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目前我国民用核能与核技术利用的行为主体是()。
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核安全监管问题中最重要和最典型的问题是()。
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核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施()。
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核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施统一监督,成立机构()行使核安全监督管理。
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我国国家核安全局成立于()年。
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年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻()的方针。
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年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施保证质量,保证安全运行,()核事故,()可能产生的有害影响。”
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()的颁布使民用核设施的核安全监管走上了法制化管理的道路。
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我国将核承压设备的质量监管正式纳入核安全监管的范围是在()年。
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-1993年,国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部,联合颁发了国务院部门规章(),将我国将核承压设备的质量监管正式纳入了核安全监管的范围。
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-1993年,国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部,联合颁发了国务院部门规章《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601/01),我国将核承压设备的()监管正式纳入了核安全监管的范围。
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》规定:“国家对核能和核技术利用及为核安全提供技术服务的单位中从事核安全关键岗位工作的()人员实行执业资格制度,纳入国家专业技术人员职业资格证书制度,统一规划管理。”
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》规定:“国家对核能和核技术利用及为核安全提供()的单位中从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行执业资格制度,纳入国家专业技术人员职业资格证书制度,统一规划管理。”
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》发布于()年。
- ()是在正式文件中首次将核设施安全监管和辐射安全监管统一到核安全监管。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第十三条规定:“核设施营运单位、核技术利用单位、铀(钍)矿和伴生放射性矿开发利用单位,必须取安全与防护措施,预防发生可能导致放射性污染的各类事故,()放射性污染危害。”
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()从法律上第一次对核设施安全与辐射安全统一提出要求。
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年7月国务院发布的()进一步扩展了核安全设备质量监管的范围。
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年2月国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,明确了核电厂()必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担全面责任。
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年2月国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,明确了核电厂营运单位必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担()。
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目前我国国家核安全局的核安全监管包括核设施安全监管、核安全设备质量监管、辐射安全监管和放射性环境监测。设施安全主要是针对()的控制。
- 目前,国家核安全局下设()个业务司。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核与辐射安全政策、规划、法律、行政法规、部门规章、制度、标准和规范。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核电厂、研究型反应堆、临界装置、核燃料循环设施、放射性废物处理和处置设施等核设施的行政许可和监督检查以及事件与事故的调查处理。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的行政许可和监督检查。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()辐射环境监测。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核与辐射事故应急准备和响应。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核与辐射恐怖事件的防范和处置。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核材料管制核安全监管。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责核材料管制()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()核与辐射安全从业人员资质管理和相关培训。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()放射性污染治理的监督管理。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责放射性污染()的监督管理。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责放射性污染治理的()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括()电磁辐射装置设施的行政许可和监督检查。
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由国家核安全局参与的相关业务工作是()。
- 环境保护部地区核与辐射安全监督站是参考公务员管理的事业单位,其职责是根据分工执行相应的()工作,接受国家核安全局的业务()。
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下列关于地方辐射环境保护部门说法错误的是()。
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授权提供核安全技术服务的单位是为()提供技术服务的企事业单位。
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核安全与环境专家委员会是国家核安全局非常设的审议咨询机构。其职能包括()国家核安全局制定核与辐射安全政策法规。
- 核安全与环境专家委员会是国家核安全局非常设的审议咨询机构。其职能包括()民用核设施的核与辐射安全。
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核与辐射安全法规标准审查委员会是国家核安全局根据()规定成立的非常设审议机构。
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核与辐射安全法规标准审查委员会职能是对核与辐射安全政策、规划、法规和标准以及法规标准体系进行(),提出核与辐射安全法规标准建设的()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()个专业组。
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国家核安全局的核安全监督管理工作贯彻(),将在确保核安全的前提下促进我国核能发展作为国家核安全局的工作方针。
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国家核安全局的核安全监督管理工作将在确保()的前提下促进我国核能发展作为国家核安全局的工作方针。
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国家核安全局的核安全监督管理建立起了国务院核安全监管部门直管的派出监督部门(),专门负责相应的核安全监督工作。
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国家核安全局的核安全监督管理建立起了独立于核能与核技术利用工作的专职核与辐射安全技术后援队伍(),在几个单位的支持下专门为国家核安全局提供核安全监管技术支持。
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国家核安全局的核安全监督管理工作建立起了多种形式、多个层次的核安全许可体系,明确核设施营运单位和核活动许可申请与持有单位对核安全相关活动的核安全与辐射环境安全负有()。
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国家核安全局的核安全监督管理工作建立起了多种形式、多个层次的核安全许可体系,明确()对核安全相关活动的核安全与辐射环境安全负有最终责任。
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国家核安全局的核安全监督管理采取“拿来主义”的方针,结合国情建立了我国的核安全法规体系,并初步建立起了对国外成熟的核安全审评和监督相关技术准则文件和参照使用的有关工业标准的认可和()评价体系。
- 下列属于核能与核技术利用的例子的是()。
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核能与核技术的利用已经在()领域得到广泛的应用。
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在核能与核技术利用领域的()属于国家行政管理范围。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门除了承担其主要职责外,还根据职能分工,承担着()部分职能。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门承担主要职责和部分职能的范围包括()。
- 在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。
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年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:民用核设施的()必须贯彻安全第一的方针。
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年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第十三条规定:()单位必须采取安全与防护措施,预防发生可能导致放射性污染的各类事故,避免放射性污染危害。
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年2月国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,明确了核电厂营运单位必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担全面责任,要求核电厂营运单位不得将核岛工程总承包活动中的()活动,委托给不具备核电厂核岛工程总承包资质的单位。
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年2月国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,将核岛工程()纳入核安全监管体系。
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目前我国国家核安全局的管理范围包括()。
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目前我国国家核安全局的核安全监管包括()。
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目前我国国家核安全局的核安全监管包括核设施安全监管、核安全设备质量监管、辐射安全监管和放射性环境监测。辐射安全是针对()的控制。
- 目前,国家核安全局下设有()业务司。
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我国的核安全监管的组织机构包括国家核安全局和()。
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国家核安全局相关业务工作主要有()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括组织拟定核与辐射安全()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责()等核设施的行政许可和监督检查以及事件与事故的调查处理。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责核电厂、研究型反应堆、临界装置、核燃料循环设施、放射性废物处理和处置设施等核设施的()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责()等核活动的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责核安全设备()活动的行政许可和监督检查。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括组织核与辐射事故应急()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括参与核与辐射恐怖事件的()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责核与辐射安全从业人员()。
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国家核安全局相关业务工作主要包括负责电磁辐射装置设施的()。
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由国家核安全局负责的相关业务工作主要包括()。
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由国家核安全局组织的相关业务工作主要包括()。
- 下列属于授权提供核安全技术服务的单位的是()。
- 下列关于核安全与环境专家委员会说法正确的有()。
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下列关于核与辐射安全法规标准审查委员会说法正确的有()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会职能是对核与辐射安全()进行技术审查,提出核与辐射安全法规标准建设的建议。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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国家核安全局的核安全监督管理工作主要的特点是()。
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国家核安全局的核安全监督管理由国家核安全局组织(),依照法规和标准的要求实施强制性的核安全与辐射环境安全的技术审评和监督,并将其审评、监督结果作为国家核安全局对核设施营运单位和核活动许可申请单位颁发相应许可证的依据。
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国家核安全局的核安全监督管理工作吸取核能发达国家的核安全管理经验,坚持与国际接轨的原则,采用了国际通用的核安全监督管理模式,其表现为()。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中()对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对()的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的(),以保护人员、社会和环境免受危害。
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在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害是核动力厂核安全的()。
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核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在()状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。
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核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下()的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果。
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核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证()任何事故的放射性后果。
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保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后果是核动力厂核安全的()。
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实现核动力厂核安全的辐射防护目标的手段是在保证减轻事故的放射性后果的基础上,实现()。
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核安全问题最典型的代表是()的安全。
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核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施()核动力厂事故。
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核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故,并在一旦发生事故时()其后果。
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核动力厂核安全的技术安全目标是对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故,包括概率很低的事故要以()保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。
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核动力厂核安全的技术安全目标是保证()的事故发生的概率极低。
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为实现核动力厂的核安全目标,使用的主要手段是()。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为()层防线。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。下列不属于第一条防线的是()。
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精心设计、制造、施工,确保核动力厂有精良的硬件环境。建立周密的程序,严格的制度,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,有完备的软件环境。属于核动力厂纵深防御原则的第()条防线。
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加强运行管理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障。属于核动力厂纵深防御原则的第()条防线。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第二层防线:加强运行管理和监督,及时正确处理()情况,排除()。
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在严重异常情况下,反应堆正常控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。属于核动力厂纵深防御原则的第()条防线。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。下列属于第三条防线的是()。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第三层防线是指在()情况下,反应堆正常控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第三层防线是在严重异常情况下,(),防止设备故障和人为差错造成事故。
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核动力厂在发生事故情况时,启用核动力厂安全系统,包括各外设安全系统,加强事故中的核动力厂管理,防止事故扩大,保护反应堆厂房(安全壳)是纵深防御原则的第()层防线。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第四层防线是在发生()情况时,启用核动力厂安全系统,包括各外设安全系统。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第四层防线是在发生事故情况时,启用核动力厂()。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第四层防线:发生事故情况时,启用核动力厂安全系统,包括各外设安全系统,加强事故中的核动力厂(),防止事故扩大,保护反应堆厂房(安全壳)。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第四层防线:发生事故情况时,启用核动力厂安全系统,包括各外设安全系统,加强事故中的核动力厂管理,(),保护反应堆厂房(安全壳)。
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核动力厂万一发生极不可能发生的事故,并伴有放射性外泄,启用厂内外应急响应计划,努力减轻事故对周围居民和环境的影响。是纵深防御原则的第()层防线。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第五层防线:万一发生极不可能发生的事故,并伴有放射性外泄,启用厂内外应急响应计划,努力()事故对周围居民和环境的影响。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第五层防线:万一发生极不可能发生的事故,并伴有放射性外泄,(),努力减轻事故对周围居民和环境的影响。
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核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计,技术安全目标可以归纳对()个基本核安全功能的保证(即提供必要的手段)。
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核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计,技术安全目标必须为减少可能的放射性释放,为保证事故工况期间和之后的任何释放不超过()提供必要的手段。
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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()的思想进行设计设防。
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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()层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。
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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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用。为此,设计方案应有利于减少()的可能。
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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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用。为此,设计方案应有利于减少内部灾害的可能(即控制假设始发事件的响应)、设计方案应有利于减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的()。
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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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用。为此应重视制造、建造、在役检查、维修和试验的()要求和为保证这些活动的可达性,并为确定核动力厂运行和维修提供详细的设计资料。
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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()层次防御的目的是能够检测和纠正偏离正常运行状态。
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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。第二层次防御的目的是能够检测和纠正()。
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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。第二层次防御的目的是能够检测和纠正偏离正常运行状态,以防止()。
- 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()中确定的专用系统。
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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。
- 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。第三层次防御是基于以下假定:尽管极小可能,某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,而进展成一种较严重的()。
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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。要求设置的专设安全设施有能力将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持一道包容放射性物质的屏障是第()层次防御。
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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。第三层次防御要求设置的()有能力将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
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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。第三层次防御要求设置的专设安全设施有能力将核动力厂首先引导到()状态,然后引导到()状态。
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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。第三层次防御要求设置的专设安全设施有能力将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持()道包容放射性物质的屏障。
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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()层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的,保证放射性释放保持在尽实际可能地低。
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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()层次防御最重要的目的是保护包容功能。
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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。第四层次防御最重要的目的是()功能。
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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。第四层次防御重要的目的是保护包容功能,由包容提供的保护可用()方法来验证。
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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。由()提供的保护可用最佳估算方法来验证。
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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()层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
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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。最后层次防御的目的是()可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
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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。在设计上纵深防御只是针对正确的()才有效。
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日本福岛第一核电厂纵深防御设计就是因为人们对海啸的危险估计不足,在设计基础,也就是在()上就发生了错误,导致不能及时从堆芯排出余热、完全失去保护和监测系统以及缓解事故手段,最终酿成了放射性失控释放的事故。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括各项活动必须严格遵循确定的程序和操作规程。严格遵循是对全体人员最基本的()要求。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的()的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。例如:核动力厂安全分析的结果与安全操作的参数范围之间的关系。这个范围在相应的()中予以界定。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。例如:核动力厂安全分析的结果与安全操作的参数范围之间的关系。这个范围在相应的运行技术规格书中予以界定,操作范围中()的确定必须通过分析和验证。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证,这些分析和验证文件也被称为()文件。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证。这些分析和验证文件也被称为联接文件,基于()方法的安全分析也应作为联接文件的分析方法,以确保操作极限确定时所涉及的重要相关事项已被充分考虑。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括核动力厂的所有物项,特别是安全重要系统物项的质量必须与设备的制造质量,或者换句话说与设备、部件的技术规格书的要求始终保持一致。这种一致性依赖于核动力厂对设备、部件的()。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是()。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标可以分解为()目标。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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核动力厂核安全的技术安全目标是()。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。下列属于第二条防线的是()。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第三层防线是在严重异常情况下,反应堆正常控制和保护系统动作,防止()造成事故。
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核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计,技术安全目标必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后的()提供必要的手段。
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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。第一层次防御的目的是()。
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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。第一层次防御的要求:按照恰当的(),例如多重性、独立性及多样性的应用。
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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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如()的应用。
- 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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用。为此,应十分注意()。
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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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用。为此,应十分注意选择恰当的()。
- 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。第一层次防御的要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性及多样性的应用。为此应重视()和规程,以及进行这些活动时良好的可达性,并为确定核动力厂运行和维修提供详细的设计资料。
- 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。第二层次防御的目的是能够()偏离正常运行状态。
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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。第二层次防御的目的是()。
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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。第三层次防御是基于以下假定:尽管极小可能,某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,而进展成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的,并且必须提供()以控制这些事件的后果,使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。
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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。第四层次防御重要的目的是保护包容功能,由()来达到。
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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。第五层次,即最后层次防御要求有()。
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在建造或运行方面,纵深防御的主要要求是()。
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核动力厂在建造或运行方面,纵深防御的主要要求包括保证运行人员的()水平满足要求。
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核安全监管的对象是()。
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核安全管理的核心是核安全()管理。
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核安全管理的核心是核安全许可管理,核安全许可单位是指()。
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在核安全许可单位中,真正承担核安全责任的是(),我们称其为核安全责任单位。
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在核安全许可单位中,除核安全责任单位,其他核安全许可单位往往是以核安全责任单位的()单位的形式出现的,并承担相应经济或法律责任。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),国务院核安全监管部门通过核安全()制度对核电厂、研究性核反应堆、核燃料元件制造厂、乏燃料后处理厂等的设计、建造、调试以及运行实施严格的核安全监督管理。
- 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),核设施核安全许可分为()种核安全活动许可。
- 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),核设施核安全许可分为()种人员资格许可。
- 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),下列属于核设施核安全人员资格许可的是()。
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核设施营运单位经过厂址选择研究后,向国务院核安全监管部门提交(),国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施厂址选择审查意见书”。
- 核设施营运单位经过厂址选择研究后,向国务院核安全监管部门提交《核设施厂址选择报告》。国务院核安全监管部门经()后,向营运单位颁发()。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可进行核设施场地准备等相关活动。
- 营运单位在核设施(),向国务院核安全监管部门提交《初步安全分析报告》和《质量保证大纲》(设计和建造阶段)等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可进行核设施的建造活动。
- 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,营运单位可向核设施内部加装核燃料。
- 在核设施经过一段时间试运行以后,营运单位针对试运行中发现的问题,修改有关运行文件并将()和《质量保证大纲》(运行阶段)等文件报送国务院核安全监管部门审查,国务院核安全监管部门经过审评后根据监督结果,向营运单位颁发“核设施运行许可证”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可进行核设施的商业运行。
- 在营运单位开始核设施退役活动前,向国务院核安全监管部门提交()和《质量保证大纲》(退役阶段),国务院核安监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施开始退役批准书”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可进行实质上的退役工作。
- 在核设施退役工作结束后,营运单位向国务院核安全监管部门提交(),国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施最终退役批准书”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位的核安全责任自动终止。
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核设施操纵人员执照分为()种。
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核设施操纵人员执照分为“操纵员执照”和“高级操纵员执照”两种。执照由()审核后颁发。
- 核设施活动许可,核设施营运单位在每一阶段开始之前半年至一年左右时问,向国务院核安全监管部门提出书面申请并提交相应的文件资料,国务院核安全监管部门在()内必须答复是否接受申请。
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国务院核安全监管部门在正式接受核设施活动许可申请以后,即组织技术后援单位的专家组成审评组开始进行()。
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在审评监督意见的基础上,国务院核安全监管部门考虑其他方面的意见,形成初步管理意见后提交()审议,在其提出咨询意见后,国务院核安全监管部门决定是否颁发核安全许可证件。
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()对核动力厂营运单位提交的运行事件报告进行审查和技术分析评价,事件分析结果发送()和核动力厂。
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()对于核动力厂偏离运行技术规格书的特许申请进行审评和批准,审评结果通知营运单位和()。
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国务院核安全监管部门对于偏离运行技术规格书的特许申请进行审评和批准,审评结果通知营运单位和地区监督站,必要时由()监督其实施。
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对于核动力厂运行期间进行的重大修改项目,国务院核安全监管部门负责进行审评,经国务院核安全监管部门()后方可实施,地区监督站将监督其实施。
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对于核动力厂运行期间进行的重大修改项目,经()审查同意后方可实施,由()监督其实施。
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国务院核安全监管部门对运行核动力厂进行定期综合性评价,按照()判断核动力厂是否安全,是否有足够的安排并已落实,有足够的设施,从而保障核动力厂的安全。
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国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动包括现场检查,由现场监督员进行的检查活动是()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管,在日常检查中,()根据核动力厂提供的维修计划、定期试验计划,选择其中的一些项目作为专题检查项目进行检查。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的例行检查根据()执行检查。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的例行检查的具体实施按照()的要求进行。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的例行检查,检查项目的选择参照()提出的核动力厂运行阶段核安全检查程序进行。
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下列关于国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的非例行检查和异常事件后检查说法错误的是()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的日报由()将核动力厂当天的运行情况、发现的问题及与核安全相关的活动以传真形式报国务院核安全监管部门。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的日报由现场监督员将核动力厂当天的运行情况、发现的问题及与核安全相关的活动以()形式报国务院核安全监管部门。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的日报由现场监督员将核动力厂当天的运行情况、发现的问题及与核安全相关的活动以传真形式报()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的周报由()将核动力厂上周的与安全相关的活动、运行事件、发现的问题以周报的形式报国务院核安全监管部门。
- 国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管在例行/非例行检查结束后,检查组编制检查报告,由()批准并发送核动力厂营运单位。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管在例行/非例行检查结束后,检查组编制检查报告,由国务院核安全监管部门批准并发送核动力厂营运单位,()将跟踪检查其实施情况。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管监督检查报告制度的年报由()将上一年度的监督检查工作总结作为年报报国务院核安全监管部门。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管监督检查报告制度的运行经验反馈报告是根据核动力厂(),进行运行经验反馈的技术评价并提出有关的核安全管理要求,进行安全趋势分析,使监督工作更有的放矢地进行。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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下列属于核安全许可中的资格许可的是()。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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下列属于核安全许可中的人员资格许可的是()。
- 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),下列属于核设施核安全活动许可的是()。
- 营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
- 营运单位在核设施建造工作及装料前调试工作结束以后,向国务院核安全监管部门提交()文件,国务院核安全监管部门在大量监督和审评工作的基础上,向营运单位颁发“核设施首次装料批准书”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),核设施退役批准书包括()。
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核设施操纵人员执照分为()。
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核设施操纵人员执照分为“操纵员执照”和“高级操纵员执照”两种。营运单位按照运行人员资格管理要求,在进行人员()后,将有关资料报国务院核安全监管部门核准。
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国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动涉及()方面。
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国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动的文件审查包括()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂营运单位提交的运行事件报告进行(),事件分析结果发送地区监督站和核动力厂。
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国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动包括现场检查,下列属于现场检查的方式有()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管由现场监督员进行的检查活动有()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的日常检查由现场监督员进行的检查活动。监督员编写(),及时通报核动力厂当日的运行情况。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的非例行检查根据()来确定其检查项目、实施时间和检查内容。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度包括()。
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国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的日报由现场监督员将核动力厂当天的()以传真形式报国务院核安全监管部门。
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环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对()的影响。
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环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响,提出()不良环境影响的对策和措施。
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环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响,提出预防或减轻不良环境影响的对策和措施,以有效()可能产生的放射性污染问题。
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现行环境辐射影响评价的要求是基于“为了保护人到现在所要求的()将确保其他物种不会受到危害”的理念。
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随着环境保护理念的发展,国际辐射防护界对电离辐射环境保护已经形成了一致的意见,放射防护的目的是要保护()。
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我国在1979年全国人民代表大会通过的()在我国通过立法确立了环境影响评价制度。
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l998年国务院颁布了(),第一次通过行政法规明确规定“国家实行建设项目环境影响评价制度”。
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l998年()颁布了《建设项目环境保护管理条例》,第一次通过行政法规明确规定“国家实行建设项目环境影响评价制度”。
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()我国颁布了《中华人民共和国环境影响评价法》。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出()不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行()的方法和制度。
