核安全工程师执业资格考试考前预测试题二(专业实务)

《质保规定》中规定了参与质量保证活动的各类人员的资格考核“必须根据从事特定任务所要求的()”。

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。第一层次防御的要求：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用。为此，应十分注意选择恰当的()。

一个核设施执行何种实物保护措施，要考虑其()。

原地爆破浸出矿井降氡方法包括()。

核动力厂营运单位必须制定和实施放射性废物管理大纲。该大纲必须包括放射性废物的()，并必须可供国家核安全监管部门查阅。

为保证核动力厂安全运行，营运单位必须制定运行限值和条件。下列关于运行限值和条件说法正确的是()。

为防止放射性废物处置库中的放射性物质向生物圈的迁移，需设置一系列的天然的和人工屏障，这些屏障是()。

概率安全评价(PSA)为了便于概率安全分析工作的查阅、审查、应用和修订，必须将工作文档化。文档化应遵循()原则。

不符合项处理的方式有()。

核动力厂设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素如()引起的老化效应。

为了保护安全相关设施免遭水淹，核电厂厂区应设置合适的排水系统。()原因可能导致厂区水淹。

去污可分为初步去污和深度去污;在役去污和退役去污等。去污的重要意义在于()。

设计变更的控制措施包括()。

照核应急响应能力保持培训内容的特性，可以分为共同性内容和专业性内容两个类别。专业性内容主要涉及各应急专业组织完成应急任务中所需的基本知识与技能，下列属于专业性内容的有()。

乏燃料后处理厂PUREX流程的溶剂萃取采用的有机萃取剂为TBP及其惰性稀释剂。TBP及其惰性稀释剂以及它们水解、辐解的降解产物()，很可能与氧化产物发生剧烈反应。

迷宫减弱辐射强度的效果取决于壁的散射，它与()有关。

流出物监测的基本要求包括()。

应当用诸如()的办法来保证核动力厂主控制室的通信系统的可靠性。

轻水堆冷却剂丧失事故(LOCA)分为()LOCA。

核动力厂所有可能受到职业性照射的()人员的辐射照射都必须按有关国家标准的要求进行评价。剂量记录必须按要求保存。

允许用工业货包运输的放射性物质有()。

核动力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动力厂核岛工程总承包资质的单位。

核能与核技术的利用已经在()领域得到广泛的应用。

辐射环境监测的实验室测量分析，对于低本底()测量，事先必须进行本底检验。严密测量时应该用与样品形状、几何尺寸以及质量相同的本底样品进行本底计数。

铀浓缩工厂现场污染因素主要表现为()。

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，样品采集的基本原则有()。

核动力厂专项安全监督任务由国务院核安全监管部门组织()，在依法授权的范围内进行工作。

γ辐照装置的基本安全原则是()。

核动力厂确定论安全分析必须包括：()。

高放废液的人造岩石固化的()都比玻璃固化体好，人造岩石固化正在工程验证和推广应用阶段。

我国龙卷风主要发生在()地区。

核电厂厂址安全评价评价人口分布的方法有()。

滨海核电厂厂址(海、湖和半封闭水体)洪水灾害应考虑的洪水类型(当合适时)：()。

铀勘探、开采和加工产生的液态废物包括()。

维修活动指由()共同组织的保持核动力厂的构筑物、系统和部件处于良好运行状态的活动，包括预防性维修和纠正性维修两个方面。

含有半衰期大于60d，小于或等于5a(包括60Co)的中放固体废物比活度>()Bq/kg。

在我国伴生矿主要涉及()领域。

下列关于对不符合项的审评方法说法错误的是()。

固体放射性废物根据放射性核素的半衰期和辐射类型可分为()类。

238U系的放射性衰变产物包括()个核素。

核动力厂营运单位制定并实施的安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查大纲在()前必须完成并可供国务院核安全监管部门查阅。

核安全设备活动的申请单位进行具体核安全设备活动前，向()提交《申请单位项目核安全设备活动质量保证分大纲》。

基于货包分类和性能分级架构，新版GB11806-2004共规定了()个方面的安全准则或要求。

《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的宗旨是()那些与厂址有关的而且必须考虑的因素，以保证核动力厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成()的风险。

