- A.预防
- B.防止
- C.检测
- D.纠正
- E.控制
- A.纵深防御
- B.专设安全措施
- C.营运单位制定的厂内事故处理规程
- D.营运单位制定的场内应急计划
- E.国家和地方有关部门制定的厂外干预措施
- A.放射性物质的释放持续贯穿整个阶段
- B.对人的主要辐射危害来自吸入烟羽中的放射性物质和放射性烟羽的外照射
- C.防护行动的决策主要依据设施或事故(事件)现场的状况分析与剂量预估
- D.此时可用于决策的环境监测数据可能不多,也不够充分
- E.如果可能,应实施预防性防护行动
- A.60Co
- B.90Sr
- C.210Po
- D.226RA
- E.239Pu
- A.生物滤池
- B.曝气池
- C.反渗透
- D.微生物渗析
- E.生物沉淀
- A.审评
- B.审查
- C.批准
- D.技术分析
- E.技术分析评价
- A.PSA输入
- B.所有故障树和事件树分析过程和结果
- C.支配性事故序列和对它们有贡献的最小割集
- D.电厂总的CDF(堆芯严重损坏频率)和来自不同始发事件和事故类别的贡献
- E.CDF(堆芯严重损坏频率)的不确定性分布
- F.重要度分析结果
- G.敏感性研究的结果
- A.标准
- B.假设
- C.设计输入数据
- D.计算机程序
- E.该计算方法的适用性
- A.安装和使用前难以验证该物项质量特性
- B.验证物项质量特性需进行全系统的校验或与其他物项一并进行试验
- C.预定功能的能力只有在使用中方能证实
- D.物项或服务较简单,仅涉及标准材料、工艺和试验
- E.其设计、制造和试验均比较简单且是标准化的
- A.密闭铀矿尘的发生源
- B.密闭设备内部的通风
- C.湿式作业
- D.干式作业
- E.加强对排尘的净化
- A.应急指挥
- B.控制室值班
- C.通信
- D.应急协调
- E.事故评价
- F.设备抢修
- G.急救
- H.化学
- I.有关的场外应急支持
- A.保护人体健康
- B.保护环境
- C.超越国界的考虑
- D.保护后代
- E.不给后代增加不适当的负担
- F.建立国家法律框架
- G.控制废物的产生
- H.废物产生和管理间的相依性
- I.确保设施寿期内的安全
- A.生产
- B.使用
- C.运输
- D.处理
- E.贮存
- A.运行工况
- B.事故预防
- C.缓解事故后果
- D.纵深防御
- E.监督检查
- A.鉴定试验、运行前试验或运行试验的结果
- B.制造或建造期间的问题
- C.构筑物、系统或部件不能满足功能要求
- D.不符合物项的处理
- E.国家核安全法规或其他要求的变更
- F.运行经验
- G.设计改进
- A.90Sr
- B.95Zr
- C.106Ru
- D.137Cs
- E.144CE
- A.地下水埋深较小
- B.地下水埋深较大
- C.地下水流速低、流程长
- D.地下水流速高、流程短
- E.能限制放射性核素的迁移
- A.安全
- B.技术
- C.管理性
- D.程序性
- E.辐射防护
- A.制定核安全法律
- B.制定核安全法规
- C.实施核安全监督
- D.颁发或吊销核安全许可证
- E.必要时采取核安全执法行动
- A.量程
- B.精度
- C.准确度
- D.偏差
- E.运行状态
- A.因洪水失去外部电源
- B.地下水位上升造成破坏
- C.厂址水淹
- D.水对岸边的动态影响能造成核电厂构筑物、基础以及电厂外的许多系统和部件的破坏
- E.洪水运移浮冰或碎片,对构筑物造成实体破坏,堵塞取水口和破坏排水系统
- F.洪水可能影响核电厂厂址周围的通信和交通网络
- G.在事故情况下,洪水利于放射性物质在环境中的扩散
- A.功率运行
- B.启动
- C.热备用
- D.热停堆
- E.冷停堆
- A.保证正常运行
- B.防止偏离正常运行
- C.检测偏离正常运行状态
- D.纠正偏离正常运行状态
- E.防止系统失效
- 24
-
《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:核动力厂核岛工程总承包单位应具备本通知附件所列的资质条件,能够独立完成核岛及核安全设备的()活动,且不能分包。
- A.设计管理
- B.采购
- C.施工管理
- D.调试管理
- E.质量管理
- A.执行国家核事故应急工作的法规和政策
- B.组织制订场外核事故应急计划(预案),做好核事故应急准备工作
- C.统一指挥场外核事故应急响应行动
- D.组织支援核事故应急响应行动
- E.及时向相邻省、自治区、直辖市人民政府通报核事故情况
- A.可行性研究
- B.规划选址
- C.区域调查
- D.库址特性评价
- E.库址确定
- A.地质
- B.地球物理
- C.土工
- D.地震资料
- E.任何与评价厂址地震动、断层活动和地质灾害相关的其他信息
- A.泄漏
- B.误差大于允许范围
- C.在需要时不开启或不关闭,在不需要时开启或关闭
- D.开不足或关不住
- E.开启或关闭的速度不当
- A.抽查检验
- B.在线检验
- C.车间检验
- D.现场检验
- E.出厂检验
- A.运行情况
- B.管理情况
- C.发现的问题
- D.运行经验反馈
- E.与核安全相关的活动
- A.监督区
- B.控制区
- C.保护区
- D.要害区
- E.纵深区
- A.设计
- B.运行经验
- C.安全分析
- D.人员特性
- E.应急响应
- A.停堆
- B.保持安全停堆状态
- C.排出堆芯余热
- D.控制放射性物质释放
- E.缓解事故后果
- A.控制反应性
- B.排出堆芯衰变热和潜热
- C.保持反应堆冷却剂压力边界完整性(压力控制)
- D.保持反应堆冷却剂总量
- E.保护安全壳完整性(隔离、超压保护)
- F.从安全壳大气中清除放射性物质
- A.检查
- B.试验
- C.评价
- D.监查
- E.监督
- A.源材料
- B.钍
- C.特种可裂变材料
- D.氚
- E.锂-6
- A.矿井水
- B.水冶工艺废水
- C.尾矿库水
