核安全工程师专业实务考试考前备考试题九

在核安全设备活动单位的资格许可中，申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件针对核安全机械设备，初次提出取证申请的单位原则上只能申领核()级设备的许可证。

核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征包括()。

通过对不符合项的审查需要确定()。

我国环境影响评价制度的主要特征表现在()方面。

核应急响应能力保持的培训通常采取()相结合的办法。

所有易裂变材料(包括未辐照和已辐照燃料)的()必须按要求保存详细的可核查账目，保存时间至少不短于管理规定的要求。

放射性废物可以通过()降低放射性水平，最后达到无害化。

营运单位必须负责并组织有关堆芯管理和厂区燃料装卸的全部活动，以保证燃料在反应堆中的安全使用及其在厂区()期间的安全。

安装在主控制室内的设备应足以满足应急期间对核动力厂的()。

γ辐照装置在工业、农业、医疗卫生、环境保护等许多领域得到广泛应用，其主要用于()。

对核动力厂应急指挥部演习过程的评价，至少要评价()环节。

滨河核电厂引起洪水的类型有()。

利用加速器进行人体治疗的单位，为了有效地实施辐射安全计划，应制定()。

放射诊断X射线机的辐射安全管理要求包括()。

进口民用核安全设备到达口岸前，民用核设施营运单位应当向国务院核安仝监管部门及其所属的检验机构报检，并提供()材料。

对核设施实行分阶段环评，能针对各个阶段可能产生的环境影响进行()，提出各个阶段预防或减轻不良环境影响的对策和措施，以有效防止各阶段可能产生的放射性污染问题。

核安全审评的内容包括()。

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()。

下列属于中毒性废物的有()。

核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值(极端气象现象)和罕见气象现象(极端气象事件)进行调查。气象变量的极限值包括()。

设计验证是()设计的过程。

核准颁发核材料许可证前的检查包括材料衡算管理(包括核材料平衡区的划分;实物盘存的计划和程序)记录和报告系统以及分析测量系统的()。

在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，国务院核安全监管部门承担主要职责和部分职能的范围包括()。

核电厂调试文件必须对()作出明确规定。

高放废液的贮存必须加强安全监管，应高度重视()。

为了保证安全，核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行()基本安全功能。

现在，压力驱动式的膜分离技术如()正在放射性废水处理方面扩展应用。

核燃料加工、处理设施必须设置专门的机构进行剂量监测和辐射安全监测。剂量监测应主要考虑()方面。

与最终热阱有关的设计基准气象问题应考虑()对最终热阱有关的构筑物、系统及部件的影响。

下列属于授权提供核安全技术服务的单位的是()。

核动力厂在运行规程中提供的指导必须是清晰、简洁，并尽可能是()的。

经注册登记的境外单位，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时，对其从事的相应活动()负责。

辐射防护的基本原则是()。

对一个特定的核与辐射设施的流出物(排放源项)，放射性物质在环境中的转移行为和途径分为()。

铀矿冶退役治理竣工验收分为预验收和竣工验收两个阶段，预验收是由()组织进行的部分或整体预验收。

界面系统LOCA，即与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效而导致反应堆冷却剂失控流失到()的假想事件。

使用β放射源作敷贴器时，当源的活度较高时，必须考虑对β粒子产生的()的防护。

我国《放射性物质安全运输规程》GB11806目前使用的是()版。

矿井氡的析规律()。

核动力厂营运单位必须制定()，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。

核动力厂营运单位必须制定()，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。

对因核电厂运行而受到最大照射的一群有代表性的居民必须进行()前的研究，以确定国务院核安全监管部门可以接受的关键居民群和这群居民的关键照射途径。

核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向核动力厂主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入()应急状态和采取应急防护措施的建议。

根据辐射防护基本原则，核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标：(1)个人照射量不得超过由国务院核安全监管部门确定的相应规定限值。(2)考虑了经济和社会因素，辐射防护措施必须使照射量保持在()。

含有半衰期大于30a的放射性核素的固体废物分为()级。

《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能，对国内民用核安全设备活动单位的监管手段主要通过()制度实现。

环境辐射监测完成的全部测量，实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。对于许多仪器，可以用标准源刻度。刻度是用单个()进行单点校核。

对于一个特定的始发事件，必须描绘核动力厂对始发事件的响应，包括系统的投入和操纵员的响应，分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用()分析法来完成这种分析。

