注册核安全工程师岗位培训试题1(核安全专业实务)

核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。

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。

必须完成核动力厂的概率安全分析，以达到()目的。

对于工况II事件，通常应用的验收准则为()。

在建立核动力厂营运单位组织机构时，必须考虑如审查职能，包括对履行运行职能和支持职能的情况进行严格监查，并进行设计审查。监查的目的在于()。

缺陷是指材料部件中的()。

核电厂低压熔堆过程，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出()等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。

由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷，以及设备材料中难于检查出的缺陷，在运行阶段，一定的条件下有可能会进一步扩展，导致设备的失效。这样的条件至少包括()。

在核动力厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求的精确度预测的。最重要的影响是()。

核电厂严重事故的初因事件中如考虑外部事件，还应加上()。

到2011年年底为止，世界商用核动力厂发生过严重事故的是()。

民用核安全设备是在民用核设施中执行核安全功能的()设备。

在核动力厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求的精确度预测的。最重要的影响是应力、温度、辐照、氢吸附、腐蚀、振动和磨蚀，所以这些影响都取决于()。

在建立核动力厂营运单位组织机构时，必须考虑的审查职能包括对履行()职能的情况进行严格监查，并进行设计审查。

核动力厂的分类工况可划分为，()。

安全运行既取决于设备，也取决于人，所以运行限值和条件还必须包括运行人员()。

只有在()，使核电厂长期失去热阱，才会导致严重事故。

在INSAG-3中，概率安全目标是“要求早期厂外应急响应的大规模放射性释放频率小于()堆年”。

为了确认核动力厂的防火满足了要求，应进行火灾危害性分析。火灾危害性分析主要包括下述方面，()。

关于运行人员方面，运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的()行动的原则要求。

下列关于反应堆内的后备，剩余反应性说法错误的是()。

确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说，将冷却剂主管道()双端剪切断裂作为最大可信事故。

()是从核电厂正常排放或事故释放的放射性物质经过扩散进入环境和厂址区域水源地的主要途径。

INSAG建议的大规模放射性释放的频率，对未来核动力厂为()堆年。

主要含半衰期大于60天，但不大于()年核素的固体放射性废物，需要经过较长时间，一般不超过100年的衰变，其放射性比活度才能达到安全水平，因此通常用近地表处置，不需要用地质处置。

核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型，即高压熔化过程和低压熔化过程。高压过程一般以()为先导事件。

核动力厂假没始发事件是根据()选定的。

我国的核安全法规体系来源于()。

国务院于()颁布了《民用核安全设备监督管理条例》，国务院第500号令。

核动力厂运行安全监督包括检查和处理、处罚、强制命令，简称对核动力厂运行安全的检查和()。

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()特征有十分密切的关系。

对于工况III及工况IV事件，一回路压力小于()%设计值。

反应堆中用于功率控制的控制棒是()。

核动力厂运行工况期间的剂量当量规定限值的范围包括()。

()即堆芯严重损坏事故，有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染，产生十分巨大的损失。

为保证核动力厂运行符合设计要求，()必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。

反应堆启动的Keff()。

α废物，指含原子序数>92的α辐射的放射性核素，其放射性比活度大于()，对单个货包的放射性废物。

防火区的边界设置防火屏障，防火屏障优先采用的设置方式是，()。

反应堆冷停堆的Keff()。

()于2007年7月11日颁布了《民用核安全设备监督管理条例》。

结构设计的应力评定中，在设计工况下，一次总体薄膜应力强度不得超过材料抗拉强度的()。

凡是能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为控制反应性的手段，其中最常见的方法是()。

核动力厂的运行是()按规章管理和()依法严格监督下的行为。

单一故障假设是核动力厂安全设施中一个()的概念。

在提交国务院核安全监管部门以前，()必须保证由()参与相关设计的个人或团体对核动力厂设计安全评价进行独立验证。

INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率，对未来核动力厂为()堆年。

必须采用()方法，确定可能导致核动力厂严重事故的重要事件序列。

核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址现场气象数据分析的现场气象观测计划不包括()用途。