【正文】 p504 ，監(jiān)查人員要有足夠的權(quán)力和組織獨立性，對人員的具體要求是（）p498 ，其（）（）（）（）可能差別很大 p380 ，其內(nèi)容包括：p398 p83 （）（）p93 、制造和安裝產(chǎn)生的缺陷，以及設(shè)備材料中難于檢查出的缺陷，在運行階段，一定的條件下有可能進一步擴展，導(dǎo)致設(shè)備的失效，這樣的條件至少包括（運行水質(zhì)不合格）（運行狀態(tài)不穩(wěn)定）（違反運行規(guī)程）p143 （）（）（）（）p215。P226 、冷卻、產(chǎn)品包裝崗位，防止（）p234 （）p243 （）與二氧化鈾發(fā)生氣固反應(yīng)制得四氟化鈾p261 （）p278 （）p288 （）防止臨界p297 26.（）貨包屬于放射性貨包p310 （）α源p322 (不適當)的負擔。p133 ，所用材料的許用應(yīng)力強度只保守的取到（材料抗拉強度的1/）p143 (2)倍之內(nèi)p157 （）倍。：（）、中放廢物近地表處置場選址分幾個階段（）（）A領(lǐng)導(dǎo)關(guān)系線，（），（）B不加修改的接受，核設(shè)施營運單位和承包單位對各級質(zhì)量保證審評的方法和重點：（）（函）審評方法和重點第五篇：注冊核安全工程師專業(yè)實務(wù)真題2010 核安全工程師專業(yè)實務(wù)試題（部分）一、單選題（共60道題，每題1分）（200）MeVp8 （3%）p15 （化學(xué)和容積控制系統(tǒng)，主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng)，硼回收系統(tǒng)，補給水系統(tǒng)，取樣系統(tǒng)及分析室，設(shè)備冷卻系統(tǒng)，停堆冷卻系統(tǒng)，安全注射系統(tǒng)，安全殼噴淋系統(tǒng)，去污清洗系統(tǒng)）p38 （控制反應(yīng)性）p43 （剩余反應(yīng)與停堆反應(yīng)）之和p44 （，）p58 （15100%）的范圍內(nèi)穩(wěn)定工作p60 （＜5%）的線性負荷變化時，系統(tǒng)有較好的負荷跟蹤能力。（）：（）。：（），必須考慮的管理職能：（）（）、設(shè)計、制造、安裝產(chǎn)生的缺陷，在那些運行階段一定的條件下會進一步擴展（（） ：①臥式攪拌床反應(yīng)器②流化床反應(yīng)器③移動床反應(yīng)器臥式攪拌床反應(yīng)器、流化床反應(yīng)器、移動床反應(yīng)器設(shè)備性能差異的主要指標（）：（），但鈾水混合達到一定條件就會發(fā)生臨界））（：（）：、處理設(shè)置的輻射防護大綱中輻射安全設(shè)計包括：（）（）（）：（）、體積?。ǎ〢高放廢液提取，泵送和進料安全性B熔爐運行和維修的安全性C產(chǎn)品澆注的安全性D尾氣處理的安全性 ：()：（），堆本體放射性水平很高，含有很多活化產(chǎn)物，其退役策略各國有很大差別。：（），失去應(yīng)急堆芯冷卻，失去再循環(huán)，未能及時恢復(fù)供電增加蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂后減壓失敗，在各種安全殼失效中，特別重要的是事故發(fā)生前的（）9..核動力廠概率安全分析通常的三個級別, 1級概率安全分析工作包括：()（）：（）：（）：（）。：（）。 工況Ⅳ——極限事故（）。 。，采用混凝土壓力殼，容器不會發(fā)生突然爆炸事故。，鈾—238轉(zhuǎn)化為易裂變钚—23可將鈾—23鈾—23钚—239加以利用，氦氣的中子吸收截面極小，可建在人口較密城鎮(zhèn)附近。及核設(shè)施營運單位審評認可該承包單位質(zhì)量保證分大綱59．10個導(dǎo)則具有“要素導(dǎo)則”和“工作階段導(dǎo)則”雙重用途（）A.《核電廠質(zhì)量保證記錄制度》B.《核電廠物項制造中質(zhì)量保證》C.《核電廠調(diào)試運行期間質(zhì)量保證》D.《核電廠設(shè)計中質(zhì)量保證》E.《核電廠質(zhì)量保證監(jiān)查》60質(zhì)量保證大綱中規(guī)定一般對供貨重要，復(fù)雜和供貨時間超過（）的供方才做外部監(jiān)查。C.