核安全工程师专业实务考前练习卷四

《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定：生产、使用放射性同位素和射线装置的单位，应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定对其产生的放射性废物进行()。

不符合项可在()情况下发现。

反应堆控制棒按其作用不同可分为()。

《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备相应技术水平和质量管理能力的单位，应在取得许可证后方可从事民用核安全设备的()活动。

铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)环境影响评价报告是工程批复的必要条件，它包括()。

低、中放废物处置场关闭之后，由审管部门指定专门单位负责关闭后的监控工作。监控工作包括前期的主动监护和后期的被动监护。主动监护的任务主要有()。

辐射环境监测采集到的水样必须进行预处理，以便防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生变化。对水样的处理和保管要考虑()因素。

在开采铀品位高于1%的过程中要加强γ外照射防护。根据外照射防护原则，应()。

核动力厂核安全的技术安全目标是()。

在()模式由于反应堆不会产生显著的热功率，反应堆堆芯安全限值不适用。

核动力厂营运单位的辐射防护职能部门必须具有足够的()，以便实施辐射防护法规、标准和规程以及安全工作实践并提出建议。

根据“安全第一，预防为主”的方针和国际惯用的对核材料()的纵深防御思想，对核材料进行管制。

对于气体流出物，在排放烟囱要设取样孔进行取样分析，对重要的设施还必须进行在线监测。对于存在气溶胶取样的情况，取样管线的设计要考虑()问题。

α废物主要产生于()。

大型γ辐照装置的厂址设置，应根据()的要求，结合当地的气象、地形、水文、地质等条件以及附近居民分布情况，合理布局。

核电厂厂址选择应调查研究地区()，并对厂址技术经济进行比较，按相对优劣条件进行排列。

核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价，应评估正常或事故排放进入水体的放射性源项参数包括()。

根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，下列属于核设施核安全活动许可的是()。

γ辐照装置的观察设施是操作人员直接或间接观察照射室内辐射源位置及设备、被照样品运转情况的设施，一般有()。

固体放射性废物包装容器、外包装容器和集装容器应按相关规定进行试验和检验。对工业货包或A型货包的试验项目有()。

铀矿勘探、开拓、采矿的凿岩爆破、出渣、搬运过程产生大量铀矿尘，铀矿尘既具有放射性，又有化学毒性，必须采取防尘措施。主要措施有()。

核动力厂运行限值和条件可以分为()。

我国放射性物品运输安全管理中存在着()问题，需要通过立法完善放射性物品分类管理及其具体措施，需要强化对运输容器设计和制造的管理，以确保放射性物品运输安全。

在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。

《放射性物品运输安全管理条例》对放射性物品托运人的要求包括()。

验证质量的人员包括()。

核电厂放射性物质流出物排放的自然受体是()。

核动力厂运行经验反馈内容有()。

质保监查后的工作包括()。

核技术利用单位的流出物排放也必须进行有效管控。管控的一般要求包括()。

1998年《建设项目环境保护管理条例》颁布，对各种投资类型的项目都要求在()，完成环境影响评价的报批，使得环境影响评价和基本建设程序紧密结合。

铀富集工厂采用的临界控制手段包括()。

《放射性物品运输安全管理条例》要求放射性物品运输容器设计单位通过()方法，对设计的放射性物品运输容器的安全性能进行评价，并建立、健全档案制度，如实记录设计和安全性能评价过程。

核动力厂通信系统在应急情况下应有()的能力。

核动力厂场内应急计划的“应急设施与设备”部分应()。

下列关于核动力厂核应急设施的技术支持中心说法正确的有()。

医用加速器安装竣工后，必须按规定进行验收监测，经验收合格后才能正式投入运行。()发生变化时，必须重新进行监测。

生产、销售、使用、贮存放射源的单位，发生放射源丢失、被盗和放射性污染事故时，有关单位和个人必须立即采取应急措施，并向()报告。

乏燃料贮存密集化措施有()。

为了加强放射性物品运输容器制造的管理，《放射性物品运输安全管理条例》明确了运输容器的质量()要求。

在核动力厂全寿期在役检查中的“完整检查”通常安排在役前检查阶段进行，以确定“起始零点”，然后安排在反应堆首次装料后的30个月以内再进行第二次。若无异常情况，随后的“完整检查”每间隔()进行一次。

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。

核设施退役在切割拆卸时，操作人员在()中切割必须在监督下进行。

按核与辐射事件分级表(INES)，找到高放密封源丢失源、设备或的运输货包，其安全设备完好属于()。

地震危险性级别的SL-1相当于美国法规中的()，相当于日本的设计用()。

核燃料加工、处理设施应在操作现场配备()，以便在发生UF6泄漏时，保护操作人员尽快采取有效措施，以防事态扩大。

核电厂对外部人为事件的潜在源收集资料的范围通常在半径()km的范围内。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围调查，需开展钻孔、槽探、物探等调查手段，实测穿越构造体和厂址的地质剖面。

