核安全工程师执业资格考试考前预测试题一(专业实务)

设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时，除满足其他安全要求外，还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。为满足这些要求，必须通过采用()的适当组合。

核设施应急计划区就是在核设施周围建立的()的区域。

核电厂调试期间应使用根据()而编制的维修大纲。

水泥固化低中放废物的优点()。

核动力厂事故工况的辐射防护设计目标是通过()来达到。

大型γ辐照装置在设计上的安全要求包括()方面。

液体废物按其放射性浓度水平分为()。

在核能与核技术利用领域的()属于国家行政管理范围。

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。下列属于厂址条件的是()。

核技术利用是指()在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和教学等领域中的使用。

质量监督员填写不符合项报告时，还应在不符合物项上挂标识，标识上注明()。

假设始发事件定义为在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件，典型的例子是()。

核电厂在运行期间，要对放射性废气和废液进行净化处理。对于放射性废气可通过()方式净化处理。

铀废石场的选址和退役问题特点()。

B型货包应满足()的试验要求。

大破口失水事故过程可分为()阶段。

下列关于研究堆应急计划区说法正确的是()。

必须对记录进行控制，以保证质量保证记录的()。

实物保护系统的响应包括()部分。

《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第三条要求()。

核安全检查的内容可归纳为()。

核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构，对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。

低、中放废物处置场覆盖层是处置场重要的保护和屏蔽措施，主要功能是()。

对不符合项报告的审评，特别要注意()。

除()行动外，应急工作人员所受的剂量不得超过职业照射单一年份最大剂量限值(50mSv)。

铀浓缩厂环境安全与公众剂量监测包括()。

为实施质量保证大纲而进行的工作，基本类型包括()。

基于货包分类和性能分级架构，新版GB11806-2004规定的安全准则或要求包括()。

水力压裂固化工艺对页岩层的要求是()。

核技术应用放射性废物贮存库具有()特点。

核电厂设计需要有关气彖参数的设计基准，同时在评价()时需要气象资料。

核设施退役的源项调查为()提供依据。

记录的类型包括()。

制订质量保证大纲的依据是()。

中国核材料实物保护等级划分为()级。

一级概率安全评价(PSA)的具体任务中的数据分析包括()。

()以假想的冷管段双端剪切断裂为始发事件。

对于从反应堆换料时卸出的乏燃料组件，必须在反应堆燃料厂房的乏燃料水池中存放几()，以释出乏燃料组件的剩余热量，并使短寿期放射性裂变产物自然衰减，降低放射性水平。

核动力厂万一发生极不可能发生的事故，并伴有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划，努力减轻事故对周围居民和环境的影响。是纵深防御原则的第()层防线。

核动力厂场内应急计划的“应急状态分级及应急行动水平”部分应描述()级应急状态的基本特征。

国核安函[2011]52号文提出了核安全机械设备制造许可证的逐级申请的要求：对于压力容器、热交换器、管道、管配件、泵、阀门、铸锻件等设备，原则上初次提出取证申请的单位只能申领核()级设备的制造许可证。

对于工况III及工况IV事件，放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准，工况Ⅳ事件，甲状腺剂量()mSv。

验证是为确定物项、过程、服务或文件是否符合规定的要求而进行的核实并形成()的工作。

下列()固体放射性废物不必送往放射性废物处置场进行处置。

深地质处置是在几百米深的稳定地质层中，建立由工程屏障和天然屏障构成的多重屏障系统，将高放废物与人类生活环境安全隔离()年以上。

为了确认运行规程的适用性及其质量，必须验证运行规程以保证其技术上的正确性，并且确认运行规程以保证其在安装的设备和控制系统上的可使用性。验证和确认工作尽可能在()前进行。

《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：核动力厂核岛工程总承包单位对其承接的核动力厂核岛工程活动负()责任。

2010年发布的国核安发[2010]156号文件规定对于近五年内有良好供货业绩，自申请之日起前五年内且在()年1月1日前完成省部级以上机构组织的样机鉴定的申请单位，原则上可不进行模拟件的试制。

()辐射事故，是指I类、Ⅱ放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果，或者放射性同位素和射线装置失控导致3人以上(含3人)急性死亡。

