我
- A.栅栏、围墙
- B.盒
- C.运输容器
- D.门锁、带锁的屏蔽容器
- E.抗侵入的装源装置
- A.抗震
- B.LOCA
- C.设计鉴定
- D.设备鉴定
- E.出厂性能
- A.核电厂名称和核电机组编号
- B.事件报告编号、事件通告编号
- C.事件名称、始发事件
- D.事件发生时间和结束时间
- E.报告准则
- A.破裂
- B.误动作
- C.无反应
- D.意外操作
- E.出现故障
- A.低放废水先排入衰变池(罐)，进行储存衰变，然后采用槽式排放
- B.排放前进行监测，超过管理控制值时不排放，继续储存衰变
- C.放射性气体或气溶胶的排放，采用有组织的排风方式排放，并在手套箱、排放口等处安装过滤装置
- D.对流出物排放口附近进行监测
- E.保持完整的环境监测和流出物监测记录
- A.要求
- B.类别
- C.频度
- D.方法
- E.修改后的审批和发放
- A.申报和批准
- B.净化与处理
- C.专设排放口
- D.流出物的监测
- E.不满足要求的能返回净化系统
- F.对放射性液体流出物实行槽式排放
- G.实践中总结经验不断提高控制水平，逐步减少排放量
- A.凝固
- B.变性
- C.脱水
- D.溶解
- E.碳化
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-
核事故应急响应期间，只有在极其特殊的情况下，核安全局才可能对营运单位发出强制性命令，要求营运单位采取或停止执行某项应急行动。只有核安全局认为不这样做有立即造成()的严重后果时才可能采取这种强制性措施。
- A.危害人员
- B.危害环境
- C.堆芯严重损伤
- D.危及安全壳完整性
- E.危急核电厂安全
- A.国务院核安全监管部门
- B.核设施主管部门
- C.核设施营运单位
- D.核设备活动单位
- E.第三方验证单位
- A.稳压器动力泄压阀
- B.蒸汽管道泄压阀
- C.蒸汽排放系统
- D.反应堆控制系统
- E.稳压器水位调节系统
- F.稳压器喷淋
- A.估计事件序列频率
- B.分析对保持安全壳完整性起作用的系统
- C.分析堆芯损坏严重事故下的物理现象
- D.说明可能造成安全壳完整性的破坏
- E.对各种事故计算厂外后果
- A.初步可行性研究
- B.可行性研究
- C.可行性研究评价
- D.修改后的可行性研究
- E.最终的可行性研究
- A.地下水
- B.地表水
- C.土壤
- D.空气
- E.生物
- A.验证
- B.评估
- C.评价
- D.审查
- E.必要时修订
- A.所有核燃料加工、处理设施在建造、运行和退役期间，都要制订一个完善的辐射防护大纲
- B.核燃料加工、处理设施的辐射防护要遵循辐射防护实践的正当化、辐射防护的最优化和个人剂量限值这三项基本原则
- C.核燃料加工、处理设施在正常运行、检修、以及可能发生的事故期间，要采取合理、有效的辐射防护措施，以保证工作人员所受到的剂量照射低于规定的剂量限值
- D.要对设施所产生的放射性废气、废液和固体废物进行有效的处理，以确保公众所受的辐照剂量达到规定的要求
- E.要建立辐射防护组织机构，对设施的设计、建造、运行和退役期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理
- A.屏蔽
- B.密封
- C.通风
- D.容积
- E.监测
- A.核电厂
- B.其他核设施
- C.厂址选择到退役全过程的各阶段
- D.对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作
- E.核设施营运单位和各承(分)包单位，以及参与影响质量活动的其它组织的人员
- A.对监查人员的要求
- B.监查前制订监查计划、组成监查组、监查前准备和开监查前会议的有关要求
- C.监查的执行和监查后会议的有关要求
- D.监查报告和监查的后续行动的有关要求
- E.典型的监查计划、监查提问单
- A.配备
- B.资格要求
- C.培训
- D.持证
- E.能力
- A.构筑物
- B.系统
- C.部件
- D.人员
- E.程序
- A.气候资料
- B.放射性核素的初始浓度
- C.主要的水文地质单元及其水力参数，以及地下水的年代或平均交替时间
- D.补给和排泄的关系
- E.地表水文的数据
- A.城市和工业发展总体规划
- B.土地利用的总体规划
- C.水域环境功能区划之间的相容性
- D.应靠近电力负荷中心和水源充足的地区
- E.应避开能动断层、人口密度高及饮用水源保护区、自然保护区、风景名胜等环境敏感区
- A.选址阶段
- B.设计阶段
- C.建造阶段
- D.初步安全分析报告审查阶段
- E.最终安全分析报告审查阶段
- A.工艺评定
- B.质量计划和工艺流程卡的制订
- C.测量和试验设备的标定
- D.制造装备的管理
- E.物项的装卸、包装、贮存、保护和运输
- F.不符合项控制
- A.喷水试验
- B.浸没试验
- C.自由下落试验
- D.堆积试验
- E.贯穿试验
- A.采购文件内容
- B.设计
- C.制造工艺
- D.标识、包装、运输、贮存
- E.收货检查
- A.应急工作的方针、政策与法规
- B.应急体系和各应急组织的职责
- C.应急计划区的基本概念与划分原则
- D.核动力厂与核事故特征
- E.辐射防护基础知识
- A.安全壳内外给水管道破裂
- B.反应堆冷却剂丧失强迫流动
- C.连续发生多重故障
- D.操纵员失误
- E.大破口失水事故
- A.培训
- B.演习
- C.应急设施、设备的检查、测试和维护
- D.应急计划的制定
- E.应急计划的评议与修改
- A.不符合项的等级
- B.不符合项的类型
- C.不符合项的影响
- D.是否需要独立审查不符合项的安全重要性
- E.是否需要设计人员、运行单位、原供货方和核安全审管部门等参与审查
- A.选址
- B.设计
- C.建造
- D.调试
- E.运行
- F.退役
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-