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()我国颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》。
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我国环境影响评价制度具有()强制性。
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年《建设项目环境保护管理条例》颁布,对各种()类型的项目都要求在可行性研究阶段或开工建设之前,完成环境影响评价的报批,使得环境影响评价和基本建设程序紧密结合。
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为了便于执法,根据《中华人民共和国环境影响评价法》第十六条的规定,国家根据建设项目对环境的影响程度,对建设项目的环境影响评价实行()管理。
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为了加强对建设项目环境影响评价工作的管理,提高环境影响评价工作质量,在《建设项目环境保护管理条例》第十三条明确规定:“国家对从事建设项目环境影响评价工作的单位实行()制度”。
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从事建设项目环境影响评价工作的单位,必须取得()颁发的资格证书,按照资格证书规定的等级和范围,从事建设项目环境影响评价工作,并对评价结论负责。
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持有()级评价证书的单位,可以按照评价证书规定的业务范围,承担各级环境保护部门负责审批的建设项目环境影响评价工作,编制环境影响报告书或环境影响报告表。
- 在《建设项目环境影响评价资格证书管理办法》(2005年)中,对申请甲级评价机构的人员资格条件的要求是:具备()名以上环境影响评价专职技术人员,其中至少有()名登记于该机构的环境影响评价工程师,其他人员应当取得环境影响评价岗位证书。
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在《建设项目环境影响评价资格证书管理办法》(2005年)中,对申请甲级评价机构的人员资格条件的要求是:具备20名以上环境影响评价专职技术人员,其中至少有l0名登记于该机构的环境影响评价工程师,其他人员应当取得环境影响评价岗位证书。环境影响报告书评价范围包括核工业类的,专职技术人员中还应当至少有()名注册于该机构的核安全工程师。
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由于核设施的投资和建设周期较长,在()确定了核设施分阶段环境影响评价制度。
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我国的核设施施行()环境影响评价制度。
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为保证经审查批准的环境影响报告书所规定的环境保护措施予以落实,必须实行“三同时”()制度。
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同时设计是指建设单位在委托设计单位进行项目设计时,应将环境保护设施一并委托设计。对未同时委托设计环境保护设施的建设项目,设计单位应予()。
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环境保护设施的施工任务由()承担。
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为保证“同时投产使用”,《建设项目环境保护管理条例》中还规定了环境保护设施的()制度。
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我国的电磁辐射环境质量处于()状态。
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年劳动部和人事部共同制定了《职业资格证书规定》对执业资格作了如下定义:执业资格是指()对某些责任较大,社会通用性强,关系公共利益的专业(工种)实行准入控制,是依法独立开业或从事某一特定专业(工种)学识、技术和能力的必备标准。
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年劳动部和人事部共同制定了《职业资格证书规定》对执业资格作了如下定义:执业资格是指政府对某些责任较大,社会通用性强,关系公共利益的专业(工种)实行准入控制,是依法独立开业或从事某一特定专业(工种)学识、技术和能力的必备()。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第十四条规定国家对从事放射性污染防治的专业人员实行()管理制度;对从事放射性污染监测工作的机构实行()管理制度。
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》于()发布。
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》由()发布。
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《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)于()年发布。
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年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)将注册核安全工程师划分为()个执业范围。
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年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)将注册核安全工程师执业单位划分为()种执业单位。
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年发布的《关于注册核安全工程师注册确认有关事项的通知》,明确规定由注册核安全工程师执业()向()提交注册申请,指定执业范围。
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年4月18日环境保护令发布的《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》第十九条规定:“拟开展初级辐射安全培训的单位,应当有()名以上专业教师,其中至少()名具有注册核安全工程师资格”。
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年4月18日环境保护令发布的《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》第十九条规定;“拟开展中级或者高级辐射安全培训的单位,应当有()名以上专业教师,其中至少()名具有注册核安全工程师资格”。
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由2011年4月18日环境保护令发布的《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》增加的注册核安全工程师执业单位种类是()。
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核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展,这些核设施包括()的运行,已经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。
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()推动了环境影响评价学科的发展。
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环境辐射影响评价主要围绕()开展研究。
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环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究,旨在定量()放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响。
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我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行()工程时,必须提出对环境影响的报告书,经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
- 我国环境影响评价制度的主要特征表现在()方面。
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按照我国环境影响评价制度,下列()需要进行环境影响评价。
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年《建设项目环境保护管理条例》颁布,对各种投资类型的项目都要求在(),完成环境影响评价的报批,使得环境影响评价和基本建设程序紧密结合。
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对建设项目的环境影响评价实行分类管理,采用公布《建设项目环境保护分类管理名录》的方式将建设项目的范围予以明确。该名录是按照建设项目的(),对建设项目进行分类。
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对核设施实行分阶段环评,能针对各个阶段可能产生的环境影响进行(),提出各个阶段预防或减轻不良环境影响的对策和措施,以有效防止各阶段可能产生的放射性污染问题。
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在《中华人民共和国环境保护法》第二十六条和《建设项目环境保护管理条例》第十六条都明确规定了环境保护设施必须与主体工程同时()。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第二十一条规定,与核设施相配套的放射性污染防治设施,应当与主体工程()。
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下列属于我国电磁辐射环境管理相关的法规标准体系的有()。
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年劳动部和人事部共同制定了《职业资格证书规定》对执业资格作了如下定义:执业资格是指政府对某些()的专业(工种)实行准入控制,是依法独立开业或从事某一特定专业(工种)学识、技术和能力的必备标准。
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年劳动部和人事部共同制定了《职业资格证书规定》对执业资格作了如下定义:执业资格是指政府对某些责任较大,社会通用性强,关系公共利益的专业(工种)实行准入控制,是依法独立开业或从事某一特定专业(工种)()的必备标准。
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年人事部和国家环境保护总局发布的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》(人发[2002]106号),根据()和国家职业资格证书制度的有关规定确立注册核安全工程师制度。
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》(人发[2002]106号)将注册核安全工程师的执业范围定为()以及国家环境保护总局规定的其他与核安全密切相关的工作领域。
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年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)将注册核安全工程师划分为()执业范围。
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下列属于2010年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)注册核安全工程师执业单位的有()。
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下列属于2010年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)注册核安全工程师执业单位的有()。
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下列属于2010年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》(第一批)注册核安全工程师执业单位的有()。
- 质量是是一组()满足要求的程度。
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为使物项或服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统的活动称为()。
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质量保证简称“质保”,或()。
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按规定要求为控制和测量某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动称为()。
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质量控制简称“质控”,或()。
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下列关于“质保”和“质控”关系说法正确的是()。
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在质量方面指挥和控制组织(如公司、集团、企事业单位、研究机构等)的协调的活动被称为()。
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质量管理是在质量方面指挥和控制组织(如公司、集团、企事业单位、研究机构等)的()的活动。
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按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量控制是质量管理的一部分,指致力于满足质量要求的()。
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按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于满足质量要求的活动。
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按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量保证是质量管理的一部分,指致力于提供质量要求得到满足的()。
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按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于提供质量要求得到满足的信任。
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按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量改进是质量管理的一部分,指致力于增强满足质量要求的()。
-
按质量管理体系标准IS09001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于增强满足质量要求的能力。
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验证是为确定物项、过程、服务或文件是否符合规定的要求而进行的核实并形成()的工作。
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核安全(安全)是完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭()危害。
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核安全设备是在核设施中执行()功能的设备。
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调试是指核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能(),以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程。
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核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证,以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程称为()。
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调试由反应堆装载燃料前和()条件下的试验组成。
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采购是为得到物项或服务由买方或它指定的代表所进行的活动,采购的起止界限为()。
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通过检验、观察或测量等手段,确定材料、零件、部件、系统、构筑物及工艺和程序是否符合规定要求的活动称为()。
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()是基于观察、测量或试验的、可被验证的、关于某物项或服务质量的定量或定性资料、记录或事实说明。
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客观证据要求具有可()性。
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为各种物项或服务的质量以及影响质量的各种活动提供客观证据的文件称为()。
- 技术规格书(技术条件)是一种书面规定,说明产品、服务、材料或工艺必须满足的要求,并指出确定这些规定的要求是否得到满足的()。
- ()是一种书面规定,说明产品、服务、材料或工艺必须满足的要求,并指出确定这些规定的要求是否得到满足的程序。
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()是对于质量保证有关的活动、要求、程序或结果加以叙述、定义、说明、报告或证明的文字记录或图表资料。
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文件是对于()有关的活动、要求、程序或结果加以叙述、定义、说明、报告或证明的文字记录或图表资料。
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()是对材料、部件、供应品或服务进行调查,在只靠这种调查就能判断的范围内确定它们是否符合规定的要求。
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质量保证检验一般采用()。
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()是通过对客观证据的调查、检查和评价,为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用,是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
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监查是通过对客观证据的调查、检查和评价,为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用,是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出()的工作。
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监查是通过对()的调查、检查和评价,为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用,是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
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物项是()的通称。
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服务是由供方进行的或由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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服务是由供方进行的或由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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每一物项和服务的质量是由()的特性决定的。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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质量控制是为控制和测量()提供手段的所有质量保证活动。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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验证是为确定()是否符合规定的要求而进行的一系列工作。
- 验证是为确定物项、过程、服务或文件是否符合规定的要求而进行的()的工作。
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核安全(安全)是完成正确的()从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
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核安全设备包括()。
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建造包括核电厂的()在内的过程。
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设计是指()。
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检查是通过检验、观察或测量等手段,确定()是否符合规定要求的活动。
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运行是为实现核电厂的建厂目的而进行的全部活动,包括()及其他有关活动。
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客观证据的获取方式包括()。
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下列可被验证的资料中可以作为客观证据的是()。
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合格人员是指()的人员。
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对供方的评价是指对某个供应单位进行评价,以确定()。
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技术规格书(技术条件)是一种书面规定,说明()必须满足的要求。
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技术规格书(技术条件)是一种书面规定,说明()必须满足的要求,并指出确定这些规定的要求是否等到满足的程序。
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文件是对于质量保证有关的活动、要求、程序或结果加以()的文字记录或图表资料。
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文件是对于质量保证有关的()加以叙述、定义、说明、报告或证明的文字记录或图表资料。
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检查的手段包括()。
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检验是检查工作的一部分,包括对()进行调查,在只靠这种调查就能判断的范围内确定它们是否符合规定的要求。
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质量保证检验一般采用无损检验,包括()。
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不符合项是指()方面的缺陷,因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。
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不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷,因而使某一物项的质量变得()。
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监查是通过对客观证据的(),为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用,是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
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监查是通过对客观证据的调查、检查和评价,为确定所制定的()及其他文件是否齐全适用,是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了()个阶段,逐步发展成为一门独立学科。
- 质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段,统计质量控制阶段的特点是()。
- 质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段,全面质量管理阶段产生于()。
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质量管理作为一门管理科学,()的费根堡姆和朱兰首先提出了全面质量管理的思想概念。
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()年,美国军方颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。
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年,()颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。
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()年,国际标准化组织发布了IS09000质量管理和质量保证系列标准,使真正意义上的质量保证更加完善、系统、规范.一致、适用和可行。
- 国际原子能机构(IAEA)在()基础上,并结合其他成员国的质量保证活动的经验,颁布了《核电厂安全的质量保证》(50-C-QA)。
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国际原子能机构(IAEA)于()年颁布了《核电厂安全的质量保证》(50-C-QA),推荐各成员国使用。
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我国于()颁布了《核电厂质量保证安全规定》。()年作了少量修改后重新发布。
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国际原子能机构于()年对《核电厂安全的质量保证》进行修订,发布了《核电厂和其他核设施安全的质量保证》(50-C-Q)。
- 质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了()阶段,逐步发展成为一门独立学科。
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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国际原子能机构于2006年发布了《设施和活动的管理体系》(安全要求,No.GS-R-3),将安全、健康、环境、安保、质量和经济等方而合成一个整体,规定了管理体系的()的要求。
- HAF003与IS09001的主要区别是()。
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HAF003与ISO9001相对比,下列哪些属于HAF003用词()。
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我国核设施质量保证法规的名称是()。
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我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》,可简称为“质保规定”,编号为()。
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我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》,可简称为“质保规定”,此法规是国家核安全局根据国际原子能机构制订的IAEA()翻译并稍加修改而成的。
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《核电厂质量保证安全规定》是《民用核设施安全监督管理条例》下包含()这四个规定之一。
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《核电厂质量保证安全规定》是()授权国家核安全局发布的要强制性执行的法规,所以,核设施营运单位(包括监理单位)和各承(分)包单位都必须遵照执行。
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《核电厂质量保证安全规定》有()个导则,它们是“对本质保规定的说明和补充”。
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《质保规定》共()章。
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《质保规定》共有()方面的质量管理措施,称为核设施质量保证体系的基本“要素”。
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要通过制订质量保证大纲,对本单位质量保证的全部工作进行总体规划,并有效实施。这套质量保证大纲要包括两种,即()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()个阶段制订。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为“设计与建造”、“调试”、“运行”和“退役”四个阶段制订;由核设施营运单位负责制订,然后()。”
- “每一种工作(单位)的质量保证(分)大纲”由承担核设施各方面工作的单位分别负责制订,然后报()审核(审评)认可。
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核安全设备活动单位的质量保证大纲要报()审核(审评)认可。
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核设施质量保证特别强调一切活动(工作)必须按照预先()的文件实施。
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质量保证文件是实施质量保证工作所用的文件。质量保证文件包括()个层次。
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质量保证文件第一层次文件是()。
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质量保证文件第二层次文件是()。
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质量保证文件第三层次文件是()。
- 制订质量保证大纲有()个依据。
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对所适用的物项、服务“必须规定相应的控制和验证的方法或水平”,不能对核设施的各种物项、服务和工艺采用同样的控制和验证方法或严格程度,而要根据其对安全的重要性等因素,对物项和服务进行()。
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质量保证文件的第()层文件是实施质量活动的具体文件。
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()要对本单位的质保大纲的实施状况(是否有效实施)和适用性,定期进行审查,发现问题采取纠正措施。
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一个单位的()应对保证质量采取的质量管理措施(即质量保证大纲)的制订和有效实施负全面责任。
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对要达到的质量负主要责任的是()。
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对文件的发布和分发必须进行控制,以确保文件发布和分发的正确。为此,要采取的控制措施是()。
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()应对所编的文件是否齐全、是否适用实施定期审查,发现问题时及时变更(修改)。
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试验验证时,应采用()进行鉴定试验。
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供方评价是对供方的()进行评价。
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对核承压设备的采购只能在()的单位范围内评价和选择。
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为确定有能力的供方,在供方评价时“必须将被评价的供方按照采购文件的要求提供物项或服务的(),作为选择供方的基本依据”。
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对材料、零件和部件标识的方法必须最大可能地使用()。
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《质保规定》(HAF003)对物项控制的基本要求:对安全重要物项必须(),以确保其原有质量不致发生变化。
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对于现有规范、标准、技术规格书尚未包括的工艺(即新工艺),或质量要求超出这些文件规定的情况(即有更高的质量要求)时,应预先做()。
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检查人员进行的检查工作是通过“检查”的办法“验证物项、服务和影响其质量的各项活动(工作)是否符合()的要求”。
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在“检查大纲”或适当的文件(例如,质量计划)中应规定“控制点”,“H”点为()。
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在“检查大纲”或适当的文件(例如,质量计划)中应规定“控制点”,“W”点为()。
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在“检查大纲”或适当的文件(例如,质量计划)中应规定“控制点”,“R”点为()。
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未经指定的单位书面批准,不得进行()后的工作(活动)。
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对测量和试验用的设备、装置、仪表、工具、量具必须经(),合格后才能使用。
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为了将是否经过检查和试验的以及经检查和试验后是否可接受或属于不符合项的物项区分开,必须对物项的检查和试验状态进行标识,标识的方法应采用()。
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每个单位应列出质量保证记录()。
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按照档案规定的要求,而只允许用()填写质量保证记录,以便墨迹可以长期保存不退色。
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质量保证记录一般贮存在()中,房间内要有防潮、防虫、防盗等措施。
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正确地标明物项“竣工”状态的记录,必须在该物项从制造直到贮存、安装及核设施运行的有效寿期内,由()或由其指定的部门保存。
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对()的检查和验证活动称之为“质量保证监查”。
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质保监查分内部监查和外部监查,营运单位质保监查部门对分包单位(供方)()。
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质保监查分内部监查和外部监查,承包单位质保监查部门对分包单位(供方)()。
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监查由负责()质量保证大纲实施有效性的验证部门(质保处/科)组织实施。
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每年的监查计划应该确保一年内对本单位质量保证组织机构图中各个部门、领导层人员和质量保证大纲中各要素的实施情况至少系统地监查()遍。
- 监查人员要根据监查记录写出监查报告,并对发现的缺陷提出相应的()。
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对必须进行控制的工艺过程均要预先制订工作(作业)程序。所有工作程序中应包括实施该工艺过程的()方面的要求。
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验证质量的人员包括()。
- “必须在质量保证大纲实施中编写足够使用的质量保证记录”。质量保证记录应包括()等的记录。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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供方承担的工作范围的说明可以包括()。
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对于严重有损于质量的情况,必须用书面文件阐明其(),并向有关各级的管理部门报告。
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必须制订采购文件;采购文件中至少应包括下列()方面的要求。
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质保监查员的要求包括()。
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发现不符合项后应立即对不符合物项作出标识。标识的方法有()。
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设计验证的控制措施包括()。
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本单位负责实施和验证质量保证的人员与部门应被授予下列()权力和组织独立性。
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《质保规定》(HAF003)对质量保证组织机构建立的基本要求包括()。
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必须对记录进行控制,以保证质量保证记录的()。
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对测量和试验用的设备、装置、仪表、工具、量具必须经标定,合格后才能使用。应标定其()(影响测试结果的特性参数)的合格性。
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在有多个设计单位和单位内有多个设计部门时,必须书面(一般就是接口程序)规定它们的外部和内部接口,接口程序中要规定()。
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设计活动(工作)的控制特别要在下列()方面按照要求进行设计控制。
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《质保规定》(HAF003)对采购控制的基本要求包括()。
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对于检查必须进行控制,并应采取()控制措施。
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设计变更的控制措施包括()。
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对每个影响质量的活动(包括验证活动)提出和确保下列()方面的要求,这几个方面得到了保证,则活动的质量就能保证。
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供方评价的方法要根据情况采用下列()方法之一或几种。
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《质保规定》(HAF003)规定了检查和试验控制方面的基本要求,检查的方式有()。
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《质保规定》(HAF003)对文件控制的基本要求包括()。
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对于现有规范、标准、技术规格书尚未包括的工艺(即新工艺),或质量要求超出这些文件规定的情况(即有更高的质量要求)时,应预先做工艺试验和评定,并且对()要另作规定。
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下列工作文件中的()属于验证活动所需要的文件。
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下列工作文件中的()属于质量活动文件。
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设计变更通常包括由()提出的设计变更。
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下列工作执行文件中的()均应预先编、审、批,以确保文件的质量。
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《质保规定》“提出了(质量保证)必须满足的基本要求”,它适用于()。
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设计活动(工作)的控制措施包括()。
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不符合项是指缺陷,是由于种种原因使某一物项的()。
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《质保规定》(HAF003)对检查和试验控制的基本要求包括()。
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为实施和管理质量保证大纲,必须建立一个(实施质量保证职能的)有书面规定的组织(机构),并(应)明确规定本单位的各部门的()。
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试验大纲中必须包括:为证明构筑物、系统和部件将能满意地承担预定功能所需的所有试验项目。例如()。
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产生记录的部门负责()质量保证记录。
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设计验证的方法有()。
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必须对所有影响质量的活动提出要求和措施,特别是()。
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必须根据需要定期对所有质量保证大纲和质量保证大纲程序进行(),使其适时、完善和便于实施。
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设计变更也必须形成文件。设计变更文件包括有()。
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()是一个单位实施其全部质量保证工作的规划、总体描述的纲领性文件。
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文件变更(修改)时,为确保变更文件的质量,要控制其变更(修改)和分发。为此,必须采取的控制措施是()。
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对核电厂的()中所使用的影响质量的工艺过程必须进行控制。
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《质保规定》中规定了在有多个单位参与时,以及每个单位的多个部门参与时,必须明确规定每个单位及其部门的()的事项和措施。
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不符合项处理的方式有()。
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《质保规定》(HAF003)规定设计控制要对()方面进行控制,并采取相应的控制措施,以保证质量。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)对质量保证工作中各方面提出的基本要求,是()。
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在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下面有()个推荐性的导则。
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质量保证导则是()。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)分别列出了针对设计、采购、制造、建造、调试和运行各阶段的()类质量保证文件的结构和内容。
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在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下面有10个推荐性的导则,可分为()类。
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在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下面有10个推荐性的导则,可分为()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下的“大纲管理导则”是分别具体说明质保规定中一些“大纲管理”的()方法的。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的10个《导则》属于“大纲管理导则”的有()个。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的10个《导则》属于“技术性工作导则”的有()个。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括()。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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《核电厂质量保证记录制度》(HAD003/04)对记录的要求包括()。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定的内容包括()。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了买方确定供方质保工作()时要考虑的因素。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件()的要求。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检查和试验结果的分析与评价的要求。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动的()要求。
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《核电厂调试和运行期间的质量保证》(HAD003/09)规定调试和运行期间有特点的质量活动,包括()。
- 《核电厂设计中的质量保证》(HAD003/06)的要求包括()。
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《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括()。
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《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)内容包括质量保证部门的()。
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《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08)规定了制造中一些重要的质量活动,包括()。
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《核电厂质量保证监查》(HAD003/05)的内容包括()。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的10个《导则》属于“大纲管理导则”的是()。
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企业要建立核质量保证体系的前提条件是:()对质量保证有正确的认识,并具有良好的安全文化和正确的观念。
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一个企业的质量保证体系能否有效运转首先取决于()的“观念”。
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培育良好的()应成为一切从事核安全相关活动单位的第一要务。
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一切从事核安全相关活动单位,是否具有良好的()应成为考核各级领导和“决策者”是否称职的第一要素。
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建立核质量保证体系的基础包括每年()次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。
- 核设施建立核质量保证体系的基础是()。
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核设施对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核设施质量保证体系建立的基本步骤包括()。
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核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的()。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。
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全面规划一个核设施各阶段的质量保证工作的质量保证大纲称为()。
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全面规划核设施的某个承(分)包的具体工作中的质量保证工作的质量保证大纲称为()。
- 质量保证总大纲由核设施的()负责编制。
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质量保证分大纲由()负责编制。
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物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对()所造成的影响为依据。
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对物项和服务的验收所进行的验证可包括()。
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物项和服务在进行质保分级时,按质保要求的程度依次可分为()个等级。
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物项和服务的质保分级:()级对实施质保的要求最为严格,基本上包括《质保规定》(HAF003)中十三章的全部内容。
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物项和服务的质保分级:()级的要求通常针对非核级常规产品,质保要求最低,但交货仍要满足合同和技术条件的要求。
