- A.检查
- B.试验
- C.评价
- D.监查
- E.监督
- A.在各阶段的环境影响报告书中给出气、液流出物源项,并以此为基础进行环境影响评价
- B.在首次装料阶段的环境影响报告书中,给出气、液流出物年排放量的申请值,监管部门要对流出物年排放量的申请值进行审议和批复
- C.核电厂在运行期间,要对放射性废气和废液进行净化处理
- D.在流出物排放时,核电厂要对流出物的排放流量和流出物中各种污染物的排放浓度进行测量,以便评估流出物排放的总量
- E.对于液体流出物实行槽式排放,并必须准备足够容量的备用罐
- A.碘
- B.铯
- C.锶
- D.镭
- E.惰性气体
- A.高放固体废物
- B.中放固体废物
- C.低放固体废物
- D.中放废液
- E.低放废液
- A.同时设计
- B.同时施工
- C.同时竣工
- D.同时验收
- E.同时投入使用
- A.实物保护计划和实施程序
- B.实物保护的质量保证
- C.技防设施的运行维修
- D.实体屏障
- E.照明和应急电源
- F.出入口控制
- G.控制中心
- H.核材料运输的实物保护
- A.检查大纲
- B.试验大纲
- C.测量和试验设备的标定
- D.检查和试验状态的显示
- E.对核电厂系统和部件的运行状况必须标识,例如在阀门和开关上挂标示牌,以防止误操作
- A.A0
- B.A1
- C.A2
- D.A3
- E.A4
- A.满足废物库的建造、运行、扩建和退役的需要
- B.考虑外部人为事件和自然事件对废物库的影响
- C.废物库可能的放射性与有害物质的释放对公众和环境的影响
- D.保证在设计寿期内为放射性废物提供与公众、环境间有足够的隔离和良好的包容性能,满足审管部门的要求
- E.考虑对当地社会、经济发展的制约因素和废物库建造与运行的经济合理性
- A.地理范围
- B.监测或取样频次
- C.监测仪器、仪表
- D.组织管理
- E.数据处理
- F.资源保证
- G.质量保证
- A.通风降氡
- B.密闭氡源
- C.喷涂防氡保护层
- D.控制入风流污染
- E.排除矿坑水
- F.正压通风
- G.分区通风
- H.清除堆积的铀矿石
- A.功率控制
- B.补偿控制
- C.过载控制
- D.温度控制
- E.紧急停堆控制
- A.主控制室
- B.辅助或备用控制室(点)
- C.技术支持中心或支持点
- D.应急控制中心
- E.运行支持中心(或支持点)
- F.监测与评价设施
- G.通信系统
- A.监督区
- B.控制区
- C.保护区
- D.要害区
- E.纵深区
- A.设计
- B.建造
- C.安装
- D.焊接
- E.无损检验
- A.地下水状况
- B.粒径分布
- C.标准贯人试验(SPT)
- D.标准圆锥触探试验(CPT)
- E.相对密度
- F.不排水循环剪切强度
- A.始发事件频率
- B.堆芯严重损坏频率(CDF)
- C.早期大释放频率(LERF)
- D.安全系统失效率
- E.系统失效的最小割集
- A.检查
- B.处理
- C.处罚
- D.罚款
- E.强制命令
- A.对于确定的源项单位,需要采集的生物样品种类决定于当地的环境条件和评价目的
- B.为评价对人的影响,要采集与人的食物链有关的生物,并且分析可食部分
- C.进行放射生态研究,还要采集虽不属于人类食物链但能够浓集放射性核素的生物
- D.生物样品要在源项单位液体流出物排放点附近及地面空气中放射性浓度最高的地方采样
- E.生物样品如不能立即分析,必须进行预处理
- A.衡算管理
- B.辐射监测
- C.辐射防护
- D.实体保卫
- E.材料管制
- A.单一故障准则
- B.故障安全设计
- C.冗余性
- D.多样性
- E.独立性
- A.作业场所
- B.产生的流出物
- C.周围环境
- D.职业照射剂量
- E.公众照射剂量
- A.营运单位必须按照国务院核安全监管部门的要求提交(或供其随时调用)文件和资料
- B.为了使国务院核安全监管部门能履行其职能,营运单位必须给以必要的协助,并允许其监督人员进入核动力厂和获得相关文件
- C.当国务院核安全监管部门要求时,营运单位必须进行专门的分析、试验和检查
- D.当营运单位认为国务院核安全监管部门要求的行动有害于安全时,则必须将意见告知国务院核安全监管部门
- E.营运单位必须执行国务院核安全监管部门的强制性措施
- A.反应堆冷却剂丧失
- B.蒸汽发生器一根传热管破裂
- C.控制棒组件弹出
- D.反应堆冷却剂系统小管道破裂
- E.失去厂内外应急交流电源
- A.源项
- B.性质
- C.严重程度
- D.可控性
- E.影响范围
- A.工艺文件的检查
- B.对已加工完的物项作检查或检验
- C.工艺过程中直接监视
- D.对加工方法、设备、人员作监视(间接监视)
- E.对影响质量的记录的检查
- A.参数选定后
- B.控制台显示辐照参数预选值,并与治疗室的一致
- C.治疗室迷宫的防护门关闭
- D.警告装置开启
- E.监视和对讲设备开启
- A.密封区
- B.非密封区
- C.控制区
- D.监督区
- E.监测区
- A.强化安全意识
- B.提高安全文化水平
- C.遵守为增强安全而制定的规定
- D.及时更新文件
- E.防止过分自信和自满的情绪
- A.控制反应性
- B.排出热量
- C.控制排放
- D.包容放射性物质
- E.屏蔽辐射照射
- A.可能因个别参演人员的不胜任而使演习遇到较多困难
- B.可能会因个别应急设施、设备的状态不佳给演习增加意外的困难
- C.可能有人误把演习错当成真正应急,以至于引入不必要的风险
- D.无法真实地检验出应急准备的实际情况
- E.无法真实地反映出从正常组织向应急组织过渡过程中可能遇到的问题
