注册核安全工程师备考模拟试卷五(专业实务)

按核与辐射事件分级表(INES)，下列属于异常(1级)的有()。

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()固化方法。

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。第二层次防御的目的是()。

采用化学法去污，去污剂可以是()。

乏燃料后处理的共去污和铀、钚分离循环阶段萃取设备可用()等方法控制临界。

《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》(人发[2002]106号)将注册核安全工程师的执业范围定为()以及国家环境保护总局规定的其他与核安全密切相关的工作领域。

工业活动中天然放射性核素向空气释放的主要放射性核素是()。

设计一个有效的核材料和核设施的实物保护系统，应考虑()要素。

乏燃料后处理厂临界控制设计需满足的要求是()。

医用电子加速器的通风管道、电缆管道、辐射材料的传输管道等可能穿越屏蔽墙。设计时，这些管道的取向应尽可能避开被加速的射束的方向，管道应取()形。

国家核应急响应中心应具有()基本功能，以满足进行应急决策、指挥和作为国家核应急信息管理中心及对外核应急联络点的需要。

《核动力厂设计安全规定》HAF102(2004)给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项有：()。

核动力厂安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的()措施控制之下。

盛装放射源的防护容器要十分安全可靠。最好采用()防护罐，使各方面均有足够的防护层厚度。

对核电厂实施定期试验的监督主要包括()。

放射性固体废物近地表处置场选址的地质条件应遵循的准则是()。

在各种核电厂安全壳失效模式中，特别重要的是事故发生前的()。

核动力厂设计必须进行全面的安全评价，以证实交付()的设计满足设计过程开始时提出的安全要求。

已经开发的废物固化工艺很多，对于低、中放废物来说，主要是()。

核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲应包括()等主要内容。

若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种失效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是()或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应。

防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位，对火灾和爆炸的防护也以()的基本安全功能为主要目的。

低、中放废物处置场关闭后监督的内容包括()。

当存在因降雨而引起潜在的洪水时，应计算()流量参数和有关变量，并把它们作为滨河核电厂厂址处定义洪水灾害的基本变量。

核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类，正常运行限制条件Ⅲ适用于()模式。

反应堆直接执行安全功能的系统称为前沿系统。在压水堆中，前沿系统包括()。

核动力厂场外核应急指挥中心应具备可靠的()系统。

造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。

对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念，这可以包括下述()层次。

流出物中的污染物种类有()。

核事故应急演习，在演习()过程时，通常尽可能避免使用时间尺度压缩的方式，以便较真实地验证应急响应人员综合信息、进行应急判断及采取对抗措施的能力和熟练程度。

辐射环境监测的监测手段是()。

国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动包括现场检查，由现场监督员进行的检查活动是()。

为使质保监查活动有效实施，下列关于监查人员说法正确的是()。

核电厂流出物在地表水中的弥散模拟，对位于不同类型水体的厂址均要收集资料包括()。

主蒸汽管道破裂事故可能带来的危害不包括：()。

《民用核安全设备监督管理条例》第二条规定，民用核安全设备目录由()制定并发布。

核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的初始报告”在进入()状态或更高应急状态后()之内向国务院核安全监管部门报告。

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)的目的是()。

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潜在危险的大小，将货包的性能要求相应于运输条件分为()种严格等级。

核与辐射设施运行期间的辐射环境监测，指核与辐射设施的营运单位及核辐射设施所在地的环境保护部门所开展的连续或间断式的环境辐射水平及环境介质中放射性核素的()的测量、分析以及对测量和分析结果的解释与简单评价。