大型辐照装置多数采用()作为辐射源。

氡吸入体内，随着呼出又会跑出来，但其衰变子体则会滞留在肺内，子体衰变时放出的()射线会成为导致肺癌的重要因素。

描述核动力厂营运单位组织机构及履行所有这些职责的管理安排的文件必须可供()审查。

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()层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。

为明确初始条件并相应制定应急行动水平，需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中，按()种识别类型分类。

为明确初始条件并相应制定应急行动水平，需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中，按四种识别类型分类：A类\F类\H类\S类。裂变产物屏障降级属于()。

我国在铀矿勘探、开采初期，矿井主要采用()控制氡。

中子发生器产生()中子。

核设施首次综合演习或联合演习前，国务院核安全监管部门一般都要对营运单位现场实际应急准备状况进行一次全面的“例行检查”，这是国务院核安全监管部门颁发()的必要条件之一。

核动力厂系统必须设计成在安全重要系统或其部件发生故障时()而使核动力厂进入安全状态。

低、中放废物处置场在处置单元堆放满一层后上面浇灌一层()。

核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。SG(蒸汽发生器)二次侧的压力往往由()决定，不必预先规定正负不确定性。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()种级别进行。

对于现有规范、标准、技术规格书尚未包括的工艺(即新工艺)，或质量要求超出这些文件规定的情况(即有更高的质量要求)时，应预先做()。

美国核管会提出了核动力厂运行的定量安全目标：反应堆事故对核动力厂附近的个人或居民群体可能产生的晚期(癌症)死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的()%。

核设施退役活动去污方法的()去污效果好，适用于复杂金属结构部件，其改进的后的方法使金属管道也能得到去污。

核电厂外部人为事件调查收集区域内固定源和移动源的资料是为确定()。

60Co放射源贮存于井下时，井水每吸收100eV辐射能量可产生()个氢分子。

核仪表和γ射线探伤机等不使用时，放射源都位于防护容器内并锁在安全位置，此时防护容器外表面的()应符合国家规定的要求。

B型货包其设计应能满足()h水浸没试验要求。

居民室内氡浓度限值为()Bq/m3。

授权提供核安全技术服务的单位是为()提供技术服务的企事业单位。

《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：()必须对核动力厂建造阶段的质量与安全承担全面责任。

在地浸采铀中，地浸工艺对地下水复原技术措施：⑴地下水清除法⑵反渗透法⑶自然净化法⑷还原沉淀法，还原沉淀法所采用的还原剂是()。

处理能力大，混合好后可注入钢桶、也可注入钢箱，废物容器的废物装填率高的水泥固化工艺是()。

质量保证文件的第()层文件是实施质量活动的具体文件。

在核或辐射应急情况下，紧急防护行动将依据()来实施。

使用Ⅳ类、V类放射源的单位应当按照国务院环境保护主管部门的规定，在放射源闲置或者废弃后3个月内将废旧放射源进行()后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。

核设施与辐射设施退役后的厂房、场址清污到什么水平，取决于退役终态()。

高放废液放射性浓度水平为()。

破损燃料棒向周围池水释放的惰性气体占总量的份额取决于燃料棒内()。

排风预过滤器，设在高效空气粒子过滤器之前，为除去气流中粗粒粉尘，以提高高效微粒空气过滤器使用寿命，过滤效率至少为()%。

一级PSA在按安全壳系统状态对堆芯损坏事件序列进行聚合时，常常要对堆芯损坏事件序列按电厂()。

省级核事故场外应急指挥中心通常都设在省会城市，距核动力厂都较远。因此，一般都在()设置前沿指挥所。

当怀疑或监测到人员体表或衣服上有放射性污染时，需要进行人员去污。人员去污往往与()放射性污染监测同时进行。

一般来说，震源在海底下50km以内、里氏震级()以上的海底地震才有可能引发大的海啸。

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。分类是指将()分类。

核燃料加工、处理设施为了有效控制厂房的放射性污染，避免物料的损失、减少工作人员的个人吸收剂量，放射性厂房应为()系统。

对放射性液体流出物实行()排放。

为了得出适当的核电厂设计基准，应确定核电厂外部人为事件的()，并评价其可能导致危害现象的严重性。

内部监查可一年进行()次，但如果以前的监查结果表明需要进行较频繁的监查时，则需增加监查频度。