核安全设备是在核设施中执行()功能的设备。

高于豁免水平的X射线机属于()类射线装置。

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由()制定。

为评价未来的影响，人们假定造成高放废物处置库破坏的事故可能有自然事故、人为事故、废物感生作用造成的事故。这些事故的风险几率很小()/a。

在国标GB18871中，通用干预水平采用的剂量当量是()，以()表示。

如果核动力厂事故期间，核安全相关系统或设备的功能受到损坏或变得不确定，则其重新起动须经()的审查和批准。

核动力厂确定论安全分析必须验证所采用的各项分析假设、方法和保守程度的()。

核设施场内应急状态的终止由()决定并发布解除命令。

放射性固体废物中含有半衰期大于30a的α核素，多个货包平均每个货包α比活度>()Bq/kg的为α废物。

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。()是用来判断仪器稳定性的重要数据基础。

1万米以上的飞行，1h的飞行可能受到()μSv的剂量。

《放射性物品运输安全管理条例》规定制造单位对生产的一类、二类运输容器进行统一编码，并在国务院核安全监管部门()。

铀选冶厂实行湿法作业，铀矿物料一般加湿到()%较为适宜。

放射性废物水泥固化体的抗压强度不应小于()MPa。

对某些核安全设备，抗震鉴定可以通过分析计算来迸行，但分析计算的软件必须是()。

为实施大型γ辐照装置的安全原则，辐照装置应设置()类安全设施。

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。最后层次防御的目的是()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。

核动力厂场内应急计划的“公众信息与沟通”部分应描述()在与公众信息沟通中的职责，信息沟通的内容与方法，以及公众获得信息的渠道和新闻媒体信息传播的统一管理。

核动力厂调试大纲的实施情况应分()进行审查。

对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降至低于()Bq之前不得出院。

环境辐射监测在测量或取样期间所作的现场()，通常可以提供判断取样或现场测量代表性的基础。

在核电厂厂址最终批准前，应论证应急计划的()。

环境辐射监测数据报告时，必须给出其()估计。

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一小时收集一次。并且每小时平均记录时间不应小于()min。

我国国家核安全局成立于()年。

安全系统()是保护系统和安全系统触发自动动作的参数限值，以便保障机组不会达到安全限值。

在铀矿冶加工过程中，固液分离以前各工序均属于()级放射性工作场所。

《放射性物品运输安全管理条例》规定建立二类、三类运输容器制造()制度。

按核与辐射事件分级表(INES)，因辐射造成非致死确定性健康效应(如烧伤)属于()。

根据反应堆运行工况不同，可把反应性控制的类型分为()种。

核动力厂事故应急期间，技术支持组的专家协助应急运行人员分析工况，提出()。

()是通过对客观证据的调查、检查和评价，为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用，是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。

必须在()批准首次装料后，营运单位才可以首次向堆芯装载核燃料，进行带核燃料的调试。

烟羽应急计划区可分为内、外两区。内区在以反应堆为中心、半径()km的范围内确定。

洒水和洗壁是减少铀矿山粉尘的重要措施，加湿矿石的含水率达()%时，还可以降低氡析出量的70%。

源地检查应以相同的方式通过在预先确定的()进行检查、检验或试验。

在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围的调查应将代表性资料反映在比例尺不小于()的图上。

国家标准《污水综合排放标准》GB8978-1996，允许废液处理后氟化物排放浓度为()。

对于工况III及工况IV事件，燃料元件可保持冷却状态，通用的判断标准为短时间高温(燃料包壳峰值温度)PCT<()℃。

轻水堆主回路管道双端剪切断裂造成()冷却剂丧失事故(LOCA)。

核动力厂运行事件通告，营运单位必须在事件发生后()内向国务院核安全监管部门及其派出机构递交书面通告。

货包外表面及外包装物、货物容器、罐车等的内、外表面上的非固定污染应保持合理可行、尽量低水平，并不得超过下列限值：对于β、γ和低毒性α发身体为();对于所有其他α发身体为()。

在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前，民用核设施营运单位应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的项目质量保证分大纲和质量计划进行审查认可，并采取()方式对相关活动进行过程监督。

我国参照国际原子能机构的有关规定，将放射源分为I、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类，没有防护情况下，接触()类源几小时就可对人造成永久性损伤，接触几天至几周也可致人死亡。

从事建设项目环境影响评价工作的单位，必须取得()颁发的资格证书，按照资格证书规定的等级和范围，从事建设项目环境影响评价工作，并对评价结论负责。

高放废液玻璃固化熔融的玻璃要浇注在特制的容器中，经过焊封、去污、检测，然后放进强制通风或自然通风的贮存设施中，冷却贮存()年才能送去处置，必须保证中间贮存的安全性以及送贮和回取操作的安全性。

核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证()任何事故的放射性后果。