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核安全设备活动的资格许可分为()许可。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604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()。
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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()方面的审查。
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民用核安全机械设备()许可证申请单位必须具有近五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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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。关于申请单位的业绩要求,下列在国核安函[2011]52号文件中的规定叙述正确的有()。
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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,初次提出取证申请的单位原则上只能申领核()级设备的许可证。
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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:具备完整的()等证明文件的核设施备品制造活动可作为相关业绩。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定,申请领取民用核安全设备()许可证的单位,还应当制作有代表性的模拟件。
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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,近五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()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,已经通过省部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()的要求。
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年发布的国核安发[2010]156号文件规定泵、阀门、风机等能动设备设计和制造许可证申请单位须完成模拟件的()试验。
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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。铸锻件制造许可活动范围表中特征参数删除“重量”和“尺寸”两栏,根据()体现单位能力。
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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。管配件制造许可活动范围表中不再区分冷热成形,将成形工艺合并为(),取消对于弯头长短半径的限制,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。风机设计许可活动范围表中设计能力特征参数删除“设计温度”和“主体材料”两栏,保留“抗震类别”、“性能特征参数”“工作介质”三栏,其中性能特征参数为()。
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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。泵制造许可活动范围表的备注栏填写申请单位在制造活动中的主要采购项目和主要分包项目。主要分包项目如()。
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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。阀门设计许可活动范围表中的备注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:包括()。
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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。阀门制造许可活动范围表中的备注栏填写申请单位在制造活动中的主要采购项目和主要分包项目。主要分包项目如()。
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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产品参数确定。
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民用核安全设备设计制造安装无损检验单位资格许可程序的种类有()。
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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()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、三级设备的制造业绩后,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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从事民用核安全设备的()活动的操作人员必须按照HAF602或HAF603要求取得相应资格。
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《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定必须采用()的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。
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在核动力厂安全重要物项设备鉴定程序中,必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素(如振动、辐照和极端温度)引起的()效应。
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核动力厂安全重要物项的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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法国RCC-M规范提出了法国设备鉴定的原则:凡列为()的设备必须做设备鉴定。
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法国RCC-M规范规定:对于机械设备,安装在安全壳内,要求能承受地震和设计基准事故后的环境工况或要求在事故期间和事故后保持动作功能的设备定为()类。
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法国RCC-M规范规定:对于机械设备,安装在安全壳外,要求能承受地震载荷的设备定为()类。
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法国RCC-M规范规定:对于电气设备,安装在安全壳内,要求在正常、事故和事故后环境条件和地震载荷下保持功能的设备定为()类。
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法国RCC-M规范规定:对于电气设备,安装在安全壳内,要求在正常工况和地震载荷下保持功能的设备定为()类。
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法国RCC-M规范规定:对于电气设备,安装在安全壳外,应在正常工况和地震载荷下保持功能的设备定为()类。
