- A.日报
- B.周报
- C.例行/非例行检查报告
- D.年报
- E.运行经验反馈报告
- A.放射性气溶胶
- B.表面污染
- C.α辐射场
- D.β辐射场
- E.γ辐射场
- A.功能
- B.逻辑
- C.设备
- D.整体
- E.事故瞬态试验
- A.退役过程气载流出物和液体流出物排放对环境的影响
- B.场址残存放射性核素和其他有害物对环境的影响
- C.废物不恰当解控对环境的影响
- D.退役废物对环境的影响
- E.卸出乏燃料运输过程对环境的影响
- A.对应急通信系统的基本要求
- B.所拥有的通信能力与系统
- C.应急通知方法与程序
- D.警报通知场内应急工作人员的方法和程
- E.警报通知场内非应急工作人员(包括承包商及外来参观人员)的方法和程
- A.性能
- B.材料
- C.文件
- D.过程
- E.程序
- A.传感器(包括探洌器和变送器)
- B.电缆
- C.机柜(包括机箱和机架)
- D.控制台屏
- E.显示仪表
- F.应急柴油发电机组
- G.蓄电池(组)
- H.电动机
- I.阀门驱动装置
- J.电气贯穿件
- A.程序
- B.细则
- C.图纸
- D.质量计划
- E.监查计划
- A.材料
- B.零部件
- C.系统、构筑物
- D.工艺
- E.程序
- A.严重事故机制及源项
- B.建立和完善事故监测及应急评价系统
- C.对各种应急行动进一步进行代价-利益分
- D.核动力厂事故工程补救措施及工程抢险技术
- E.辐照损伤的快速鉴别和诊断技术
- F.严重放射性损伤病人的抢救和治疗
- A.总承包单位
- B.分承包单位
- C.工程监理单位
- D.工程验收单位
- E.非核级设备制造单位
- A.主蒸汽管道破裂事故
- B.主给水管道破裂事故
- C.反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂
- D.控制棒弹出事故
- E.蒸汽发生器传热管破裂事故
- F.大破口失水事故
- G.小破口失水事故
- H.未能停堆的预期运行瞬变
- A.运输说明书
- B.核与辐射事故应急响应指南
- C.装卸作业方法
- D.安全防护指南
- E.辐射监测报告
- A.假设安全壳屏蔽失效
- B.假设失去厂外电源
- C.假设最大价值的一组控制棒卡在全抽出位置
- D.仅考虑安全级设备的缓解事故作用,对于非安全级设备仅考虑其对事故的不利影响
- E.需假设极限的单一故障
- A.可应用于与放射性物质与辐射源的运输、贮存和使用相关的事件,而不论该事件是否发生在设施中
- B.涵盖广泛的实践谱,包括诸如射线照相的工业应用、在医院放射源的使用、核设施中的活动和放射性物质的运输
- C.包括放射源或货包的丢失或被盗、废弃源的发现、诸如由于疏忽放射源转移到废金属经销商贸易中
- D.当为医学目的而使用一个装置时,INES用于造成工作人员或公众实际照射事件的分级,或者对涉及该装置的降级或安全设施的缺陷事件分级
- E.不涵盖作为医疗过程一部分的潜在照射的实际成潜在后果
- F.仅仅用于民用(非军事),仅与事件的安全方面相关
- G.无意用于对安保相关事件或恶意行为造成对人故意的辐射照射进行分级
- H.在设施、组织或国家之间使用INES进行安全绩效的比较是不适当的
- A.检查
- B.核实
- C.评价
- D.确认
- E.监督
- A.事件的根本原因
- B.事件的直接原因
- C.事件的主要原因
- D.纠正行动
- E.干预措施
- A.国务院核安全监管部门
- B.国家核应急组织
- C.地方核应急组织
- D.核行业主管部门
- E.上级主管单位
- A.装料
- B.预运行试验
- C.初始临界试验
- D.低功率试验
- E.功率试验
- A.质量保证(总)大纲
- B.质量保证(分)大纲
- C.质量保证大纲程序
- D.质保实际能力
- E.实施工作时发生的重大不符合项
- A.HAF003是强制性法规
- B.HAF003目的是保证核安全
- C.HAF003的适用范围不同于ISO9001
- D.HAF003更加系统化、规范化
- E.在IS09001标准中,有“以顾客为关注焦点”、可测量的“质量目标”、“管理者代表”的内容,这些在HAF003均无明确要求
