- A.废物分类
- B.废物监控
- C.废物处理与处置
- D.废物最小化
- A.206PB
- B.207PB
- C.208PB
- D.209PB
- A.安全工程学
- B.核电工程学
- C.自然工程学
- D.人机工程学
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确定核动力厂应急计划区应利用国家有关审管部门认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。在暂时没有合适的析方法与程序可供利用的情况下,可参照利用同类核动力厂同类事故的源项数据,但应经过()。
- A.研究
- B.论证
- C.评价
- D.批准
- A.废物的包容量
- B.固化设备的投资
- C.运行的成本
- D.处理废物的适应性
- A.处理事故
- B.排除事故
- C.防止事故扩大
- D.启动厂内外应急响应
- A.共因故障
- B.单一故障
- C.设备停役
- D.事故工况
- A.衰变
- B.净化
- C.整备
- D.排放
- A.压力
- B.热量
- C.放射性
- D.以上三者均包含
- A.破坏
- B.被盗
- C.误操作
- D.表面污染
- A.协助
- B.参与
- C.指导
- D.B和C
- A.《中华人民共和国放射性污染防治法》
- B.《放射性废物安全管理条例》
- C.《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》
- D.《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》
- A.国土资源部
- B.环境保护部
- C.国家安全生产监督总局
- D.国防科工局
- A.设计基准
- B.工程措施
- C.管理措施
- D.B或C
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.控制
- B.排除
- C.减轻
- D.缓解
- A.正当
- B.受控
- C.合理
- D.有效
- A.400-800
- B.500-1000
- C.1000-2000
- D.2000-4000
- A.核设施最终退役批准书
- B.核设施最终退役许可证
- C.核设施完成退役批准书
- D.核设施完成退役许可证
- A.修改前
- B.修改后
- C.发布前
- D.实施前
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
- A.γ辐照室
- B.60Co治疗机
- C.γ射线探伤仪
- D.以上三者均包含
- A.保护
- B.隔离
- C.屏蔽
- D.钝化
- A.计划
- B.行动
- C.防护
- D.响应
- A.类型
- B.概率
- C.水位
- D.本质
- A.抗震类别
- B.规范等级
- C.质保等级
- D.以上三者均包含
- A.1.2
- B.2.4
- C.3.6
- D.4.8
- A.设计规范
- B.建造规范
- C.安装规范
- D.质保规定
- A.6
- B.7
- C.8
- D.9
- A.活性磷酸二丁酯
- B.活性磷酸三丁酯
- C.惰性磷酸二丁酯
- D.惰性磷酸三丁酯
- A.设置防火屏障
- B.建立防火区
- C.采用火焰探测和灭火系统
- D.采用正确的防火设计
- A.尾矿库业主单位
- B.有监理资质的单位
- C.施工单位
- D.当地环境保护主管部门
- A.安全停堆正常运行
- B.可控制正常运行
- C.可控制安全停堆
- D.热停堆冷停堆
- A.会最不利
- B.会最有利
- C.不会最不利
- D.不会最有利
- A.美国
- B.法国
- C.英国
- D.中国
- A.1-2
- B.2-3
- C.3-4
- D.4-5
- A.硼
- B.石墨
- C.塑料
- D.铅
- A.300
- B.600
- C.900
- D.1200
- A.0.0001-0.0003
- B.0.001-0.003
- C.0.01-0.03
- D.0.1-0.3
- A.国家有关审管部门
- B.国务院核安全监管部门
- C.国家核事故应急组织
- D.省级地方政府有关部门
- A.冷却水源
- B.输热系统
- C.最终热阱
- D.安全冷却水
- A.合作
- B.下属
- C.供方
- D.承包
- A.技术审查建议
- B.技术研究依据
- C.评估审查建议
- D.评审复核依据
- A.美国联邦法规《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》
- B.美国国家标准协会《核电厂质量保证大纲要求》
- C.美国军方标准《质量大纲要求》
- D.以上三者均包含
- A.设计
- B.制造
- C.安装
- D.无损检验
- A.吸入
- B.伤口
- C.皮肤毛孔
- D.以上三者均包含