《質(zhì)量安全規(guī)定》并參考其有關(guān)導(dǎo)則及被國家核安全局審評認可的核設(shè)施營運單位質(zhì)量保證（總）大綱。54下列哪項不是設(shè)計基準爆炸應(yīng)確定的參數(shù)（）《中…..民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例實施細則之一，核電廠安全許可證申請和頒布HAF001/01核設(shè)施質(zhì)量保證總大綱分為那幾個階段制定（）470 、運行、退役、設(shè)計、運行、退役、建造、運行、退役 、調(diào)試、運行、退役、調(diào)試、運行、退役（）批準。50高放廢物的處置庫，可能因地震、斷層、火山爆發(fā)、冰川等自然事故和人為事故造成事故，其風(fēng)險幾率（）404～1010～1012～1013（）52設(shè)計基準地震動分兩個級別SL—1和SL—2 ,SL—2又稱SSE為核電廠運行壽期內(nèi)對應(yīng)于極限安全要求的最大設(shè)計基礎(chǔ)地震動。、顆粒物、粉塵、非放有害氣體。、氣溶膠、粉塵、顆粒物。47．廢水凈化處理的方法中那種可以處理含鹽量較多的廢物（）48．放射性廢物管理以（）為核心，（）為目標。，多用（）法。39放射性核素進入人體的途徑：①吸入②食入③通過破損的皮膚或傷口吸收食入放射性鍶的靶組織是（）40下面哪項不是輻射監(jiān)測的主要內(nèi)容：（），放射性廢物的產(chǎn)生單位要向環(huán)保部門提出書面申請，將放射性廢物數(shù)量、種類、核素、活度、購置日期和使用時間等情況報告清楚，并附（）。34鈾濃縮工廠主工藝回路是處用于（）下工作35環(huán)境影響報告表行政審批的時限（）36按照GB11806規(guī)定，下列哪項貨包設(shè)計不需要經(jīng)核安全監(jiān)管部門審批。一般要求有較高轉(zhuǎn)化率≥（）%%%%%：（）32分離功是一種僅專用于濃縮鈾工業(yè)的度量單位，把一定量的鈾富集到一定的鈾—235豐度所需投入的工作量叫做分離功?！滔嘟佑|。良好氣——固相接觸。：⑴地下水清除法 ⑵反滲透法⑶自然凈化法⑷還原沉淀法還原沉淀法所采用的還原劑是（）27.．對廢舊井巷和采場的封閉可選用防氡性能較好的涂層（噴涂）如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可達70%。，與品位成正比，與含水量成反比。，與品位成正比，與含水量成正比。103t廢渣/t鈾。103t廢渣/t鈾。2級22緊急防護措施推薦通用干預(yù)水平碘防護（） mGY（）統(tǒng)一管理23..天然鈾監(jiān)測,排放廢水的鈾用什么方法檢測（）（）%%%%%（）103t廢渣/t鈾。B。%%%%% ，系統(tǒng)和部件必須設(shè)計成能以足夠的可靠性承受所有確定的（）19．安全殼能維持較長時間（）天以上完整性，大部分裂變產(chǎn)物因重力沉降，釋除的源項會大大降低。蒸汽發(fā)生器，系統(tǒng)和部件的可靠性設(shè)計，可以通過防止共因故障，（）和采用故障安全設(shè)計等來實現(xiàn)。下列哪項不是可熔毒物的優(yōu)點：（）。 ：高壓熔化過程，（）為先導(dǎo)事件，未能及時恢復(fù)供電，減壓失敗 ，其中第二個層次是（），限制火災(zāi)的損害9．核反應(yīng)堆按中子能譜分，快中子堆，中能中子堆和熱中子堆，熱中子堆裂變由平均能量（）ev低能中子引起，堆內(nèi)必須有足夠慢化劑。3．核燃料原子核裂變時放出的都是高能中子，其平均能量達2Mev，最大（）Mev，4．.與介質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子。第四篇：注冊核安全工程師2008專業(yè)實務(wù)試題1．在快中子反應(yīng)堆中，無慢化劑，但中子通過與（）非彈性散射能量也會有所降低。場址確定階段是對推薦場址進行更加詳細的調(diào)查，以確認選定的場址滿足所建立的選址準則，并為處置場的詳細設(shè)計、安全分析和環(huán)境影響評價提供全面場址資料和相關(guān)設(shè)計基準。規(guī)劃選址階段，應(yīng)首先為選址制定總體規(guī)劃、建立選址原則、確定所需場址特性，為后期調(diào)查提供基礎(chǔ)； 區(qū)域調(diào)查階段的目的是根據(jù)所建立的選址準則對場址進行篩選，通過比選篩選出一處或幾處侯選場址，以便在下一階段進行場址特性評價。