可燃毒物的优点()。
- A.延长堆芯的寿期
- B.简化堆芯设计
- C.简化堆顶结构
- D.改善堆芯径向功率分布
- E.减少可移动控制棒的数目
- A.冲击
- B.压力降
- C.飞射物
- D.火灾
- E.水灾
- A.能力
- B.素质
- C.资格
- D.经验
- E.态度
- A.火灾
- B.爆炸
- C.地震
- D.水淹(洪水、海啸)
- E.人为事件
- A.最佳估算
- B.工程判断
- C.设计经验
- D.运行经验
- E.监管经验
- A.国务院环境保护主管部门
- B.国务院核安全监管部门
- C.国务院核工业行业主管部门
- D.国务院各有关部门
- A.可操作性完整性
- B.可操作性适用性
- C.完整性适用性
- D.完整性可操作性
- A.防事故措施
- B.潜在辐射危害控制
- C.质量保证
- D.退役治理后工程的长期安全稳定
- E.保护国土和环境安全
- A.非弹性散射
- B.辐射俘获
- C.活化
- D.以上三者均包含
- A.设计措施
- B.防护措施
- C.管理措施
- D.工程实践
- A.含氢量
- B.含氧量
- C.PH值
- D.放射性活度
- A.1-2
- B.5-7
- C.8-10
- D.15-20
- A.1.15×10<sup>-1 </sup>
- B.1.15×10<sup>-2</sup>
- C.1.15×10<sup>-3</sup>
- D.1.15×10<sup>-4</sup>
- A.50
- B.150
- C.200
- D.250
- A.影响评价
- B.后果评估
- C.跟踪监测
- D.监督监管
- A.1
- B.2
- C.12
- D.24
- A.1.405×1010
- B.4.468×109
- C.7.04×105
- D.4.75×104
- A.可用性
- B.可靠性
- C.适宜性
- D.有效性
- A.6
- B.12
- C.18
- D.24
- A.保守 最佳估计
- B.最佳估计 保守
- C.确定论 概率论
- D.概率论 确定论
- A.纠正
- B.保护
- C.包容
- D.应急
- A.1
- B.1.5
- C.2
- D.2.5
- A.手套箱
- B.通风柜
- C.白箱
- D.A或B
- A.燃料芯块
- B.燃料包壳
- C.燃料元件
- D.冷却剂压力边界
- A.1k
- B.2K
- C.1M
- D.2M
- A.3-7
- B.5-8
- C.2-10
- D.6-9
- A.95 5
- B.90 10
- C.85 15
- D.80 20
- A.退役
- B.部分退役
- C.在役
- D.再役
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-
生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位，在申请领取许可证前编制环境影响评价文件，报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门审查批准后颁发许可证;并按()的规定建立放射性同位素备案制度。
- A.当地政府
- B.国务院核安全监管部门
- C.国务院环境保护主管部门
- D.国务院
- A.预运行试验
- B.装料
- C.初始临界试验
- D.低功率试验
- A.防治
- B.治理
- C.处理
- D.处置
- A.2
- B.3
- C.5
- D.10
- A.免管废物
- B.极短寿命废物
- C.极低放废物
- D.低放废物
- A.启动
- B.运行
- C.事故
- D.没有分析过的
- A.桶内混合
- B.桶外混合
- C.水力压裂
- D.大体积浇注
- A.4n
- B.4n+1
- C.4n+2
- D.4n+3
- A.100-700
- B.200-800
- C.300-900
- D.400-1000
- A.受控
- B.有效
- C.批准
- D.编制
- A.8
- B.10
- C.12
- D.14
- A.工作管理制度
- B.修改试验规程
- C.安全分析报告
- D.质量保证大纲
- A.主要内容
- B.次要内容
- C.备注
- D.附件
- A.选址
- B.建造
- C.运行
- D.退役
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.最大
- B.组合
- C.设计
- D.确定
- A.60
- B.70
- C.80
- D.90
- A.2.7kBq/m<sup>3?</sup>?
- B.2.7μJ/m<sup>3?</sup>?
- C.5.4kBq/m<sup>3?</sup>?
- D.5.4μJ/m<sup>3?</sup>?
- A.运行管理者
- B.管理组织
- C.营运单位
- D.主管部门
- A.三个月
- B.十三个月
- C.三十个月
- D.三十六个月
- A.主要
- B.首要
- C.管理
- D.领导
- A.U234
- B.U235
- C.U236
- D.U238
- A.照射途径
- B.照射量率
- C.辐射水平
- D.辐射剂量
- A.I
- B.II
- C.III
- D.IV
- A.核设施营运单位
- B.核设施主管部门
- C.国务院核安全监管部门
- D.国务院有关部门
- A.150
- B.250
- C.300
- D.450
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.0.01kBq
- B.0.1kBq
- C.1.0kBq
- D.10kBq
- A.砾石
- B.沙土
- C.水泥沙浆
- D.聚氨酯
- A.参考
- B.借鉴
- C.案例
- D.资料
- A.1012
- B.1013
- C.1014
- D.1015
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
