核安全工程师专业实务考试考前备考试题六

设计活动(工作)的控制特别要在下列()方面按照要求进行设计控制。

在铀选冶厂中，应根据放射性污染的()，采用不同建筑材料。如在浸出、纯化等岗位应选用去污性能较好的建筑材料，如瓷砖等，以利于表面污染的去污处理。

核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故的事例有：()。

固体放射性废物包装容器有()。

对核电厂的()中所使用的影响质量的工艺过程必须进行控制。

核动力厂设计安全评价必须基于()。

《在役检查大纲》是核电厂执行()的依据。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()范围级别进行。

买方用于验收供方所提供的物项或服务的方法包括()。

对组分已确定的燃料，保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。

使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证，应当具备：申请辐射安全许可证的单位，从事辐射工作的人员必须通过()的培训和考核。

应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。在中心内可取得()。

在《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》中明确的核设施包括()。

目前我国国家核安全局的管理范围包括()。

核动力厂监测和评价设施应具备()功能。

核应急响应应急计划与执行程序的保持工作主要包括应急计划与程序的()。

营运单位必须建立并以文件确定组织机构，以保证履行实现核动力厂安全运行的()职责。

源项调查希望弄清退役设施的最大剂量率、平均剂量率，内部和外部污染水平。对于设备和管道内部污染，特别是在强辐射场情况下，检测往往是非常困难的，需要有适合各种对象的监测仪表，一般来说，它们应该满足()。

工业用X射线机主要用于工业CT和工业探伤。使用时一般有两种情况，室内固定点和现场检查。现场探伤和安检时，工作场所的安全防护应做到()。

核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应描述事故后果评价的目的、任务和主要工作内容，包括()。

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。

高放废液分离通常把高放废液中的元素分为4-5个组，如：①MA组;②碘和锝组;③锶和铯组;④其他元素组。其中MA组的核素包括()。

中子引起加速器冷却水活化，产生的感生放射性核素主要是()。

HAF003与ISO9001相对比，下列哪些属于HAF003用词()。

质量保证的组织对人员配备的要求包括()。

铀矿冶废水处理的化学或物理化学方法有()。

对于高放废物的嬗变，要用()来实现。

高效微粒空气过滤器(HEPA)，又称绝对过滤器，用来捕集废气中亚微米级超细颗粒，HEPA过滤器去污效率的测定有()方法。

核动力厂如果需要进行非常规运行、试验或实验，必须要()。

核电厂厂址地基研究包括()。

在役前检查和每一次在役检查实施前，必须根据《在役检查大纲》所()。

滨河核电厂厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型：()。

核材料管制的监督检查范围包括()。

按照我国颁布的《放射性污染防治法》对“伴生矿”的定义，下列工业活动属于伴生矿涉及范围的是()。

在安装其他设备前，应对安装后已全部试验过但不能投入运行或调试的设备和系统进行定期检查。这种检查的目的是为了确保()。

技术规格书(技术条件)是一种书面规定，说明()必须满足的要求。

设计一个有效的核材料和核设施的实物保护系统，应确定确定设计基准威胁(DBT)，DBT主要是()问题。

核设施整个寿期内执行应急计划的可行性是核安全当局认为厂址可接受的必要条件之一，在国务院核安全监管部门的()中将明确对该厂址执行核事故应急计划能力的审评意见。

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1℃，其他季节不超过()℃。

2009年，IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA，GS-G-1，2009)，按IAEA定义，极低放废物为()的废物。

α废物的重要安全问题是()。

未经买方授权的机构认可，供方不得进行()以后的工作。

中放废液放射性浓度水平为()。

多种去污技术联用时，总去污指数为各单种方法去污指数的()。

高效过滤器，用来捕集气流中细小颗粒灰尘，其过滤效率至少为()%。

核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。厂址半径10km范围内不应有()万人以上的城镇。

核材料衡算采用()的方法。

核电厂厂址气象变量极端值数据库包括()部分。

当核电厂发生某些特定工况可能导致紧急状况时，就应发布()的通知。但此时尚有时间采取预防性的和积极的措施来防止紧急状况的发生或减小其后果。

质量保证含有三层意思：(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。检查/评估-根据程序要求开展的一项有计划并且文件化的活动，通过检验和评估()来保证QA计划的相关内容已经按照专项要求制定、文件化并且有效地执行。

在核动力厂设计中，必须对核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用()。

核燃料加工、处理设施应在操作UF6物料的设备间设有事故排风，或在频繁操作的部位设有()系统。

服用稳定碘的目的是保护()。

在核动力厂设计中，必须对核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则。安全组合是用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的()组合。

