出自:核安全工程师

反应堆热停堆的Keff（）。
A:＜1
B:≤1
C:＜0.99
D:≤0.99
应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求，规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动，选择用于每一级的大纲活动应考虑（）。
A:程序、细则的详细程度和格式
B:验证方法
C:验证深广度
D:监查要求
E:质量保证记录
民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过（）的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的（）的水平。
A:安全限值，尽量低
B:安全限值，最低
C:国家规定限值，尽量低
D:国家规定限值，最低
实现核动力厂核安全的辐射防护目标的手段是在保证减轻事故的放射性后果的基础上，实现（）。
A:设施和活动的正当性
B:辐射防护最优化
C:限制对人员、社会和环境造成的危害
D:纵深防御
对物项和服务的验收所进行的验证可包括（）。
A:供方的合格证书
B:收货检查
C:加工、组装和安装（或它们的任何组合）期间或之后的就地检查或试验
D:以上三项均包含
（）的概念是以防止核动力厂发生不可接受的放射牲物质释放为依据的，这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。
A:安全值
B:安全限值
C:安全系统整定值
D:正常运行的限值和条件
核安全设备活动单位的质量保证大纲要报（）审核（审评）认可。
A:国务院
B:国家环境保护部门
C:国家核安全部门
D:核设施营运单位
反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（）。
A:热管段
B:冷管段
C:波动管段
D:直管段
《核电厂质量保证安全规定》有（）个导则，它们是“对本质保规定的说明和补充”。
A:8
B:10
C:12
D:16
必须完成核动力厂的概率安全分析，以达到评价核动力厂应急规程的（）。
A:有效性
B:可靠性
C:充分性
D:合理性
实践证明，采用（）的方式，可以清楚地、简要地描述从领导到各部门的质量保证工作职责，而且容易检查出是否产生职责空缺、重叠、矛盾等问题，有利于各部门、各种人员一目了然地查看自己的质量保证工作职责，也有利于监查人员从“职责”规定入手，提出监查问题。
A:质量保证组织（机构）图
B:质量保证组织、工作联系线
C:质量保证工作职责分配一览表
D:质量保证工作职责分配说明书
《核电厂调试和运行期间的质量保证》（HAD003/09）规定调试和运行期间有特点的质量活动，包括（）。
A:设备标识、维修、装卸和贮存的管理
B:测量和试验设备的标定
C:场地和清洁度管理
D:调试中通过检查、监督及调试结果审查进行验证
E:运行管理，应急管理，材料和设备的标识、装卸和贮存
F:设备的运行状态、维修和在役检查
G:核电厂运行的评定
核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构，对设施的（）期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
A:选址
B:设计
C:建造
D:运行
E:退役
地震震级与释放能量的关系为lgE=11.8+1.5M，式中：E为释放的能量（erg），1erg=（）J。
A:106
B:107
C:108
D:109
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键（）分包给其他单位。
A:部分
B:设备
C:工艺环节
D:流程
例行核安全检查是（）根据国家核安全部门制定的检查大纲，对营运单位在核设施的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。
A:核安全监督员
B:核安全检查组
C:核安全检查组或核安全监督员
D:核安全检查组或地区监督站
我国核事故应急实行（）级管理。
A:2
B:3
C:4
D:5
《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求（）。
A:在民用核设施的建造和营运中保证安全
B:保障工作人员和群众的健康
C:保护环境
D:促进核能事业的顺利发展
E:将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平
在进行核电厂厂址地质、地震调查时按（）范围级别进行。
A:场区
B:区域
C:近区域
D:厂址附近
E:厂址地区
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。
A:地震折射／反射
B:地脉动测量
C:核测井
D:地质雷达
下列（）固体放射性废物不必送往放射性废物处置场进行处置。
A:只含半衰期不大于60天核素
B:主要含半衰期大于60天，但不大于5年核素
C:主要含半衰期5-30年核素的固体放射性废物
D:α废物
《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）规定了境外单位申请的条件、所应提供的材料、国务院核安全监管部门的受理和核准注册登记程序等。HAF604规定，国务院核安全监管部门在受理申请后（）个工作日内完成审查。
A:15
B:30
C:45
D:60
不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。下列说法错误的是（）。
A:这些程序对不符合项的判定应作出规定
B:这些程序对不符合项的即时记录、技术审查和最后处理应作出规定
C:这些程序应包括对不符合项的标识（例如实体隔离、挂上标签等），以防误用或误装
D:对审查不符合项的责任和处理不符合项的权限应在程序中作出规定
运行限值和条件的技术方面包括核动力厂安全重要的各构筑物、系统和部件执行其在（）中假定的预定功能时需要遵守的限制和运行要求。
A:正常运行工况
B:预计运行事件
C:事故工况
D:安全分析报告
反应堆功率控制是由（）系统来实现的。
A:反应堆功率控制
B:功率调节
C:NSSS系统
D:蒸汽发生器水位调节系统
国家核安全局在核设施集中地区设立派出机构，实施核安全（）监督。
A:现场
B:日常
C:例行
D:非例行
由包容提供的保护可用（）方法来验证。
A:最佳估算
B:确定论
C:概率论
D:随机投点统计法
对于工况III及工况IV事件，放射性后果以厂区边界（2h）及低人口区边界（8h）剂量计算。按美国标准，全身剂量（）mSv。
A:250
B:300
C:2500
D:3000
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：（）。
A:失去厂内外应急交流电源
B:失去厂内外非应急交流电源
C:汽轮机停车
D:控制棒组件弹出
E:反应堆冷却剂系统小管道破裂
划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于（）方法。
A:确定论
B:概率论
C:最佳估算
D:工程判断
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