核安全工程师专业实务考前练习卷五

按照GB11806的规定或国家核安全监管部门的要求，除一般审批事项外，()也需要经核安全监管部门审批或审评认可。

铀选冶厂的()等岗位都是氡析出和释放较高的地方，必须采取有效的降氡措施。

放射性废气净化方法有()。

核电厂在运行期间，要对放射性废气和废液进行净化处理。处理能力要与核电厂()所产生的废气和废液量相适应。

按照国家核安全监管部门的要求，()货包的装运都须经过批准。

核动力厂的安全实际上是通过组成其()的安全性来实现的。

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可能性降低到最低限度，并提供()援助，以支持国家采取迅速和全面的措施，确定遗失核材料的地点并追回核材料，以及最大限度地减少破坏的影响。

焚烧较强()放射性的废物，必须有适当的辐射屏蔽，特别是卸灰系统，可能要考虑远距离操作。

核电厂事故分析假设失去厂外电源适用于分析()类工况。

铀富集厂工艺主机内部沉积的铀水混合物达到一定条件时，则有可能发生核临界事故。铀积累可因()引起。

核动力厂在各种失水事故(包括主管道双端断裂在内的整个事故谱)工况下的辐射源()。

一级概率安全评价(PSA)的具体任务中的系统分析包括()。

2010年2月国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》，明确了核电厂营运单位必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担全面责任，要求核电厂营运单位不得将核岛工程总承包活动中的()活动，委托给不具备核电厂核岛工程总承包资质的单位。

核设施对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。

根据有关法规规定，对质量保证实施情况的核安全检查的范围分为()。

乏燃料后处理厂废水中所含的放射性核素主要是()。

《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》(HAF601)第三十九条规定：“国家核安全局对民用核安全设备监督检查的内容包括：重大质量问题的()，以及整改要求的落实情况。”

根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为()。

下列属于间接使用核材料的有()。

下列铀浓缩生产放射性工作场所属于监督区的有()。

低、中放废物安全监管需要重视()。

《质保规定》(HAF003)对文件控制的基本要求包括()。

放射性废物按毒性分为()。

通常将操作干预水平表示为()。

核设施和辐射设施退役管理涉及许多方面，最重要的是()管理。

核设施运行前环境本底调查的内容应包括()。

核动力厂主要调试阶段的第二个阶段包括()。

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。事故中期关心的照射途径是()。

辐射工作单位应当建立放射性同位素与射线装置台账，记载放射性同位素的()。

核设施建立核质量保证体系的基础是()。

核设施与辐射设施退役的实施，包括()。

对轻水堆，冷却剂丧失事故(LOCA)的始发事件可以是()。

进行安全重要构筑物、系统和部件的()，这对核动力厂的安全运行来说是至关重要的，它不仅保证所有对安全有影响的核动力厂构筑物、系统和部件均能按设计要求保持其可靠性和有效性，而且保证在运行开始后核动力厂的安全状态不会受到有害的影响。

在铀矿体的暴露表面上覆盖上一层不透气防氡保护层，以减少矿体表面的氡析出量，这就是防氡覆盖层。国内使用规模较大的有()。

核设施退役源项调查的方法有()。

在后处理厂采用的PUREX流程中，红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种蒸发器中。蒸发器装置是用于浓缩来自不同萃取、净化循环的水相物流主要涉及的浓缩单元，对这些料液进行长时间加热其反应极其复杂(辐解、水解、氧化和硝化等反应)，这取决于()。

用于离子交换处理的废水要求满足()方面的条件。

有许多可用于计算正常排放和事故释放放射性核素进入地表水的弥散模型，核电厂厂址评价中最常用的标准计算模型是()。

为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应评估放正常运行和事故工况下释入大气的放射性源项的()特性和参数。

检查的手段包括()。

在核事故应急演习中导调员在认为参演人员的响应活动有重大偏差时，将及时纠正。必要时导调员要以()方式直接干预，以确保演习的顺利进行。

在后处理厂采用的PUREX流程中，要注意“红油”爆炸这一特殊风险。文献数据表明，一般“红油”在130-150℃温度范围可以热分解，有的“红油”在高于()℃时才可以热分解。

为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，气象数据应至少每隔()小时收集一次。

对核电厂厂址罕见气象现象应收集()种资料。

在我国颁布的放射性污染防治法中将人为活动使环境天然辐射水平升高的活动归为“伴生放射性矿”，简称“伴生矿”。下列关于伴生矿概念要点说法错误的是()。

法国RCC-M规范规定：对于电气设备，安装在安全壳内，要求在正常工况和地震载荷下保持功能的设备定为()类。

如果要测来自土壤中的辐射，必须核对所测位置土壤的()，要核实在辐射探测器附近没有可以影响辐射探测器读数的物体。

检查人员进行的检查工作是通过“检查”的办法“验证物项、服务和影响其质量的各项活动(工作)是否符合()的要求”。

国家海水水质标准(GB3097-1997)规定，对于一、二类水体，夏天温升不超过()℃。

核电厂流出物在地下水的弥散评价，对水文地质特征评价应确定不同水平下，()受污染的敏感度。

工况()事故可能导致元件的严重损伤，但堆芯的几何形状不破坏，以便能适当地保持堆芯冷却。

滨河核电厂洪水资料的收集分为初步调查、资料收集和厂址确认(详细资料)两个步骤。资料收集和厂址确认(详细资料)阶段的水文资料应至少收集()年的资料，用于厂址评价的时间系列的统计分析。

