注册核安全工程师备考模拟试卷十(专业实务)

放射源保安要求的技术措施通常包括硬件或者保安装置，它们包括()。

2010年发布的国核安发[2010]156号文件规定泵、阀门、风机等能动设备设计和制造许可证申请单位须完成模拟件的()试验。

核动力厂运行事件报告内容包括()。

必要时，灭火系统必须能自动启动，系统的设计和布置必须保证在其出现()时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能，并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障准则所采取的措施变得无效。

核技术利用单位的流出物排放也必须进行有效管控，我国现行做法是()。

核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应概要说明对应急计划进行评议和修改的()。

核与辐射设施流出物排放的管理要求包括()。

氟化物具有强的腐蚀性和化学毒性，因此HF对皮肤有强烈的腐蚀性，强渗透作用，对机体组织蛋白有()作用。

核事故应急响应期间，只有在极其特殊的情况下，核安全局才可能对营运单位发出强制性命令，要求营运单位采取或停止执行某项应急行动。只有核安全局认为不这样做有立即造成()的严重后果时才可能采取这种强制性措施。

《民用核安全设备监督管理条例》明确了()在民用核安全设备活动中必须履行的职责，通过层层把关，实施严格的过程控制。

对高压紧急停堆和反应堆冷却剂系统稳压器安全阀的安全分析时，采用了各种保守假设。确切说，认为()设备或系统的运行不可信。

一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后()。

按国家规定，核电工程建设项目可行性研究划分为()阶段。

低、中放废物处置场关闭后，监测的内容包括周围的()的放射性。

必须根据需要定期对所有质量保证大纲和质量保证大纲程序进行()，使其适时、完善和便于实施。

核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲基本要求是()。

核动力厂主控制室应具有足够的()条件，并满足可居留性要求。使得在应急期间，工作人员能按所需要的时间在主控制室内工作。

《质保规定》“提出了(质量保证)必须满足的基本要求”，它适用于()。

《核电厂质量保证监查》(HAD003/05)的内容包括()。

核准颁发核材料许可证前的检查包括核材料衡算管理和实物保护人员的()情况。

必须用全面的、系统的方法来确定在发生假设始发事件后的各个时期中完成反应堆三项基本安全功能所必需的()。

核电厂厂址评价中的地下水水文地质调查为确定水文地质系统和主流路径，应收集厂址区域和厂址的资料，包括()。

核电厂选择过程应考虑厂址所在区域的()。

关于在役检查“可达性”问题，必须在()就加以注意。

《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08)规定了制造中一些重要的质量活动，包括()。

放射性物品运输的A型货包应满足()试验的要求。

《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。

按照核应急响应能力保持培训内容的特性，可以分为共同性内容和专业性内容两个类别。共同性内容是指应急工作人员都应学习或了解的内容。包括()。

只有在()，使核电厂长期失去热阱，才会导致严重事故。

核动力厂应急响应能力的保持包括()。

对不符合项的审查应尽快地由相应的人员进行。选择审查人员时应考虑()。

例行核安全检查是核安全检查组或核安全监督员根据国家核安全部门制定的检查大纲，对营运单位在核设施()的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。

可燃毒物的优点()。

龙卷风或水龙风对核电厂造成破坏的因素有()。

核动力厂营运单位必须规定执行能影响安全任务的人员的()要求，并按有关规定报送国务院核安全监管部门。

核电厂严重事故的初因事件中如考虑外部事件，还应加上()。

核电厂设计基准事件的选择以()为基础，经不断改进而逐渐完善。

()统一负责全国放射性废物的安全监督管理工作。

核事故应急演习的具体目的包括检验应急计划的各有关部分或整个应急计划是否可有效实施，即检验其()及对各种紧急情况的()。

铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)安全分析报告是对()等问题进行分析，给出退役治理工程方案安全稳定性结论。

中子发生器产生快中子，由于中子的()，在屏蔽中子时会产生γ射线，所以在屏蔽中子的同时还要考虑对γ射线的防护。

如果在核电厂厂址选择中有关厂址的不可接受因素未被发现，在详细评价阶段发现了存在厂址不可接受的因素并且不能通过()加以解决，这样的厂址仍然在排除之列。

大型γ辐照装置贮存辐射源水井的水应定期更换。水中的()要严格控制，以防止对建筑材料和辐射源包装容器的腐蚀。

我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),危险气云源：SDV为()km。

距1Ci的60Co源1m处的γ吸收剂量率为()Gy/h。

从1975年美国正式发表《反应堆安全研究》(WASH-1400)以来，世界上大约已完成了()个核动力厂的PSA。

《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分析、预测和评估，提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施，进行()的方法和制度。