对于甲状腺癌的治疗，131I用量平均为()Bq。

铀矿井总入风氡子体控制浓度应不大于()/m3。

含有半衰期大于60d，小于或等于5a(包括60Co)的低放固体废物比活度()。

应验证和确认运行规程，以保证其在管理上和技术上是正确的，并且使运行人员容易使用和起到预期作用。运行规程应以()的形式来进行确认。

乏燃料后处理的燃料溶解阶段为增大溶解器的处理能力，还可加入()作为可溶中子毒物。

铀品位不高时的γ外照射剂量一般不会超过国家标准。但在开采铀品位高于()%的过程中要加强γ外照射防护。

核设施运行前环境本底调查的地理范围取决于辐射源项单位的运行规模，对于大型核设施供评价用的环境参数一般要调查到()km。

核与辐射源项单位(即业主)必须设立或聘用有()的单位来对其核与辐射设施运行可能造成的环境影响进行监测。

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。事故中期主要的辐射危害来自()的放射性物质。

铀加工和核燃料生产中的浓缩指的是将天然铀中235U的丰度由()%左右提高到核动力厂使用的2%-5%。

为了避免由于过热而引起堆内燃料元件损坏，在反应堆()工况下，都必须确保对堆芯的冷却，导出燃料元件棒内燃料芯块的释热。

民用核安全设备设计、制造和安装持证单位在每季度开始()个工作日前提交上一季度的活动报告。

纵深防御第一层次的目的是()。

核设施和辐射设施退役活动直接操纵切割机具的工作人员，需穿防火焰工作服。个人剂量监测常用()，必要时要戴()。

生产、使用放射性同位素和射线装置的单位，应当按照()的规定对其产生的放射性废物进行收集、包装、贮存。

医用加速器在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测一次。对剂量监测仪器要定期()。

按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统管道、阀门、和接头允许最大瞬态压力为设计压力的()%。

核设施首次装料前要进行一次综合演习或联合演习。在演习前，()要对营运单位现场实际应急准备状况进行一次全面检查，以核实是否具备进行装料前综合或联合演习条件。

核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的()承受所有确定的假设始发事件。

在核技术利用领域，使用()的核技术利用设施或活动，需要关注流出物问题。

核动力厂废气短寿命惰性气体的去除主要依靠()。

工农业和科研用的γ辐射源平时置于()贮存。

大破口失水事故中的喷放阶段大致将持续()。

在重水堆中，来自()的光子在重水中产生光中子。这个源对确定堆芯以外的冷却剂回路屏蔽要求是重要的。

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()的先决条件之一。

核事故应急演习中允许参演人员自由响应的演习情景是训练技术人员在事故条件下完成相应任务的最高级形式。在()中应该尽可能地采用这种自由响应的演习方式。

核电厂厂址安全评价通常包括()个阶段。

铀矿石中β辐射危害主要存在于铀水冶加工的()工序。

铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量的()%。

核电厂厂址安全评价中必须考虑所评价的外部事件包括外部自然事件和外部人为事件，下列不属于外部人为事件的是()。

使用()进行治疗时，治疗结束后，要用剂量仪检查源是否回到安全贮存位置。

国务院核安全监管部门对于偏离运行技术规格书的特许申请进行审评和批准，审评结果通知营运单位和地区监督站，必要时由()监督其实施。

营运单位必须在()前把放射性排出流排放安全分析报告上报国务院核安全监管部门。

“每一种工作(单位)的质量保证(分)大纲”由承担核设施各方面工作的单位分别负责制订，然后报()审核(审评)认可。

有的压水堆核电厂建立了()加离子交换的废液处理系统，对实现废物最小化获得了较好的效果。

国家实物保护的目标是，创造条件将非法转移核材料或破坏核设施的()降低到最低限度，并提供信息和技术援助，以支持国家采取迅速和全面的措施，确定遗失核材料的()并追回核材料，以及最大限度地减少破坏的影响。

在化学品爆炸的设计基准中，需要确定爆炸源和核电厂安全有关物项之间的允许距离。在这当中按构筑物能承受()的压力值(正的入射峰值压力)推荐关系式。

至今我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准，目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照()SCAPA制定的防护行为准则()执行。

质量保证文件第二层次文件是()。

高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法由()在1978年实现工业化生产。

铀同位素浓缩设施闭合平衡核材料的不平衡差(MUF)的相对标准偏差限值为()σMUF/%。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查的半径为()km。

核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析，慢化剂温度(密度)反应性系数取±()%不确定性。

我国的电磁辐射环境质量处于()状态。

()级环境保护主管部门应当编写辐射工作单位监督管理年度总结报告，于每年()前报国务院环境保护主管部门。

民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过()的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的()的水平。

我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求，取()年一遇的3s阵风作为设计基准。

国标GB18871规定对于抢救生命的行动，应做出各种努力，将工作人员的受照剂量保持在最大单一年份剂量限值的10倍，即()mSv以下，以防止确定性健康效应的发生。

铀矿冶工作人员一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达()%以上。