为了验证可运行性所要求的试验，系统在行政管理下恢复服役，归为正常运行限制条件()的一种例外情况。

在()点到来之前通知监督方，由监督方派员对该点进行质量监督;若监督方因故不能到场，制造厂可进行该点相应的工序操作，但需有相应的记录供监督方审核、认可。

按核与辐射事件分级表(INES)，装置中明显放射性物质释放，使公众受到明显照射的可能性高属于()。

生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位，在申请领取许可证前编制环境影响评价文件，报()审查批准后颁发许可证。

国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括核设施运行后，将有()个和或更多不同方向的可供人员应急撤离的通道。

在我国，将核燃料循环系统排除()之外的所有设施称为核设施。

高效微粒空气过滤器(HEPA)，又称绝对过滤器，用来捕集废气中超细颗粒灰尘，对于粒径<0.3μm的颗粒，除去效率>()%。

放射性废物处置库考虑地质环境时应遵循的准则是：处置库的地质环境应符合总的特性要求，与几何特点、物理和化学特性相结合，能在()的时期内阻湍放射性核素向环境迁移。

放射性废物处置库考虑地球化学时应遵循的准则是：地质和水文地质环境的物理化学和地球化学特性应能限制放射性核素从处置库释放进入()。

IP-2和IP-3型工业货包应满足()m自由下落试验和堆积试验要求，以证明能在正常(小事件)运输条件下不漏失或洒落其内装物，或不丧失其包容完整性。

低、中放固体废物贮存设施发现安全隐患或者周围环境中放射性核素超过标准，应当立即查找原因，采取相应的防范措施，并向()报告。

地下水可组合成()种不同类型。

确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经()认可。

核动力厂的安全目标是()风险。

在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时，规定：土的粒径5mm颗粒含量的质量百分率()时，可判为不液化。

对于核动力厂运行期间进行的重大修改项目，经()审查同意后方可实施，由()监督其实施。

对于工况III及工况IV事件，放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按美国标准，甲状腺剂量3000mSv，全身剂量250mSv。并按事故预期的频率大小取此标准的()%。

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()的可能。

含有半衰期≤60d(包括125I)放射性核素的中放固体废物比活度>()Bq/kg。

除非能证明核动力厂的()对所有假设的应急状态都能适用，否则应在不大可能受到影响的合适地点设立一个备用的中心，其功能基本上应能达到该中心的相关要求。

在环境辐射开始测量之前，必须确定测量位置的()。

营运单位必须制定燃料及堆芯部件的采购、装载、使用、卸料和试验的技术条件和程序，必须根据()要求制定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国务院核安全监管部门。

临时撤离的通用优化干预水平是：在不长于一周的期间内可防止的剂量为()mSv。

除抢救生命、可能抢救生命、防止演变成灾难性状况、防止严重损伤及避免大的集体剂量等行动外，应急工作人员所受的剂量不得超过职业照射单一年份最大剂量限值()mSv。

核技术应用放射性废物库选址的()是对候选场址进行详细的自然条件和社会与经济条件的资料和现场调查，以便为设计、环境影响评价和申请许可证提供必需的场址资料。

破坏性海啸的震源区水深一般在()m左右，灾难性海啸的震源区水深在千米以上。

()是一种书面规定，说明产品、服务、材料或工艺必须满足的要求，并指出确定这些规定的要求是否等到满足的程序。

核电厂设备冷却水系统，重要厂用水系统属于()。

二级PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的()。

为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位应当事先到()申请注册登记。

核动力厂在建造或运行方面，纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证。这些分析和验证文件也被称为联接文件，基于()方法的安全分析也应作为联接文件的分析方法，以确保操作极限确定时所涉及的重要相关事项已被充分考虑。

高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法最早由()开发。

概率安全评价(PSA)在核动力厂运行中的应用体现在可以为维修、试验和检查等活动确定合理的()，使核动力厂的这些活动在较低的风险水平下进行。

我国将核承压设备的质量监管正式纳入核安全监管的范围是在()年。

按质量管理体系标准IS09001的术语解释，质量保证是质量管理的一部分，指致力于提供质量要求得到满足的()。

()是指旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的辐射源所致照射可能性的任何人类活动。

塑料固化(或称聚合物固化)是把放射性废物均匀包容在热塑性或热固性塑料基料中形成固化体。塑料固化对废物()有限制。

核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如，稳压器压力±()bar。

《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定：生产放射源的单位，应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定()废旧放射源。

国务院核安全监管部门根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》之规定，对全国民用核设施安全实施()。

中子发生器最后利用吸收截面很高的材料(如硼、镉等)吸收()中子。