作为极端降水的危险度指标，核电厂寿期内的()小时期望极端值及其置信区间必须确定。

238U的半衰期为()a。

在确定核动力厂设计基准时，必须考虑核动力厂安全和保护公众可能依赖的电力供应和消防服务之类的厂外服务的()。

为达到最有效降低甲状腺的受照剂量，应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。吸入()小时后服用，服用稳定碘已不起作用。

在概率安全评价中，对于严重事故采用()分析方法;而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，分析中应采用()分析方法。

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。由()提供的保护可用最佳估算方法来验证。

当一个中子使235U产生核裂变时，后者通常分裂成两个碎片，同时释放出能量，还伴随平均放出()个中子。

放射性药物的制备、分装等，应在密闭的()进行操作。

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保持堆芯内的()可接受的完整性。

含有半衰期大于5a，小于或等于30a(包括137Cs)的高放固体废物比活度>4×1011Bq/kg或释热率>()W/m^3??。?^?

铀矿负压通风可比正压通风的百米污染率高()倍。

概率安全评价(PSA)中的不确定性分析是根据基本事件失效概率的概率分布，决定出堆芯损坏频率CDF的概率分布，确定CDF点估计值(即均值)、中值、()%和()%分位线的概率值。

有些核设施或者它的某些部分，经审管部门批准，进入到一个新的或者现存的核设施中，它所处的场址仍然在审管控制之下，也可以认为该核设施完成了()。

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，报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门审查批准后颁发许可证;并按()的规定建立放射性同位素备案制度。

核动力厂主要调试阶段的第一个阶段是()。

国家核安全局相关业务工作主要包括负责放射性污染()的监督管理。

对研究堆营运单位核事故应急演习频度的要求联合演习为如该堆应急计划涉及场外应急状态则每()年一次。

2009年，IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA，GS-G-1，2009)，按IAEA定义，()是贮存衰变至多几年有限时间，就能解除审管控制，进行不受控制处置、使用或排放的废物。

核动力厂调试不得进行可能使核动力厂进入()工况的试验。

操作简单，不需要复杂的设备，但混合均匀程度差，适合处理少量放射性浓度低的废液的水泥固化工艺是()。

232Th系，又称()系。

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·雷姆。

核动力厂包含运行限值和条件的有关文件都必须备在控制室供控制室人员使用且必须是最新()文本。

为保证对《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的理解和实施，国家核安全局于同期发布了()相关导则。

核动力厂营运单位必须制定管理程序，以保证恰当地设计、审查、控制和实施所有永久性和临时性修改。该程序必须保证核动力厂()以及适用法规和标准的要求得到满足。

对不符合项的处理，需要注意采取相应的措施包括必须详细记录不符合项及其处理情况;不符合项处理中所作的修理、返工、检验和监督记录应作为不符合项报告的()。

铀矿勘探、开采和加工单位应当编制铀矿冶设施()治理规划和计划。

辐射环境监测方法依据所拥有的监测手段和具体的环境条件，分为()大类。

热带气旋对核电厂的影响主要表现在热带气旋引起的极端风和极端降水的()值。

我国高放废物地质处置研究始于20世纪()年代。

铀矿井下工作场所空气中氡浓度限值为()。

核动力厂的()对核动力厂的安全运行承担全面责任。

针对一级设备的水压试验，RSEM规范B2120“重复试验”规定：第一次由业主完成的水压试验应在初始装料结束后()以内进行。

营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行管理者，但仍必须保持对安全负有()的责任。

铀浓缩厂正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是食入内照射;关键核素是()。

在判断天然放射性可能引起的生物效应方面可以用天然放射性所产生的()来描述。

按中国核材料实物保护等级划分，12kg的浓缩锂(以锂计)属于()级核材料。

为达到最有效降低甲状腺的受照剂量，应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。只要在吸入放射性碘前()小时内服用稳定碘，对放射性碘的防护效果几乎可达100%。

《民用核安全设备监督管理条例》规定，核安全设备使用的标准应经()认可。

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，全身剂量()mSv。

放射性废物地质处置废物的来源主要是经过较长时间贮存的乏燃料和后处理厂产生的高放废液和残渣的固化体。对高放废液和残渣的固化世界上开发了()种固化方法。

铀矿井总入风氡控制浓度应不大于()/m³。

低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后，货包之间的空隙浇()(对金属桶)，以稳定废物货包。

核动力厂营运单位必须获得并评价其他核动力厂的运行经验和教训，以作为()。

中、低强度辐射源的辐照装置()Bq量级，可设在一般建筑物(系指实验、教学、办公等无人长期居住的建筑物内)一端的底层或地下室，但与非辐照工作场所要隔离开，并有单独的人员出入口。

进行设计验证时，责任设计单位至少应确定和使用()种验证方法其中的一种方法，或使用多种方法的组合。