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对于核安全设备抗震鉴定,设备样机制造出来后,若通过动态特性探查确定样机一阶自振频率大于()Hz,则判定该设备为刚性设备。
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对于核安全设备抗震鉴定,设备样机制造出来后,若通过动态特性探查确定样机一阶自振频率大于33Hz,则判定该设备为()设备,可采用()试验代替模拟地震动力试验。
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对于核安全设备抗震鉴定,设备样机制造出来后,若通过动态特性探查确定样机一阶自振频率()Hz,则判断该设备为柔性设备,必须上抗震台进行模拟地震动力试验。
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对某些核安全设备,抗震鉴定可以通过分析计算来迸行,但分析计算的()必须是可靠的、有足够精确度的,且得到有关核安全监管部门的认可。
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对某些核安全设备,抗震鉴定可以通过分析计算来迸行,但分析计算的软件必须是()。
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《核动力厂质量保证安全规定》规定:对于严重的有损于质量的情况,()必须对查明起因和采取纠正措施做出规定,以防止其再次出现。
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《核动力厂质量保证安全规定》规定:对于严重的有损于质量的情况,必须用()阐明其鉴别、起因和所采取的纠正措施,并向有关各级的管理部门报告。
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之二《核设施的安全监督》(HAF001/02)第七条规定:“国家核安全局在核安全监督工作中具体职责包括,负责组织对重大不符合项进行()。”
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按照我国核安全监管工作的进展情况,重大质量问题可以理解为包括()的情况。
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当核安全相关活动单位出现重大质量问题时,有必要检查该单位在()方面可能存在的问题。
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在出现重大质量问题时,有必要组织()的监督检查,查明根本原因并提出纠正措施要求。
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对重大质量问题报告的审评的重点是:()。
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当对重大质量问题报告中某些内容有疑问,或对重大不符合项的原因和处理方案要作详细了解时,还有必要组织有关专家到不符合项产生场所调查了解,为进一步审评提供()。
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国家核安全局批准重大质量问题处理程序(方案)后,还将进行()。
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关于重大不符合项,可理解为()的重大质量问题。这种影响可能难以评估,其产生的最终后果可能影响核设施运行过程中某些核安全功能的履行而成为导致核事故的诱因。”
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为了降低核动力厂的运行安全风险,减少在役检查过程中核设备()发生缺陷漏检或误判的可能性,核能发达国家已普遍开展在役检查能力验证工作,同时关于在役检查能力验证的要求也列入到这些国家的核安全监管法规和技术规范中。
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我国目前还尚未建立起在役检查能力验证体系,国务院核安全监管部门在广泛调研的基础上,结合我国国情,提出了()步走方案。
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我国目前还尚未建立起在役检查能力验证体系,国务院核安全监管部门在广泛调研的基础上,结合我国国情,提出了“两步走”方案,即从“第一步”针对目前需要验证的岭澳二期和秦山二扩两个核电项目,采取以()为主、()负责、()监督的模式进行过渡性验证。
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我国目前还尚未建立起在役检查能力验证体系,国务院核安全监管部门在广泛调研的基础上,结合我国国情,提出了“两步走”方案,即从“第一步”经过()年的经验积累,逐步发展到“第二步”即全面建立起我国自主的在役检查能力验证体系。
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《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件如()或这些因素的任何可能组合下执行其安全功能的要求。
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《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定必须确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。考虑的环境条件必须包括预计到的()期间的变化。
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在核动力厂安全重要物项设备鉴定程序中,必须考虑到设备预期寿期内由()环境因素引起的老化效应。
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法国RCC-M规范提出了法国设备鉴定的原则:凡列为安全级的设备必须做设备鉴定,设备鉴定包括()鉴定。
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法国RCC-M规范规定:对于机械设备,()的设备定为M1类。
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法国RCC-M规范规定:对于机械设备,()的设备定为M2类。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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《核动力厂质量保证安全规定》规定:“采取适当的措施,以保证()有损于质量的情况,例如故障、失灵、缺陷、偏差、有缺陷或不正确的材料和设备以及其他方面的不符合项。
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《核动力厂质量保证安全规定》规定:“采取适当的措施,以保证鉴别和纠正有损于质量的情况,例如()以及其他方面的不符合项。
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《核动力厂质量保证安全规定》规定:对于严重的有损于质量的情况,大纲必须对()做出规定,以防止其再次出现。
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《核动力厂质量保证安全规定》规定:对于严重的有损于质量的情况,必须用文件阐明其(),并向有关各级的管理部门报告。”
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《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》(HAF601)第三十九条规定:“国家核安全局对民用核安全设备监督检查的内容包括:重大质量问题的(),以及整改要求的落实情况。”
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对不符合项的审评一般只审查申请单位提交的不符合项的(),对于重大不符合项还要到产生该不符合项的场所进行调查了解。对于严重有损于质量的情况报告,其内容也应基本相同。
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()建立的境外民用核安全设备活动单位注册登记制度,首次把境外单位纳入核安全监管范围,从立法上解决了如何对境外核安全设备活动单位实施监督管理的问题。
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《民用核安全设备监督管理条例》建立的境外民用核安全设备活动单位()制度,首次把境外单位纳入核安全监管范围,从立法上解决了如何对境外核安全设备活动单位实施监督管理的问题。