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下列关于质量保证大纲程序编制的原则说法错误的是()。
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质量保证大纲程序一般由()总体规划和组织编制。
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为使大纲程序与质保大纲有关控制措施一致和符合质保导则的要求,质保大纲程序应由()审查,()批准。
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常用质量保证大纲程序目录可以参考导则《核电厂质量保证大纲的制定》()的附录中所列的质保大纲程序。
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工艺流程卡由()部门的合格人员编制,部门负责人组织审核,使用部门的上级领导或总工艺(程)师批准。
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物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括()。
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应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑()。
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质量保证大纲程序的格式包括()。
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质量保证大纲程序封面上应包括()。
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质量保证大纲程序正文中应包括()。
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工艺流程卡是一张表格,列出了某个部件在制造、装配或安装中质量(控制)活动()。
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工作(作业)程序中应包括:()方面的要求。
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工作(作业)程序的主要内容应包括()。
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工作程序由直接使用该工作(作业)程序的部门的合格人员编制,部门负责人组织审核,()批准。
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要用文字或“质量保证工作职责分配一览表”规定各部门、人员的()。
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实践证明,采用()的方式,可以清楚地、简要地描述从领导到各部门的质量保证工作职责,而且容易检查出是否产生职责空缺、重叠、矛盾等问题,有利于各部门、各种人员一目了然地查看自己的质量保证工作职责,也有利于监查人员从“职责”规定入手,提出监查问题。
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最低限度,核工程质量保证部门的级别应处于直接向()报告工作的位置。
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每个单位在把质量保证大纲的任何部分委托给下级参加单位时,在必要情况下,都必须提出接口协调要求,并用()形式规定协调方针和程序。
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为确保质量保证总大纲中所有接口(包括横向和纵向)的协调,每一个单位都必须对自己在接口处的行动做出规定并在适当的()中予以记载。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括所有负责对质量有影响的工作的人员(包括质保人员)应根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括决定检查、试验和监查人员人员资格时应以()为基础,并根据在职能力的证据。必要时,必须定期重新评价资格,以确保保持业务熟练程度。
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不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。下列说法错误的是()。
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()是指缺陷,使某一物项的质量变得不可接受或不能确定的性能、文件或程序方面的缺陷。
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()是指质量不满足规定要求的物项。
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不符合项报告一般由()填写。
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在采购中,承包方希望予以验收的偏离采购要求的不符合项,必须通知()。
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在采购中,承包方希望予以验收的偏离采购要求的不符合项,必须通知买方。对影响核安全的重大不符合项,还应按规定向()报告。
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通过对不符合项的审查需要确定造成该不符合项的原因,应分析()原因。
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对不符合项的处理,需要注意采取相应的措施包括必须详细记录不符合项及其处理情况;不符合项处理中所作的修理、返工、检验和监督记录应作为不符合项报告的()。
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对不符合项的处理,需要注意采取相应的措施包括不符合项处理和纠正措施要求应由责任部门按时完成,然后由()验证其实施情况,并写出验证报告。全部满足后才能关闭此不符合项。
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对不符合项的处理,需要注意采取相应的措施包括质量监督部门应根据情况定期进行质量趋势分析,每年对不符合项进行()次总结,并将分析报告和总结报送给本单位管理部门、质保部门和有关部门。
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质保监查人员的资格可以通过颁发资格证书予以确认。颁发个人资格证书要以()为依据。
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质保监查人员应达到或经过培训达到所要求的能够胜任监查工作的水平。培训应主要通过()来进行。
- 质保主监查员至少应在取得资格前()年内参加()次质量保证监查。
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质保主监查员至少应在取得资格前3年内参加5次质量保证监查,其中应有()次在取得资格前的()年内进行的核工程质量保证监查。
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内部监查可一年进行()次,但如果以前的监查结果表明需要进行较频繁的监查时,则需增加监查频度。
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质保监查是查()。
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对监查中发现的需立即采取纠正措施的情况,应立即向被监查单位的()报告。
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应定期地或在情况需要时进行管理部门的审查,管理部门的审查实际上是单位的最高管理者的审查,参加审查的人员应包括本单位()。
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单位的最高管理者(第一把手)一般每年要亲自组织和主持()次管理部门审查。
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实施文件控制的主要目的是()。
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对已安装在核设施中或贮存起来供今后使用物项的永久性记录由营运单位或其他单位妥为保存,保存期应()。
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应根据()的要求,规定出各类记录的保存时间。
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定为非永久性的记录,其保存期限不得少于()规定的最短期限。
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用特殊方法形成的记录如射线底片、照片、缩微胶卷和磁带等以及那些对光、压力、湿度或温度敏感的记录应按()推荐的方法进行包封和贮存。
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()对确定设计输入及其变更负责。
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设计中要重视对计算机程序的开发和使用进行控制。使用的计算机程序均应按已批准的方式进行过()并形成文件。
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从一单位向另一单位传递的设计资料,必须是具有专用()并由受权人员签发的技术条件、图纸或其他类似的予以控制的文件。
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在不同部门间传递的设计资料,应是具有专用()的技术条件、图纸或其他相类似的已置于控制下的文件。
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最初系用口头或其他非正式方式传递设计资料时,应迅速补上一份()予以确认。
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设计验证(包括校核)必须由能胜任的、()。
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进行设计验证时,责任设计单位至少应确定和使用()种验证方法其中的一种方法,或使用多种方法的组合。
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对采购中的各项活动必须按其对()的重要程度进行相应管理。
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对核安全重要的大型物项的买方验证可以采用()的方法。
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源地检查应以相同的方式通过在预先确定的()进行检查、检验或试验。
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未经买方授权的机构认可,供方不得进行()以后的工作。
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收货检查中,重点应是确认()。
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验收采取源地验证的方式时,应以()来保障易损物项在发往收货地点的运输中不受损伤。
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当物项或服务较简单,仅涉及标准材料、工艺和试验时,使用()方法验收是符合要求的。
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机械设备和系统的试验应进行()试验,以证明各部件、分系统和系统的可操作性。
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机械设备和系统的()试验应在装料前进行,以验证规定系统在模拟运行工况下是否能满足功能要求。
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质量计划中应注明()的控制点。
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到达()时,由质量计划中规定的人员完成规定的质量监督项目之后,经过规定部门/单位的批准后才能进入下一步工序继续工作。
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在()点到来之前通知监督方,由监督方派员对该点进行质量监督;若监督方因故不能到场,制造厂可进行该点相应的工序操作,但需有相应的记录供监督方审核、认可。
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制造厂向监督方提供制造过程()点的有关文件、记录,供监督方确定该工序是否处于受控状态。
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质量计划的格式可以是()。
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对控制制造工艺有辅助作用的专用设备,诸如工具、模具、夹具或专用检查量规,在使用前必须经过(),且在有关的程序或工作细则中确认其应用。
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制造厂应建立和实施以()或其他方法指明检查和试验状态的制度,以保证所使用的材料和物项全部经过验收。
- 为申请(),核设施营运单位需编制和向国家核安全部门提交调试阶段质量保证大纲。
- 核设施营运单位应按相关法规和安全导则制定(),送交国家核安全部门进行审评,并在核设施()前保证完成全部应急准备,在整个核设施运行期间保持应急响应能力。
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通过对影响核设施运行的重大因素的分析来评定核设施运行的()。
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为了及时地了解核设施总的情况,验证每天的运行工作是在安全进行且符合有关的行政管理的要求,核设施()应保证:核设施监管人员的正常职责中包括对运行工作进行及时和持续的监控。
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核设施()必须定期和根据情况的需要进行正式审查,以评价核设施运行和文件、检验缺陷、评价纠正措施并制定下一步工作计划。
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根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定,从核设施工作的阶段来讲,核安全审评应审评()个阶段的质量保证活动。
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对质量保证实际能力的审评,主要是审评其()。
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对质量保证大纲的审评是评价其是否符合《质保规定》和相应的《质保导则》的要求,审评的方法是()。
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下列关于对不符合项的审评方法说法错误的是()。
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质量保证实际能力的审评认可标准是,无论被审评单位过去是否按照《质保规定》(HAF003)实施过质量保证工作,()。
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国家核安全部门对质量保证的核安全审评的目的是()。
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对质量保证的核安全审评的范围包括()。
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受核安全审评的单位包括()。
- 根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定,从核设施工作的阶段来讲,总体可分为()阶段。
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核安全审评的内容包括()。
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根据有关法规规定,国家核安全局对核设施营运单位的质量保证审评范围包括四个阶段的()方面。
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根据有关法规规定,国家核安全局对民用核承压设备设计、制造和安装单位的质量保证审评范围包括()方面。
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对质量保证实际能力的审评,主要是审评其有无能力制订和实施质保文件。为此,审评的方法是到被审评单位实地了解()情况。
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对质量保证大纲的审评是为了审评质量保证大纲的()方面。
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对不符合项报告的审评,特别要注意()。
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质量保证大纲的审批认可标准()。
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对不符合项的审评认可标准()。
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日常核安全检查是由()所作的检查。
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例行核安全检查是()根据国家核安全部门制定的检查大纲,对营运单位在核设施的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。
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非例行核安全检查是()根据工作需要进行的检查,是对意外的或异常的情况或事件的响应。
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按HAF001/02的第五条的规定,国家核安全部门的()并不减轻核设施营运单位和有关单位对核设施所承担的核安全责任。
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对质量保证实施情况的核安全检查的目的是()。
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根据有关法规规定,对质量保证实施情况的核安全检查的范围分为()。
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核安全检查的内容可归纳为()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二—核设施的安全监督》(HAF001/02)的规定,核安全检查可以分为()。
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核安全检查的依据有()。
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核安全检查时机的选择原则()。
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日常核安全检查是由现场核安全监督员所作的检查。现场核安全监督员应对影响核安全的重要()进行检查,并做好检查记录。
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例行核安全检查是核安全检查组或核安全监督员根据国家核安全部门制定的检查大纲,对营运单位在核设施()的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。
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例行核安全检查的程序包括()。
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为了搞好国务院核安全监管部门对质量保证的检查,被检查单位对检查工作的配合也很重要。被检查单位的配合事项主要有()。
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国家核安全局于1991年发布的《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)提出了()反应堆核动力厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
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《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的宗旨是()那些与厂址有关的而且必须考虑的因素,以保证核动力厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成()的风险。
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为保证对《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的理解和实施,国家核安全局于同期发布了()相关导则。
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国际原子能机构(IAEA)于2003年12月8日发布了《SiteEvaluationforNuclearInstallations》(NS-R-3),同时将先前的12个导则进行了修编并归纳成()个导则。
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国家核安全局以()安全要求为蓝本,于2006年5月完成了《核设施厂址评价安全规定》修订版本。
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按核电厂的立地方式,世界各国所选的核电厂厂址大致有()种类型。
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按核电厂的立地方式,世界各国所选的核电厂厂址大致有三种类型,这三种类型的核电厂厂址均属()核电厂厂址。
- 日本对1000MWe级的轻水堆核电厂采用地下式或地上式的经费曾进行过研究,结果显示,由于地下式核电厂仅仅开挖和内衬的原因,与同规模的地上核电厂相比,其总建造费用,半地下式的增加()%,全地下式的增加()%。
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按国家规定,核电工程建设项目可行性研究划分为()个阶段。
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中华人民共和国能源行业标准《核电厂可行性研究报告内容深度规定》(NB/T20034-2010),报告的内容包括()个部分。
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核电工程建设项目可行性研究报告的内容很广,其中针对厂址条件的()完全按国家核安全局发布的《核电厂厂址选择安全规定》(HAFl01)。
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从核安全观点考虑,核电厂厂址评价的主要目的是()。
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从核安全观点考虑,核电厂厂址()的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的危害,同时对于核设施正常运行状态下的放射性物质释放也应加以考虑。
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在核设施厂址适宜性评价中,必须考虑()方面的因素。
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在核设施厂址适宜性评价中,必须考虑的因素是()。
- 如果在核电厂厂址选择中有关厂址的不可接受因素未被发现,在详细评价阶段发现了存在厂址不可接受的因素并且不能通过()加以解决,这样的厂址仍然在排除之列。
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核电厂厂址选择所包括的内容很广,核电厂厂址选择的工作主要体现在()阶段。
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在可行性研究阶段的厂址安全评价仅是核电厂厂址选择的部分内容,但往往在筛选厂址中对厂址的()起决定性作用。
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核电厂厂址安全评价通常包括()个阶段。
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核电厂厂址安全评价选择阶段的评价内容包括在核电厂()报告中。
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核电厂厂址安全评价的评定阶段可划分成进一步划分成验证和确认阶段,在验证阶段主要根据预先明确的厂址排除准则来验证核电厂厂址的()。
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核电厂厂址安全评价的评定阶段可划分成进一步划分成验证和确认阶段,在确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址()。
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核电厂厂址安全评价的阶段划分为四个阶段,()获得的厂址数据可用于最终设计中所用假设模型的最终评价。
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核电厂厂址安全评价中必须考虑所评价的外部事件包括外部自然事件和外部人为事件,下列不属于外部人为事件的是()。
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核电厂厂址安全评价中必须考虑危险性监测。该监测必须在()开始前着手实施并一直持续到退役。
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IAEA通过对NFOPs(除核电厂之外的其他核设施)核事件的分析结果表明:核事件起因中,虽然以()为起因的核事件发生率较低,但其是最具有威胁性的削弱纵深防御屏障。
- 根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第二条的规定,民用核设施包括()。
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按国家规定,核电工程建设项目可行性研究划分为()阶段。
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核电厂厂址选择是根据和按照()的规定进行。
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核电厂选择过程应考虑厂址所在区域的()。
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核电厂厂址选择应调查研究地区(),并对厂址技术经济进行比较,按相对优劣条件进行排列。
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核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷,厂址条件,厂址环境,提出的工程建设设想,并对厂址技术经济进行比较,按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址条件的是()。
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核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷,厂址条件,厂址环境,提出的工程建设设想,并对厂址技术经济进行比较,按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址环境的是()。
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核电厂厂址安全评价贯穿于核电厂厂址()之中。
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核电厂厂址安全评价通常包括()阶段。
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核电厂厂址安全评价的评定阶段可划分成()阶段。
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核电厂厂址安全评价中必须考虑的主要问题有()。
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核电厂厂址必须满足《核厂厂址选择安全规定》中所规定的()。
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核电厂厂址安全评价中必须考虑和评价核电厂对区域的潜在影响及相关的厂址特征,包括()。
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核电厂厂址安全评价中必须考虑危险性监测。必须在核电厂寿期内,对()进行监测。
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核电厂地震危险性评价的目的是为某一特定厂址的核电厂如何确定地震动危险性,如何评价可能影响该厂址可接受性的潜在地表断层活动提供()。
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核电厂地震动危险性的下限值应根据不同区域地震活动的背景水平确定,无论评价的地震危险性水平如何低,当采用某一加速度值标定SL-2级地震反应谱时,所采用的水平峰值地面加速度不得低于()g。
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板块构造与地震有密切的关系,据统计,全球有()%的地震发生在板块边界上。
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世界上()%以上的地震,都属于构造地震。
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强烈的()破坏力很大,是人类预防地震灾害的主要对象。
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地震震级与释放能量的关系为()。
- 地震震级与释放能量的关系为lgE=11.8+1.5M,式中:E为释放的能量(erg),1erg=()J。
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下列关于地震烈度叙述错误的是()。
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按《中国地震烈度表》(GB/T17742-2008),我国将烈度分为()级。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()种级别进行。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域调查的半径一般为()km或更大些。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围的调查一般从出版物和非公开出版的资料中获得适当的基本数据。
- 在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域范围的调查一般从出版物和非公开出版的资料中获得适当的基本数据,将所获得的资料反映在比例尺不小于()的图上。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围调查的半径一般为()km的地区。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围的调查除进一步获得公开出版物和非公开资料外,应利用遥感、地质、地球物理、大地测量以及地震研究的成果以便获得关于关键参数的新资料。
- 在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围的调查应将代表性资料反映在比例尺不小于()的图上。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查的半径为()km。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围调查,需开展钻孔、槽探、物探等调查手段,实测穿越构造体和厂址的地质剖面。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查为了解直接围绕厂址地区的包括地表断裂在内的潜在永久性地面变形,需开展()调查手段。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查地质填图的测距小于()。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查成图比例不小于()。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址地区范围调查的半径不小于()。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。为详细了解有关潜在永久性地面变形,提供地基材料的土工特征,需采用多种勘探手段查清地层展布、岩性特征并开展大量原位试验和实验室试验的是()。
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为确定核电厂厂址处可能遭受的地震水平,需要建立()地震构造模型。
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区域地震()模型是将基础资料与地震危险性计算模型连接在一起的环节,它是在区域基础资料综合分析的基础上建立的。
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任何地震构造模型都包括()种类型的震源。
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在鉴别发震构造的同时,必须对鉴别出的发震构造表征,其表征的要点包括对过去发生过的地震对环境产生的影响依照()表作描述,并对古地质进行研究。
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在鉴别发震构造的同时,必须对鉴别出的发震构造表征,其表征的要点包括应描述最大潜在地震的(),对其予以评估并包括在厂址地震危险评价中。
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()地震活动具有一定级别,可据此明显判断该地震活动与构造活动密切相关,或由构造活动直接产生。该地震活动区又称地震构造区。
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弥散地震的表征要点包括充分考虑确定地震活动()的不确定性。
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对于每个核动力厂,典型的做法是评价()个地震动危险性级别。
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()这一级别的地震动在核动力厂寿期内具有非常低的超越概率,并且是假定的最大地震动。
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不论地震危险性分析的结果SL-2怎样低,所采用的设计反应谱零周期的水平峰值加速度SL-2不应小于()g。
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不论地震危险性分析的结果SL-2怎样低,所采用的设计反应谱零周期的水平峰值加速度SL-2不应小于0.15g。与SL-2对应的超越平均概率的水平为()。
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地震危险性级别的()与美国法规中的安全停堆地震(SSE)相当,与日本核安全法规中的设计用极限地震相当。
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()这一级别的地震动对应于严重性较低和可能性较大的地震荷载条件。
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SL-1这一级别的地震动对应于严重性较()和可能性较()的地震荷载条件。
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SL-1对应于严重性较低和可能性较大的地震荷载条件。在实际工作中取SL-2的()。
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()水平的地震在核电厂寿期内可能发生,一旦发生必须停堆对构筑物、设备、系统和部件进行全面检查和维修,此后才能恢复运行。
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SL-1水平的地震在核电厂寿期内可能发生,一旦发生必须()。
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地震危险性级别的()相当于美国法规中的运行基准地震(OBE),相当于日本的设计用最强地震。
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地震危险性级别的SL-1相当于美国法规中的(),相当于日本的设计用()。
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地震危险性级别的SL-2相当于美国法规中的(),相当于日本的设计用()。
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地震动通常是利用()个方向、不同阻尼的反应谱和对应的时程来表征。
- 恰当地确定SL-1和SL-2级地震动,可采用()分析。
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烈度和震级资料除了能提供区域内与发震构造和弥散地震活动区相关的地震构造资料以外,还可用于评定地震动的特征:()。
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()资料可用于评估历史地震的震级,其数据也能用于评价地震动的衰减关系。
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在确定SL-1和SL-2时,采用确定论方法和概率分析方法。取两者的()作为设计基准地震动。
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的长度和速度。对于加速度的持续时间可通过从地震劫开始至加速度下降到其峰值的()%时的时间间隔确定。
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的长度和速度。对于加速度的持续时间可通过全部加速度均方值积分的95至()分位数的时间间隔确定。
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的长度和速度。对于加速度的持续时间可通过加速度超过()g时的时间间隔确定。
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地震动的特征有:地震动反应谱的特征、时程特征、水平运动和垂直运动特征等。垂直向地震动取水平向地震动的()。
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如果在拟选核电厂厂址处发现(),这个厂址必须被排除,因为在设计上不可能抵御这种地质力。
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如果在拟选核电厂厂址处发现能动断层,这个厂址必须被排除,因为在设计上不可能抵御这种地质力。能动断层是指在地表或近地表处有可能产生显著()的断层。
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如果断层在晚更新世Q3约()万年以来有过活动(如显著的形变和/或位移)的证据,可据此合理推论未来在地表或近地表能够再次出现这种活动,则认为该断层属于能动断层。
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对能动断层调查时,要特别关注()的存在,大型水库荷载、流体注入、流体抽取或其他现象导致活动的可能性。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址地区范围调查成图比例不小于()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类。下列属于内力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类。下列属于外力地质作用的有()。
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为对核电厂厂址进行地震危险性分析,应获取全面、完整的基础资料。在对各相关基础资料进行解释之前,应确保每一应用的基础资料已经完成了尽可能充分的调查。所解释的基础资料应包括()。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()范围级别进行。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围的调查除进一步获得公开出版物和非公开资料外,应利用()的成果以便获得关于关键参数的新资料。
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任何地震构造模型都包括()类型的震源。
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从地质构造中鉴别出发震构造,通常采用的调查和研究方法有()。
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在鉴别发震构造的同时,必须对鉴别出的发震构造表征,其表征的要点为()。
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地震危险性分析是为核动力厂提供有关地震危险性的()。
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SL-1水平的地震在核电厂寿期内可能发生,一旦发生必须停堆对()进行全面检查和维修,此后才能恢复运行。
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自由场地震动是指在不考虑()影响的情况下,由地震引起的、在某一给定地点发生的地震动。
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地震动的特征有()。
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的()。
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如果在拟选核电厂厂址处发现能动断层,这个厂址必须被排除,因为在设计上不可能抵御这种地质力。对能动断层的调查主要集中在()范围。
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核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值(极端气象现象)和罕见气象现象(极端气象事件)进行调查。下列属于罕见气象现象的是()。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括()部分。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。一般地,厂址外气象数据分析的时间间隔为()。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的时间间隔为一年,在考虑极端最高温度时,气象年的起点最好在()季。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的时间间隔为一年,在考虑极端最低温度时,气象年的起点最好在()季。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析每年应确定()个该年的极端事件并列人表中,进行极端值统计的计算。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的长期数据应最好覆盖至少()年的时间。
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通常风速标准测量高度为地面上()m。
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核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址现场气象数据分析的现场气象观测计划不包括()用途。
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对核电厂厂址罕见气象现象应收集()种资料。
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气象变量的年极端值组成了随机变量,具有特定的概率分布特征。()的气象参数的概率分布类型为耿贝尔、弗雷歇或混合型。
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气象变量的年极端值组成了随机变量,具有特定的概率分布特征。()的气象参数的概率分布类型为耿贝尔、弗雷歇或对数-正态。
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我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求,取百年一遇的()阵风作为设计基准。
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我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求,取()年一遇的3s阵风作为设计基准。
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对极端风速的统计,包括对风向的考虑,通常数据按()分圆进行分组。
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常规收集用于极端降水分析的数据一般包括()小时最大降水深度。
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可通过观测记录的标准的统计分析进行极端降水危险性的评价,并以其在基准时间间隔内被超越的()为特征,这些特征和基准时间间隔必须适用于核电厂设计的目的。
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作为极端降水的危险度指标,核电厂寿期内的()小时期望极端值及其置信区间必须确定。
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在设计核电厂构筑物屋顶时,要使用与适当的参照时间间隔的“预计极端降水”,一般使用的参照时间约为()年或更长,这取决于数据库的充足程度。
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核电厂除构筑物屋顶,其他项目的设计,如排水系统,要对()极端降水量进行计算。根据降水量与安全的关系,选择与极端降水量相应的概率等级和相应的参照时间间隔。
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极端积雪是以其在基准时间间隔内被超越的概率为特征的,这些概率和基准时间间隔约为()年或更长。
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在制定设计基准积雪时,应考虑并入到积雪中的降雨的附加重量。例如把冬季()小时的可能最大降水量加入到积雪中去。
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在滨诲核电厂设计基准洪水位确定时,极端风暴潮和极端风浪高都必须考虑()。
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龙卷风的风力可达()级以上,最大风速可达()m/s以上,一般伴有雷雨,有时也伴有冰雹。
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据统计,每个陆地国家都出现过龙卷风,其中()是发生龙卷风最多的国家。
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龙卷风中心通过时产生的突然的压力降可高达()Pa,如果建筑物不能充分通风,使内外压迅速平衡,就可能引起爆炸。
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龙卷风的强度采用()-标度。
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在跳跃式龙卷风情况下,采用总路径长度的()作为路径长度。
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在跳跃式龙卷风情况下,采用总路径长度的1/4作为路径长度;对“碰到地面”的龙卷风,保守的假设其路径长度为()。
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龙卷风所采用的是()分类方法。
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按富士达F等级对龙卷风强度所作的分类,等级从()。
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按富士达F等级对龙卷风强度所作的分类,万一发生最大风速超过()的龙卷风,破坏的程度和形式是不可思议的。
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由()标度的设计基准龙卷风确定后,应选择龙卷风的模型,以评价其他参数。
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由于计算龙卷风飞射物是困难的,暂时规定将()数据作为龙卷风飞射物。
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由于计算龙卷风飞射物是困难的,暂时规定将以下数据作为龙卷风飞射物:一台1800kg的汽车;一个125kg重、直径20cm的穿甲炮弹;一个直径()的实心钢球。
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由于计算龙卷风飞射物是困难的,暂时规定将以下数据作为龙卷风飞射物:一台1800kg的汽车;一个125kg重、直径20cm的穿甲炮弹;一个直径2.5cm的实心钢球。对于这些飞射物,可把设计基准龙卷风最大水平速度的()%作为碰撞速度。
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热带气旋对核电厂的影响主要表现在热带气旋引起的极端风和极端降水的()值。
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热带气旋的形成和持续,必须满足()个条件。
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热带气旋的形成和持续,必须满足以下三个条件:a.海水必须是温暖的,表面温度超过()℃;b.在大范围内,低层的湿空气必须向内辐合;c.高层的空气必须向外辐散以维持气流的循环。
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必须收集的热带气旋风暴参数包括常规时间间隔,最好是()小时间隔的热带气旋的位置。
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可能最大热带气旋(PMTC)是一个假设的、具有气象参数值组合的稳态热带气旋,所选择的参数用于给出在指定的沿海地区可合理发生的()。
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核电厂热带气旋设计基准数据应确定厂址的()。
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闪电对核设施的安全影响在我国曾多次发生。我国四川省高通量工程试验堆,曾因闪电而数次()。
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对闪电概率的评价常根据雷暴日等雷雨()所统计确定的值来进行。
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即使所有其他的排热手段已经丧失或不足以排出热量时,总能接受核电厂所排出余热的一种介质被称为()。
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即使所有其他的排热手段已经丧失或不足以排出热量时,总能接受核电厂所排出余热的一种()被称为最终热阱。
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接受核电厂所排出余热的介质可以是()。
- 核电厂设计需要有关气象参数的设计基准,同时在评价()时需要气象资料。
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核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括()。
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核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值(极端气象现象)和罕见气象现象(极端气象事件)进行调查。气象变量的极限值包括()。
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气象变量的年极端值组成了随机变量,具有特定的概率分布特征。被广泛采用的概率分布函数有费雪-铁培特()型分布。
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对核电厂厂址极端积雪评价的目的是为确定积雪对构筑物产生的荷载,下列说法正确的有()。
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滨海核电厂附近海平面受()因素影响。