营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况，()必须获得定期审查结果并采取恰当的纠正措施。

国核安函[2008]89号文件对模拟件制作提出了详细要求：针对所申请的设备类别，已经通过省部级以上机构组织的样机鉴定，但近()年内没有供货业绩的申请单位，在申请许可证时原则上应按规定进行模拟件的试制，除非申请单位证明其完成的样机鉴定过程和结果完全满足核安全法规、标准规范和技术文件的要求。

在辐射环境监测中，常常需要先在现场取样，然后在实验室再对样品进行分析，环境样品采集必须按照事先制定好的采样()进行。

()水平的地震在核电厂寿期内可能发生，一旦发生必须停堆对构筑物、设备、系统和部件进行全面检查和维修，此后才能恢复运行。

到()，要完成完整的火灾危害性分析，以确认核动力厂防火设计的正确性。

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美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为()级。

我国核事故应急实行()级管理。

核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的性能、技术规范和材料成分，并把()作为首要任务。

如果违反反应堆堆芯安全限值A，则要求进入机组运行模式3，以便把核电机组置于该安全限值不适用的模式下。考虑核电机组进入该安全限值不适用的运行模式的重要性和减少燃料损坏的可能性，允许完成时间为()。

()年，国际标准化组织发布了IS09000质量管理和质量保证系列标准，使真正意义上的质量保证更加完善、系统、规范.一致、适用和可行。

在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害是核动力厂核安全的()。

核电厂厂址评价在运行前阶段的厂址勘察，地基编录的委托人应熟悉设计，在工作期间发现实际地质与设计基准地质模型之间不同时，应咨询()。

高放废液玻璃固化涉及高放废液和高温()℃熔铸。

安全()级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全()级的那些小设备、小管道。

低、中放废物处置场关闭后，进入有组织控制期。这时期的长短取决于处置废物核素的种类、总活度以及处置设施的情况，由()确定。

国核安函[2008]89号文提出，对于核安全2、3级设备，相应活动单位应按照其不符合项分类方法将最高级别的不符合项在开启后()个工作日内上报国务院核安全监管部门。

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()。

在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中，“红油”爆炸事故是由于有机化学试剂在()条件下降解形成降解产物，并且在()失控的情况下发生。

按HAF001/02的第五条的规定，国家核安全部门的()并不减轻核设施营运单位和有关单位对核设施所承担的核安全责任。

原地爆破浸出矿井降氡，最好将氡直接排向()。

设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重;其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以()的。

《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》规定使用放射源的单位在本办法实施前已经贮存的废旧放射源，应当自本办法实施之日起()内交回放射源生产单位或者返回原出口方，或送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位。

我国对流出物中的非放污染物重视不够，特别是对核电厂的()污染的防治与国际社会差距很大。

我国参照国际原子能机构的的有关规定，按照射线装置对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低，将射线装置分为()类。

核设施与辐射设施退役涉及的环境安全，重点为()对环境的影响。

238U系，又称4n+2系，238U经过9次α衰变，7次β衰变形成稳定核素()。

尾矿库事故以洪水漫顶和基础渗漏，以及坝体渗漏者居多，约占尾矿库事故总数的()%。

《核动力厂质量保证安全规定》规定：对于严重的有损于质量的情况，()必须对查明起因和采取纠正措施做出规定，以防止其再次出现。

铀废石、尾矿中的放射性核素含量可比本底高()个数量级。

核安全应急准备状况的检查的目的是核实和监督营运单位应急准备实际情况，了解其应急响应能力()状况。

核电厂标准技术规格书的正常运行限制条件要求共分九大类共计()个正常运行限制条件。

为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有()以上的裕度。

核动力厂事故工况的辐射防护设计目标是把核动力厂可能释放的放射性物质给公众带来的风险以及由于这些释放和直接照射给厂区人员带来的风险限制在()的水平。

放射性固体废物首先按核素半衰期和辐射类型分为()种，然后按放射性比活度水平分为不同等级。

核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责包括统一指挥()核事故应急响应行动。

《放射性污染防治法》第十五条明确要求()制定放射性物品运输安全管理的具体办法。

核安全(安全)是完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭()危害。

质保监查分内部监查和外部监查，承包单位质保监查部门对分包单位(供方)()。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域调查的半径一般为()km或更大些。

核燃料加工、处理设施为了减少UF6化学危害对于环境的影响，对于工艺尾气进行()处理，并对处理过程产生的含氟废液进行处理，使气态和液体排出流符合国家排放标准规定的要求。

辐射环境监测完成一项特定的分析常常有几种化学或放化方法可供使用。在大多数情况下，要使用经过()的程序。

A型货包的活度限值()适用于特殊形式放射性物质，即不会弥散的固态放射性物质或封装在密封盒内的放射性物质。

《放射性物品运输安全管理条例》规定从事一类运输容器制造活动的单位，应当申请制造许可证。制造许可证有效期为5年。需要延续的，在有效期届满()个月前，提出延续申请。

根据国际经验，国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中，归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括：在严重事故下应能维持安全壳的()。

铀矿井工作面入风氡子体控制浓度应不大于()μJ/m3。