射性同位素与射线装置的许可证。

《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：眼晶体的年当量剂量()mSv。

国务院核安全监管部门委托主审单位对核安全设备活动许可证申请单位的技术和管理能力进行全面的审查包括审查申请单位的核质量保证体系是否满足核安全法规要求，重点审查其质量保证体系的()。

铀废石场、尾矿库是影响周围空气的主要污染源。铀尾矿的表面氡析出率为土壤氡析出率的数百倍。尾矿库上空氡平均浓度为本底的()倍。

β敷贴器的窗很薄，容易受腐蚀或机械损伤而破裂。为预防万一，治疗完毕，最好用()对病人及其衣服进行检测。

安全2级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全1级的那些小设备、小管道(具体定义是：其失效引起的反应堆冷却剂流失不超过()补水系统提供的补水量)。

应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。其位置应设在场区内与核动力厂()相分离的地方。

我国高放废物地质处置研究规划提出了()年建成高放废物地质处置地下实验室。

民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻()的方针。

在加速器里，中子是由多种核反应产生的，中子的发射率、能量和角分布与()有关。

()的行动原则上无剂量控制上限值，但应尽可能控制在发生严重确定性效应的阈值之下。

核燃料加工、处理设施应进行工作人员()监测。

含有半衰期≤60d(包括125I)放射性核素的低放固体废物比活度()。

《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定：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()。

对伴生矿产生的()废物的安全管理务必考虑长期安全性。

现在国内倾向采用()类型的固体放射性废物包装容器。

按规定要求为控制和测量某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动称为()。

核动力厂运行事件报告，营运单位应以公函形式在事件发生()天内向国务院核安全监管部门及其派出机构递交事件报告。

《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的10个《导则》属于“大纲管理导则”的有()个。

工业货包、A型货包、B型货包或C型货包，只要其内装物中含有的易裂变材料量超过最小临界质量,如235U为()，即为易裂变材料货包。

反应堆中用于紧急停堆控制的控制棒是()。

在应急的初始阶段，在启动应急控制中心以前，核动力厂()可能是指挥应急响应的主要设施。