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《民用核安全设备监督管理条例》建立的境外民用核安全设备活动单位注册登记制度,首次把境外单位纳入核安全监管范围,从()上解决了如何对境外核安全设备活动单位实施监督管理的问题。
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《民用核安全设备监督管理条例》首次明确对进口民用核安全设备实施()检验,只有检验合格的,出入境检验机构方可作出商品检验合格的结论,以确保进口设备的质量。
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《民用核安全设备监督管理条例》首次明确对进口民用核安全设备实施安全检验,只有检验合格的,()方可作出商品检验合格的结论,以确保进口设备的质量。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》编号为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)于()年12月28日颁布。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)于()年1月1日起施行。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,境外单位的()作出了规定。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,国务院核安全监管部门的()作出了规定。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,进口民用核安全设备的()作出了规定。
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为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位的注册登记管理以及进口民用核安全设备的安全检验适用于HAF()。
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为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位应当事先到()申请注册登记。
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为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位应当事先到国务院核安全监管部门申请注册登记。拟从事民用核安全设备无损检验活动的,应当按照无损检验()提出申请。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)规定了境外单位申请的条件、所应提供的材料、国务院核安全监管部门的受理和核准注册登记程序等。HAF604规定,国务院核安全监管部门在受理申请后()个工作日内完成审查。
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《中华人民共和国民用核安全设备活动境外单位注册登记确认书》分()类。
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经注册登记的境外单位,为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动时,对其从事的相应活动()负责。
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经注册登记的境外单位,为境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动时,应当接受()的监督检查,如实反映情况,并提供必要资料。
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民用核设施营运单位,应当自对外贸易合同生效之日起()个工作日内,向国务院核安全监管部门及其派出机构提交书面报告。
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民用核设施营运单位,应当在进口民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动开始()前,向国务院核安全监管部门及其派出机构提交书面报告。
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()依法对经注册登记的境外单位和民用核设施营运单位实施监督检查。
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未经安全检验或者经安全检验不合格的进口民用核安全设备,不得在中华人民共和国境内的民用核设施上()使用。
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进口民用核安全设备到达口岸前,()应当向国务院核安仝监管部门及其所属的检验机构报检。
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进口民用核安全设备到达口岸前,民用核设施营运单位应当向国务院核安仝监管部门及其所属的检验机构报检,并提供相关必要材料。营运单位提交的材料应当为()。
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国务院核安全监管部门及其所属的检验机构应当审查民用核设施营运单位按照规定提交的报检材料。必要时,可以对到岸设备进行()。
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国核安发[2010]156号文件规定:凡为我国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位,包括其相应活动的(),均应满足《民用核安全设备监督管理条例》及其配套规章的相关要求。
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国核安发[2010]156号文件规定:境外注册登记申请单位应具有近()年内相应核级设备供货业绩,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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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()作出了规定。
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为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备()活动的境外单位的注册登记管理以及进口民用核安全设备的安全检验适用于HAF604。
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为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位应当事先到国务院核安全监管部门申请注册登记。拟从事民用核安全设备设计、制造或者安装活动的境外单位,应当按照()提出申请。
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《中华人民共和国民用核安全设备活动境外单位注册登记确认书》的分类包括()。
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经注册登记的境外单位,为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动时,应当遵守中华人民共和国相关的()。
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民用核设施营运单位应当对进口民用核安全设备进行()。
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国务院核安全监管部门及其所属的检验机构依法对进口民用核安全设备进行安全检验。安全检验可以采取()方式。
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进口民用核安全设备到达口岸前,民用核设施营运单位应当向国务院核安仝监管部门及其所属的检验机构报检,并提供()材料。