- F.作为质量体系A级文件,HAF003要求制定“质量保证大纲”,而IS09001标准要求制定“质量手册”
- A.初期
- B.早期
- C.中期
- D.晚期
- E.末期
- A.启动
- B.功率运行
- C.停堆过程
- D.停堆
- E.负荷变化
- F.过程监测
- G.燃料装卸
- A.地区核与辐射安全监督站
- B.核与辐射安全技术后援队伍
- C.地方环境保护部门
- D.核安全与环境专家委员会
- E.核与辐射安全法规标准审查委员会
- A.核材料数量达到三级实物保护的设施
- B.堆芯热功率小于2MWth的反应堆装置
- C.独立存放和处理中放固体废物及低放废液的设施
- D.若失去屏蔽,直接外照剂量率在1m处超过100mGy/h的设施
- E.若发生不受控临界事故,其影响可能波及周界外0.5km范围内的设施
- 26
-
核材料衡算管理包括()。
- A.记录报告系统
- B.闭合平衡系统
- C.衡算计算方法和评价
- D.监督检查大纲和程序
- E.紧急补救措施
- A.豁免废气
- B.低放废气
- C.中放废气
- D.高放废气
- E.极高放废气
- A.空气压力波和风
- B.飞射物撞击
- C.热(火)
- D.烟雾和灰尘
- E.毒气和窒息气体
- F.由腐蚀性或放射性气体、蒸汽云或液体带来的化学腐蚀
- G.地面振动
- H.洪水或缺水
- I.地面沉降(或塌陷)和/或滑坡
- J.电磁干扰
- A.操作温度较低
- B.操作压力较低
- C.处理量较小
- D.腐蚀性大
- E.对设备材料要求高
- A.射线类型
- B.射线能量
- C.吸收剂量预选值
- D.照射方式
- E.过滤器规格
- A.包容废水量多
- B.凝固时间加长
- C.固化体机械强度降低
- D.可能有残留水未被完全凝固
- E.包容废物量大
- A.参演人员的误操作
- B.真实发生的事故
- C.交通事故
- D.意外伤害
- E.使用急演习用品不当
- A.232Th系
- B.238U系
- C.235U系
- D.210Po系
- E.228Ra系
- A.氢氧化钠
- B.碳酸钙
- C.石灰乳
- D.氨水
- E.白矾
- A.事件序列描述
- B.系统分析
- C.数据分析
- D.人员可靠性分析
- E.定量化分析
- F.结果解释
- A.接受日期
- B.文件编号
- C.文件名
- D.发布日期
- E.文件状态
- F.版本号
- G.分发给哪些人
- 37
-
《核动力厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)指出:“受委托制定和实施质量保证总大纲任何部分的每一个单位,应负责保证每一个()层次单位在其责任范围内都要按照本导则的要求制定并提出它的大纲。”
- A.较高
- B.较低
- C.同等
- D.以上三者均包含
- A.55
- B.33
- C.53
- D.35
- A.厂址安全评价的四个阶段,洪水灾害评价应采用相同的方法
- B.对设计基准洪水的评价使用两种方法:确定论方法,概率论方法
- C.对设计基准洪水的评价方法要进行方法的可靠性评价
- D.设计基准洪水应不小于已有的发生记录加上一个充分的安全裕度
- A.1.5
- B.2
- C.2.5
- D.3
- A.控制点
- B.停工待检点
- C.见证点
- D.记录检查点
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.1-3
- B.2-4
- C.3-5
- D.4-6
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.科学研究
- B.调查处理
- C.监督管理
- D.监督检查
- A.设计
- B.建造
- C.调试
- D.运行
- A.废物固化体
- B.处置系统
- C.天然屏障
- D.工程屏障
- A.9090
- B.9595
- C.9999
- D.100100
- A.空白样品
- B.基准材料
- C.控制样品
- D.示踪样品
- A.报国务院审核(审评)
- B.报国家环境保护部门审核(审评)
- C.报国家核安全部门审核(审评)