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确定核电厂厂址罕见气象现象(如龙卷风或水龙卷、热带气旋及其他事件)危险性的方法有()。
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我国龙卷风主要发生在()地区。
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我国在对核电厂厂址所在区域进行龙卷风调查时,多采用()。
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龙卷风或水龙风对核电厂造成破坏的因素有()。
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龙卷风分类应包括()。
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由风速标度的设计基准龙卷风确定后,应选择龙卷风的模型,以评价()参数。
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热带气旋对核电厂的影响主要表现在热带气旋引起的()的设计值。
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下列关于热带气旋描述正确的有()。
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必须收集的热带气旋风暴参数包括()。
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)核电厂热带气旋设计基准数据应描述与设计有关的其他特征,例如()。
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提供最终热阱及其有关的输热系统的设计所应考虑的气象条件。在选择这些条件时,应当考虑每个具体最终热阱的()。
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与最终热阱有关的设计基准气象问题应考虑()对最终热阱有关的构筑物、系统及部件的影响。
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洪水是与频发事件或稀有事件相关联的。灾害评价中收集资料和采用方法的程序很大程度上取决于洪水的()。
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设计基准洪水是从核电厂厂址处的洪水灾害中推导出来的,这是从厂址处所有可能洪水事件的分析中推导出来的一个()结果。
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在某些情况下,核电厂厂址设计基准洪水是通过确定论方法得出的,它并没有一个对应的概率值。在这些情况下,应进行()。
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设计基准洪水是核电厂可能遭受的最大洪水的一组()。
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引发海啸的原因不可能是()。
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滨河厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型把()作为可能最大溃坝事件。
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下列关于核电厂设计基准洪水的评价方法说法错误的是()。
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对核电厂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。这两个方法都有局限性,因此,应把可利用历史资料系列的()作为选取评价方法的参考依据。
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滨海核电厂洪水资料的收集分为()个步骤。
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如果厂址位于受海啸影响的区域,就应收集海啸的资料。即使历史上没有记录到从当地和远地产生的海啸波,也应对()进行调查。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括厂址地区的详细地形图和沿海地区以及从海岸线延伸到足够水深处()m的详细测深图。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图,从海岸线到大约6m水深处,其等深线间距约为()m。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图,从海岸线到大约6m水深处,其等深线间距约为1m,从6m水深到30-50m水深,其等深线间距大约为()m。
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在开敞海域计算可能最大风暴潮时,应考虑具有足够低超越概率的高潮与可能最大洪水事件的同时出现。该基准水位可以有不同标准,例如:()%超越概率天文高潮位。
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在开敞海域计算可能最大风暴潮时,应考虑具有足够低超越概率的高潮与可能最大洪水事件的同时出现。该基准水位可以有不同标准,例如:10%超越概率天文高潮位(如在连续的()年以上的月最高天文潮中,只有10%超越或等于其高度的天文潮位)。
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在开敞海域计算可能最大风暴潮时,应考虑具有足够低超越概率的高潮与可能最大洪水事件的同时出现。该基准水位可以有不同标准,例如:()年中的最高天文潮位。
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用()法推算可能最大风暴潮需要建立一组极大化的假想风暴,使其移到某位置时正好使核电厂厂址产生风暴潮,然后将这些风暴的参数榆入适当的风暴潮模型中去。
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如果在核电厂厂址区域内有相当数量的验潮站,并能获得足够长时间的可靠的风暴资料时(天文潮位和实测水位的差),则可用()评价可能最大风暴潮。
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海啸的发生包含()项基本条件。
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破坏性海啸的震源区水深一般在()m左右,灾难性海啸的震源区水深在千米以上。
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一般来说,震源在海底下50km以内、里氏震级()以上的海底地震才有可能引发大的海啸。
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就近场海啸而言,我国的(),不满足产生海啸所要求的深水条件。
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就近场海啸而言,我国的(),具备一定的产生海啸的条件。
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当核电厂厂址位于()水体岸边时,应考虑到潜在假潮的可能性。则应估算可能最大假潮。
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为了确定波浪的影响,首先应选定发生波浪的(),然后应评价其产生的深水波、过渡区水波和浅水波,最后确定影响各个安全重要构筑物的近岸波波谱及其峰值。
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实际工作中,为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位组合的例子有:可能最大海啸;风-浪活动(几年重现期);()%超越概率高潮位;()年一遇的江、河洪水位(当合适时)。
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实际工作中,为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位组合的例子有:由可能最大热带气旋产生的可能最大风暴潮;风-浪活动(最大风浪活动);10%超越概率高潮位;河流的设计基准洪水(适用于热带气旋区内流域面积小于()km2)。
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实际工作中,为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位组合的例子有:()年一遇海啸;()年一遇的风暴潮或假潮;浪活动(最大风浪活动);10%超越概率高潮位。
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鉴于滨河核电厂厂区洪水泛滥会影响到安全,所以,设计基准洪水总是选用非常低的年超越概率。设计基准洪水可由()原因所引起。
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滨河核电厂洪水资料的收集分为()个步骤。
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在核电厂()阶段必须对厂址是否存在被洪水淹没的可能性进行评价。如果情况表明厂址确实不会被洪水淹没,那就不必对洪水作进一步分析。
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滨河核电厂洪水资料的收集分为初步调查、资料收集和厂址确认(详细资料)两个步骤。资料收集和厂址确认(详细资料)阶段的水文资料应至少收集()年的资料,用于厂址评价的时间系列的统计分析。
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当滨河核电厂厂址处的历史流量系列资料代表性不强时,估算由径流造成的洪水灾害时应优先采用()法。
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当在滨河核电厂厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用,采用()法来确定洪水灾害是合适的。
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当在厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用,采用概率论法(随机法)来确定洪水灾害是合适的。概率论方法的目的在于确定洪水可能的(),不考虑其发生的()。
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对滨河核电厂厂址对天然或人工蓄水构筑物引发洪水的基本考虑说法错误的是()。
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推求滨河核电厂的设计基准洪水时,既要考虑单一事件,也要考虑各种组合事件。在洪水起因事件的评价中,所考虑的外界条件包括预期发生洪水的月份的()等土壤含水量。
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推求滨河核电厂的设计基准洪水时,既要考虑单一事件,也要考虑各种组合事件。在洪水起因事件的评价中,所考虑的外界条件包括波浪叠合高度,波浪叠合高度应有适当重现期的风,一般是采用重现期为()年的风。
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下列关于核电厂对设计基准洪水设防叙述错误的是()。
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核电厂洪水防护的长期监测的目的是用于()。
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核电厂洪水防护预警系统的目的是用于()。
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滨海核电厂厂址(海、湖和半封闭水体)洪水灾害应考虑的洪水类型(当合适时):()。
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滨河核电厂厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型:()。
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洪水对核电厂的主要影响包括()。
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滨海核电厂洪水资料的收集分为()步骤。
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滨海核电厂洪水资料的收集的初步调查包括区域系统调查和厂址的具体调查。区域系统调查的是()的影响。
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滨海核电厂洪水资料的收集的初步调查包括区域系统调查和厂址的具体调查。厂址具体调查的是()的影响。
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在进行风暴潮具体调查时,应利用该区域中实际的严重风暴的个例研究,以确定在厂址处引起足够低超越概率风暴潮的极端风暴的()特征。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括()。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。其中与该区域有关的海洋、水文资料包括()。
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核电厂厂址为了确定基准水位应研究()现象。
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根据滨海核电厂的厂址情况,下列各个洪水事件和基准水位要考虑组合:(1)严重事件(极端事件);(2)与极端事件有关或无关的风浪;(3)基准水位的变化。下列属于严重事件(极端事件)的是()。
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滨海核电厂厂址通常要考虑的洪水事件包括()。
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海啸发生的基本条件是()。
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假潮是由()的宽带波扰动激起水体的显著振荡。
- 实际工作中,下列()可以组合成一组滨海核电厂为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位的例子。
- 实际工作中,下列()可以组合成一组滨海核电厂为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位的例子。
- 实际工作中,下列()可以组合成一组滨海核电厂为确定设计基准洪水的一组洪水起因事件和基准水位的例子。
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滨河核电厂洪水资料的收集分为初步调查、资料收集和厂址确认(详细资料)两个步骤。初步调查包括:()。
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滨河核电厂洪水资料的收集分为初步调查、资料收集和厂址确认(详细资料)两个步骤。资料收集和厂址确认(详细资料)阶段的水文资料收集应包括()。
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滨河核电厂引起洪水的类型有()。
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当存在因降雨而引起潜在的洪水时,应计算()流量参数和有关变量,并把它们作为滨河核电厂厂址处定义洪水灾害的基本变量。
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当在厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用,采用概率论法(随机法)来确定洪水灾害是合适的。估计洪水可用的概率论方法是()。
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在研究滨河核电厂厂址径流洪水时应考虑冰雪融化对区域洪水的最大贡献,并研究漂浮物、漂木和冰情对安全的影响。为了评价漂浮物、漂木和冰情的设计基准条件,需考虑()因素。
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滨河核电厂厂址对地震引起的溃坝洪水的基本考虑有()。
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除水文和地震原因外,引起溃坝原因有()。
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推求滨河核电厂的设计基准洪水时,既要考虑单一事件,也要考虑各种组合事件。在洪水起因事件的评价中,所考虑的外界条件有()。
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滨海、滨河核电厂防洪设计的考虑,应包括()。
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为了保护安全相关设施免遭水淹,核电厂厂区应设置合适的排水系统。()原因可能导致厂区水淹。
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滨海核电厂可能需考虑的监测和预警系统网络是()。
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滨河核电厂可能需考虑的监测和预警系统网络是()。
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在核电厂的厂址安全评价中,()的评价所占的工作量最大,开展工作耗时长并且耗资大,在安全评价中的四个阶段表现最明确。
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核电厂厂址地下条件的勘察在厂址评价过程的()是重要的。
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核电厂的厂址安全评价在厂址选择阶段勘察的目的是确定厂址的()。
- 核电厂在厂址选择阶段勘察阶段,需要进行大比例尺的工程地质测绘,核电厂所要求的测绘范围为()km2,比例尺为()。
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工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,按同比例尺的原则,图上投影宽度≥()的地层或地质单元,均应按比例尺反映出来。
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工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,按同比例尺的原则,图上投影宽度度<()的重要地质单元,应适用超比例符号表示。
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按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,测绘比例尺1:1000,控制标准为10000点/km2,1:1000比例尺反映的地质单元尺寸为()。
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按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,图上各种界限误差()。
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按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定,比例尺1:1000图上各种界限误差为()。
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我国大型建设项目工程地质测绘的目的是查明场地及其附近地段的工程地质条件和预测建筑物与地质环境间的()。
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核电厂厂址()阶段的勘探是根据工程地质测绘成果确定两条相互交叉的直线布置钻孔,在交叉点上布置一个钻孔。
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核电厂厂址勘察在厂址选择阶段评价的内容主要包括对厂址进行分类:分类中要把土的类型进一步划分为非黏性土和黏性土;对第()纪沉积物在基者和土之间可能存在复杂的接触关系予以重视。
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核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。验证阶段主要根据预先明确的厂址()准则来验证核电厂厂址的适宜性。
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核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址()。
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核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段为评价地下条件提供连续的水平向和竖向深度的资料,应进行()勘探。
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核电厂厂址勘察的()阶段除在小范围内补充钻孔、进行足够的原位测试和实验室试验外,应考虑潜在洞穴的表征和对地面塌陷的敏感度。
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下列关于核电厂厂址评价在运行前阶段的厂址勘察叙述错误的是()。
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核电厂厂址评价在运行前阶段的厂址勘察,地基编录的委托人应熟悉设计,在工作期间发现实际地质与设计基准地质模型之间不同时,应咨询()。
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核电厂厂址评价在()阶段的厂址勘察,应测量结构的沉降及其他参数,如地下水水位等数值,并与预期值比较以便修正安全评价。
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核电厂厂址勘察数据的来源是()。
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核电厂厂址的地球物理勘察方法包括表面地球物理勘察和钻孔地球物理勘察。()在土中通常无效。
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为了分析地震反应,对核电厂的地基采用()种厂址分类。
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为了分析地震反应,对核电厂的地基采用三种厂址分类。1类厂址:()。
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为了分析地震反应,对核电厂的地基采用三种厂址分类。2类厂址:()。
- 为了分析地震反应,对核电厂的地基采用三种厂址分类。3类厂址:()。
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除了()类核电厂厂址外,应计算自由场条件下的场地反应。
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砂土液化:由于孔隙水压力上升,有效应力减小所导致的砂土从固态到液态的变化,饱水的疏松粉、细砂土在()作用下突然破坏而呈现液态的现象。
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评定砂土液化可能性的方法有()种。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:地层年代为第()纪晚更新世Q3或以前,可判定为不液化。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:地层年代为第四纪晚更新世(),可判定为不液化。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:土的粒径()颗粒含量的质量百分率大于或等于70%时,可判为不液化。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:土的粒径5mm颗粒含量的质量百分率()时,可判为不液化。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:对于粒径小于5mm颗粒含量的质量百分率大于30%的土,其中粒径小于()mm的颗粒含量的质量百分率相当于地震设防烈度七度、八度和九度分布小于16%、18%和20%时,可判为不液化。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:工程正常运行后,()土可判为不液化。
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核电厂厂址地基研究在常规的承载力方法中,安全系数在静荷载作用下不应低于(),在包含SL-2地震输入(倾覆影响)的组合荷载作用下不应低于()。
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核电厂厂址地基研究对在包含SL-2地震输入组合荷载作用下的常规滑动面分析,其安全系数应大于()。
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核电厂厂址地基研究在地基岩土材料承载力的分析中应把()情况考虑进去。
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核电厂采用静力法计算边坡稳定性时,通常,采用地震系数将她震影响考虑为一个等效静态惯性力。安全系数应等于或大于()。
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在对核电厂厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:对于粒径小于5mm颗粒含量的质量百分率大于30%的土,其中粒径小于0.005mm的颗粒含量的质量百分率相当于地震设防烈度七度、八度和九度分布小于()%时,可判为不液化。
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核电厂厂址地下条件的勘察必要的数据是用于安全评价或分析的与地质和工程相关的资料。这些资料可分类成()。
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与工程建设有关的工程地质条件诸要素包括()。
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我国大型建设项目工程地质测绘研究的内容包括()。
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核电厂厂址勘察在厂址选择阶段评价的内容主要有()。
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核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段的评价中应考虑()因素。
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核电厂厂址勘探对地下洞穴的探测所使用的方法包括()。
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核电厂厂址砑究的内容包括()。
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核电厂设施和结构与地下材料的相互作用在结构和地下材料中都引起应力。剖面可以用来描述地下岩土材料的几何和力学性能,剖面包括()。
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除了1类厂址外,应计算自由场条件下的场地反应。为导出厂址特定反应谱,需要场地反应计算。对该计算,应收集下列数据:(1)地震动输入;(2)厂址模型所需资料。厂址模型所需资料包括()。
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评估砂土液化可能性所需的主要资料有()。
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评定砂土液化可能性的方法有()。
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我国的GB50487-2008采用()方法判定液化的可能性。
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核电厂厂址地基研究包括()。
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核电厂防御外部事件的土工结构物包括为稳定和加固斜坡或防止碎石到达安全相关构筑物所设计的()。
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核电厂厂址岩土参数的监测内容包括()。
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为了得出适当的核电厂设计基准,应确定核电厂外部人为事件的(),并评价其可能导致危害现象的严重性。
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在核电厂()阶段应对外部人为事件的潜在源进行监测和定期评价,以确保这些外部事件源与设计假定保持一致。
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核电厂对外部人为事件的潜在源收集资料的范围通常在半径()km的范围内。
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核电厂外部人为事件调查收集区域内固定源和移动源的资料是为确定()。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),机场:除最大的飞机场外,所有机场采用()km。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),固定和移动爆炸源:()km。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),着火:SDV取()km。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落:筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响:在核电厂()km范围内经过的航行或起落跑道。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落:筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响:厂区()km范围内的机场。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落:筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响:厂区()km范围内,每年设计起落大于193d2次的机场和范围外设计年起落大于386d2次的机场(d是以km为单位的离厂区的距离)。
- 我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落:筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响:厂区16km范围内,每年设计起落大于()次的机场(d是以km为单位的离厂区的距离)。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落:筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响:厂区16km范围外设计年起落大于()次的机场(d是以km为单位的离厂区的距离)。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落:筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响:厂区()km范围内的军事设施或轰炸演习区之类的空域。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),危险气云源:SDV为()km。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体:需要考虑的化学毒品重量与距离的关系,>0.04t的化学毒品SDV为()km。
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我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体:需要考虑的化学毒品重量与距离的关系,>30t的化学毒品SDV为()km。
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核电厂外部人为事件如果所考虑的始发事件发生的概率大于特定的筛选概率水平,则应对始发事件进行详细的评价。特定的筛选概率水平(SPL)大多数国家取()/年。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括一旦确定了有影响事件,则应建立对此事件产生的()的放射性后果的条件概率的()。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括在基于外部事件总的概率分布选择某一确定值时,应注意该值与设计和建造阶段的推荐值保持一致。如材料能力的选取应与假定的超越事件的概率相匹配,因为设计的总体可靠性主要依赖于()方面假定。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括在基于外部事件总的概率分布选择某一确定值时,应注意该值与设计和建造阶段的推荐值保持一致。如材料能力的选取应与假定的超越事件的概率相匹配,因为设计的总体可靠性主要依赖于两方面假定:其一是所确定的事件,其二是为防止该事件在设计中所选用的材料()。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括应通过由()定出的筛选概率水平来确定需要考虑的有影响事件的设计基准概率值(DBPV)。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括应将每个有影响事件的发生概率与所获得该事件的设计基准概率值进行比较。如果某一有影响事件的发生概率值低于设计基准概率值,则对该有影响事件()。
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如果某一有影响外部人为事件的发生概率值大于设计基准概率值,则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能够通过防御或缓解,以及是否能够采取相应的()可靠地予以限制。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括如果某一有影响事件的发生概率值大于设计基准概率值,则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能够通过防御或缓解,以及是否能够采取相应的工程措施或管理措施可靠地予以限制。如果可行,则应对此有影响事件进行详细的()评价,并将其作为()中的假定始发事件;否则应排除该厂址。
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假定始发事件的主要原因可能是(),应对假定始发事件进行详细说明。
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在化学品爆炸的设计基准中,需要确定爆炸源和核电厂安全有关物项之间的允许距离。在这当中按构筑物能承受()的压力值(正的入射峰值压力)推荐关系式。
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在化学品爆炸的设计基准中,需要确定爆炸源和核电厂安全有关物项之间的允许距离。在这当中按构筑物能承受0.07bar(7kPa)的压力值(正的入射峰值压力),推荐的关系式为:()。(Rip是离爆炸处得距离,m;W是TNT的质量或炸药赝量的TNT当量,kg)
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TNT当量转化为:WTNT=()。(E为所释放的爆炸能量,kJ)
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核电厂外部人为事件的潜在源包括两类:固定源和移动源,属于移动源的是()。
- 核电厂外部人为事件的潜在源可能引发的效应有()。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括在基于外部事件总的概率分布选择某一确定值时,应注意该值与()阶段的推荐值保持一致。
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核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价,需为论证实施应急计划的()而收集厂址周围人口分布数据的方法。
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()是把核电厂正常排放或事故释放的放射性物质输运到环境中去,从而可能影响公众的主要照射途径。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象调查大纲应提供在核电厂开始()前足够长时间(至少一整年)具有厂址代表性的气象数据,并应在核电厂的整个寿期内持续观测。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应保证收集的数据能充分代表厂址气象条件。应提供至少()整年有代表性的气象数据,并说明这些数据表征厂址长期气象特征的程度。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象数据应至少每隔()小时收集一次。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象数据应至少每隔一小时收集一次。并且每小时平均记录时间不应小于()min。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,气象参数的数据分析包含()个基本步骤。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应采用的有代表性的大气弥散模型,推算短期()正常或事故排放所致的归一化浓度和沉积值。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应采用的有代表性的大气弥散模型,推算假象事故较长期()排放所致的归一化浓度和沉积值。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应采用的有代表性的大气弥散模型,推算常规运行长期()排放所致的归一化浓度和沉积值。
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()是从核电厂正常排放或事故释放的放射性物质经过扩散进入环境和厂址区域水源地的主要途径。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应在区域内开展详细的水体调查,并通过放射性核素弥散和浓度的计算证明放射性物质的正常排放和潜在事故释放对水体造成的放射性后果能否被()。
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核电厂流出物沉积于地面或地表水中的任何()放射性物质可能通过渗透途径迁移到地下水中。应评定地下水取水点污染的可能性。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应在核电厂()前启动地表水监测大纲,并且应在核电厂的整个寿期内持续监测。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应核电厂开始建造前()年启动地下水监测大纲,应在核电厂的整个寿期内持续执行监测大纲。
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核电厂排出的放射性物质可能通过土壤、大气或地表水直接或间接地污染该区域的地下水系统,主要有()种方式。
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()是指岩土体中重力水的自由界面。
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()是指地表以下第一个稳定含水层水位以上未被水饱和的岩土体的范围。
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()是指地下水位以下被水所充填的岩土范围。
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自然界的水可分为大气水、地下水和地表水,三部分的比例大致为:大气水:地下水:地表水=()。
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()是指在常规水力梯度下有一定给水度并具有透水性的饱和岩土层。
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()是指在常规水力梯度下渗透性极差、给水度极小的岩土层。
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地下水可组合成()种不同类型。
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核电厂流出物在地下水的弥散评价,对水文地质特征评价应确定不同水平下,()受污染的敏感度。
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对于放射性核素在地下水中的弥散和滞留,多数情况下应予采用标准计算模型。下列说法错误的是()。
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核电厂厂址安全评价为了说明核电厂运行是否对环境造成了影响,应收集有关环境介质如土壤以及蔬菜和其他食品的()的资料。
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核电厂厂址安全评价研究区域的人口分布和特征的目的是评价正常排放和事故释放的潜在放射性影响以及()。
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核电厂的外围地带又称规划限制区,规划限制区边界以反应堆为中心半径不得小于()km。
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核电厂厂址安全评价区域人口调查的范围为()km。
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核电厂厂址安全评价评价人口分布的方法有多种,其中“厂址和扇形因子”法是将核电厂的外围地带和外围地带外的区域分成若干个环形地带,将以厂址为中心的同心圆分成()个扇形区,给出核电厂不同方向和距离的现有人口和规划人口分布,该法目前使用较为普遍。
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核电厂非居住区边界以反应堆中心为半径不得小于()km。
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核电厂规划限制区内不宜有()万人以上的乡镇。
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核电厂厂址半径()km范围内不宜有10万人以上的城镇。
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核电厂距()万人口以上的城市应保持适当的直线距离。
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在核电厂厂址最终批准前,应论证应急计划的()。
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按我国行业规范规定,烟羽应急计划区是针对烟羽照射途径而建立的应急计划区。这种应急计划区又可分为内、外两区。在内区能在紧急情况下做到立即采取()紧急防护行动。
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烟羽应急计划区按反应堆热功率的大小、在以反应堆为中心半径()km范围内确定。
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烟羽应急计划区可分为内、外两区。内区在以反应堆为中心、半径()km的范围内确定。
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()是为在核电厂发生事故时能有效采取措施保护公众的防护行动,事先在核电厂周围建立的、制定了应急计划并做好应急准备的区域。
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对于多堆厂址,应综合考虑各反应堆的特点,确定一个统一的(),其范围应包括针对每个反应堆机组所确定边界的包络线。
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核电厂放射性物质流出物排放的自然受体是()。
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核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征包括()。
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核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价,需做好()工作。
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为评价放射性物质在大气中的弥散,开展的主要工作包括()。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应评估放正常运行和事故工况下释入大气的放射性源项的()特性和参数。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,建立气象调查大纲,以便在核电厂正常运行期间能够连续收集和评价()的厂址特定气象参数。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应建立气象调查大纲,大纲中必须的气象数据包括()。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,应对气象仪器和系统定期进行(),以减少日晒、闪电、冰冻、沙暴和腐蚀剂等产生的不利影响。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散,进行放射性物质辐射剂量评价所需的资料包括()。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应调查应提供与水体照射途径有关的剂量评价所需要的资料,这些资料包括()。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价的水体调查的目的在于()。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应评估正常或事故排放进入水体的放射性源项参数包括()。
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核电厂流出物在地表水中的弥散模拟,对位于不同类型水体的厂址均要收集资料包括()。
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可用于计算正常排放和事故释放放射性核素进入地表水的弥散基本模型是()。
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有许多可用于计算正常排放和事故释放放射性核素进入地表水的弥散模型,核电厂厂址评价中最常用的标准计算模型是()。
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根据埋藏条件,地下水可分为()类型。
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根据含水层的空隙性质分为()类型。
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地下水在存储和径流过程中与周围的岩土体物质发生着一系列作用来改变其化学成分,这些作用包括()。
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核电厂厂址评价对水文地质特征评价应确定()内容。
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核电厂厂址评价中的地下水水文地质调查为确定水文地质系统和主流路径,应收集厂址区域和厂址的资料,包括()。
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核电厂厂址安全评价对厂址区域的土地利用和水的利用调查包括的内容有()。
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核电厂厂址安全评价对外围地带人口分布调查的()内容均与实施应急措施可行性有关。
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核电厂厂址安全评价评价人口分布的方法有()。
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在核电厂厂址最终批准前,应论证应急计划的可行性。其中不应存在()的不利厂址条件。
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核电厂厂址安全评价在论证应急计划的可行性时,应考虑诸多与厂址有关的因素。其中最重要的因素有()。
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放射性废物的管理目标是保护现在和将来人类的健康与环境,不给后代造成()的负担。
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评价放射性废物处置设施的长期性能,应当考虑可能被容纳的放射性废物的放射性核素含量、物理和化学性质,以及处置系统所提供的屏障的()。
- 固体放射性废物根据放射性核素的含量分为()级。
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固体放射性废物根据放射性核素的半衰期和辐射类型可分为()类。
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只含半衰期不大于()天核素的固体放射性废物,通过较短时间(一般不超过2年)的贮存衰变就可以成为非放废物,因此不必送往放射性废物处置场进行处置。
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只含半衰期不大于60天核素的固体放射性废物,通过较短时间,一般不超过()年的贮存衰变就可以成为非放废物,因此不必送往放射性废物处置场进行处置。
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主要含半衰期大于60天,但不大于()年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间(一般不超过100年)的衰变,其放射性比活度才能达到安全水平,因此通常用近地表处置,不需要用地质处置。
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主要含半衰期大于60天,但不大于5年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间,一般不超过()年的衰变,其放射性比活度才能达到安全水平,因此通常用近地表处置,不需要用地质处置。
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主要含半衰期()年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间(几百年至上千年)的衰变,才能达到安全水平,因此要根据其所含核素的放射学、物理学、化学和生物学特征,以此比活度大小,选择近地表处置或地质处置。
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主要含半衰期大于()年核素的固体放射性废物,则需要更长的时间才能衰变到安全水平,因此必须经过严格的评价才能进行地表处置,通常采用地质处置。
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α废物,指含原子序数>()的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于4×106Bq/kg(对单个货包)或4×105Bq/kg(平均每个货包)的放射性废物。
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α废物,指含原子序数>92的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于()(对单个货包)的放射性废物。
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α废物,指含原子序数>92的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于()(平均每个货包)的放射性废物。
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α废物,指含原子序数>92的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于4×106Bq/kg(对单个货包)或4×105Bq/kg(平均每个货包)的放射性废物。必须()。
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下列()固体放射性废物不必送往放射性废物处置场进行处置。
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下列()固体放射性废物通常用近地表处置,不需要用地质处置。
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下列()固体放射性废物要根据其所含核素的放射学、物理学、化学和生物学特征,以及比活度大小,选择近地表处置或地质处置。
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下列()固体放射性废物必须经过严格的评价才能进行地表处置,通常采用地质处置。
