注册核安全工程师执业资格考试题库及答案1(核安全专业实务)

设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时，除满足其他安全要求外，还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。为满足这些要求，必须通过采用()的适当组合。

根据辐射防护基本原则，核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标，个人照射量不得超过由国务院核安全监管部门确定的相应规定限值。可以用()单位给出照射量。

反应堆控制棒按其作用不同可分为()。

核动力厂设计基准必须包括()。

核动力厂从设计开始，就应系统地考虑火灾防护方面的事项，这包括，()。

根据核动力厂()，核动力厂的安全分析必须不断更新，并必须与当时的状态或竣工状态相一致。

核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行包括()过程中所遇到的经常性或定期出现的工况。

核动力厂设计安全评价必须基于()。

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()，使得安全功能得到执行。

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设备组合，其使命是防止()的后果超过设计基准中的规定限值。

在()，可采用防火小区等措施。

核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件，预计运行事件由于设计时已采取适当的措施，当系统参数达到设定的安全系统整定值时，保护系统能够关闭反应堆，可防止事故的进一步扩大，不会()。

核动力厂设计单位的安全管理要求包括明确地规定负责设计的不同部分的各个小组之间的接口，并明确()之间恰当的接口。

必须对核动力厂设计进行安全分析，在分析中必须采用()分析方法。

为了保证安全，核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行()基本安全功能。

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()。

为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果，保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合，以便实现下述目标，()。

核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件，预计运行事件的典型事例有，()。

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()。

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对核动力厂工作人员职业照射的剂量限值的规定是，眼晶体的年当量剂量()mSv。

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。

滨海核电厂洪水资料的收集分为()个步骤。

下列关于反应堆的补偿控制说法错误的是()。

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中规定核动力厂对公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量值不应超过，皮肤的年当量剂量()mSv。

核动力厂的分类工况中工况I起的系统状态参数变化不会触发安全系统的()。

核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件，预计运行事件发生频率大于()/堆年。

为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应保证收集的数据能充分代表厂址气象条件。应提供至少()整年有代表性的气象数据，并说明这些数据表征厂址长期气象特征的程度。

在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用()的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。

核动力厂设计单位的安全管理要求包括必须保证它在所有层次上都拥有足够的()上合格且受过适当培训的人员。

下列关于核动力厂确定论安全分析说法错误的是()。

核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()。

反应堆中用于紧急停堆控制的控制棒是()。

根据辐射防护基本原则，核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标，(1)个人照射量不得超过由国务院核安全监管部门确定的相应规定限值。(2)考虑了经济和社会因素，辐射防护措施必须使照射量保持在()。

核电厂厂址()阶段的勘探是根据工程地质测绘成果确定两条相互交叉的直线布置钻孔，在交叉点上布置一个钻孔。

当按照下列条件进行单一故障准则分析时，如果表明每个安全组合均能完成各自的安全功能，则认为符合了单一故障准则的要求，(1)假定假设始发事件对该安全组合()发生任何可能的有害后果(2)假设执行所需安全功能的安全系统处于许可的()配置，并考虑到维护、试验检查和修理以及允许的设备停役时间。

对因核电厂运行而受到最大照射的一群有代表性的居民必须进行()前的研究，以确定国务院核安全监管部门可以接受的关键居民群和这群居民的关键照射途径。

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。

我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求，取()年一遇的3s阵风作为设计基准。

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。

为补偿反应堆的后备，剩余反应性，在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。此种受控的应性可用于()。

当核电厂引入未经验证的设计或设施，或存在着偏离已有的工程实践时，必须借助适当的支持性研究计划，或通过其他相关的应用中获得的()的检验，来证明其安全性是合适的。

我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),危险气云源，SDV为()km。

纵深防御第()层次防御的目的是减轻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。

设计基准必须规定核动力厂的必备能力，以适应在规定的()要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。

核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故发生频率在()/堆年，是核动力厂寿期内发生频率很低的事故。

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的核电厂对职业照射和公众照射的剂量限值适用于在规定期间内外照射引起的剂量和在同一期间内摄入所致待积剂量的和计算待积剂量的期限，对儿童的摄入应算至()岁。

凡是能改变反应堆()的任一方法均可作为控制反应性的手段。