- D.报核设施主管部门审核(审评)
- A.源项释放
- B.表面沉降
- C.环境监测
- D.照射范围
- A.应急待命
- B.厂房应急
- C.场区应急
- D.场外应急
- A.非安全隐患
- B.隐患异常
- C.异常故障
- D.故障事故
- A.有机玻璃板
- B.含硼塑料板
- C.铅皮和含硼塑料板
- D.以上三者均可
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.文件
- B.报告
- C.记录
- D.证书
- A.有效性
- B.完整性
- C.可行性
- D.可接受性
- A.无人死亡
- B.1人死亡
- C.至少1人人死亡
- D.几人死亡
- A.大气
- B.水体
- C.上述二者的组合
- D.以上三者均包含
- A.5核岛
- B.5常规岛
- C.10核岛
- D.10常规岛
- A.地区监督站国务院核安全监管部门
- B.国务院核安全监管部门地区监督站
- C.地区监督站核设施主管部门
- D.国务院核安全监管部门核设施主管部门
- A.确定性效应阈值
- B.随机性效应阈值
- C.确定性效应限值
- D.随机性效应限值
- A.主要
- B.首要
- C.全面
- D.最终
- A.全面责任
- B.主要责任
- C.首要责任
- D.监管责任
- A.过滤
- B.蒸发
- C.吸附
- D.固化
- A.重大事故
- B.重大危害
- C.严重偏离
- D.严重后果
- A.1/30
- B.1/300
- C.1/3000
- D.1/30000
- A.设计基准洪水的评价
- B.设计基准洪水的再评价
- C.预报极端事件
- D.A或B
- A.II
- B.III
- C.IV
- D.V
- A.反应堆堆芯和乏燃料的保护水平明显恶化
- B.实际的屏障或者关键安全系统的损坏
- C.有放射性物质大量释放
- D.场外剂量大于紧急防护行动干预水平
- A.许可证
- B.批准书
- C.申请表
- D.营业执照
- A.审查批准
- B.备案
- C.存档备查
- D.登记注册
- A.渗井、坑
- B.天然裂隙
- C.溶洞
- D.以上三者均包含
- A.设计单位
- B.调试单位
- C.国务院核安全监管部门
- D.以上三者均包含
- A.蒸汽发生器
- B.蒸汽发生器传热管
- C.一回路压力边界
- D.二回路压力边界
- A.QA
- B.QC
- C.QE
- D.QP
- A.有效性
- B.可用性
- C.完整性
- D.实用性
- A.淋浴
- B.洗澡
- C.更换衣服
- D.以上三者均包含
- A.2-3
- B.4-5
- C.5-6
- D.6-7
- A.大于(后备)剩余反应性与停堆余量之和
- B.等于(后备)剩余反应性与停堆余量之和
- C.大于负反应性与(后备)剩余反应性之和
- D.等于负反应性与(后备)剩余反应性之和
- A.过滤
- B.吸附
- C.净化
- D.衰变
- A.0.2
- B.2
- C.12
- D.20
- A.计划
- B.预案
- C.措施
- D.程序
- A.编号
- B.标识
- C.程序
- D.目的
- 85
-
核事故应急演习,在演习事故早期或应急状态发生变化或采取重大应急响应措施过程时,通常尽可能避免使用()尺度压缩的方式,以便较真实地验证应急响应人员综合信息、进行应急判断及采取对抗措施的能力和熟练程度。
- A.时间
- B.过程
- C.空间
- D.范围
- A.保护
- B.维护
- C.包装
- D.控制
- A.砾石或沙土
- B.水泥砂浆
- C.混凝土
- D.聚氨酯
- A.10
- B.12
- C.14
- D.16
- A.年照射量
- B.年吸收剂量
- C.年有效剂量
- D.年剂量当量
- A.30s
- B.5min
- C.15min
- D.1H
- A.根据营运单位本年度的管理情况,以及下半年度核动力厂运行工况(换料、长期停堆等)来确定其检查项目、实施时间和检查内容
- B.非例行检查的实施参照例行检查程序
- C.异常事件后检查不属于非例行检查
- D.异常事件后检查主要是针对某一异常事件而作出的响应,针对性强,技术方面的要求也很高,组织相关的专家来参与这种检查