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下列()固体放射性废物必须进行地质处置,设置多重屏障,确保与生物圈长期隔离。
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固体废物若其放射性水平低于解控水平可作为()废物从核管理控制体系中解除出来。
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固体废物若其放射性水平低于解控水平可作为免管废物从核管理控制体系中解除出来。IAEA推荐的免管水平是基于对公众成员照射所造成的年剂量小于(),对公众集体剂量不超过()。
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基于放射性废物处置分类体系主要适用于固体废物,它将基本废物分为()级。
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国对低中放废物的处置已进行了长时间的研究和实践,对含有长寿命中放废物实施了()处置。
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放射性固体废物近地表处置场选址可由()个阶段组成。
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放射性固体废物近地表处置场选址的地质条件应遵循的准则是能实现隔离废物和限制放射性核素向()释放。
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放射性固体废物近地表处置场选址的地质介质和地下水的地球化学应遵循的准则是:a.有利于限制放射性核素从处置场的释放;b.不应明显降低()的寿命。
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放射性固体废物近地表处置场选址的大地构造和地震活动应遵循的准则是:a.所选场址区的构造活动和地震活动微弱,不会危及处置系统()性能;b.发生构造活动、火山或地震事件的可能性很低。
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放射性固体废物近地表处置场选址考虑地表作用时应遵循的准则是:处置场址的洪水、滑坡或剥蚀等地表活动发生的频度和强度,应不影响处置系统的()。
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放射性固体废物近地表处置场选址在考虑人为事件时应遵循的准则是:场址必须选在现在或将来的人类活动不会影响处置系统()能力的地方。
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放射性固体废物近地表处置场选址环境保护需遵循的准则是:在考虑了技术、经济、社会和环境诸因素的条件下,应使场址所处位置的环境在处置场整个寿期内得到足够保护的地方,以便把可能的不利影响减轻到()的程度。
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放射性废物地质处置废物的来源主要是经过较长时间贮存的乏燃料和后处理厂产生的高放废液和残渣的固化体。对高放废液和残渣的固化世界上开发了()种固化方法。
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放射性废物地质处置废物的来源主要是经过较长时间贮存的乏燃料和后处理厂产生的高放废液和残渣的固化体。对高放废液和残渣的固化世界上开发了几种固化方法,投入使用的只有()。
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世界上()对放射性废物处置库的研究开展的最早。
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放射性废物处置库选址的目的是选择适合处置废物的场址,使其与与设施的适当设计、废物形态、废物包装的类型和数量、其他工程屏障及设施关闭后有组织的控制等一起,实现满足()对辐射防护的要求。
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放射性废物地质处置的目的是用一整套装置和措施将放射性物质圈闭起来以防止放射性物质向()迁移,或者至少将其限制在规定的水平。
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美国研究表明,由于处置库中的废物不停地发出衰变热,在合适的布置下,如果处置库关闭后巷道内不进行通风,40-60年后,处置巷道壁的温度达到最高,约()℃,这类问题都必须在场址评价时予以考虑。
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放射性废物地质处置库选址过程可划分为()个阶段。
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放射性废物处置库考虑地质环境时应遵循的准则是:处置库的地质环境应符合总的特性要求,与几何特点、物理和化学特性相结合,能在()的时期内阻湍放射性核素向环境迁移。
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放射性废物处置库考虑自然变化时应遵循的准则是:未来的地球动力学现象(气候变化、新构造运动、地震、火山、褶皱等)对主岩的影响应不至于损害整个处置系统的()能力,达到不可接受的程度。
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放射性废物处置库考虑水文地质条件时应遵循的准则是:水文地质特性及选定的地质环境应限制()进入库区内,确保废物在所要求的时期内安全隔离。
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放射性废物处置库考虑地球化学时应遵循的准则是:地质和水文地质环境的物理化学和地球化学特性应能限制放射性核素从处置库释放进入()。
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放射性废物处置库考虑人类活动时应遵循的准则是:应考虑库址或库址附近实际或可能影响处置系统()能力的活动,由此种种活动引起的不可接受的后果应该()。
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放射性废物处置库考虑建造与工程条件时应遵循的准则是:库址的地表和地下特性应允许采用()方案进行地面设施建造和地下井巷作业。所有掘进作业应遵照有关的()规定。
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放射性废物处置库考虑放射性废物运输应遵循的准则是:库址应位于由于运输废物所产生的对公众和环境的辐照剂量是()的地方。
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放射性废物处置库考虑环境保护应遵循的准则是:在考虑了技术、经济、社会和环境诸因素的条件下,在处置库整个寿期内库址环境应得到足够保护,以使可能的不利影响减轻到()的程度。
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评价放射性废物处置设施的长期性能,应当考虑()。
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固体放射性废物根据放射性核素的含量分为()级别。
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主要含半衰期5-30年核素的固体放射性废物,需要经过较长时间(几百年至上千年)的衰变,才能达到安全水平,因此要根据其所含核素的()选择近地表处置或地质处置。
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基于放射性废物处置分类体系主要适用于固体废物,它将基本废物分为()。
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基于放射性废物处置分类体系主要适用于固体废物,它将基本废物分为三级,即免管废物、低中放废物和高放废物。对这些放射性废物的处置选择有()。
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放射性废物近地表处置场选址的目的是选择适合处置废物的场址,使其与()一起,实现满足审管机构对辐射防护的要求。
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放射性固体废物近地表处置场选址可由()阶段组成。
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放射性固体废物近地表处置场整个选址过程的每个重要阶段,收集的资料、所用选址准则及获得的结果,都应评价和记录,使之成为完整文件的一部分。这些资料应包括()。
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在放射性固体废物近地表处置场选址的过程中需考虑的厂址特征包括()。
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放射性固体废物近地表处置场选址的地质条件应遵循的准则是()。
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按照放射性固体废物近地表处置场选址的地质条件应遵循的准则,一般()的场地更适合于场址的选择。
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放射性固体废物近地表处置场选址的水文地质条件应遵循的准则是()。
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放射性固体废物近地表处置场选址考虑气象特征时应遵循的准则是:对场址区域的气象特征应进行表达,以便在()时能恰当地考虑不可预见的极端气象条件的影响。
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放射性废物地质处置废物的来源主要是经过较长时间贮存的乏燃料和后处理厂产生的高放废液和残渣的固化体。对高放废液和残渣的固化世界上开发了()固化方法。
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对放射性废物处置库的岩性主要集中在()分布地区。
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为防止放射性废物处置库中的放射性物质向生物圈的迁移,需设置一系列的天然的和人工屏障,这些屏障是()。
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放射性废物地质处置库选址过程可划分为()阶段。
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放射性废物处置库选址过程所涉及的主要内容有()。
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放射性废物处置库考虑地质环境时准则涉及的内容包括()。
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放射性废物处置库考虑自然变化时应遵循的准则涉及的内容包括当地和区域的()。
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放射性废物处置库考虑水文地质条件准则涉及的内容包括当地和区域的()。
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放射性废物处置库考虑地球化学准则涉及的内容包括()。
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放射性废物处置库考虑人类活动准则涉及的内容包括库址范围地区过去和现在的()。
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放射性废物处置库考虑建造与工程条件准则涉及的内容包括()。
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核动力厂的安全目标是()风险。
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定性安全目标阐述了核安全的目的和原理,但定性安全目标不能提供具体的指标,从而不能解决()层次的问题,这就需要确定定量安全目标。
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典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对紧邻核动力厂的正常个体成员来说,由于反应堆事故所导致立即死亡的风险不应该超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡风险总和的()。
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典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对核动力厂邻近区域的人口来说,由于核动力厂运行所导致的癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致癌症死亡风险总和的()。
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核动力厂辐射防护目标不排除人员受到有限的照射,也不排除法规许可数量的放射性物质从处于()状态的核动力厂向环境的排放。
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核动力厂安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的()措施控制之下。
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核动力厂辐射防护目标不徘除人员受到有限的照射,也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放;但是,此种照射和排放必须受到严格控制,并且必须符合()。
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为了实现核电厂的安全目标,在设计核动力厂时,安全分析要考察的内容有()。
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为了实现核动力厂安全目标,在设计核动力厂时,要进行全面的安全分析,在分析的基础上应()。
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为了实现核动力厂安全目标,采取措施将所有运行状态下的辐射照射控制在合理可行尽量低,并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小,但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括:()。
- 核动力厂的安全设计适用()原则。
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核动力厂设计必须考虑,在核电厂()下所有各层次防御必须总是可用的。
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在整个设计和运行中贯彻纵深防御,以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、()及事故提供多层次的保护。
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纵深防御共有()个层次。
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纵深防御中具有保护包容功能的是第()层次。
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纵深防御中整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础的是第()层次。
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纵深防御第一层次的目的是()。
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纵深防御第()层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态。
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纵深防御的第()层次要求设置在安全分析中确定的专用系统,并制定运行规程以防止或尽量减小假设始发事件所造成的损害。
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纵深防御第()层次防御是基于以下假定:尽管极少可能,某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,而演变成一种较严重的事件。
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纵深防御第三层次要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持()道包容放射性物质的屏障。
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纵深防御第()层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的,并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。
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由包容提供的保护可用()方法来验证。
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纵深防御第()层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
- 纵深防御最后层次防御要求有适当装备的应急控制中心及()。
- 除极不可能的()外,核电厂设计必须使第一层次至多第二层次防御能够阻止所有该事件升级为事故工况。
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纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动,包括与组织、人员行为或设计有关的方面,以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下,即使有一种故障发生,它将由适当的措施()。
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纵深防御概念应用于核动力厂的设计,提供一系列多层次的防御(),用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。
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设置第三层次防御是基于以下假定:尽管极少可能,某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的,并且必须通过()来控制这些事件的后果,使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。
- 纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障,以包容规定区域的放射性物质。所必需的实体屏障的数目取决于可能的()的可能后果。
- 就典型的水冷反应堆而言,实体屏障可能是()。
- 纵深防御概念必须在核动力厂设计过程中加以体现:()。
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核动力厂设计必须提供多种手段来保证实现每项基本安全功能,即(),从而保证各道屏障的有效性和减轻任何假设始发事件的后果。
- 为了贯彻纵深防御概念,核动力厂设计必须尽实际可能地防止:()。
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核动力厂营运单位对安全负()责任。
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设计单位必须保证核动力厂的设计正确地考虑了任何设计变更的()。
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核动力厂设计单位的安全管理要求包括必须保证它在所有层次上都拥有足够的()上合格且受过适当培训的人员。
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核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的性能、技术规范和材料成分,并把()作为首要任务。
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核动力厂设计管理必须考虑确定论安全分析和补充性的概率论安全分析的结果,并通过合适的()过程以保证适当考虑防止事故的发生及减轻其后果。
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当核电厂引入未经验证的设计或设施,或存在着偏离已有的工程实践时,必须借助适当的支持性研究计划,或通过其他相关的应用中获得的()的检验,来证明其安全性是合适的。
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核动力厂设计选择设备时必须考虑到误动作和不安全的故障模式。对构筑物、系统和部件预期会发生故障并需采取设计措施的地方,必须优先选择()的设备。
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安全评价必须成为核动力厂设计过程的一部分,同时在设计和证实性分析活动之间存在()过程,而且随着设计计划的进展其范围不断扩大和详细程度不断提高。
- 在提交国务院核安全监管部门以前,()必须保证由()参与相关设计的个人或团体对核动力厂设计安全评价进行独立验证。
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核动力厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由()进行验证或核实。
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核动力厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由原先从事此工作的人员以外的个人或团体进行验证或核实。验证、确认和批准必须在做()完成。
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设计单位必须保证核动力厂的设计()。
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核动力厂设计单位必须遵循的安全管理要求包括()。
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核动力厂设计单位的安全管理要求包括明确地规定负责设计的不同部分的各个小组之间的接口,并明确()之间恰当的接口。
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核动力厂设计单位的安全管理要求包括定期()一切与安全有关的设计事务。
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核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的(),使得安全功能得到执行。
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核动力厂设计管理必须保证满足营运单位的要求,并对营运单位人员的()给予适当的考虑。
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核动力厂设计管理必须保证采用合适的(),使产生的放射性废物的活度和体积保持尽可能地小。
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只要可能,核电厂安全重要构筑物、系统和部件的设计就必须()。
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对于用作核电厂设计准则的规范和标准必须加以鉴别和评价,以确定其(),并根据需要进行补充或修改,以保证最后的质量与所需的安全功能相适应。
- 核动力厂设计必须进行全面的安全评价,以证实交付()的设计满足设计过程开始时提出的安全要求。
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核动力厂设计安全评价必须基于()。
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必须制定和实施描述核动力厂设计的()的总体安排的质量保证大纲。
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核动力厂的设计,包括后来的变更或安全的改进,必须()。
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安全功能即是为安全而必须达到的特定()。
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为了保证安全,核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后,以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下,都必须执行()项基本安全功能。
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下列关于反应堆内的后备(剩余)反应性说法错误的是()。
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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负反应性。此种受控的应性可用于()。
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凡是能改变反应堆()的任一方法均可作为控制反应性的手段。
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凡是能改变反应堆有效倍增因子的任一方法均可作为控制反应性的手段,其中最常见的方法是()。
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向堆芯插入或抽出中子吸收体是最常见的改变反应堆有效倍增因子的方法,通常称中子吸收体为()元件。
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通常称中子吸收体为控制元件。控制元件的总反应性应当()。
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根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()种。
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下列关于反应堆的补偿控制说法错误的是()。
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把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()种。
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反应堆控制棒按其作用不同可分为()种。
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反应堆中用于紧急停堆控制的控制棒是()。
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反应堆中用于功率控制的控制棒是()。
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近代压水堆使用的控制棒多数由()合金制成。
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反应堆堆芯每个循环寿期的长短通常取决于()。
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为增大堆芯的初始燃料装载虽,通常在堆芯内装入中子吸收截面较大的物质,把它作为固定不动的吸收体装入堆芯,用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性,这种物质称为()。
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可燃毒物的吸收截面与燃料的吸收截面相比,其吸收截面()。
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在压水堆中,堆芯初始装载时用()作为可燃毒物棒装入堆芯。
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轻水堆往往以()溶解在冷却剂内用作补偿控制。
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反应堆化学补偿控制只能用于补偿因()引起的缓慢的反应性变化。
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为了避免由于过热而引起堆内燃料元件损坏,在反应堆()工况下,都必须确保对堆芯的冷却,导出燃料元件棒内燃料芯块的释热。
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反应堆正常运行时,一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时导出热量,而在()被由正常的主给水系统(辅助给水系统)供应的给水冷却,产生的蒸汽导出蒸汽发生器推动汽轮机作功。
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当反应堆正常运行汽机甩负荷时,蒸汽发生器产生的蒸汽通过蒸汽旁路系统排放到()。
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反应堆停闭时,为了避免损坏燃料元件包壳,反应堆应通过()继续导出热量。
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对于从反应堆换料时卸出的乏燃料组件,必须在反应堆燃料厂房的乏燃料水池中存放几(),以释出乏燃料组件的剩余热量,并使短寿期放射性裂变产物自然衰减,降低放射性水平。
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对于从反应堆换料时卸出的乏燃料组件,必须在反应堆燃料厂房的乏燃料水池中存放几个月,其目的是()。
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为了避免放射性产物扩散到环境中,在核燃料和环境之间设置了多道屏障,并在运行时严密监视这些屏障的密封()。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应防止发生不可接受的()。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应在所有停堆动作完成后,将反应堆保持在()状态。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应在需要时停堆以防止预计运行事件发展为()和停堆以减轻其后果。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应在事故工况(不包括反应堆压力边界失效)期间和之后,保持足够的反应堆()用以冷却堆芯。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应将其他安全系统的热量传递到()。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应保持堆芯内的()可接受的完整性。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应保持反应堆冷却剂压力边界的()。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应限制放射性物质在事故工况期间和之后从反应堆()向外释放。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应在设计基准事故和选定的严重事故期间和之后,限制由反应堆()的辐射源释放的放射性物质对于公众和厂区人员的辐射照射。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应对核动力厂内的环境状况保持控制,以便各安全系统能够正常运行,并为进行安全上重要操作的运行人员提供必要的()性。
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对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应在所有运行状态下,对在反应堆冷却剂系统以外,但仍在厂区以内运输或贮存中的已辐照燃料的放射性释放进行()。
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必须根据组成核动力厂的各个系统、设备和部件(包括仪表和控制软件)所执行的安全功能,对其进行分级,必须使其()与这种分级相适应。
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划分核动力厂某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于()方法。
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安全分级必须在核动力厂不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的(),以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不会蔓延到划分为较高级别的系统。
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()法常对那些安全有重要作用的,其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。
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确定论法常对那些安全有重要作用的,其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。对于其特点说法错误的是()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以概率论方法和工程判断,下列关于概率论方法说法错误的是()。
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一般将核动力厂各承压设备物项按照其所履行的安全功能分为()级。
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安全()级就是构成反应堆冷却剂压力边界的那些设备,其失效会引起失水事故(水堆)或失冷失压(高温堆)的物项。
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安全()级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全()级的那些小设备、小管道。
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安全2级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全1级的那些小设备、小管道(具体定义是:其失效引起的反应堆冷却剂流失不超过()补水系统提供的补水量)。
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用于防止预计运行事件导致事件工况,或发生事故可减轻事故工况后果的物项,如专设安全设施属于安全()级。
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安全()级是冷却安全()级设备,或对安全级设备运行起支持保证作用的物项(冷却、润滑、密封等)。
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核电厂设备冷却水系统,重要厂用水系统属于()。
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对核动力厂构筑物、系统和部件规定的工程设计规范,必须符合合适的国家标准和工程实践,或国际上使用的、其使用是合适的标准或实践,不论使用的是国家标准或实践还是国际标准或实践,都必须经()认可。
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核动力厂的抗震设计必须提供充分的安全(),以抵御地震事件的影响。
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核动力厂物项除有其安全等级以外,还要确定其()。
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核电厂设计应根据物项所执行的安全功能和发生地震时对物项的特殊要求,确定物项的抗震类别。如抗震()类要求承受OBE(运行基准地震动)、SSE(安全停堆地震动)载荷,抗震()类仅要求承受OBE载荷。
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在确定规范等级及相应的核电厂设计建造要求时,首先要考虑(),其次还要考虑物项的()。
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核动力厂物项的质量保证等级的划分可以有()种办法。
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核动力厂物项的质量保证等级的划分的()定位法可能使同一物项在不同的活动阶段有不同的质量保证等级。
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核动力厂物项的质量保证等级的高低首先要依据()。
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为了保证安全,核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后,以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下,都必须执行()基本安全功能。
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根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()。
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反应堆功率控制要求某些控制元件动作迅速,及时补偿由于()引起的微小的反应性瞬态变化。
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把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()。
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反应堆控制棒按其作用不同可分为()。
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下列关于制造控制棒的材料及其特性说法正确的有()。
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可燃毒物的优点()。
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可燃毒物通常所选用的材料为()。
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可溶毒物的优点有()。
- 可溶毒物的缺点是()。
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必须用全面的、系统的方法来确定在发生假设始发事件后的各个时期中完成反应堆三项基本安全功能所必需的()。
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根据情况利用为正常运行、为防止预计运行事件发展为事故工况或为减轻事故工况的后果而设置的()就能完成反应堆三项基本安全功能。
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核动力厂的安全实际上是通过组成其()的安全性来实现的。
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必须根据组成核动力厂的各个()所执行的安全功能,对其进行分级,必须使其质量与可靠性与这种分级相适应。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以概率论方法和工程判断,同时还需要考虑的因素:()。
- 一般将核动力厂各承压设备物项按照其所履行的安全功能分为()级。
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核动力厂物项的质量保证等级的高低首先要依据安全等级,其次还要考虑物项的()因素。
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设计基准必须规定核动力厂的必备(),以适应在规定的辐射防护要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
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设计基准必须规定核动力厂的必备能力,以适应在规定的()要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
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在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中,必须采用()的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内,并合理可行尽量低。
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在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中,必须采用保守的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆()的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内,并合理可行尽量低。
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除设计基准外,设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。这些评价所使用的假设和方法可以()为基础。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),可以认为核动力厂工况按其发生()分类为:正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。
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核动力厂的工况分类分()类。
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核动力厂的分类工况可以分为工况I、II、III、IV,()工况出现较频繁,所以要求整个过程中无需停堆,只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节,即可把反应堆调节到所要求的状态,重新稳定运行。
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核动力厂的分类工况中的工况I出现较频繁,所以要求整个过程中无需停堆,只要依靠()系统在反应堆设计裕量范围内进行调节,即可把反应堆调节到所要求的状态,重新稳定运行。
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核动力厂的分类工况中工况I起的系统状态参数变化不会触发安全系统的()。
- 核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)发生频率大于()/堆年。
- 核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故发生频率在()/堆年,是核动力厂寿期内发生频率很低的事故。
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处理核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要()投入工作。
- 核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故发生的频率为()/堆年,是核动力厂的寿期内极不可能发生的事故。
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工况()事故引起反应堆中受损伤的燃料元件数不大于某一小的比例,不影响堆芯的几何形状,以便能适当保持堆芯冷却。
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工况()事故可能导致元件的严重损伤,但堆芯的几何形状不破坏,以便能适当地保持堆芯冷却。
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核动力厂的分类工况中的工况()事故不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
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核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ事故不得导致具有()功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
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设计核动力厂时,必须认识到纵深防御的各层次都可能受到考验,因而必须提供设计措施,以保证完成所需的安全功能和满足安全目标,这些考验来源于()。
- 设计核动力厂时,必须认识到纵深防御的各层次都可能受到考验,因而必须提供设计措施,以保证完成所需的安全功能和满足安全目标。这些考验来源于假设始发事件,这些事件是根据()方法选定的。
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设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够保证:大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重;其余的假设始发事件导致设计基准事故,其后果是可以()的。
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对各类假设始发事件必须作出全面考虑,以保证潜在后果严重的和发生概率大的全部可信事件均在预计范围之内,且核动力厂设计足以承受这些事件。排除某一特定事件序列需要()。
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用于制定安全重要物项的性能要求和核动力厂总的安全评价的假设始发事件的()应该加以限制。
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某些假设始发事件可基于已有核动力厂的经验、国务院核安全监管部门的特殊要求或潜在后果的严重程度等种种因素,通过()法确定。
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必须分析假设始发事件,以便确定所有可能影响核动力厂安全的内部事件。这些事件可能包括设备故障或误操作。需要考虑的故障类型取决于所涉及系统和部件的()。
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如果核电厂不同压力下运行的两个流体系统是相互连接的,那么这两个系统或者都必须按较高的压力设计,或者必须采取措施,防止发生()时在较低压力下运行的系统超过设计压力。
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核动力厂设计必须确定作为()的外部自然事件和外部人为事件。
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若核动力厂随机发生的单个假设始发事件的组合能可信地导致(),则必须在设计中考虑到这种组合。
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在概率安全评价中,对于严重事故采用()分析方法;而对于具有相对较高发生可能性的假想事故,分析中应采用()分析方法。
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失水事故后恢复期内需考虑的地震随机组合,其严重程度可按()核动力厂设计基准地震计。
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必须根据核动力厂假设始发事件清单得出一套设计基准事故,以便设定设计安全重要构筑物、系统和部件的()。
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核动力厂在为响应某一假设始发事件而需要立即采取可靠行动时,必须采取措施自动启动所需的安全系统,以防止发展成可能威胁()的更严重工况。
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核动力厂在为响应某一假设始发事件而不需要立即动作的情况下,可允许手动启动系统或操纵员的其他行动,条件是需要有足够的时间来判断这种行动的必要性和确定合适的()规程,以保证这些行动的可靠性。
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动力厂状态的手动响应和恢复过程所需的()设备必须放置在最合适的位置,以保证需要时随时能用和在预计环境条件下允许人员接近。
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在确定核动力厂设计基准时,必须考虑核动力厂安全和保护公众可能依赖的电力供应和消防服务之类的厂外服务的()。
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必须为核电厂各种运行状态和设计基准事故规定一套与每个构筑物、系统或部件的主要物理参数相适应的()。
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运行限值和条件必须反映最终设计,并必须在核动力厂()开始之前经国务院核安全监管部门评价和批准。
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运行限值和条件必须作为营运单位运行核动力厂的一个重要依据。对运行负有()责任的运行人员必须熟练掌握运行限值和条件,并保证遵守。
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核动力厂运行限值和条件可以分为()类。
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核动力厂营运单位必须制定和实施()大纲以保证遵守运行限值和条件,还必须评价其结果并存档。
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核动力厂必须设计成能够在规定的各种参数范围内安全运行,并且最低限度必须有()套特定的安全系统辅助设施是可用的。
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核动力厂的设计必须是对范围广泛的()的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆,不必采取超出纵深防御第一层次或至多不超出第二层次的措施。
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超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态,可能由()而引起,并导致堆芯明显恶化,它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为严重事故。
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超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态,可能由安全系统多重故障而引起,并导致堆芯明显恶化,它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为()。
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核动力厂设计基准必须包括()。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为()。
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核动力厂的分类工况可划分为:()。
- 核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行包括()过程中所遇到的经常性或定期出现的工况。
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核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行和运行瞬变允许带有偏差的极限运行,如()。
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下列关于核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)说法正确的有()。
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核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)由于设计时已采取适当的措施,当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆,可防止事故的进一步扩大,不会()。
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核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)的典型事例有:()。
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核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故的事例有:()。