核动力厂营运单位和核岛工程总承包单位均必须严格遵守《民用核设施安全监督管理条例》和《民用核安全设备监督管理条例》等核安全法规的要求，接受()的监督管理。

调试由反应堆装载燃料前和()种条件下的试验组成。

l998年()颁布了《建设项目环境保护管理条例》，第一次通过行政法规明确规定“国家实行建设项目环境影响评价制度”。

核电厂排出的放射性物质可能通过土壤、大气或地表水直接或间接地污染该区域的地下水系统，主要有()种方式。

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()个阶段，逐步发展成为一门独立学科。

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0.07bar(7kPa)的压力值(正的入射峰值压力)，推荐的关系式为：()。(Rip是离爆炸处得距离，m;W是TNT的质量或炸药赝量的TNT当量，kg)

232Th的半衰期的为()a。

质量保证的组织对人员配备的要求包括所有负责对质量有影响的工作的人员(包括质保人员)应根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行()。

在制定设计基准积雪时，应考虑并入到积雪中的降雨的附加重量。例如把冬季()小时的可能最大降水量加入到积雪中去。

对使用明火、焊接和火焰切割等的作业，要经过()，并且应具备足够的防火措施。

必须根据核动力厂假设始发事件清单得出一套设计基准事故，以便设定设计安全重要构筑物、系统和部件的()。

核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市()负责本行政区域内的核事故应急管理工作。

()核安全检查是核安全检查组或核安全监督员根据国务院核安全监管部门制定的检查大纲，对营运单位在各阶段的安全重要活动所进行的有计划的核安全检查。

生产线上用的核仪表，源与工作人员的距离应大于()m并便于安装、拆卸和检修。

核技术利用领域发生的涉及辐照或放射性物质失控的事故称为()。

现在各国都用()法(Purex流程)处理乏燃料。

针对核设施规定的、与辐射源相关的公众剂量的限制值称为()。

国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。阀门设计、制造许可活动范围表中的能力特征参数应结合申请单位的实际能力、模拟件规格、以往供货业绩以及核动力厂的实际产品参数确定。对于压水堆，一般情况下设计压力的限值不宜超过()MPa。

作为放射性废物安全处置第一道屏障的固化体，()是最重要的品质指标。

最初系用口头或其他非正式方式传递设计资料时，应迅速补上一份()予以确认。

概率安全评价(PSA)所考虑的核动力厂始发事件的确定可以采取()种方法。

国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括在核事故应急响应中，国家核事故应急协调委员会的响应()。

碘防护的通用优化干预水平是()mSv(指甲状腺的可防止的待积吸收剂量)。

特别重大辐射事故，是指I类、Ⅱ放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果，或者放射性同位素和射线装置失控导致()人(含)以上急性死亡。

工艺流程卡由()部门的合格人员编制，部门负责人组织审核，使用部门的上级领导或总工艺(程)师批准。

按核与辐射事件分级表(INES)，重大事件为()级。

目前，我国国家监管的核技术利用单位()万多家。

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)的审查要点是()。

国家核安全局相关业务工作主要包括()核电厂、研究型反应堆、临界装置、核燃料循环设施、放射性废物处理和处置设施等核设施的行政许可和监督检查以及事件与事故的调查处理。

核事故应急资源的维护需要通过()方法，对各种设施、设备的可用性定期检查，发现问题，及时处理。

从《商用轻水堆核动力厂安全研究》(WASH-1400)的结果看出，由小破口和瞬态事故引起的堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的()%。

不符合项报告一般由()填写。

对滨河核电厂厂址对天然或人工蓄水构筑物引发洪水的基本考虑说法错误的是()。

医用加速器和辐照加速器的迷宫口的辐射水平较高。为了减小这一效应，应在迷宫门上贴一层()。

压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后，在经卸压阀排放的蒸汽中，诸如碘、铯等可溶于水的物质的浓度()。

在役前检查和每一次在役检查实施前，核动力厂营运单位通过()的供方评定后，选定检查实施单位。

为了分析地震反应，对核电厂的地基采用()种厂址分类。

我国采用了国际原子能机构对“监测”的定义：为评价或控制辐射或放射性物质的照射，对剂量或污染所进行的测量及对测量结果的()。

对场外应急状态，核设施营运单位应协同地方应急组织，将终止应急状态的建议上报国家应急组织经批准后，由()发布解除命令。

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中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘单个事件序列的结果工况，如果造成堆芯严重损坏状况，给出()。

在轻水堆和重水堆中，()反应产生14C。

为准确控制医疗照射剂量，应加强对照射剂量的测量检查。定期测量(如每月一次)有用线束的()。

对于废旧不用的放射源不得自行处理，特别是不能任意丢弃、掩埋和挪作他用，应妥善保管，按()规定处理。