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《民用核安全设备监督管理条例》明确了国务院核安全监管部门、核设施营运单位和核设备活动单位在民用核安全设备活动中必须履行的职责,通过层层把关,实施严格的()。
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民用核设施营运单位对民用核安全设备的使用和运行安全负()责任。
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民用核设施()单位对民用核安全设备的使用和运行安全负全面责任。
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在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前,民用核设施营运单位应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的项目质量保证分大纲和质量计划进行()。
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在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前,民用核设施营运单位应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的项目质量保证分大纲和质量计划进行审查认可,并采取()方式对相关活动进行过程监督。
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《核动力厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)指出:“受委托制定和实施质量保证总大纲任何部分的每一个单位,应负责保证每一个()层次单位在其责任范围内都要按照本导则的要求制定并提出它的大纲。”
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《核动力厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)指出:“在保持总大纲有效性的同时,营运单位或者必须自己完成大纲工作,或者把全部工作或者其中的一部分委托给另一个经过适当()考核的单位。”
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《核动力厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)指出:“总大纲的各个组成部分,不论是由营运单位亲自制定和实施,还是委托给每一个较低层次参加者制定和实施,均称为()大纲。”
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在核设施营运单位是通过采购委托其他单位建立和实施质量保证体系时,不管如何委托,所有核安全重要活动都应在核设施质量保证体系的控制之下,核设施营运单位都要承担()责任。
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核安全设备活动单位作为供方单位的《项目质量保证分大纲》,是针对具体核设施项目制订的对核安全设备活动质量保证体系的描述。它有()个功能。
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对于具体的核设施建设和运行,核安全设备活动单位质量保证体系适用的范围应由()确定。
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对于具体的核设施建设和运行,核安全设备活动单位质量保证体系适用的范围应由合同确定。在签订舍同书后,()应根据采购单位采购文件的要求以及所进行核安全重要活动的质保分级,确定影响质量的活动及其控制分类,这就是在实践中所说的“合同评审”。
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对于具体的核设施建设和运行,核安全设备活动单位质量保证体系适用的范围应由合同确定。在签订舍同书后,供方单位应根据采购单位采购文件的要求以及所进行核安全重要活动的(),确定影响质量的活动及其控制分类,这就是在实践中所说的“合同评审”。
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核安全设备活动单位承担着一个以上核设施项目的核安全设备活动时,核安全设备活动单位的()就应采取措施使单位质量保证活动满足多个项目的质量保证体系要求,也就是说要有多个质量保证组织体系。
- 《民用核安全设备监督管理条例》第十三条规定:“申请领取民用核安全设备设计、制造、安装或者无损检验许可证的单位,应当具备健全的()和完善的(),以及符合核安全监督管理规定的()。”
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《民用核安全设备监督管理条例》规定,民用核安全设备活动单位,应当根据其质量保证大纲和民用核设施营运单位的要求,在民用核安全设备活动()编制项目质量保证()。
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民用核安全设备设计、制造、安装单位应在设计、制造、安装活动开始()日前,将项目设计、制造、安装质量保证分大纲和程序清单报国务院核安全监管部门()。
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民用核安全设备无损检验单位应在无损检验活动开始()日前,将项目质量保证分大纲和程序清单报国务院核安全监管部门备案。
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核安全设备资格许可申请单位在申请资格许可证时,应向国务院核安全监管部门提交《申请单位核安全设备质量保证大纲》,目的是证明其按照要求提供物项或服务的(),也是对申请单位现有的质量保证体系以及为参与核安全设备活动所作的准备进行的一个描述。
- 核安全设备活动的申请单位进行具体核安全设备活动前,向()提交《申请单位项目核安全设备活动质量保证分大纲》。
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《申请单位项目核安全设备活动质量保证分大纲》所描述的实际上是核设施质量保证体系对于申请单位而言为进行核安全设备活动所建立的质量保证体系。这个核安全设备活动质量保证体系应能落实HAF003和核设施营运单位的质量保证()要求。
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在核安全设备活动进行期间,()应根据《项目质量保证分大纲》对核安全设备活动单位的相关活动进行质量管理和过程控制。
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在核安全设备活动进行期间,核安全设备活动单位为其技术和管理能力的维持向()负责。
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在核安全设备活动进行期间,核安全设备活动单位为其()向国务院核安全监管部门负责。
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在核安全设备活动进行期间,核安全设备活动单位为核安全设备活动期间质量保证体系的有效实施以及核安全设备的质量向()负责。
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民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位,不得将国务院核安全监管部门确定的()环节分包给其他单位。
- ()规定了民用核安全机械设备设计和制造不能分包的关键工艺和技术。
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目前核电快速发展的形势里,大部分项目的建设都采用了()的建造管理模式。
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目前核电快速发展的形势里,大部分项目的建设都采用了EPC工程总承包的建造管理模式。由工程总承包单位承担对核动力厂()阶段包括设计、采购、监造和施工等活动的管理,与核安全法规中传统的针对营运单位的监管模式不一致。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:()必须对核动力厂建造阶段的质量与安全承担全面责任。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂营运单位必须对核动力厂建造阶段的质量与安全承担()责任。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂核岛工程总承包单位对其承接的核动力厂核岛工程活动负()责任。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂核岛工程总承包单位对其承接的核动力厂核岛工程活动负直接责任,并按照()的约定,履行相关责任和义务。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂营运单位必须保证核动力厂建造期间质量保证体系的有效运行,并对总承包单位涉及安全和质量的活动实施监督和检查。总承包活动()营运单位对核动力厂的全面安全责任。