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下列关于核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故描述正确的有()。
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核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故的事例有:()。
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假设始发事件定义为在设计时确定的能导致()的事件。
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假设始发事件定义为在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件,典型的例子是()。
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设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够保证:如果导致严重事故,其后果可以通过()加以限制。
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假设始发事件从类型上可以分为:()。
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必须分析假设始发事件,以便确定所有可能影响核动力厂安全的内部事件。这些事件可能包括()。
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广义而言,故障包括如下两类:系统和部件丧失执行功能的能力,功能的执行情况与所期望的不符。管道故障的表现形式可能是()。
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广义而言,故障包括如下两类:系统和部件丧失执行功能的能力,功能的执行情况与所期望的不符。能动部件,例如阀门的故障形式有()。
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广义而言,故障包括如下两类:系统和部件丧失执行功能的能力,功能的执行情况与所期望的不符。仪表或传送器之类的装置的故障形式有:()及其组合。
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在考虑内部事件引起的假设始发事件中,必须考虑人员差错。人员差错的后果往往与部件故障的后果相类似。属于人员差错范畴的有:()。
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通常将内部原因引起的灾害列入内部假设始发事件的清单。核动力厂设计必须考虑内部()事件的影响。
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核动力厂外部事件包括自然事件或人为外部事件。核动力厂外部事件的事例以及设计基准输入的确定通常要求核动力厂物项设计考虑附加的()。
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在决定核动力厂假设始发事件组合时,考虑()时期是有益的。
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在确定核动力厂设计基准时,必须考虑核动力厂与环境之间的各种相互作用,包括()因素。
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为保证核动力厂安全运行,营运单位必须制定()方面的运行限值和条件。
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为保证核动力厂安全运行,营运单位必须制定运行限值和条件。下列关于运行限值和条件说法正确的是()。
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核动力厂运行限值和条件可以分为()。
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核动力厂运行限值和条件必须具有()目标。
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设计过程中必须针对核动力厂安全运行的要求,制定一组运行要求和限制,包括:()。
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核动力厂严重事故必须采用()相结合的方法来考虑这些严重事故序列,针对这些序列确定合理可行的预防或缓解措施。
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针对核动力厂严重事故序列的考虑可接受的方法应该基于()的假设、方法和分析准则。
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核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的()承受所有确定的假设始发事件。
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核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()。
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单一故障系指造成某一部件不能执行其预定安全功能的一种()故障,以及由此引起的各种继发故障。
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单一故障假设是核动力厂安全设施中一个()的概念。
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在核动力厂设计中,必须对核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用()。
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在核动力厂设计中,必须对核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则。安全组合是用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的()组合。
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核动力厂为获得所必需的可靠性而必须采用多重性设计的那些安全功能或执行这些安全功能的系统均须由()加以确认。
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核动力厂单一故障分析中,不考虑同时发生()个以上的随机故障。
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当把单一故障准则运用于核动力厂一个安全组合或系统时,()必须视为故障的一种模式。
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当按照下列条件进行单一故障准则分析时,如果表明每个安全组合均能完成各自的安全功能,则认为符合了单一故障准则的要求:(1)假定假设始发事件对该安全组合()发生任何可能的有害后果;(2)假设执行所需安全功能的安全系统处于许可的()配置,并考虑到维护、试验检查和修理以及允许的设备停役时间。
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核动力厂系统必须设计成在安全重要系统或其部件发生故障时()而使核动力厂进入安全状态。
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在运用多重性原则的条件下,核动力厂至少()套设备出现故障或失效是可承受的,不致于导致功能的丧失。
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在核动力厂的系统布置和设计中,应尽实际可能采用()原则以增强实现独立性的保证,对于某些共因故障尤其如此。
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在核动力厂的系统布置和设计中,应尽实际可能采用实体分隔原则以增强实现独立性的保证,对于某些共因故障尤其如此。原则是()。
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保持核动力厂安全状态所必需的辅助设施是()。
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在核动力厂开始()前,必须分析和确定每种情况下允许设备停役的时间和要采取的行动,并将其包括在核动力厂运行规程中。
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必须采用()的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。
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必须采用设备鉴定的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件下执行其()功能。
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必须采用设备鉴定的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。考虑的环境条件必须包括()期间的变化。
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核动力厂设备鉴定程序中,必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素(如振动、辐照和极端温度)引起的()效应。
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核动力厂设备鉴定在可能的范围内,应该以合理的可信度表明在()中必须运行的设备(如某些仪表)能够达到设计要求。
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核动力厂人机的界面设计必须对操纵员是“友好的”,并必须以限制()的影响为目标。
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核动力厂厂区人员的工作场所和工作环境必须按照()原则设计。
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必须在核动力厂()系统地考虑人为因素和人机接口,并贯彻于设计全过程,以保证适当而明确地区分运行人员与所提供的自动化系统之间的各项功能。
- 核动力厂构筑物、系统和部件的可靠性设计可以通过()来实现。
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若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种失效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是()或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应。
- 核动力厂若干同类型部件同时失效时,也可能发生共因故障。这可能由()原因所引起。
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在核动力厂设计中必须考虑发生共因故障的可能性,并尽实际可能采取适当的措施,如应用(),使共因故障的影响降低到最小程度。
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安全组合是用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合,其使命是防止()的后果超过设计基准中的规定限值。
- 多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件,通过多重系统或部件中引入不同属性而实现。获得不同属性的方式有:()。
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为提高核动力厂系统的可靠性可在设计中保持()独立性特征。
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核动力厂系统的独立性可在系统设计中通过采用()来实现。
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核动力厂部件的分隔方法的选择取决于设计基准中所考虑的假设始发事件,例如()。
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核动力厂的某些场所,有可能成为不同级别安全重要性的各种设备或线路的自然汇合点,例如()。在这些场所,应尽实际可能采取适当的措施以防止共因故障。
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当核动力厂的辅助设施用于支持构成安全重要系统部分的设备时,()。
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为保持安全重要构筑物、系统和部件执行功能的能力,其设计必须符合能在核动力厂整个寿期内进行(),以证明满足可靠性目标。
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如果核动力厂安全重要构筑物、系统和部件的设计不能满足试验、检查或监测的要求时,必须采取()方法。
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必须采用设备鉴定的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件,如()及这些因素的任何可能组合下执行其安全功能。
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核动力厂设备鉴定程序中,必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素如()引起的老化效应。
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必须考虑到在()的核动力厂状态下的设备老化和磨损效应。
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必须采取()措施,以便评价设备在设计阶段预计的老化机理和鉴别在使用中可能发生的预计不到的情况或性能劣化。
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在核动力厂操纵员作为系统管理者时,人机界面必须把对操纵员在短时间内进行干预的要求降至最低。设计中必须考虑到这种干预可以接受的前提是()。
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根据辐射防护基本原则,核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标:个人照射量不得超过由()确定的相应规定限值。
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根据辐射防护基本原则,核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标:(1)个人照射量不得超过由国务院核安全监管部门确定的相应规定限值。(2)考虑了经济和社会因素,辐射防护措施必须使照射量保持在()。
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核动力厂的设计,必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的个人剂量当量限值,该值由相应的()来确定。
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核动力厂的设计,必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的个人剂量当量限值,公众的个人年剂量当量限值用关键居民群的()剂量当量来表示。关键居民群是指因电厂运行而受到()照射的一群有代表性的居民。
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对因核电厂运行而受到最大照射的一群有代表性的居民必须进行()前的研究,以确定国务院核安全监管部门可以接受的关键居民群和这群居民的关键照射途径。
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核动力厂运行工况期间的剂量当量规定限值的范围包括()。
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必须把计算的剂量与规定的设计目标值进行比较,以判断为厂区人员和公众提供的防护设计措施在假想事故工况下是否充分。假想事故工况和设计目标必须经()认可。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对核动力厂工作人员职业照射的剂量限值的规定是:由监管部门决定的连续5年的年平均有效剂量为()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对核动力厂工作人员职业照射的剂量限值的规定是:任何一年中的有效剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对核动力厂工作人员职业照射的剂量限值的规定是:眼晶体的年当量剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对核动力厂工作人员职业照射的剂量限值的规定是:四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中规定核动力厂对公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量值不应超过:年有效剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中规定核动力厂对公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量:特殊情况下,如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv,则某一单一年份的有效剂量可提高到()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中规定核动力厂对公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量值不应超过:眼晶体的年当量剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中规定核动力厂对公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量值不应超过:皮肤的年当量剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的核电厂对职业照射和公众照射的剂量限值适用于在规定期间内()。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的核电厂对职业照射和公众照射的剂量限值适用于在规定期间内外照射引起的剂量和在同一期间内摄入所致待积剂量的和;计算待积剂量的期限,对成年人的摄入一般应为()年。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的核电厂对职业照射和公众照射的剂量限值适用于在规定期间内外照射引起的剂量和在同一期间内摄入所致待积剂量的和;计算待积剂量的期限,对儿童的摄入应算至()岁。
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辐射防护的基本原则有()项。
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辐射防护三原则对防护水平的合理最优化遵守()原则。
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辐射防护最优化是合理可行尽量低原则的应用,通常意味着从一系列防护措施中进行选择。在这种决策程序中,所考虑的某些准则和参数是不容易定量化的,因而,采取哪种防护措施往往是根据有()的判断来选定的。
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辐射防护最优化是合理可行尽量低原则的应用,评价时所采用的技术先进程度及相应的工作量,应反映所考虑的辐射问题的大小。在装置的设计,尤其是在各种设计方案之间进行选择时,采用()方法可能是合适的。
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用成本-收益分析完成的辐射防护设计最优化,要求评定辐射危害的货币值。如果在设计中要求定量的最优化,则可以由()提出危害的货币值,并且必须经()批准。
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可以根据其他电厂的经验和所需工作人员数,把厂区人员的职业剂量目标值定为设计目标值,对于1000MW电功率的核动力厂,可采用的日常运行目标值为每年()人·希伏。
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可以根据其他电厂的经验和所需工作人员数,把厂区人员的职业剂量目标值定为设计目标值,对于1000MW电功率的核动力厂,可采用的日常运行目标值为每年()人·雷姆。
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在核动力厂()阶段,必须分析单个部件或装置对厂区人员和公众的最终剂量的影响,这是评价他们的可接受性或评价可能需要的照射量限制的依据。
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核动力厂事故工况的辐射防护设计目标是把核动力厂可能释放的放射性物质给公众带来的风险以及由于这些释放和直接照射给厂区人员带来的风险限制在()的水平。
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监测是核动力厂辐射防护大纲中必不可少的一部分,通过监测才能评价照射水平是否符合所制定的限值并提供有关照射水平变化的信息,这些信息可以显示采取纠正措施的()。
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核动力厂厂区人员的防护监测必须包括对在年照射量可能超过剂量当量限值的()条件下工作的个人进行监测,以便进行剂量评价。
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在核动力厂停堆后,主要的辐射源是来自裂变产物和活化产物的()辐射。
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在某些重水反应堆的设计中,由光中子源的次临界倍增所产生的中子,在短期内约()h,会导致较高的功率水平并产生()辐射。
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如果反应堆冷却剂中含有氧,则功率运行期间的主要辐射源是()。
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如果反应堆冷却剂中含有氧,则功率运行期间的主要辐射源是16N,它是在冷却剂流经堆芯时由()中子与160相互作用而生成的。
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由于16N的半衰期很短(),若堆芯与冷却剂系统部件之间的输运时间比16N的半衰期长得多,这种同位素就不必重视。
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在水冷堆(尤其是重水堆)中,()可能是主要的内照射源。
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从有破损的燃料棒中释放出来的裂变产物可能成为反应堆冷却剂中的主要辐射源。裂变产物还通过包壳的()污染进入冷却剂。因此,应规定该污染的限值。
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在维修期间,由反应堆冷却剂引起的辐射危害大部分来自裂变产物和活化腐蚀产物等放射性物质,它们由冷却剂本身携带,并可能沉积在回路表面的()。
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在分开设置的含氧液体慢化剂系统(压力管式反应堆)中,反应堆运行期间的主要活性是()。
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分开设置的含氧液体慢化剂系统(压力管式反应堆)停堆后,系统周围的辐射水平主要由()引起。
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在水冷却和慢化反应堆(轻水堆、重水堆)的净化系统中,放射性物质会积累在过滤器和离子交换器树脂中。在这些过滤器中,由于()同位素的衰变,会形成放射性惰性气体。
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在重水堆中,来自()的光子在重水中产生光中子。这个源对确定堆芯以外的冷却剂回路屏蔽要求是重要的。
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在轻水堆和重水堆中,()反应产生14C。
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在重水堆中,14C主要是由()核反应产生的。
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在重水堆中,14C主要是由()中的核反应产生,这可能是该核素的主要源项,并且可能是对全球性长期集体剂量负担的主要贡献者。
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在某些重水堆系统中,14C对总集体剂量的贡献是相当小的,因为14C被()系统从慢化剂中有效地去除了。
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已辐照燃料由于其中积聚的裂变产物而有很高的放射性。对于不停堆换料系统,还应考虑换料系统中的()与结构材料的活化形成附加的辐射源。
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核动力厂辐射防护设计安全要求包括在对核动力厂进行安全分析时,必须确定事故工况下辐射源的()。
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核动力厂事故工况下的主要辐射源是放射性(),对这种辐射源应采取()性的设计措施。
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核动力厂放射性核素从安全壳中逸出后的行为取决于核动力厂的()。
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压水堆蒸汽管道断裂事故,起初只释放正常运行期间可能存在于()回路系统中的少量放射性。
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压水堆蒸汽管道断裂时,必须根据蒸汽管道断裂后一回路和二回路的()评价蒸汽发生器传热管的完整性。
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压水堆蒸汽管道断裂事故,必须根据蒸汽管道断裂后一回路和二回路的压差评价()的完整性。
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压水堆蒸汽管道断裂事故,必须根据蒸汽管道断裂后一回路和二回路的压差评价蒸汽发生器传热管的()。
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压水堆蒸汽管道断裂事故如果不能保证蒸汽发生器传热管结构的完整性,则必须估算可能进入二回路侧的()量。
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压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后,由于水渗入有缺陷燃料的浸出作用的()效应,使泄漏水中的放射性随时间而()。
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压水堆蒸汽管道断裂事故进入蒸汽发生器二次侧的一回路水,可能与蒸汽发生器内的全部二回路水相混合。这与()的设计有关。
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压水堆蒸汽管道断裂事故后短时间内产生的蒸汽将通过断裂的蒸汽管而漏出,其湿度因()而()于正常值。
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压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后,蒸汽的产生取决于()。
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压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后,由于蒸汽流量低而汽水分离器和干燥器的效率高,故蒸汽的湿度是()的。
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压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后,在经卸压阀排放的蒸汽中,诸如碘、铯等可溶于水的物质的浓度()。
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压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后,预期在发生故障的蒸汽发生器被隔离和根据设计采取其他安全行动后,可()放射性的释放。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,第一步应确定在事故发生时燃料内的()。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,第一步应确定在事故发生时燃料内的放射性总量。对燃料辐照史的细节,应选择使放射性估计偏于()的假定。
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破损燃料棒向周围池水释放的惰性气体占总量的份额取决于燃料棒内()。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,通常的保守做法是()惰性气体在池水中的溶解作用。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,一个较一致的看法是认为大部分碘将留在池水中。最好用分配系数(在空气和水中的放射性()之比)来描述碘向水池上方大气中的转移。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,对于有机碘(例如甲基碘),可保守地假定它()于水。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,为了简化分项确定法,某些设计可能规定从燃料中释放的碘预计能进入燃料贮存池上方空气中的份额等于池水对碘的去污因子的()。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,除碘之外,渗入破损燃料棒内的水还可能把()缓慢地浸析出来。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,除碘之外,渗入破损燃料棒内的水还可能把铯缓慢地浸析出来,最高可达到总量的()之几。
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燃料装卸事故通过对电厂部分隔离可以终止排放,尤其是当贮存池是设置在安全壳内时。如果这种隔离行动是由运行人员采取的,则通常应假定有一段时间延迟。建议的延迟时间为()min。
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根据辐射防护基本原则,核动力厂设计时必须采取措施以达到下列设计目标:个人照射量不得超过由国务院核安全监管部门确定的相应规定限值。可以用()单位给出照射量。
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辐射防护的基本原则是()。
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下列关于辐射防护设计中成本-收益分析说法正确的有()。
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核动力厂运行工况辐射防护的设计通常考虑()。
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核动力厂运行工况厂区人员辐射防护的设计应根据(),提出合理的电厂布置并进行分区,对屏蔽进行审查是该程序的组成部分。
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核动力厂运行工况厂区人员辐射防护的设计必须采用下列一种或几种措施,以利于达到符合职业剂量目标;a)降低在工作区的剂量率,b)减少在辐射场内的停留时间。降低在工作区的剂量率,可采用()方法。
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核动力厂运行工况厂区人员辐射防护的设计,通过采用()方法可以降低源项。
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核动力厂运行工况厂区人员辐射防护的设计必须采用下列一种或几种措施,以利于达到符合职业剂量目标;a)降低在工作区的剂量率,b)减少在辐射场内的停留时间。减少在辐射场内的停留时间,可采用()措施。
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核动力厂事故工况的辐射防护设计目标是通过()来达到。
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核动力厂辐射防护监测应根据监测大纲进行。该大纲应明确()。
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轻水反应堆的活化产物主要产生于()。
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在压力管式重水反应堆中,活化产物主要产生于()。
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由于16N的半衰期很短(7.1s),若堆芯与冷却剂系统部件之间的输运时间比16N的半衰期长得多,这种同位素就不必重视。在这种情况下,冷却剂的其他活化产物例如:水冷堆中的()可能是辐射水平最主要的贡献者。
- 在维修期间,由反应堆冷却剂引起的辐射危害大部分来自自裂变产物和活化腐蚀产物,下列属于裂变产物的是()。
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在维修期间,由反应堆冷却剂引起的辐射危害大部分来自自裂变产物和活化腐蚀产物,下列属于活化腐蚀产物的是()。
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破损燃料棒可能释放裂变产物,其中最主要的是()。
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核动力厂在各种失水事故(包括主管道双端断裂在内的整个事故谱)工况下的辐射源()。
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燃料装卸事故向环境释放的惰性气体和碘的量,受所采用的()的控制。
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在整个核动力厂中,尤其是在诸如安全壳和控制室等场所中,只要可行,必须采用()的材料。
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对使用明火、焊接和火焰切割等的作业,要经过(),并且应具备足够的防火措施。
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在()开始时,就应对可燃物贮量进行评估,并对安全重要物项和可燃物的布置方案进行比较。
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应尽量避免在安全重要物项附近贮存可燃物,如果不能避免,则应尽量减少可燃物的贮存量。可能的话,可在安全重要物项周围()。
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防火区的边界设置防火屏障,防火屏障优先采用的设置方式是:()。
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到(),要完成完整的火灾危害性分析,以确认核动力厂防火设计的正确性。
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像所有其他的核动力厂安全领域一样,对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念,防火的第二个层次是()。
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防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位,对火灾和爆炸的防护也以()的基本安全功能为主要目的。
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设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时,除满足其他安全要求外,还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持()的能力。
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设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时,除满足其他安全要求外,还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。为满足这些要求,必须通过采用()的适当组合。
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为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果,保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合,以便实现下述目标:()。
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必要时,灭火系统必须能自动启动,系统的设计和布置必须保证在其出现()时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能,并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障准则所采取的措施变得无效。
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对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念,这可以包括下述()层次。
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应采取措施防止火灾对停堆、排出余热、包容放射性物质所需的安全重要物项的影响,以便在火灾情况下,这些物项仍能执行其安全功能。这要求对安全系统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施,这种措施可通过()来实现。
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核动力厂从设计开始,就应系统地考虑火灾防护方面的事项,这包括:()。
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在(),可采用防火小区等措施。
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火灾和灭火系统二次效应的典型例子有:()。
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为了确认核动力厂的防火满足了要求,应进行火灾危害性分析。火灾危害性分析主要包括下述方面:()。
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核动力厂确定论安全分析必须验证所采用的各项分析假设、方法和保守程度的()。
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下列关于核动力厂确定论安全分析说法错误的是()。
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确定论评价方法用来研究核动力厂有关屏障和安全系统的()。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到评价核动力厂应急规程的()。
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对于工况II事件,通常应用的验收准则为最小偏离泡核沸腾比(DNBR)在双()%偏离泡核沸腾准则规定的限值以()。
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对于工况II事件,通常应用的验收准则为一回路压力小于()%设计值。
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对于工况III及工况IV事件,燃料元件可保持冷却状态,通用的判断标准为长时间高温(燃料包壳峰值温度)PCT<()℃。
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对于工况III及工况IV事件,燃料元件可保持冷却状态,通用的判断标准为短时间高温(燃料包壳峰值温度)PCT<()℃。
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对于工况III及工况IV事件,一回路压力小于()%设计值。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界()小时及低人口区边界()小时剂量计算。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按美国标准,甲状腺剂量()mSv。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按美国标准,全身剂量()mSv。
- 对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按美国标准,甲状腺剂量3000mSv,全身剂量250mSv。并按事故预期的频率大小取此标准的()%。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,工况Ⅳ事件,甲状腺剂量()mSv。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,工况Ⅳ事件,全身剂量()mSv。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,Ⅲ事件,甲状腺剂量()mSv。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,Ⅲ事件,全身剂量()mSv。
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核动力厂事故分析采用的初始条件及各项参数均取保守值,为决定如何取保守值,有()个方面是必须虑及的。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,初始功率()%。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,初始温度±()℃。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,稳压器压力±()bar。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,稳压器水位取±()%。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,SG二次侧水位取±()%。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,主冷却剂流量一般取()。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。SG(蒸汽发生器)二次侧的压力往往由()决定,不必预先规定正负不确定性。
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核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析,慢化剂温度(密度)反应性系数取±()%不确定性。
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核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析,燃料Doppler反应性系数取±()%不确定性。
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核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析,控制棒价值计算取()%不确定性。
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反应堆停堆信号应取()级信号。
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反应堆停堆信号应取安全级信号。停堆设定值需带上()性。
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反应堆停堆信号至控制棒开始自由下落的延迟时间,应按实验结果加上()性。
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反应堆控制棒负反应性引入曲线,应取()曲线。
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反应堆金属的结构热容量及传热面积,一般取±()%不确定性。
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反应堆稳压器及SC安全阀开启压力,也应取()值。
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核电厂事故分析假设包括仅考虑安全级设备的()事故作用,对于非安全级设备仅考虑其对事故的()影响。
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美国核管理委员会将核电厂设计基准事件按性质归为()类。
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在过去,特别是在三哩岛核电厂事故之前,在事故分析上,几乎把研究工作都集中到()上,这种作法是很片面的。
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核电厂设计基准事故中,有一些极限事故,因其物理过程有特点,可作为核电厂事故的典型例子。这些事故共归为()类。
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主蒸汽管道发生破裂后,一回路向二回路导热的增加,使一回路冷却剂的压力与温度()。
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主蒸汽管道破裂事故可能带来的危害不包括:()。
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主给水管道破裂事故初期,一回路温度与压力(),随后反应堆冷却剂系统温度和压力迅速()。
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一台反应堆冷却剂泵的泵轴瞬时卡死或断裂,将使堆芯冷却剂流量迅速下降,系统()。
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()是对核电厂控制棒动作速度的最严格的考验。
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反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂事故一般在()内即出现燃料包壳温度的峰值。
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一般来说,反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂事故相比,()事故较为严重,在停堆较晚的情况下,()事故也有可能会变得更严重。
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可能使燃料元件瞬时破裂的事故是()。
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()在国际核电史上已发生多起,成为发生频率最高的极限事故。
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()以假想的冷管段双端剪切断裂为始发事件。
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大破口失水事故过程可分为()个阶段。
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大破口失水事故中出现“旁通”现象的是()阶段。
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大破口失水事故中的喷放阶段大致将持续()。
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在大破口失水事故中的()阶段,堆芯是完全裸露的,燃料棒除了靠热辐射和不大的蒸汽自然对流外,没有别的冷却方式。
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大破口失水事故中,当整个堆芯被骤冷,且水位最终升到堆芯顶端时,认为再淹没阶段结束。这大约于破口发生后()完成。
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大破口失水事故的长期冷却应维持很长时间,对于大型压水堆,在停堆一个月后,仍然还会有几()瓦的衰变热功率。
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下列关于大破口失水事故说法错误的是:()。
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核电厂发生预期运行瞬变,的初因事件一般是一些二次系统导出热量减少事件,其中以丧失正常给水及失去非应急交流电源最有代表性。这种事故最突出的特点是反应堆冷却剂系统()。
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为防止及缓和弹棒事故,应保证()设计及加工可靠。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,在分析中必须采用()分析方法。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,安全分析中应用的()必须加以验证和确认,并必须充分考虑各种不确定性。
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核动力厂确定论安全分析必须包括:()。
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根据核动力厂(),核动力厂的安全分析必须不断更新,并必须与当时的状态或竣工状态相一致。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到()目的。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到证明整个设计是平衡的,没有任何一个设施或假设始发事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献,并且保证纵深防御的第()层次承担核安全的主要责任。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到鉴别出通过()可能降低严重事故概率或减轻其后果的系统。
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对于工况II事件,通常应用的验收准则为()。
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核动力厂事故分析采用的初始条件及各项参数均取保守值,为决定如何取保守值,有哪些方面是必须虑及的:()。
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核电厂事故分析假设有哪些:()。
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核电厂事故分析假设失去厂外电源适用于分析()类工况。
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核电厂事故分析卡棒假设适用于分析()类工况。
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核电厂事故分析假设规定必须考虑的假设是()。
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核电厂设计基准事件的选择以()为基础,经不断改进而逐渐完善。
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核电厂设计基准事故中,有一些极限事故,因其物理过程有特点,可作为核电厂事故的典型例子。这些事故是:()。
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为抗御主蒸汽管道破裂事故,要求核电厂()。
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主给水管道破裂事故,为避免反应堆冷却剂系统压力边界和反应堆堆芯遭受破坏,并尽可能防止一回路容积沸腾,核电厂应提供()。
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蒸汽发生器传热管破裂事故为避免蒸汽发生器水位满溢,操纵员必须()。
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大破口失水事故过程可分为()阶段。
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下列关于小破口失水事故说法正确的有:()。
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核电厂发生预期运行瞬变,参数偏离了正常运行限值而要求停堆时,停堆失效造成的事故。它的初因事件一般是一些二次系统导出热量减少事件,其中以()最有代表性。