- D.废石场和尾渣库的渗漏水
- E.生活污水
- A.1.25
- B.1.5
- C.1.75
- D.2
- A.与装运有关的期限
- B.实际的放射性内装物
- C.运输方式、运输工具、运输路线
- D.运输过程的安全分析
- E.货包设计批准证书中规定的预防措施与操作管理措施的实施细则
- A.《核电厂质量保证安全规定》
- B.《核电厂质量保证大纲的制定》
- C.《核电厂质量保证组织》
- D.《核电厂质量保证监查》
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.源项分析
- B.安全分析
- C.环境影响评价
- D.监测分析
- A.环境影响
- B.辐射影响
- C.公众剂量
- D.放射性后果
- A.黄土覆盖
- B.覆盖植被
- C.注浆封堵
- D.蓄水或回填
- A.法规标准
- B.退役计划
- C.环评报告
- D.审管部门
- A.0.5
- B.1.0
- C.1.5
- D.2.0
- A.检查
- B.检验
- C.监查
- D.验收
- A.小值
- B.大值
- C.平均值
- D.和值
- A.低1-2倍
- B.低1-2个量级
- C.高1-2倍
- D.高1-2个量级
- A.222Rn
- B.220Rn
- C.210PB
- D.以上三者均包含
- A.场内、场外核事故应急组织
- B.国家核事故应急组织
- C.地方政府
- D.主管部门
- A.地区核与辐射安全监督站
- B.环境保护部核与辐射安全中心
- C.地方核与辐射安全中心
- D.核安全与环境专家委员会
- A.核设施主管部门
- B.国务院核安全监管部门
- C.国务院有关部门
- D.以上三者均包含
- A.辐射防护
- B.安全要求
- C.质保要求
- D.技术要求
- A.大破口失水事故
- B.小破口失水事故
- C.主蒸汽管道破裂事故
- D.汽发生器传热管破裂事故
- A.程序
- B.措施
- C.能力
- D.分工
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
- A.0.15MPa 1.5mSv/h
- B.0.15MPa 15mSv/h
- C.0.25MPa 1.5mSv/h
- D.0.25MPa 15mSv/h
- A.有效性
- B.充分性
- C.适用性
- D.可靠性
- A.1
- B.3
- C.5
- D.10
- A.损坏
- B.破坏
- C.偷盗
- D.非法使用
- A.几
- B.十几
- C.几十
- D.一百
- A.主控制室
- B.辅助控制室
- C.应急控制中心
- D.运行支持中心
- A.国家核应急办公室
- B.国家核应急专家委员会
- C.国家核应急响应中心
- D.国家核应急响领导小组
- A.能力
- B.资质
- C.资格
- D.条件
- A.5
- B.10
- C.15
- D.20
- A.影响范围有限的事故(4级)
- B.重大事件(3级)
- C.一般事件(2级)
- D.异常(1级)
- A.安全评价之前
- B.安全评价之后
- C.施工设计之前
- D.施工设计之后
- A.技术
- B.管理
- C.质保
- D.控制
- A.100
- B.200
- C.300
- D.400
- A.铀转化
- B.铀浓缩
- C.铀燃料元件加工
- D.以上三者均包含
- A.过滤
- B.蒸发
- C.离子交换
- D.膜分离
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
- A.前沿
- B.支持
- C.响应
- D.防御
- A.促凝剂
- B.缓凝剂
- C.降低铯浸出
- D.增加强度
- A.10<sup>-2</sup>
- B.10<sup>-3</sup>
- C.10<sup>-4</sup>
- D.10<sup>-5</sup>
- A.精心设计、制造、施工
- B.建立周密的程序,严格的制度
- C.对核动力厂工作人员有高水平的教育和培训,人人注意和关心安全
- D.加强运行管理和监督
- A.4
- B.6
- C.8
- D.10
- A.0.15
- B.0.25
- C.0.5
- D.1
- A.10
- B.20
- C.30
- D.50
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- 82
-
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。第二层次防御要求设置在安全分析中确定的专用系统,并制定()以防止或尽量减小假设始发事件所造成的损害。
- A.质量水平
- B.运行规程
- C.验证方法
- D.应急计划
- 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
- A.免管废物
- B.极低放废物
- C.低放废物
- D.一般废物
- A.60
- B.70
- C.80
- D.90
- A.131I
- B.137Cs
- C.85Kr
- D.135XE
- A.分级
- B.分组
- C.评价
- D.定量
- A.安全
- B.有效
- C.合格
- D.正确
- A.+2
- B.-2
- C.+5
- D.-5
- A.1
- B.5
- C.10
- D.15
- A.撤离
- B.隐蔽
- C.碘防护
- D.去污
- A.核设施
- B.核动力厂
- C.核材料
- D.核与辐射
- A.30-40
- B.40-50
- C.50-60
- D.60-70
- A.11:1000
- B.11:2500
- C.101:1000
- D.101:2500
- A.国家核安全局国家核安全局
- B.国家核安全局地区监督站国家核安全局
- C.国家核安全局地区监督站国家核安全局地区监督站
- D.核设施主管部门国家核安全局
- A.失去公用水或设备冷却水
- B.蒸汽发生器传热管道破裂后减压失败
- C.失去二次侧热阱
- D.主系统冷却剂丧失