核安全专业实务模拟试题(2)
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在建立核动力厂营运单位组织机构时，必须考虑的决策职能包括()。
- A.确定管理目标
- B.确定核安全和质量政策
- C.分配财力、物力和人力资源
- D.批准管理大纲内容
- E.制定使员工状态胜任其工作的制度
- F.根据实现管理目标过程中的业绩对上述各项制定必要的修改计划
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《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，()。
- A.使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事件序列
- B.对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑
- C.对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施
- D.应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统，安全系统和非安全系统，和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用
- E.对于多堆厂址，可以考虑使用其他机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行
- F.对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规定
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必须完成核动力厂的概率安全分析，以达到证明整个设计是平衡的，没有任何一个设施或假设始发事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献，并且保证纵深防御的第()层次承担核安全的主要责任。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
- E.5
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核动力厂专项安全监督任务由国务院核安全监管部门组织()，在依法授权的范围内进行工作。
- A.地区监督站
- B.核安全检查组
- C.核安全监督员
- D.核安全评审团
- E.受委托的专家
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系，是因为()。
- A.国际原子能机构对于核设备质量监管相应的规定
- B.实现核电设备国产化是国家“积极发展核电”方针
- C.实现核电设备国产化是国家提高自主创新能力的重大举措
- D.我国工业体系发展特殊的管理和体制环境
- E.我国核安全设备的制造质量始终是薄弱环节
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求()。
- A.在民用核设施的建造和营运中保证安全
- B.保障工作人员和群众的健康
- C.保护环境
- D.促进核能事业的顺利发展
- E.将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平
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民用核安全设备在()阶段的质量事故都可能导致核设施放射性释放的严重后果。
- A.设计
- B.制造
- C.安装
- D.运行
- E.退役
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《核动力厂设计安全规定》(HAFl02)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用()分析方法。
- A.确定论
- B.概率论
- C.工程判断
- D.运行经验
- E.最佳估算
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所有发展核电的国家的制造商、运营单位、研究单位、专家以及管理当局已在核动力厂()方面广泛地采用了概率安全评价(PSA)技术，并逐步发展为进行安全评价和安全决策的标准工具。
- A.审批监督
- B.评价
- C.定期安全审评
- D.诊断故障
- E.指导运行
- F.制定维修策略
- G.改善运行安全特性
- H.分析设计中的薄弱环节
- I.改进设计J:新型反应堆设计
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《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()。
- A.必须有足够的措施保证质量
- B.保证安全运行
- C.预防核事故
- D.限制可能产生的有害影响
- E.必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染
- F.将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平
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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()。
- A.意外开口
- B.安全壳旁路
- C.安全壳喷淋失效
- D.早期失效
- E.晚期失效
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反应堆功率控制要求某些控制元件动作迅速，及时补偿由于()引起的微小的反应性瞬态变化。
- A.燃耗、裂变产物积累
- B.负荷变化
- C.温度变化
- D.变更功率水平
- E.异常工况
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核动力厂运行安全监督的根据是()和其他国内、国际有关的核安全标准或文件等。
- A.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》
- B.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》
- C.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件一核电厂操纵员执照颁发和管理程序》
- D.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二—核设施的安全监督》
- E.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一核电厂营运单位报告制度》
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在核动力厂运行寿期内，在()时，必须对运行限值和条件进行修改。
- A.核动力厂的变更
- B.技术和安全的发展
- C.经验的积累
- D.营运单位认为必要并经国务院核安全监管部门批准
- E.国务院核安全监管部门提出要求
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运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的，为核动力厂的安全运行列举的()等一整套规定。
- A.参数限值
- B.设备的功能
- C.设备的性能
- D.人员执行任务的水平
- E.规章制度
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核动力厂在建立核动力厂营运单位组织机构时，必须考虑的管理职能()。
- A.决策职能
- B.运行职能
- C.支持职能
- D.审查职能
- E.监督职能
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在核动力厂运行寿期内，必须根据()对运行限值和条件进行复审。
- A.核动力厂的变更
- B.经验的积累
- C.技术的发展
- D.安全的发展
- E.核安全监管部门的要求
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研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是，()。
- A.失水事故后失去应急堆芯冷却
- B.失水事故后失去再循环
- C.全厂断电后未能及时恢复供电
- D.一回路系统与其他系统结合部的失水事故
- E.蒸汽发生器传热管破裂后减压失败
- F.失去公用水或失去设备冷却水
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和相关规定，营运单位按照核动力厂运行行为类别向()和()单位报告和接受安全监督。
- A.核设施主管部门核行业主管单位
- B.核设施主管部门国务院核安全监管部门
- C.国务院核安全监管部门核设施主管部门
- D.国务院核安全监管部门核行业主管单位
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在役检查规范的应用的前提、基础是核动力厂的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了()的要求。
