注册核安全工程师核安全专业实务单选专项练习二

()适用于固化化学泥浆、蒸发残液、焚烧灰等低、中放废物。

滨河厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型把()作为可能最大溃坝事件。

对外部人为事件详细评价的基本要求包括如果某一有影响事件的发生概率值大于设计基准概率值，则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能够通过防御或缓解，以及是否能够采取相应的工程措施或管理措施可靠地予以限制。如果可行，则应对此有影响事件进行详细的()评价，并将其作为()中的假定始发事件;否则应排除该厂址。

关于重大不符合项，可理解为()的重大质量问题。这种影响可能难以评估，其产生的最终后果可能影响核设施运行过程中某些核安全功能的履行而成为导致核事故的诱因。”

对于放射性气体流出物，要通过烟囱排放。用烟囱排放是考虑所要排放的放射性物质量已经得到()，对()的可能影响已经很小，再经烟囱排放的进一步稀释使之对公众影响更小。

()我国颁布了《中华人民共和国环境影响评价法》。

铀废石场、尾矿库是影响周围空气的主要污染源。铀尾矿的表面氡析出率为土壤氡析出率的数百倍。尾矿库上空氡平均浓度为本底的9-25倍，影响半径为()km。

对于甲状腺癌的治疗，131I用量平均为()Bq。

核电厂厂址勘察的()阶段除在小范围内补充钻孔、进行足够的原位测试和实验室试验外，应考虑潜在洞穴的表征和对地面塌陷的敏感度。

《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：核动力厂营运单位必须对核动力厂建造阶段的质量与安全承担()责任。

如果反应堆处在功率运行或启动运行模式时，违反反应堆冷却剂系统压力安全限值，则要求在()内恢复到安全限值，并且进入热备用模式。

()的设计应能经受运输的正常条件和事故条件的考验。

对能动断层调查时，要特别关注()的存在，大型水库荷载、流体注入、流体抽取或其他现象导致活动的可能性。

在铀矿冶加工过程中，固液分离以前各工序均属于甲级放射性工作场所，每小时换气()次。

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。下列属于H类的是()。

在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时，第一步应确定在事故发生时燃料内的放射性总量。对燃料辐照史的细节，应选择使放射性估计偏于()的假定。

核动力厂核安全的技术安全目标是保证()的事故发生的概率极低。

全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责包括拟定国家核事故应急工作()。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址地区范围调查成图比例不小于()。

核事故应急指挥部要根据事故的进展情况适时与相关应急组织协调，包括及时、准确地向()报告事故情况，并提出必要的建议。

1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定：民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻()的方针。

即使所有其他的排热手段已经丧失或不足以排出热量时，总能接受核电厂所排出余热的一种()被称为最终热阱。

民用核设施营运单位，应当在进口民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动开始()前，向国务院核安全监管部门及其派出机构提交书面报告。

放射性度物最小化方法很多，应在()分析基础上优化选择，科学策划。

核设施的保护区和要害区周界必须装设由外部探测器、内部探测器、报警评价、出入控制、报警通讯等技术防范装置组成的技术防范系统。报警复核主要由()装置完成。

核动力厂营运单位的()有权决定进入应急待命、厂房应急、场区应急状态，并向地方政府核事故应急组织提出进入场外应急状态的建议。

放射性废物的安全管理应遵循辐射防护的()原则。

90Sr、60Co、106Ru属于()。

核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段为评价地下条件提供连续的水平向和竖向深度的资料，应进行()勘探。

在国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)上级别每增加一级，则事件的严重性大约增加()倍。

铀矿γ射线谱相当复杂，能量范围在()eV。

放射性废物处置库(场)设置多重屏障体系，使废物中所含的放射性核素牢固包容在处置库(场)中，在衰变到安全水平前()放射性核素释放进人类生物圈。

下列关于服碘防护说法错误的是()。

在干预水平的剂量表示量中的“可防止剂量”与“预期剂量”()。

辐射环境监测的空气取样分为主动流气式或被动吸附式。采用被动吸附式取样时，要注意()对取样效率的影响，必要时需进行修正。

核事故应急响应期间，国务院核安全监管部门的监督重点是()营运单位按应急计划正确实施响应。

核动力厂主要调试阶段的第一个阶段是()。

质量计划中应注明()的控制点。

RSEM要求重复试验中的试验温度取压力容器的RTNDT，再加上()℃，与美国联邦法规的规定基本一致。

在核动力厂应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应有概要的描述，在程序中应说明堆芯损伤状况与一回路冷却剂中()参数的关系。

核动力厂运行事件通告，营运单位必须在事件发生后()内口头通告国务院核安全监管部门及其派出机构。

核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能：具有向国务院核安全监管部门进行实时在线传输核动力厂()的能力。

核动力厂宣布进入场区应急状态时，场外的应急组织应处于()状态。

在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时，通常的保守做法是()惰性气体在池水中的溶解作用。

对核设施营运单位的综合应急演习和场内、外联合演习的评价，国务院核安全监管部门一般都要派出()，事后并发出评价报告。

核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的后续报告”在势态得到控制后，每隔()报告一次，直至退出应急状态。

《放射性物品运输安全管理条例》规定从事二类运输容器制造活动的单位，在首次制造活动开始前将有关证明材料报国务院核安全监管部门()。

核动力厂未辐照和已辐照燃料的贮存方案必须按规定报送()批准。

GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值，对于压水堆核电厂，区域范围的确定一般应考虑反应堆()的大小。