1放射性廢物地表處置場場址選擇的目標是什么？選址過程包括哪幾個階段？不同階段調(diào)查的基本要求是什么？選址準則包括哪些？（1）放射性廢物地表處置場場址選擇的目標是什么？ 低、中放廢物近地表處置場址選擇的目的是選擇適合處置廢物的場址，使場址與設(shè)施的適當設(shè)計、廢物形態(tài)、廢物包的類型和數(shù)量、其它工程屏障及設(shè)施關(guān)閉后的控制等，均滿足輻射防護的要求，即在放射性核素衰變到安全水平的整個時期內(nèi)保證放射性廢物與生物圈有足夠的隔離。（3）從放射性物質(zhì)釋放對環(huán)境可能產(chǎn)生影響的角度，什么樣條件的廠址為優(yōu)選廠址？人口密度低，大氣和水體擴散條件好，在核電廠正常運行和事故排放條件下影響小的廠址為優(yōu)選廠址。（2）對放射性物質(zhì)釋放的環(huán)境影響評價包括哪幾個主要步驟？ 關(guān)于放射性釋放影響評價，包括以下主要內(nèi)容和步驟： 首先是確定源項，在選址初期核電機型確定不了的情況下，采取不同類型核電廠可能釋放量的包絡(luò)來近似估算源項值；對廠址區(qū)域作為放射性釋放途徑的水體和氣體特征進行調(diào)查，收集建立彌散模型所需的資料；根據(jù)調(diào)查資料反映的廠址區(qū)域水體和氣體特征，選擇適當?shù)膹浬⒛Ｐ?。該方法將廠址周圍地帶分成同心圓環(huán)和扇形區(qū)，在考慮廠址周圍同心圓環(huán)內(nèi)居民數(shù)，和廠址附近應(yīng)急條件的情況下，進行計算比較來確定廠址的類別。不同國家這兩個區(qū)的半徑范圍不一致，我國的禁區(qū)半徑規(guī)定不小于500米，限制區(qū)半徑為5公里。該方法的基本假設(shè)是電廠被一個固定大小的地帶所包圍（禁區(qū)），該地帶內(nèi)不允許居民居住。（5）在選址階段的人口調(diào)查中，我國常用的篩選廠址方法是哪幾種？如何應(yīng)用？ 目前在我國應(yīng)用最多的是固定區(qū)域法和人口密度法。人口資料之所以用上述方式表示，主要是便于放射性大氣彌散評價，便于篩選和評價廠址的優(yōu)劣。（3）需要評價的人口因素包括哪些？所收集的人口資料應(yīng)按怎樣的方式整理？ 所需的人口分布資料包括現(xiàn)有人口和規(guī)劃人口，現(xiàn)有人口又分為長住人口與暫住人口（外地臨時務(wù)工人員、旅游者和其他流動性人口）。核電廠非居住區(qū)周圍應(yīng)設(shè)置限制發(fā)展區(qū)，其半徑（以反應(yīng)堆為中心）不得小于5 km。人口調(diào)查（1）涉及核電廠對其所在區(qū)域產(chǎn)生影響的廠址特征主要有哪些？ 涉及核電廠對其所在區(qū)域產(chǎn)生影響的廠址特征主要有：廠址周圍區(qū)域的人口分布、特定廠址條件下的放射性物質(zhì)傳播途徑（包括在大氣和水體中的彌散）、土地和水的利用、以及放射性本底情況?？赡茉斐蛇吰率Х€(wěn)的因素包括邊坡的基礎(chǔ)、巖石或土的特性、節(jié)理裂隙的發(fā)育情況、地下水位及水滲漏特點等。估計基土液化所需的參數(shù)（導(dǎo)則稱之為“設(shè)計剖面”）包括：地下水 位、基土的粒徑（沙或粉沙）、基土的標貫值、基土的貫入阻力、相對密度、循環(huán)剪切強度以及包括持續(xù)時間再內(nèi)的地震動強度。（3）在評價基礎(chǔ)穩(wěn)定性時，靜荷載和動荷載考慮的主要因素是什么？教材中的（表）（4）在怎樣的場地條件下必須考慮地震動的放大效應(yīng)？實測剪切波速在1100米/秒以下時，必須考慮土層產(chǎn)生的地震動放大效應(yīng)。廠址評定階段要根據(jù)建/構(gòu)筑物的最終布置，確定最終的廠址特性和設(shè)計參數(shù)。國標“巖土工程勘察規(guī)范”規(guī)定的勘探線間距為50～100米，點間距為30～50米；勘探孔深度，對于一般性鉆孔要求不低于15米，而控制性鉆孔不低于30米?？辈榈幕疽蟀ǖ刭|(zhì)測繪、鉆孔調(diào)查等； 廠址評價階段，勘察的目的是得出有關(guān)廠址工程地質(zhì)特性的主要參數(shù)，據(jù)此資料可確定廠平布置。（2）在核電廠選址巖土勘察程序中包括哪些階段，各階段的勘察目的與基本要求是什么？ 在核電廠選址巖土勘察程序中包括：廠址查勘階段、廠址評價階段和廠址評定階段。巖土工程（