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核动力厂营运单位和核岛工程总承包单位均必须严格遵守《民用核设施安全监督管理条例》和《民用核安全设备监督管理条例》等核安全法规的要求,接受()的监督管理。
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核动力厂营运单位应在签署核岛工程总承包合同前(),将确认的核动力厂核岛工程总承包单位上报国务院核安全监管部门备案。
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核动力厂营运单位应在签署核岛工程总承包合同前1个月,将确认的核动力厂核岛工程总承包单位上报国务院核安全监管部门()。
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核动力厂营运单位应按照国家有关法律法规要求,委托具有()的工程监理单位对核岛工程实施监理。
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核动力厂营运单位应按照国家有关法律法规要求,委托具有核工程监理经验和相应资质条件的工程监理单位对核岛工程实施监理。()对监理单位进行必要的监督检查和业务指导。
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国核安函[2011]52号文规定核安全设备采购单位必须与制造单位建立直接的接口关系,在核安全设备采购合同签订方中必须包括制造该设备的持证单位,并且相关活动不得超出其许可证范围。其中的采购单位指的是()。
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民用核安全设备持证单位应当在每年()前向国务院核安全监管部门提交上一年度评估报告。
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正在从事民用核安全设备相关活动的持证单位应在活动开始()日前(无损检验活动开始()日前)向国务院核安全监管部门备案。
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民用核安全设备设计、制造和安装持证单位在每季度开始()个工作日前提交上一季度的活动报告。
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民用核安全设备持证单位在发生重大质量问题时,应当立即采取纠正措施,并向()报告。
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国核安函[2008]89号文提出,对于核安全1级设备,相应活动单位应按照其不符合项分类方法将最高级别和次一级别的不符合项在开启后()个工作日内上报国努院核安全监管部门。
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国核安函[2008]89号文提出,对于核安全()级设备,相应活动单位应按照其不符合项分类方法将最高级别和次一级别的不符合项在开启后3个工作日内上报国努院核安全监管部门。
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国核安函[2008]89号文提出,对于核安全1级设备,相应活动单位应按照其不符合项分类方法将()的不符合项在开启后3个工作日内上报国努院核安全监管部门。
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国核安函[2008]89号文提出,对于核安全2、3级设备,相应活动单位应按照其不符合项分类方法将最高级别的不符合项在开启后()个工作日内上报国务院核安全监管部门。
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国核安函[2008]89号文提出,对于核安全()级设备,相应活动单位应按照其不符合项分类方法将最高级别的不符合项在开启后3个工作日内上报国务院核安全监管部门。
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国核安函[2008]89号文提出,对于核安全2、3级设备,相应活动单位应按照其不符合项分类方法将()的不符合项在开启后3个工作日内上报国务院核安全监管部门。
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国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将()的不符合项上报国家核安全局。
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国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照()的要求将最高级别的不符合项上报国家核安全局。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定,核安全设备使用的标准应经()认可。
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在核安全设备标准未经认可之前,对于核安全设备活动使用的规范应采用()中,国务院核安全监管部门针对具体核设施认可的标准(也称适用标准)。
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《民用核安全设备监督管理条例》明确了()在民用核安全设备活动中必须履行的职责,通过层层把关,实施严格的过程控制。
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民用核设施营运单位对民用核安全设备的()负全面责任。
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在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前,民用核设施营运单位应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位编制的项目()进行审查认可。
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核设施营运单位建立核设施质量保证组织结构的主要工作是确定核设施管理组织结构中的各个营运单位与供方单位之间,以及供方单位管理组织结构中的各个组成部分在质量保证体系中的()。
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在核安全设备活动进行期间,核设施营运单位应根据《项目质量保证分大纲》对核安全设备活动单位的相关活动进行()。
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国务院核安全监管部门对核安全设备活动的监督活动同时针对()。
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在核安全设备活动进行期间,核安全设备活动单位为核安全设备活动期间的()向采购单位负责。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂营运单位必须对核动力厂建造阶段的质量与安全承担全面责任,认真行核安全法规规定的责任和义务,具备相应的()确保核动力厂的建造质量及安全。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:凡核动力厂营运单位通过合同方式将核动力厂核岛工程总承包活动,包括设计(含设计管理)、采购、施工(含施工管理)、调试等活动委托给核岛工程总承包单位(如核电工程公司)的.必须在合同中约定双方各自在核动力厂建造阶段所应承担()的责任和义务。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂核岛工程总承包单位应具备本通知附件所列的资质条件,能够独立完成核岛及核安全设备的()活动,且不能分包。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂营运单位必须保证核动力厂建造期间质量保证体系的有效运行,并对总承包单位涉及安全和质量的活动实施()。