全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责包括组织制定和实施国家核事故应急()。

营运单位必须特别强调核动力厂的运行安全，必须贯彻()的原则。

铀矿工业对环境公众的集体照射剂量，氡及氡子体贡献最大，公众照射中占()%。

民用核安全设备无损检验单位应在无损检验活动开始()日前，将项目质量保证分大纲和程序清单报国务院核安全监管部门备案。

核动力厂的工程安全设施可能严重失效，安全水平发生重大降低，事故后果扩大到整个场区，但除了场区边界附近，场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平，应进入()状态。

质量管理是在质量方面指挥和控制组织(如公司、集团、企事业单位、研究机构等)的()的活动。

现在，IAEA把核设施退役分为()种策略。

在核动力厂运行寿期内，必须根据经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更对运行限值和条件进行()。

为了防止“红油”爆炸，对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括限制送入蒸发器的水溶液中的()含量。

公众受辐射事故辐射照射主要来自于()。

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。

核动力厂核应急设施的()应确定专门用于该中心的可居留性准则。当事故的实际影响使该中心不满足所要求的准则时，该中心的功能应转移到其他场所。

232Th系的放射性衰变产物包括()个核素。

使用β放射源敷贴器时，应尽量缩短操作()。戴防护手套和()面罩，以减少β射线对工作人员的照射。

()是基于观察、测量或试验的、可被验证的、关于某物项或服务质量的定量或定性资料、记录或事实说明。

中子发生器通常用D(d，n)3He和T(d，n)4He反应得到能量分别为()MeV的中子。

营运单位必须制定燃料及堆芯部件的采购、装载、使用、卸料和试验的技术条件和程序，必须根据()要求制定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国务院核安全监管部门。

()是常规铀矿井降低氡及氡子体浓度的重要手段。

对组分已确定的燃料，保证次临界的最简单和最严格的条件的控制称为易裂变核素()参数临界安全极限法。

核电厂标准技术规格书的正常运行限制条件要求共分()类。

国际原子能机构(IAEA)在征集成员国意见的基础上，经理事会批准，在1995年发布了放射性废物管理()条基本原则。

()依法对经注册登记的境外单位和民用核设施营运单位实施监督检查。

对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围，通常认为分析有三个不同的级别。三级PSA：二级PSA结果加上()。

根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，核设施核安全许可分为()种核安全活动许可。

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。

核设施和辐射设施退役活动直接操纵切割机具的工作人员，需穿防()工作服。

()辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下(含2人)急性死亡或者10人以上(含10人)急性重度放射病、局部器官残疾。

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，近()年内有良好的供货业绩或者正在执行供货合同的申请单位，在申请许可证时原则上可以不用进行模拟件的试制，但应提交其业绩及有关样杌鉴定的详细资料。

干预决策的基础是遵循干预的()的原则。

实现核动力厂核安全目标，使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。下列属于第三条防线的是()。

()是在核电厂应急响应期间供执行设备检修、系统或设备损坏探查、堆芯损伤取样分析和其他执行纠正行动任务的人员以及有关人员集合与等待指派具体任务的场所。

动力厂状态的手动响应和恢复过程所需的()设备必须放置在最合适的位置，以保证需要时随时能用和在预计环境条件下允许人员接近。

预计全世界因使用131I而产生的集体剂量可达()人.Sv。

核事故应急演习的联合目标主要是通过()验证营运单位、地方应急组织、国家应急管理部门、核安全监管部门及各相关部门间的协调和配合。

核动力厂在建造或运行方面，纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。例如：核动力厂安全分析的结果与安全操作的参数范围之间的关系。这个范围在相应的运行技术规格书中予以界定，操作范围中()的确定必须通过分析和验证。

在()开始时，就应对可燃物贮量进行评估，并对安全重要物项和可燃物的布置方案进行比较。

核动力厂在发生事故情况时，启用核动力厂安全系统，包括各外设安全系统，加强事故中的核动力厂管理，防止事故扩大，保护反应堆厂房(安全壳)是纵深防御原则的第()层防线。

铀矿勘探、开采工作人员更换下来的工作服等劳保用品，需在专门的洗衣房内进行清洗去污，工作服的清洗去污率可达()%，经检查合格后，下次再用。

按核与辐射事件分级表(INES)，影响范围有限的事故(4级)是指燃料熔化或燃料损坏，导致堆芯放射性总存量大于()%的释放。