- A.铀(钍)
- B.镭
- C.氡
- D.氡子体
- E.131I
- A.启动
- B.功率运行
- C.停堆
- D.试验
- E.装料
- A.密封放射源
- B.放射源的操作系统
- C.剂量测量系统
- D.辐照室
- E.辐照物输送系统
- F.水处理系统
- G.通风系统
- H.安全联锁系统
- I.控制系统
- A.特殊清洗
- B.验证流体系统清洁度的冲洗
- C.为保持已建立的清洁度,设置屏障和覆盖物
- D.在开放的系统附近,保持对工具和设备的清点
- E.在封闭的系统附近,保持对工具和设备的清点
- A.纵深防御设计
- B.防事故措施
- C.潜在辐射危害控制
- D.质量保证
- E.退役治理后工程的长期安全稳定
- A.设计
- B.制造
- C.安装
- D.使用
- E.运行安全
- A.石灰中和法
- B.二氧化锰吸附法
- C.高锰酸钾活化锯末吸附法
- D.重晶石吸附法
- A.近地表处置
- B.地质处置
- C.近地表处置或地质处置
- D.深埋处置
- A.处理
- B.处置
- C.响应
- D.控制
- A.1:1000000
- B.1:100000
- C.1:25000
- D.1:1000
- A.百25
- B.百50
- C.千25
- D.千50
- A.营运单位
- B.场内、场外应急组织
- C.应急指挥部
- D.国务院核安全监管部门
- A.受照剂量
- B.当量剂量
- C.有效剂量
- D.待积当量剂量
- A.几十米
- B.几百米
- C.几公里
- D.几十公里
- A.A型货包
- B.B型货包
- C.C型货包
- D.工业货包
- A.运行瞬变
- B.预计运行事件
- C.设计基准事故
- D.超设计基准事故
- A.辐射源项
- B.照射途径
- C.放射性本底变化
- D.关键组
- A.1.17
- B.1.25
- C.1.33
- D.1.46
- A.1
- B.2
- C.3
- D.1、2
- A.注册
- B.登记
- C.备案
- D.许可证
- A.高密度聚乙稀土工膜
- B.偏氯乙稀共聚乳液
- C.混凝土水泥沙浆
- D.RT水性涂料
- 53
-
天然铀、氚属于()。
- A.低毒性废物
- B.中毒性废物
- C.高毒性废物
- D.极毒性废物
- A.0.01
- B.0.1
- C.1
- D.10
- A.培训教材
- B.实际案例
- C.运行经验
- D.模拟装置
- A.控制
- B.目标
- C.活动
- D.能力
- 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.审查点
- B.控制点
- C.监督点
- D.见证点
- A.本年度核安全检查计划
- B.《核设施的安全监督》(HAF001/02)
- C.国务院核安全监管部门
- D.营运单位本年度的管理情况
- A.50
- B.100
- C.200
- D.400
- A.70
- B.75
- C.80
- D.85
- A.依据
- B.背景
- C.模型
- D.建议
- A.分类
- B.分阶段
- C.三同时
- D.辐射安全监管
- A.22
- B.33
- C.55
- D.1010
- A.1L
- B.5L
- C.10L
- D.15L
- A.组织
- B.负责
- C.参与
- D.指导
- A.16.4
- B.46.1
- C.61.4
- D.64.1
- A.资质资格
- B.资格资质
- C.许可备案
- D.备案许可
- A.国家核事故应急方针(预案)
- B.国家核事故应急政策(预案)
- C.国家核事故应急大纲(预案)
- D.国家核事故应急计划(预案)
- A.应急措施
- B.管理规定
- C.操作程序
- D.处理办法
- A.控制有利
- B.控制不利
- C.缓解有利
- D.缓解不利
- A.3
- B.4
- C.5
- D.10
- A.类型
- B.活度
- C.大小
- D.状态
- A.事故源项
- B.事故后果
- C.核设施特点
- D.当地具体条件
- A.开口
- B.旁路
- C.晚期失效
- D.早期失效
- A.核燃料的消耗会导致其减少
- B.裂变产物的积累会导致其减少
- C.初始燃料装载量必须比维持临界所需的量多得多,使堆芯寿命初期具有足够的后备(剩余)反应性
- D.为补偿反应堆的后备(剩余)反应性,在堆芯内必须引入适量的可随意调节的正反应性
- A.核动力厂状态
- B.工程判断
- C.运行经验
- D.安全分析报告
- A.预期剂量
- B.可防止剂量
- C.当量剂量
- D.有效剂量
- A.5-1000
- B.50-10000
- C.500-10000
- D.5000-100000
- A.特征
- B.适宜性
- C.可接受性
- D.经济技术条件
- A.《中华人民共和国放射性污染防治法》
- B.《民用核设施安全监督管理参例》
- C.《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》
- D.IAEA《基本安全原则》
- A.准确
- B.有效
- C.合理
- D.正当
- A.跟踪
- B.调查
- C.分析预测
- D.控制
- A.10
- B.15
- C.20
- D.25
- A.国务院
- B.国务院指定的部门
- C.环境保护部
- D.国家核安全局
- A.安全限值
- B.安全设计
- C.辐射防护
- D.纵深防御
- A.风险
- B.次数
- C.概率
- D.深度
- A.安全限值
- B.安全系统整定值
- C.运行限值和条件
- D.以上三者均包含
- A.5
- B.10
- C.15
- D.20