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未能停堆的预期运行瞬变这种假想事故可考验核电厂的()。
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()即堆芯严重损坏事故,有可能破坏安全壳的完整性,从而造成环境放射性污染,产生十分巨大的损失。
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只有在连续发生多重故障,包括操纵员失误,使核电厂长期失去(),才会导致严重事故。
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对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故,按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类,严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为()。
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到2011年年底为止,世界商用核动力厂发生过()次严重事故。
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到2011年年底为止,世界商用核动力厂共有()个反应堆发生堆芯熔化或解体。
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各个核电发展国家希望核动力厂发生严重事故的频率达到()/堆年。
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单纯考虑核动力厂设计基准事故,不考虑()的防止和缓解,不足以确保工作人员、公众和环境的安全。
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研究分析发现,导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的()特征有十分密切的关系。
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核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为()个不同的类型。
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核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型,即高压熔化过程和低压熔化过程。低压过程以()为特征。
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核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型,即高压熔化过程和低压熔化过程。高压过程一般以()为先导事件。
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分析表明,若核电厂安全壳能维持一段较长时间()天以上的完整性,大部分裂变产物因重力而沉降,释出的源项会大大降低。
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《核动力厂设计安全规定》HAF102(2004)给出,针对严重事故设计中必须考虑的事项包括:应考虑核电厂的全部设计能力,包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统(安全系统和非安全系统),和使用附加的临时系统,使严重事故返回到()状态或减轻它们的后果。
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《核动力厂设计安全规定》HAF102(2004)给出,针对严重事故设计中必须考虑的事项包括:对有代表性的和主导性的严重事故,应该制定相应的事故()。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:通过改进系统和设备的运行(),降低发生始发事件的频率。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:通过对系统及其自动控制功能的合理设计,改善核电厂的()特性,减少安全系统的动作和运行人员的干预。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:通过多重性和多样性的系统和设备,提高安全系统执行安全功能的可靠性,应特别注意减少导致()的因素。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应特别关注停堆状态和安全壳打开状态,特别是保证()排出的可靠性。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应采取适当的设计措施排除由于()的快速注入而导致的严重堆芯损坏。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应采取设计措施排除安全壳()型严重事故。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应采取高度可靠的手段避免高压堆芯()喷射。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:对()内部构筑物应考虑局部氢爆燃等影响。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:在严重事故下应能维持安全壳的()。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:在严重事故下应能维持安全壳的完整性,要考虑可燃气体的燃爆效应,必须消除威胁安全壳完整性的大体积()爆燃。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应研究可能威胁安全壳完整性的压力容器内和压力容器外的()爆炸,并采取适当的措施。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:在严重事故下,应有长期可靠的手段排出安全壳内的()。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:在严重事故下,应有足够的能力()放射性物质的泄漏。
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只有在(),使核电厂长期失去热阱,才会导致严重事故。
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到2011年年底为止,世界商用核动力厂发生过严重事故的是()。
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研究分析发现,导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来,共同的主要初因事件大致是:()。
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核电厂严重事故的初因事件中如考虑外部事件,还应加上()。
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核电厂低压熔堆过程,堆芯开始自上而下地熔化,直至将压力容器下封头熔穿,熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出()等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。
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在各种核电厂安全壳失效模式中,特别重要的是事故发生前的()。
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《核动力厂设计安全规定》HAF102(2004)给出,针对严重事故设计中必须考虑的事项有:()。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施有:()。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:压力容器的()应能承受压力容器熔穿的影响。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:在严重事故下,安全壳的()应有足够能力维持其功能。
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()在1975年发表了《反应堆安全研究》(WASH-1400)。
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为了进行系统的可靠性分析,最为广泛采用的系统建模和分析方法是()。
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INSAG建议的大规模放射性释放的频率:对未来核动力厂为()/堆年。
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概率安全评价(PSA)定量化过程利用()进行求出各个事件序列的最小割集,计算各个事件序列的发生频率,最后给出总的堆芯损坏频率。
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在()级PSA中,集中关注堆芯损坏的可能性,堆芯损坏下事故发展的特性。
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实施概率安全评价分析的第一步就是要产生一个需要分析的()(IE)清单。
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始发事件发生后,对核动力厂正常运行形成扰动,并且有可能导致堆芯损坏的事件,它究竟能否造成堆芯损坏,依赖于核动力厂()。
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在概率安全分析中,要系统地回答几个问题,有时称为“风险()要素”。
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在()级PSA中要评价事故释放所造成的厂外后果。
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对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围,通常认为分析有三个不同的级别。三级PSA:二级PSA结果加上()。
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核动力厂风险研究中指出,()是导致放射性物质向环境释放的主要因素。
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()级PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的总量。
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二级PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的总量。这种释放常常按()分组,构成放射性源项,作为三级PSA分析的输入。
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所谓割集是故障树底事件集合的一个子集合,对于核动力厂安全系统不允许有()阶最小割集。
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对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围,通常认为分析有三个不同的级别。二级PSA:()。
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一个概率安全评价的流程从始发事件开始,然后估计事件序列(),分析对保持安全壳完整性起作用的系统,分析堆芯损坏严重事故下的物理现象,说明可能造成安全壳完整性的破坏,再对各种事故计算厂外后果。
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年美国三哩岛核动力厂事故的主要原因是由于人们对过度工况和()的现象缺乏充分的了解,造成因操纵员的误判断而操作一再失误。
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从《商用轻水堆核动力厂安全研究》(WASH-1400)的结果看出,由小破口和瞬态事故引起的堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的()%。
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一般认为,人年均死亡概率小于()是一个可接受的风险值,它比现有社会事故风险水平3-4个数量级。
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对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围,通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA:()。
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概率安全分析为严重事故的预防和缓解提供了()分析基础。
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从《商用轻水堆核动力厂安全研究》(WASH-1400)的结果看出,大破口失水事故引起堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的()%。
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在()级PSA中进行系统分析时,就是要找出系统失效(顶事件发生)的所有最小割集。
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对于一个特定的始发事件,必须描绘核动力厂对始发事件的响应,包括系统的投入和操纵员的响应,分析始发事件是否会造成堆芯损坏,即进行事件序列分析,目前在PSA中都采用()分析法来完成这种分析。
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一级PSA过程的基本任务从始发事件分析开始,然后是成功准则分析,事故序列分析,再根据数据分析、系统分析和人因可靠性分析完成()化分析。
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必须采用()方法,确定可能导致核动力厂严重事故的重要事件序列。
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INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率:对未来核动力厂为()/堆年。
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确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说,将冷却剂主管道()双端剪切断裂作为最大可信事故。
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一个概率安全评价的流程从始发事件开始,然后估计事件序列频率,分析对保持安全壳完整性起作用的系统,分析堆芯损坏严重事故下的物理现象,说明可能造成安全壳完整性的破坏,再对各种事故计算()后果。
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反应堆为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为()系统。
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概率安全评价(PSA)所考虑的核动力厂始发事件的确定可以采取()种方法。
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一个概率安全评价的流程从始发事件开始,然后估计事件序列频率,分析对保持安全壳完整性起作用的系统,分析堆芯损坏严重事故下的物理现象,说明可能造成()完整性的破坏,再对各种事故计算厂外后果。
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概率安全评价方法与传统的确定论安全分析的区别是()。
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界面系统LOCA,即与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效而导致反应堆冷却剂失控流失到()的假想事件。
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由《商用轻水堆核动力厂安全研究》及相关报告可以得出主冷却剂系统的()最易造成燃料熔化。
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由《商用轻水堆核动力厂安全研究》及相关报告可以得出轻水堆核动力厂的主要风险来自能导致()的那些事故。
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反应堆直接执行安全功能的系统称为()系统。
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一个概率安全评价的流程从始发事件开始,然后估计事件序列频率,分析对保持()完整性起作用的系统,分析堆芯损坏严重事故下的物理现象,说明可能造成安全壳完整性的破坏,再对各种事故计算厂外后果。
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一个概率安全评价的流程从始发事件开始,然后估计事件序列频率,分析对保持安全壳完整性起作用的系统,分析()严重事故下的物理现象,说明可能造成安全壳完整性的破坏,再对各种事故计算厂外后果。
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实施概率安全评价分析的第一步就是要产生一个需要分析的始发事件(IE)清单,并对这些始发事件进行()。
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INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率:对现有核动力厂为()/堆年。
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对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围,通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA确定核动力厂造成()的事件系列,并作出定量化分析,求出各事件序列的发生频率,给出反应堆每运行年发生的概率。
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从1975年美国正式发表《反应堆安全研究》(WASH-1400)以来,世界上大约已完成了()个核动力厂的PSA。
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在HAF102《核动力厂设计安全规定》中还明确指出,在概率安全评价中,对于严重事故采用()分析方法;而对于具有相对较高发生可能性的假想事故,分析中应采用()分析方法。
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美国核管会提出了核动力厂运行的定量安全目标:反应堆事故对核动力厂附近的个人或居民群体可能产生的晚期(癌症)死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的()%。
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()级概率安全评价(PSA)分析可以帮助分析设计中的弱点和指出防止堆芯损坏的途径。
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可以按不同方式给出一级PSA结果,对堆芯损坏频率起主要贡献的是()的始发事件。
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由《商用轻水堆核动力厂安全研究》及相关报告可以得出主冷却剂系统的小破口失水事故最易造成燃料熔化,许多PSA报告都证实小破口和()事故是应该考虑的主要事故。
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故障树分析方法就是把系统()发生的状态作为系统故障的分析目标,然后寻找直接导致这一状态发生的全部因素,再跟踪追击找出造成下一级事件发生的全部(),直到无须再深究其发生的因素为止。
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以故障树为工具对系统故障进行评价的方法称为“故障树分析法”,简称“FTA”法。在FAT中的定性分析中,求出故障树的全部最小割集,当最小割集的数量太多时,可以通过()进行概率截断或割集阶数截断。
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在一级PSA中,可能要考虑在安全壳响应中起作用的()系统。
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年10月,美国核管理委员会发表的《商用轻水堆核动力厂安全研究》(WASH-1400)是第一次使用()风险方法评价核动力厂安全性的报告。
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核动力厂假没始发事件是根据()选定的。
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分析始发事件是否会造成堆芯损坏,即进行事件序列分析,目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘单个事件序列的结果工况,如果造成堆芯严重损坏状况,给出()。
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概率安全评价(PSA)定量化过程在实质上是利用可靠性数据和人员可靠性分析结果对事件树和故障树模型进行集成,使我们估计出事件序列的()。
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概率安全评价(PSA)为了能对事件序列模型和系统模型进行定量化分析,必须取得相关基础数据。这些数据可能的来源是“通用”和“专用”数据。通常,采用()更新的方法利用核电厂特定数据对通用数据进行处理,以得到适用于核动力厂PSA分析所需要的数据。
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三哩岛事故的教训说明,采用()法的核动力厂安全评价是更为合理的。
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对轻水堆,概率安全评价(PSA)所考虑的内部始发事件可粗分为冷却剂丧失事故(LOCA)和瞬态两大类。瞬态始发事件是指需要反应堆()的所有事件。
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轻水堆反应堆冷却剂泵轴封造成()冷却剂丧失事故(LOCA)。
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在故障树分析中,把系统最不希望发生的事件称为(),无须再深究的事件称为()。
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二级PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的总量。这种释放常常按类型分组,构成放射性源项,作为()级PSA分析的输入。
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()为严重事故的预防和缓解提供了定量分析基础。
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()级PSA分析可以对各种堆芯损坏事件序列造成放射性释放的严重性作出分析。找出设计上的弱点,并对减缓堆芯损坏后事故后果的途径和事故处理提出具体意见。
- 二级PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的()。
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分析始发事件是否会造成堆芯损坏,即进行事件序列分析,目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘电厂对特定始发事件响应的()。
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概率安全评价(PSA)在概念设计阶段只作简化评价;在工程设计阶段,当有了更确定的设计资料时,可以作更完整的研究,分析不同的设计方案,并作()分析。
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一级PSA在按安全壳系统状态对堆芯损坏事件序列进行聚合时,常常要对堆芯损坏事件序列按电厂()。
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对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围,通常认为分析有()个不同的级别。
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概率安全评价(PSA)所考虑的核动力厂始发事件一般可分为()大类。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于()方法。
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核动力厂风险研究中指出,堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素,而()是引起堆芯熔化的主要原因。
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概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中,利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析,集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期大释放频率LERF。在这种分析中,要做到识别出对CDF起明显作用的贡献者,如()。
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一级概率安全评价(PSA)的具体任务包括:()。
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概率安全评价(PSA)目前已被()认可。
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三级PSA的输入除了二级PSA提供的源项外,还包括有关()。
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反应堆直接执行安全功能的系统称为前沿系统。在压水堆中,前沿系统包括()。
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反应堆为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统。压水堆中,支持系统包括()。
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一级概率安全评价(PSA)的具体任务中的数据分析包括()。
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对每一个始发事件,必须确定为防止堆芯损坏所需要执行的安全功能。轻水堆内防止堆芯损坏的安全功能有()。
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在概率安全分析中,要系统地回答的问题,有时称为“风险要素”包括()。
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对轻水堆,概率安全评价(PSA)所考虑的内部始发事件可粗分为()。
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对轻水堆,冷却剂丧失事故(LOCA)的始发事件可以是()。
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概率安全评价(PSA)为了便于概率安全分析工作的查阅、审查、应用和修订,必须将工作文档化。文档化应遵循()原则。
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一个核动力厂的事故始发事件在数量上是很大的,对于()相同的各个始发事件,应该分在同一组内加以统一分析。
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一级PSA过程的基本任务从始发事件分析开始,然后是()分析,再根据数据分析、系统分析和人因可靠性分析完成定量化分析。
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《核动力厂设计安全规定》(HAFl02)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用()分析方法。
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在核动力厂的概念设计/初步设计、最终设计和运行阶段均可利用概率安全评价(PSA)来评价核动力厂的安全,给出()结果。
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一级概率安全评价(PSA)的具体任务中的事件序列描述包括()。
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当概率安全评价分析扩展到二级PSA时,需要在一级PSA结果基础上加上堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性分析。安全壳响应特性分析包括分析()。
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一级概率安全评价(PSA)的具体任务中的结果解释包括()。
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在核动力厂的()阶段可利用概率安全评价(PSA)来评价核动力厂的安全。
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概率安全评价(PSA)在完成事件序列进行定量分析中,不仅要给出堆芯严重损坏频率(CDF)点估计值,还应进行()分析。
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概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中,利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析,集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期大释放频率LERF。在这种分析中,要做到()。
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概率安全评价(PSA)所考虑的核动力厂始发事件的确定可以采取()方法。
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对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围,通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA对核动力厂()系统进行可靠性分析。
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在一级PSA中,综合考虑核动力厂()方面的信息,根据这些信息识别出可能出现的事件序列,并估计这些事件序列的发生频率。
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概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中,利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析,集中估计出()。
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为了进行系统的可靠性分析,经常采用的系统建模和分析方法有()。
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当概率安全评价分析扩展到二级PSA时,需要在一级PSA结果基础上加上()分析。
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概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中,利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析,集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期大释放频率LERF。在这种分析中,要做到结果应反映核电厂的()的实际情况。
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概率安全分析是一种工程处理方法。它按系统工程的方式考虑了所有范围的始发事件,它提供了一种独特的集成机理,能够对()作出综合处理,而任何其它的处理方法是很难做到的。
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以故障树为工具对系统故障进行评价的方法称为“故障树分析法”,简称“FTA”法。在FAT中的定量分析阶段中的任务包括()。
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在HAF102《核动力厂设计安全规定》中,具体规定了对安全功能和安全系统的失效率提出要设置概率目标,用来校核核动力厂设计的()是否合适。
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在HAF102《核动力厂设计安全规定》中,具体规定了核电站设计的安全应用确定论和概率论两种方法,对()进行审查。
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一级PSA过程的基本任务从始发事件分析开始,然后是成功准则分析,事故序列分析,再根据()分析完成定量化分析。
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为保证核动力厂运行符合设计要求,()必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。
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运行限值和条件必须反映最终设计,并必须在核动力厂()经国家核安全监管部门评价和批准。
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反应堆功率运行的Keff()。
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反应堆启动的Keff()。
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反应堆热备用的Keff()。
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反应堆热停堆的Keff()。
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反应堆冷停堆的Keff()。
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运行限值和条件的技术方面包括核动力厂安全重要的各构筑物、系统和部件执行其在()中假定的预定功能时需要遵守的限制和运行要求。
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对核动力厂运行负有()责任的运行人员必须熟练掌握运行限值和条件,并保证遵守。
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核动力厂包含运行限值和条件的有关文件都必须备在控制室供控制室人员使用且必须是最新()文本。
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在核动力厂运行寿期内,必须根据经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更对运行限值和条件进行()。
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()的概念是以防止核动力厂发生不可接受的放射牲物质释放为依据的,这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。
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安全限值的概念是以防止核动力厂发生不可接受的()为依据的,这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。
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制定核动力厂()是为了保护某些防止放射性物质不可控制释放的实体屏障的完整性。
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()表明了核动力厂安全条件的最终边界。
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对于核动力厂安全限值中的参数以及影响压力或温度瞬态的其他参数或参数组合,都要选定()。
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对核动力厂运行负有直接责任的运行人员必须熟练掌握(),并保证遵守。
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核动力厂运行限值和条件的任何修改都必须经()的批准。
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正常运行限值和条件是为了保证安全运行,即保证安全分析报告的假定是有效的,并保证在核动力厂运行中不超过规定的()。
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核动力厂()要求应规定在各种正常运行方式下需处于运行状态或备用状态的安全重要系统或部件的数目。
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核动力厂可运行性要求应规定在各种正常运行方式下需处于运行状态或备用状态的安全重要系统或部件的()。
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我国核动力厂运行限值和条件在()中作出规定。
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核动力厂()是过程变量的限值,是为保护防范放射性物质失控释放的实体屏障的完整性所必需的。
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反应堆堆芯安全限值是在机组运行模式1和2下,()不得超过规定的安全限值。
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反应堆堆芯通过满足相应于在()%可信度()%概率下堆芯不会发生偏离泡核沸腾(DNB)的设计基准和通过保持燃料棒中心温度在熔化温度以下来达到燃料温度限值要求。
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规定()作为反应堆保护系统和蒸汽发生器安全阀动作触发点,来防止机组运行违反反应堆堆芯安全限值。
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蒸汽发生器安全阀或自动阀的保护动作,用来防止反应堆冷却剂系统加热达到反应堆堆芯安全限值或执行反应堆紧急停堆.强迫机组进入()模式。
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如果违反反应堆堆芯安全限值,则要求进入机组()运行模式,以便把核电机组置于该安全限值不适用的模式下。
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如果违反反应堆堆芯安全限值A,则要求进入机组运行模式3,以便把核电机组置于该安全限值不适用的模式下。考虑核电机组进入该安全限值不适用的运行模式的重要性和减少燃料损坏的可能性,允许完成时间为()。
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反应堆冷却剂系统压力安全限值规定在启动、运行、停堆模式下反应堆冷却剂系统压力必须小于或等于()Mpa。
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反应堆冷却剂系统的设计压力是()Mpa。
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按照美国机械工程师学会规范,在正常运行和预计运行事件期间反应堆冷却剂系统压力不得超过设计压力的()%。
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按照美国机械工程师学会规范的要求,为了保证系统完整性,初始运行前堆芯尚未装料时,所有反应堆冷却剂系统部件要在()%设计压力下进行水压试验。
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按照美国机械工程师学会相关规范设计反应堆冷却剂系统稳压器安全阀,以便防止系统压力超出设计压力()%。
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按照美国机械工程师学会相关规范,反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为()%的设计压力。
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按照美国机械工程师学会相关规范,反应堆冷却剂系统管道、阀门、和接头允许最大瞬态压力为设计压力的()%。
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按照美国机械工程师学会相关规范,反应堆冷却剂系统允许极限值是()%设计压力。
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按照美国机械工程师学会相关规范,反应堆冷却剂系统最大允许压力的安全限值为()Mpa。
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在()机组运行模式下,反应堆冷却剂系统压力安全限值不适用。
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如果反应堆处在功率运行或启动运行模式时,违反反应堆冷却剂系统压力安全限值,则要求在()内恢复到安全限值,并且进入热备用模式。
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如果反应堆处在热备用、热停堆或冷停堆模式时,违反反应堆冷却剂系统压力安全限值,则必须在()内把反应堆冷却剂系统压力恢复到安全限值以内。
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安全系统()是保护系统和安全系统触发自动动作的参数限值,以便保障机组不会达到安全限值。
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安全系统整定值是保护系统和安全系统触发自动动作的参数限值,以便保障机组不会达到安全限值。()属于安全系统整定值。
- 核电厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为()类。
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核电厂标准技术规格书把监督要求应用分为()类。
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核电厂标准技术规格书的正常运行限制条件要求共分()类。
- 核电厂标准技术规格书的正常运行限制条件要求共分九大类共计()个正常运行限制条件。
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核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类。正常运行限制条件Ⅲ:当不满足正常运行条件并且相关措施也不满足,或未提出相关措施时,则必须使核电机组处于该正常运行限制条件不再适用的某种模式或其他规定的状态。必须在1小时内开始采取措施,使核电机组:在()小时内进入热备用模式。
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核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类。正常运行限制条件Ⅲ:当不满足正常运行条件并且相关措施也不满足,或未提出相关措施时,则必须使核电机组处于该正常运行限制条件不再适用的某种模式或其他规定的状态。必须在1小时内开始采取措施,使核电机组:在()小时内进入热停堆模式。
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核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类。正常运行限制条件Ⅲ:当不满足正常运行条件并且相关措施也不满足,或未提出相关措施时,则必须使核电机组处于该正常运行限制条件不再适用的某种模式或其他规定的状态。必须在1小时内开始采取措施,使核电机组:在()小时内进入冷停堆模式。
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为了验证可运行性所要求的试验,系统在行政管理下恢复服役,归为正常运行限制条件()的一种例外情况。
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核动力厂标准技术规格书把监督要求应用分为4类。除了监督要求()规定的以外,不能在规定的频度内执行监督就是不满足正常运行限制条件。
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核电厂监督要求II:如果在频度规定的时间间隔()倍的时间范围内执行了监督,其计时不管是从上一次执行算起或从满足规定条件时算起,都是满足了每个监督要求规定的频度。
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核电厂监督要求III:如果发现在规定的频度内没有执行监督,则按照要求可以延缓宣告不满足正常运行限制条件,从发现时刻开始直到()或直到规定的频度限值,二者应该取其延长时间较短者。
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运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的,为核动力厂的安全运行列举的()等一整套规定。
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核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。
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安全运行既取决于设备,也取决于人,所以运行限值和条件还必须包括运行人员()。
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关于运行人员方面,运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的()行动的原则要求。
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在核动力厂运行寿期内,必须根据()对运行限值和条件进行复审。
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在核动力厂运行寿期内,在()时,必须对运行限值和条件进行修改。
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核动力厂运行限值和条件可以分为()。
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安全限值的概念是以防止核动力厂发生不可接受的放射牲物质释放为依据的,这是通过对()和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。
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核动力厂需要安全系统整定值的典型参数、运行事件和保护系统装置有()。
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核动力厂正常运行限值和条件应包括()。
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为了保证核动力厂安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足,应根据批准的监督大纲()有关的系统和部件。
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反应堆堆芯安全限值是在机组()运行模式下,热功率、反应堆冷却剂系统最高的环路平均温度和稳压器压力的组合不得超过规定的安全限值。
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反应堆堆芯安全限值设计总则要求核电机组在()期间不得超出规定的可接受的燃料设计限值。
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借助()功能自动地保证反应堆堆芯安全限值要求得到满足。
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在()模式由于反应堆不会产生显著的热功率,反应堆堆芯安全限值不适用。
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反应堆()都规定了整定值,以便保证不会超出反应堆冷却剂系统压力安全值。
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按照美国机械工程师学会相关规范设计反应堆冷却剂系统稳压器安全阀,以便防止系统压力超出设计压力10%。在机组失去全部外负荷反应堆没有紧急停堆时,由此确定阀门的()。
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对高压紧急停堆和反应堆冷却剂系统稳压器安全阀的安全分析时,采用了各种保守假设。确切说,认为()设备或系统的运行不可信。
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核动力厂标准技术规格书中,将()项目一起组成统一格式,针对系统、设备、或参数等9大类别编写运行限制条件。
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核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类,正常运行限制条件Ⅲ适用于()模式。
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核燃料运到厂区前,必须做出适当的应急安排,在核动力厂()以前必须保证完成全部应急准备。
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核动力厂中层管理者和值班长必须对其下属人员的()负责。
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核动力厂运行事件通告,营运单位必须在事件发生后()内口头通告国务院核安全监管部门及其派出机构。
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当在核动力厂的运行实践中使用口头和/或书面指令时,应按()执行,以保证口头和/或书面的指令不会偏离制定的运行规程以及不违反规定的运行限值和条件。
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营运单位必须系统地评价核动力厂的运行经验。必须调查研究安全重要的异常事件以确定其()原因。
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影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改,运行限值和条件的修改,以及原先由国务院核安全监管部门批准的程序和其他文件的修改必须在()报送国务院核安全监管部门批准。
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核动力厂()必须制定管理程序,以在修改、安装和试验后尽可能快地更新文件。
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描述核动力厂营运单位组织机构及履行所有这些职责的管理安排的文件必须可供()审查。
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()必须制定评价和改进核动力厂培训大纲的管理程序。
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承担特定安全重要职能的人员(如核动力厂操纵人员),按规定必须持有()颁发的证书。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和相关规定,营运单位按照核动力厂运行行为类别向()和()单位报告和接受安全监督。
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核动力厂()必须保证生产的需要不会妨碍培训大纲的实施。
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与核动力厂安全运行有关的组织机构方面的修改必须上报()。
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在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的审查职能包括对履行运行职能和支持职能的情况进行严格监查,并进行()。