- A.设计规范
- B.建造规范
- C.安装规范
- D.质保规定
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营运单位必须建立并以()确定组织机构，以保证履行实现核动力厂安全运行的职责。
- A.程序
- B.措施
- C.文件
- D.记录
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反应堆热备用的Keff()。
- A.1
- B.≤1
- C.0.99
- D.≤0.99
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运行限值和条件必须反映最终设计，并必须在核动力厂()经国家核安全监管部门评价和批准。
- A.设计完成之前
- B.设计完成之后
- C.开始建造之前
- D.开始运行之前
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核动力厂设计选择设备时必须考虑到误动作和不安全的故障模式。对构筑物、系统和部件预期会发生故障并需采取设计措施的地方，必须优先选择()的设备。
- A.具有可预见的故障模式
- B.具有已揭示的故障模式
- C.便于修理或更换
- D.以上三者均包含
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为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的贯彻和实施，国家核安全局于2008年1月1日正式发布实施了四个核安全设备方面的()。
- A.法律条例
- B.法规条例
- C.部门规章
- D.国家标准
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到2011年年底为止，世界商用核动力厂共有()个反应堆发生堆芯熔化或解体。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
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对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为()。
- A.稀有事故
- B.超设计基准事故
- C.熔堆事故
- D.未能紧急停堆的预计瞬态
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常规收集用于极端降水分析的数据一般包括()小时最大降水深度。
- A.1
- B.3
- C.12
- D.24
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()的概念是以防止核动力厂发生不可接受的放射牲物质释放为依据的，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。
- A.安全值
- B.安全限值
- C.安全系统整定值
- D.正常运行的限值和条件
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对于工况II事件，通常应用的验收准则为最小偏离泡核沸腾比，DNBR在双()%偏离泡核沸腾准则规定的限值以()。
- A.90上
- B.90下
- C.95上
- D.95下
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确定论评价方法用来研究核动力厂有关屏障和安全系统的()。
- A.安全值
- B.有效值
- C.限值
- D.整定值
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《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包括，应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统，安全系统和非安全系统，和使用附加的临时系统，使严重事故返回到()状态或减轻它们的后果。
- A.安全
- B.受控
- C.停堆
- D.早期
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对核电厂厂址罕见气象现象应收集()种资料。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
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概率安全评价方法与传统的确定论安全分析的区别是()。
- A.能确定从各种不同始发事件所造成的事件序列
- B.能够系统地和现实地确定事件序列的发生频率
- C.能够系统地和现实地确定事件序列造成的后果
- D.以上三者均包含
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运行限值和条件的技术方面包括核动力厂安全重要的各构筑物、系统和部件执行其在()中假定的预定功能时需要遵守的限制和运行要求。
- A.正常运行工况
- B.预计运行事件
- C.事故工况
- D.安全分析报告
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的核电厂对职业照射和公众照射的剂量限值适用于在规定期间内()。
- A.内照射引起的剂量
- B.外照射引起的剂量
- C.摄入所致待积剂量
- D.B与C之和
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必须把计算的剂量与规定的设计目标值进行比较，以判断为厂区人员和公众提供的防护设计措施在假想事故工况下是否充分。假想事故工况和设计目标必须经()认可。
- A.国务院
- B.国务院环境保护主管部门
- C.国务院核安全监管部门
- D.营运单位
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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，全面履量管理阶段产生于()。
- A.20世纪20年代
- B.20世纪50年代
- C.20世纪80年代
- D.21世纪初
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核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为()个不同的类型。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
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核动力厂单一故障分析中，不考虑同时发生()个以上的随机故障。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
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核动力厂确定论安全分析必须验证所采用的各项分析假设、方法和保守程度的()。
- A.安全性
- B.有效性
- C.适用性
- D.正当性
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为了保证设施的安全运行，必须在运行的寿期内定期地进行检查，及早地发现缺陷，在缺陷()之前控制缺陷。
- A.继续发展
- B.恶化扩大
- C.不可控制
- D.导致结构发生失稳破坏
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为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常在部件与设备的设计上给出了相当大的设计安全裕度。例如∶核一级容器在设计阶段，所用材料的许用应力强度只保守地取到材料屈服强度的()。
- A.1/4
- B.1/3
- C.2/3
- D.1/2
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由大量的运行缺陷分析证明，核动力厂的部件与设备，材料的()是役致裂纹的始发源。
- A.不规则或损伤
- B.微观缺陷
- C.气孔
- D.疲劳及缺陷
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为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的贯彻和实施，国家核安全局于()年1月1日正式发布实施了四个核安全设备方面的部门规章。
- A.2007
- B.2008
- C.2009
- D.2010
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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，全身剂量()mSv。
- A.250
- B.300
- C.2500
- D.3000
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对于工况III及工况IV事件，燃料元件可保持冷却状态，通用的判断标准为短时间高温，燃料包壳峰值温度PCT()℃。
- A.1284
- B.1428
- C.1482
- D.1842