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营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况,其目的在于强化安全意识及提高安全文化水平,遵守为增强安全而制定的规定,及时更新文件并防止过分自信和自满的情绪。实际可行时,必须采用适宜的客观的()评价方法。
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核动力厂必须使用有代表性的()来进行培训。
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严格地遵守()的运行规程必须是核动力厂安全政策的根本要素之一。
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核动力厂营运单位的应急计划必须包括由()实施或负责的各项活动,并必须上报()审批。
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作为许可证持有者,营运单位必须对核动力厂的安全运行负()责任。
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核动力厂调试大纲的实施情况应分()进行审查。
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核动力厂营运单位应利用()活动的有利条件,为核动力厂人员提供进一步的培训,并使其获得第一手经验。
- 核动力厂人员必须接受处理()的教育。
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核动力厂调试只有在完成()认为必需的全部运行前试验,并且试验结果获得其认可后,才允许进行初始装料。
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在核动力厂整个运行寿期内,营运单位必须根据管理要求重新对核动力厂进行系统的安全评价。对核动力厂进行系统的安全重新评价必须采用()的方式。
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核动力厂营运单位培训大纲的有关文件必须可供()查阅。
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营运单位必须建立并以()确定组织机构,以保证履行实现核动力厂安全运行的职责。
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营运单位必须特别强调核动力厂的运行安全,必须贯彻()的原则。
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核动力厂()必须对其下属人员的能力负责。在决定培训需要和保证培训考虑运行经验方面,他们必须参与意见。
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核动力厂的安全运行必须接受()的监督。
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()必须制定和实施全面的核动力厂调试大纲。
- 核动力厂营运单位必须制定管理程序,以保证恰当地设计、审查、控制和实施所有永久性和临时性修改。该程序必须保证核动力厂()以及适用法规和标准的要求得到满足。
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核动力厂营运单位必须编制和实施一项覆盖可能影响核动力厂安全运行的所有活动的全面的质量保证()。
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在核动力厂关闭以前,()必须尽早对核动力厂的退役做出适当的安排(包括财政安排)。
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()必须负责并组织有关堆芯管理和厂区燃料装卸的全部活动,以保证燃料在反应堆中的安全使用及其在厂区转移和贮存期间的安全。
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核动力厂专项安全监督任务由()组织核安全检查组、核安全监督员和受委托的专家,在依法授权的范围内进行工作。
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核动力厂日常安全监督工作由()根据相关规定执行。
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核动力厂维修、试验、监督和检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求,并且还必须根据()进行重新评价。
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营运单位必须制定评价和改进核动力厂培训大纲的()。
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必须在()批准首次装料后,营运单位才可以首次向堆芯装载核燃料,进行带核燃料的调试。
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核动力厂运行事件报告,营运单位应以公函形式在事件发生()天内向国务院核安全监管部门及其派出机构递交事件报告。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和相关规定,营运单位按照核动力厂运行行为()向国务院核安全监管部门和核行业主管单位单位报告和接受安全监督。
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为了确认运行规程的适用性及其质量,必须验证运行规程以保证其技术上的正确性,并且确认运行规程以保证其在安装的设备和控制系统上的可使用性。验证和确认工作尽可能在()前进行。
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核动力厂运行事件报告内容包括()项。
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核动力厂运行安全监督包括检查和处理、处罚、强制命令,简称对核动力厂运行安全的检查和()。
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核动力厂营运单位必须制定及时改进和更新培训设施和培训教材的制度,以保证培训设施和教材能准确地反映核动力厂的()。
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对超设计基准事故,指令将是征兆导向的,即用指示核动力厂状态的参数为运行人员确定最佳的恢复途径,()。
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营运单位必须保证调试大纲包括了验证工作所必需的全部(),以验证建成的核动力厂满足()要求和满足设计要求以及因此能够根据运行限值和条件运行。
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核动力厂营运单位必须制定并贯彻培训(),以对将要分配到与安全相关岗位上的人员进行培训。
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营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行管理者,但仍必须保持对安全负有()的责任。
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核动力厂的运行必须遵守国务院核安全监管部门批准的运行限值和条件,并通过制定和实施()来实现。
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核动力厂营运单位必须制定(),以保证恰当地设计、审查、控制和实施所有永久性和临时性修改。
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营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况,()必须获得定期审查结果并采取恰当的纠正措施。
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核动力厂营运单位必须针对特定的核动力厂()制定应急计划。
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核动力厂未辐照和已辐照燃料的贮存方案必须按规定报送()批准。
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核动力厂营运单位是()经营和运行核动力厂并负责核动力厂安全的单位。
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核动力厂必须根据营运单位的政策和国务院核安全监管部门的要求制定全面地适用于()下的运行规程。
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涉及到核动力厂配置及运行限值和条件的修改,必须遵守HAF102《核动力厂设计安全规定》的有关规定。特别是,不得降低执行()的能力。
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核动力厂调试阶段,营运单位必须对放射性排出流排放进行(),证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。
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营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂(),但仍必须保持对安全负有首要的责任。
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在分批换料后,反应堆()必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。
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在核动力厂试验和运行期间,发生导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现()工况的事件,营运单位应该向国务院核安全监管部门及其派出机构报告。
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当一项特定修改确定为必要时,应该审查该项修改对于核动力厂安全的全部后果,并且应该确定修改的()边界。
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核动力厂调试不得进行可能使核动力厂进入()工况的试验。
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核动力厂调试大纲必须便于()选取和释放控制点。
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对(),指令将是征兆导向的,即用指示核动力厂状态的参数为运行人员确定最佳的恢复途径,而无需事故诊断。
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应特别注意保证核动力厂运行规程与其预期的()相一致。
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核动力厂营运单位必须以(),包括人力安排及关键岗位职责的描述,来说明由核动力厂本身或依靠核动力厂外部机构完成支持性职能。
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核动力厂()对核动力厂人员的资格负责,并以必要的资源和设施支持培训部门。
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对超设计基准事故,指令将是()导向的,即用指示核动力厂状态的参数为运行人员确定最佳的恢复途径,而无需事故诊断。
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只有指定的合格运行人员才能控制或指挥核动力厂运行状态的任何改变。其他人绝不允许干涉运行人员作出有关()的决定。
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核动力厂营运单位必须制定并实施安全重要构筑物、系统和部件的()大纲。该大纲在装料前必须完成并可供国家核安全监管部门查阅。
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对(),把核动力厂维持在规定的限值内的运行规程可以是事件导向的或征兆导向的。
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核动力厂的修改包括()。
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核动力厂调试大纲的实施情况应分阶段进行审查。在完成对前阶段调试试验结果的(),并确认已实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后,才允许进行下一阶段的调试试验工作。
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核动力厂营运单位必须挑选合格的人员并给予必要的(),使他们能在核动力厂各种运行状态和事故工况下按照运行规程或应急规程正确地履行职责。
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核动力厂营运单位的辐射防护和放射性废物管理必须()。
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核电厂必须用定期安全审查的方式来确定现有的安全分析报告仍保持有效的程度。定期安全审查必须考虑核动力厂的()。
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营运单位为保证核动力厂在所有运行状态下安全运行、减轻事故后果并对应急状态做出正确的响应,必须以书面形式明确规定()。
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应定期审查核动力厂运行规程,以保证始终适合其目的,并在必要时按照要求()运行规程。
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核动力厂在运行规程中提供的指导必须是清晰、简洁,并尽可能是()的。
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核动力厂运行安全监督的根据是()和其他国内、国际有关的核安全标准或文件等。
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核动力厂如果需要进行非常规(),必须要进行安全审查。必须确定专门的运行限值和条件,还必须编制专项运行规程。
- 营运单位必须建立并以文件确定组织机构,以保证履行实现核动力厂安全运行的()职责。
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营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况,其目的在于()。
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核动力厂营运单位必须制定处理有缺陷燃料棒或控制棒的准则和程序,以使()中裂变产物和活化产物的数量降到最小。
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核动力厂营运单位必须制定全面的管理程序,管理程序包括()运行指令及运行规程的规则。
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在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的决策职能包括()。
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进行安全重要构筑物、系统和部件的(),这对核动力厂的安全运行来说是至关重要的,它不仅保证所有对安全有影响的核动力厂构筑物、系统和部件均能按设计要求保持其可靠性和有效性,而且保证在运行开始后核动力厂的安全状态不会受到有害的影响。
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必须制定正常运行的运行规程,以保证核动力厂在规定的运行限值和条件的范围之内运行,并对安全执行正常运行的所有模式,如()提供指令。
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应验证和确认核动力厂运行规程,以保证其在()上是正确的,并且使运行人员容易使用和起到预期作用。
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必须根据()因素确定核动力厂单个构筑物、系统和部件的预防性和预测性维修、试验、监督和检查的频度。
- 应该将核电厂定期安全审查的结果用在()工作上。
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对预计运行事件和设计基准事故,把核动力厂维持在规定的限值内的规程可以是()导向的。
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在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑如审查职能,包括对履行运行职能和支持职能的情况进行严格监查,并进行设计审查。监查的目的在于()。
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核动力厂如果需要进行非常规运行、试验或实验,必须要()。
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国务院核安全监管部门和核动力厂营运单位必须严格履行各自的职责,并建立起()的工作关系。
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在核动力厂试验和运行期间,发生任何可能妨害构筑物或系统实现()安全功能的事件,营运单位应该向国务院核安全监管部门及其派出机构报告。
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核动力厂运行经验反馈内容有()。
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核动力厂营运单位必须规定执行能影响安全任务的人员的()要求,并按有关规定报送国务院核安全监管部门。
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下列有关核动力厂退役说法正确的有()。
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为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料,必须在装料前预先规定系统、设备、文仵和人员的先决条件。必须在()的基础上明确地陈述这些先决条件,并记录在文件上。
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核动力厂在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能()。
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核动力厂所有可能受到职业性照射的()人员的辐射照射都必须按有关国家标准的要求进行评价。剂量记录必须按要求保存。
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营运单位必须制定和实施辐射防护大纲,辐射防护大纲的编制必须基于对辐射防护的评价分析,并必须包括()。
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核动力厂营运单位必须制定所有维修、试验、监督和检查工作的规程。必须根据已制定的管理程序来对这些规程进行()。
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核动力厂必须实施在役检查的的法律依据是()。
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由大量的运行缺陷分析证明,核动力厂的部件与设备,材料的()是役致裂纹的始发源。
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为了保证设施的安全运行,必须在运行的寿期内定期地进行检查,及早地发现缺陷,并对早期发现的微小缺陷进行()。
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为了保证设施的安全运行,必须在运行的寿期内定期地进行检查,及早地发现缺陷,对缺陷的发展趋势进行()。
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为了保证设施的安全运行,必须在运行的寿期内定期地进行检查,及早地发现缺陷,在缺陷()之前控制缺陷。
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为了“在民用核设施的建造和营运中保证安全,保障工作人员和群众的健康,保护环境,促进核能事业的顺利发展”,必须在核动力厂运行期间进行()。
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在役检查规范的应用的前提、基础是核动力厂的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了()的要求。
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为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行,通常在部件与设备的设计上给出了相当大的设计安全裕度。例如∶核一级容器在设计阶段,所用材料的许用应力强度只保守地取到材料抗拉强度的()。
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为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行,通常在部件与设备的设计上给出了相当大的设计安全裕度。例如∶核一级容器在设计阶段,所用材料的许用应力强度只保守地取到材料屈服强度的()。
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结构设计的应力评定中,在设计工况下,一次总体薄膜应力强度不得超过材料屈服强度的()。
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结构设计的应力评定中,在设计工况下,一次总体薄膜应力强度不得超过材料抗拉强度的()。
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设计工况下承压容器的设计内压和其他设计机械载荷产生的一次总体薄膜应力,距离容器发生整体塑性变形至少还有()以上的裕度。
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设计工况下承压容器的设计内压和其他设计机械载荷产生的一次总体薄膜应力,距离容器断裂失效至少还有()以上的裕度。
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为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行,通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度,距容器断裂失效至少还有()以上的裕度。
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核电厂在役检查不同于常规工业的无损检验的主要问题是()。
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核安全导则∶《核电厂在役检查HAD103/07》指出:()前,必须进行役前检验。
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()的役前检查,目的是为了建立设备或部件在初试状态下的数据。
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()为在役检查的“起始零点”。
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在核设施投入正常运行之后的在役检查时,每次在役检查的结果都有必要与起始零点数据进行比较,以()。
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修理后或更换部件后的役前检查标准采用的是核设施()检查标准。
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针对一级设备的水压试验,RSEM规范B2120“重复试验”规定:第一次由业主完成的水压试验应在初始装料结束后()以内进行。
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针对一级设备的水压试验,RSEM规范B2120“重复试验”规定:第一次由业主完成的水压试验应在初始装料结束后三十个月以内进行,以后相邻的重复水压试验时间间隔不应超过()年。
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RSEM要求重复试验中的试验压力应至少等于压力容器设计压力的()倍,并应等于构成主回路系统的承压部件的最大设计压力。
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RSEM要求重复试验中的试验压力比较美国ASEM规范的名义运行压力要大至少()%。
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RSEM要求重复试验中的试验温度取压力容器的RTNDT,再加上()℃,与美国联邦法规的规定基本一致。
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核动力厂《在役检查大纲》的编制必须考虑()。
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核动力厂营运单位必须将本厂的《在役检查大纲》报送()审评,经()批准后方可实施。
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在核动力厂全寿期在役检查中的“完整检查”通常安排在役前检查阶段进行,以确定“起始零点”,然后安排在反应堆首次装料后的()以内再进行第二次。
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在核动力厂全寿期在役检查中的“完整检查”通常安排在役前检查阶段进行,以确定“起始零点”,然后安排在反应堆首次装料后的30个月以内再进行第二次。若无异常情况,随后的“完整检查”每间隔()进行一次。
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核动力厂全寿期在役检查,在每一次换料期间一般间隔()进行不同程度的“部分在役检查”。
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在役前检查和每一次在役检查实施前,核动力厂营运单位通过()的供方评定后,选定检查实施单位。
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在“役前检查”阶段,国家核安全局通过监督和检查结果的审评对役前检查情况作出评价。该评价是批准核电厂()的重要依据之一。
- 在()阶段,国家核安全局通过监督和检查结果的审评对在役检查情况作出评价。该评价是批准核电厂再次启动,继续运行的重要依据之一。
- 在我国的核安全法规HAF102《核电厂设计安全规定》中明确规定:“核动力厂布置必须便于进行标定、试验等活动,并能按照与所执行的安全功能的重要性一致的标准进行,同时系统可用性没有显著减少,但()不至于受过量的照射。
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定期试验是核电厂重要物项监督大纲的重要部分。根据核安全法规的有关要求,在核电厂()应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。
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各个核电厂在运行开始前就应该编制完成定期试验所必须的文件。这些文件应该由试验大纲、试验程序等组成,还应包括与定期试验有关的()。
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核动力厂定期试验的整体试验是检查在正常运行或()情况下设施的总体能力。
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周期小于一年或一个机组运行循环的试验是在机组运行时进行的。对于“触动机组停堆”的试验应该安排在()时进行。
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在核动力厂运行寿期内,部件可能受到多种影响,其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求的精确度预测的。最重要的影响是()。
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在核动力厂运行寿期内,部件可能受到多种影响,其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求的精确度预测的。最重要的影响是应力、温度、辐照、氢吸附、腐蚀、振动和磨蚀,所以这些影响都取决于()。
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缺陷是指材料部件中的()。
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核动力厂的在役检查的目的是有必要检查核电厂系统和部件,以()。
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求()。
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第三条要求()。
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由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷,以及设备材料中难于检查出的缺陷,在运行阶段,一定的条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效。这样的条件至少包括()。
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核电厂定期在役检查,依据可能产生的缺陷类别选择恰当的检验方法可以是()。
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核安全导则∶《核电厂在役检查HAD103/07》的第2条“设计考虑”中指出:“设计阶段就应对系统、部件及其布置的设计进行审查,以保证所有要求的检验和试验都能顺利进行。审查要点有()。
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为了能进行在役检查,除了10条审查要点之外,还应审查的设计考虑包括()。
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在役检查的“可达性”问题涉及到()。
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关于在役检查“可达性”问题,必须在()就加以注意。
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审查设计中是否采取了有效的控制措施,保证在役检查的“可达性”。所谓的有效控制措施至少应包括()。
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核安全导则∶《核电厂在役检查HAD103/07》指出:“运行开始前,必须进行役前检验。下列役前检验说法错误的有()。
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役前检验必须包括()。
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在最终安装后无法进行检验和试验的场合,如符合条件,可用建造过程中的()作为役前检验的一部分。
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在最终安装后无法进行检验和试验的场合,如符合()条件,可用建造过程中的车间检验和现场检验作为役前检验的一部分。
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核设施运行若干年后,会出现改变在役检查检验方法的问题。其要求是()。
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关于水压试验说法正确的是()。
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《在役检查大纲》是核电厂执行()的依据。
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核动力厂《在役检查大纲》至少应对()作出明确的规定。
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在役前检查和每一次在役检查实施前,必须根据《在役检查大纲》所()。
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准备役前/在役检查实施文件和控制文件,通常包括()。
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核动力厂在役检查的程序包括()。
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在我国的核安全法规HAF102《核电厂设计安全规定》中明确规定:“为保持安全重要构筑物、系统和部件执行功能的能力,其设计必须符合下列要求:能在核动力厂整个寿期内进行(),以证明满足可靠性目标。
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核电厂营运单位在定期试验方面至少应该做到()。
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在核电厂开始运行前应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。大纲中应该对试验的()加以规定。
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在编制定期试验文件之前,应对()问题进行分析。
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核电厂定期试验可以分为()试验。
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核电厂定期试验的功能试验包括()。
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核动力厂定期试验的设备控制装置的逻辑试验是对设备上的()进行试验。
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核动力厂定期试验的设备的试验主要试验的是()。
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对核电厂的保护系统、安全驱动系统和安全系统辅助设施的可试验性在核安全导则《核电厂保护系统及有关设施》中要求定期验证每个安全系统的自动和手动部分的设计基准性能要求,例如()。
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核电厂定期试验应该按照预先确定的周期进行。周期确定需要考虑()。
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对核电厂实施定期试验的监督主要包括()。
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我国将核承压设备的质量监管正式纳入核安全监管的范围是在()年。
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-1993年,国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部,联合颁发了国务院部门规章(),将我国将核承压设备的质量监管正式纳入了核安全监管的范围。
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-1993年,国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部,联合颁发了国务院部门规章《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601/01),我国将核承压设备的()监管正式纳入了核安全监管的范围。
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我国的核安全法规体系来源于()。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,一是因为实现核电设备国产化是国家“积极发展核电”方针和提高自主创新能力的重大举措;二是因为我国工业体系发展特殊的管理和体制环境,使核安全设备的()始终是薄弱环节。
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()于2007年7月11日颁布了《民用核安全设备监督管理条例》。
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国务院于()颁布了《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第500号令)。
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国务院于2007年7月11日颁布了《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第()号令)。
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为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的贯彻和实施,国家核安全局于2008年1月1日正式发布实施了()个核安全设备方面的部门规章。
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为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的贯彻和实施,()于2008年1月1日正式发布实施了四个核安全设备方面的部门规章。
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为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的贯彻和实施,国家核安全局于2008年1月1日正式发布实施了四个核安全设备方面的()。
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为了配合《民用核安全设备监督管理条例》的贯彻和实施,国家核安全局于()年1月1日正式发布实施了四个核安全设备方面的部门规章。
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()赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能。
- 《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,对国内民用核安全设备活动单位的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,对民用核安全设备活动的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,对境外民用核安全设备活动单位的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,对进口民用核安全设备的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,对特种工艺人员的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备相应技术水平和质量管理能力的单位,应在取得()后方可从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验活动。
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确保核安全设备质量的前提和基础是()。
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民用核安全设备是在民用核设施中执行核安全功能的()设备。
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民用核安全设备在()阶段的质量事故都可能导致核设施放射性释放的严重后果。
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民用核安全设备在设计、制造、安装和运行阶段的质量事故都可能导致核设施放射性释放的严重后果。()的设备是保证民用核设施安全的重要条件。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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《民用核安全设备监督管理条例》旨在对民用核安全设备()活动进行规范和有效的监督管理,保障民用核安全设备的质量,从“源头”上消除核安全隐患。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备()的单位,应在取得许可证后方可从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验活动。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备相应技术水平和质量管理能力的单位,应在取得许可证后方可从事民用核安全设备的()活动。
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依据《民用核安全设备监督管理条例》第二条,民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行()功能的设备。
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民用核安全设备是民用核设施安全防护()的核心,其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。
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《民用核安全设备监督管理条例》第二条规定,民用核安全设备目录由()制定并发布。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备设计、制造、安装和对外无损检验服务的国内外单位必须依据()的相关规定取得资格许可或注册登记。
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我国国内民用核安全设备单位许可证分为()类。
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国务院核安全监管部门委托主审单位对核安全设备活动许可证申请单位的技术和管理能力进行全面的审查包括审查申请单位的核质量保证体系是否满足核安全法规要求,重点审查其质量保证体系的()。
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国务院核安全监管部门委托主审单位对核安全设备活动许可证申请单位的技术和管理能力进行全面的审查包括审查申请单位的模拟件试制情况,重点审查其在模拟所申请的产品活动中()。
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国务院核安全监管部门结合近年贯彻实施《民用核安全设备监督管理条例》的实践经验,陆续对有关核安全设备活动的资格许可审批要求进行了明确和细化。审查的原则是()。
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民用核安全机械设备设计、制造许可证申请单位必须具有近()年内完整的核设施中非核级同种设备制造业绩,并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。
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民用核安全设备安装许可证取证申请单位近()年内必须具有核设施()安装业绩,延续及扩证申请单位必须具有原持证范围内安装业绩,并提供合同、完工报告、业主验收报告等证明文件。
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核动力厂主变压器制造许可证申请单位应具有近()年内核动力厂主变压器的供货业绩或正在执行核动力厂主变压器的供货合网,并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]52号文件规定对于安装单位在原持证期间核级设备安装活动业绩比较充分的延续申请单位,可以受理其延续申请并进行()审查。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]52号文件规定对于核级设备安装活动业绩不足,但分包了部分核岛系统的安装活动或有完整的常规岛安装业绩的安装单位,可以受理,但需对其分包的部分核岛系统安装活动或常规岛安装活动进行监督检查并对申请单位()。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件“()工作业绩”是指民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动申请单位从事过与拟申请的民用核安全设备活动类别和设备类别相同的活动。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件“()工作业绩”是指核设施中非核级同种设备或常规工业中相类似设备的活动业绩。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件取证申请单位应具备()年以上和近()年内的核设施中非核级同种设备工作业绩,且须向国务院核安全监管部门提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件扩证申请单位应具有同种设备()年以上和近()年内的相近工作业绩,且须向国务院核安全监管部门提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件针对核安全机械设备,申请由核2、3级扩至核1级的单位,须具有原许可活动范围内核2、3级同种设备的供货业绩和()的质量史。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件关于延续申请的业绩要求:对于核安全设备安装的持证单位,持证期间须有原活动范围内的核安全设备安装业绩或有()安装业绩。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件关于延续申请的业绩要求:下列不能作为业绩的是()。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函[2011]118号文件关于延续申请的业绩要求:对于所申请许可范围国内持证单位数量不足()家的,其业绩可视情况特殊处理。
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国核安函[2008]89号文件对模拟件制作提出了详细要求:针对所申请的设备类别,近()年内有良好的供货业绩或者正在执行供货合同的申请单位,在申请许可证时原则上可以不用进行模拟件的试制,但应提交其业绩及有关样杌鉴定的详细资料。
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国核安函[2008]89号文件对模拟件制作提出了详细要求:针对所申请的设备类别,已经通过()级以上机构组织的样机鉴定,但近五年内没有供货业绩的申请单位,在申请许可证时原则上应按规定进行模拟件的试制,除非申请单位证明其完成的样机鉴定过程和结果完全满足核安全法规、标准规范和技术文件的要求。
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国核安函[2008]89号文件对模拟件制作提出了详细要求:针对所申请的设备类别,已经通过省部级以上机构组织的样机鉴定,但近()年内没有供货业绩的申请单位,在申请许可证时原则上应按规定进行模拟件的试制,除非申请单位证明其完成的样机鉴定过程和结果完全满足核安全法规、标准规范和技术文件的要求。
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国核安函[2008]89号文件规定针对所申请的设备类别,没有供货业绩或者没有通过省部级以上机构组织的样机鉴定的申请单位,在申请许可证时必须按照要求进行()的试制。
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年发布的国核安发[2010]156号文件规定对于近五年内有良好供货业绩,自申请之日起前五年内且在()年1月1日前完成省部级以上机构组织的样机鉴定的申请单位,原则上可不进行模拟件的试制。
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国核安函[2011]52号文件提出针对国内持证单位申请小范围调整参数的情况,如果在原许可范围内具有()尺寸规格或接近()尺寸规格的核级业绩(近五年内),同时拟申请调整的参数范围有大量的常规业绩,原则上可不需要进行模拟件试制。
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国核安函[2011]52号文件提出新申请1E级电缆设计/制造许可证和扩证的单位应按照()中的有关要求选择模拟件。
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国核安函[2011]52号文件提出模拟件的施工图纸和制作技术要求可由()。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。管道预制制造活动范围表中,增加热挤压管嘴的成形方式;对于弯制成形,取消对于()的限制,并修改相应的模拟件实施细则。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。主管道制造许可活动范围表中增加()栏。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。风机的设备品种区别为()风机两类,核安全级别确定为()。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。泵设计、制造许可活动范围表中的“典型设备名称”一列应结合申请单位的()和核动力厂实际产品,给出有能力设计、制造的泵的具体名称。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。泵设计、制造许可活动范围表中的“典型设备名称”一列应给出有能力设计、制造的泵的具体名称。对于目前许可活动范围表中“典型设备名称”栏列出的设备名称,供()参考使用。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。泵设计许可活动范围表的()栏填写申请单位在设计活动中的主要分包项目,如抗震分析、部分鉴定试验(如抗震试验等)。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。阀门设计、制造许可活动范围表中的能力特征参数应结合申请单位的实际能力、模拟件规格、以往供货业绩以及核动力厂的实际产品参数确定。对于公称通径,在常规业绩覆盖的情况下,结合核动力厂的实际目标产品情况,可以按照模拟件最大扩大到()倍。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。阀门设计、制造许可活动范围表中的能力特征参数应结合申请单位的实际能力、模拟件规格、以往供货业绩以及核动力厂的实际产品参数确定。对于压水堆,一般情况下设计压力的限值不宜超过()MPa。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。阀门设计、制造许可活动范围表中的能力特征参数应结合申请单位的实际能力、模拟件规格、以往供货业绩以及核动力厂的实际产品参数确定。对于压水堆,一般情况下设计温度的限值不宜超过()℃。
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国核安函[2011]52号文提出了核安全机械设备制造许可证的逐级申请的要求:对于压力容器、热交换器、管道、管配件、泵、阀门、铸锻件等设备,原则上初次提出取证申请的单位只能申领核二、三级设备的制造许可证,在取得核二、三级设备的()后,才能向国务院核安全监管部门提出相应核一级机械设备的制造取证申请。
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国核安函[2011]52号文提出了核安全机械设备制造许可证的逐级申请的要求:对于压力容器、热交换器、管道、管配件、泵、阀门、铸锻件等设备,原则上初次提出取证申请的单位只能申领核()级设备的制造许可证。
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从事民用核安全设备的无损检验和焊接活动的操作人员必须按照()要求取得相应资格。
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民用核安全设备的无损检验工作应当由民用核安全设备无损检验()人员为主操作。
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民用核安全设备的无损检验结果报告只能由()人员编制和审核,并履行相关审批手续。
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民用核安全设备无损检验人员必须经()核准才能从事民用核安全设备无损检验活动。
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民用核安全设备无损检验人员不得同时在()个或以上单位中执业。
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民用核安全设备的境外焊工焊接操纵工和无损检验人员希望在境内从事焊接及无损检验活动的,应由委托境外单位从事该项工作的(),向()提出境外单位无损检验人员和焊工焊接操作工核准申请并提交申请材料。
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民用核安全设备是民用核设施安全防护实体屏障的核心,其()直接关系到核设施的安全稳定运行。
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依据《民用核安全设备监督管理条例》第六十一条,核安全机械设备包括执行核安全功能的()以及上述设备的铸锻件等。
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核安全电气设备包括执行核安全功能的()。