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核动力厂营运单位应按照国家有关法律法规要求,委托具有核工程监理经验和相应资质条件的工程监理单位对核岛工程实施监理。监理单位作为独立于核岛工程总承包合同双方之外的第三方,应当()地开展监理工作。
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核动力厂营运单位应按照国家有关法律法规要求,委托具有核工程监理经验和相应资质条件的工程监理单位对核岛工程实施监理。国务院核安全监管部门对监理单位进行必要的()。
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核动力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动力厂核岛工程总承包资质的单位。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂营运单位自行进行核动力厂核岛工程的()的,以及核电项目工程总承包单位,应当具备本通知附件中的资质条件。
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国核安函[2011]52号文规定了核安全设备活动持证单位在异地新活动场所开展活动的审查要求包括()。
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通风方式的选择对控制氡的析出具有一定作用,根据相关研究及实践证明,()通风是控制铀矿氡析出较有效的通风方式。
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铀矿冶工作人员剂量限值在特殊情况下,1年的有效剂量约束值可高于15mSv/a,但不得高于()mSv/a。
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铀尾渣充填采空区工艺用管道将尾矿渣充填料经充填管道自沆输送至采空区,一般充填体厚度在()m左右。
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()是铀矿通风的重要措施。
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原地爆破浸出矿井在矿体爆破时,应合理布孔、设计孔深以及恰当的装药量,使崩落的矿块块度满足原地浸出要求,即矿岩破碎粒度>150mm的占()%。
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铀选冶厂使用滤材可以有效地净化氡子体,其过滤效率可达()%以上。
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在铀选冶前一段的矿石准备阶段,如矿石仓库和给料机岗位,选矿岗位,要加强(),防止氡、尘、α气溶胶泄漏到车间,保证车间内空气质量要求。
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铀矿石中β辐射危害主要存在于铀水冶加工的后半部工序,此时,加工过程中的杂质基本被除去,但是因为有234Th和234Pa的存在,将会产生能量为()eV的β射线。
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县级以上地方人民政府环境保护行政主管部门,对本行政区域内铀矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检查时,应当出示()。
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铀水冶厂空气中氡浓度限值为()kBq/m3。
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铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定:企业建造有铀尾矿库的,要编制尾矿库安全评价报告报请()审批。
- 铀废石场、尾矿库是影响周围空气的主要污染源。铀尾矿的表面氡析出率为土壤氡析出率的()倍。
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铀尾渣充填采空区工艺是在地表充填搅拌站将铀尾矿渣和石灰搅拌中和配成充填料;再用水泥、中细砂和碎石按()的比例搅拌配成胶结充填料。
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铀矿冶退役治理竣工验收分为预验收和竣工验收两个阶段,竣工验收由()组织进行整体工程竣工验收。
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铀矿开采和加工生产污染防治的重点是()。
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在原地爆破浸出矿井中为了有效降氡,建议采用压入式通风,这样可以减少氡的析出量()%。
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铀选冶厂废水中铀对环境污染约为本底值的5-10倍,最大为()倍。
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铀矿γ射线谱相当复杂,能量范围在()eV。
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原地爆破浸出矿井在必要的部位喷涂防氡保护层,防氡保护层可以有效的减少氡的析出达()%以上。
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铀废石、尾矿必须储存在专用的场库内,不得用于缓解与()有关的设施建造。
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铀矿石中β辐射危害主要存在于铀水冶加工的后半部工序,它的强度只与()有关。
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铀选冶厂各作业场所全面换气可以按放射性工作场所的()选定换气次数。
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原地爆破浸出矿井一旦风机停止运转,停开风机仅()分钟即会造成矿井氡浓度的急剧回升至无通风状态。
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我国的铀水冶尾矿一般经过()中和后,没有采取浓缩处理措施,其尾矿重量浓度一般为10%-25%。
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铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定:编制矿山生产安全与评价报告、安全专篇,矿山职业安全预评价报告、职业卫生评价报告及其专篇报请()审批。
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铀矿勘探、开采工作人员下班后,在卫生闸门淋浴间,认真清洗去污,一般淋浴的去污率可达()%,表面污染监测合格后,方可更换便服离开工作区。
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铀矿工业对环境公众的集体照射剂量,氡及氡子体贡献最大,矿工职业照射中占()%。
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铀矿山废石充填方案有()种。
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每水冶加工1t铀矿石,排放()t尾矿。
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铀选冶厂放射性表面污染去污处理的难易与材料的种类、结构、性质有关。下列材料的去污率最高的是()。
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原地爆破浸出矿井降氡,在有条件时,尽可能采取(),缩短风流在井下的停留时间,最大限度地减少氡子体的携带,防止风流老化,以提高通风防护效果。
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洒水和洗壁是减少铀矿山粉尘的重要措施,加湿矿石的含水率达10%时,还可以降低氡析出量的()%。
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居民室内氡浓度限值()Bq/m3,用于已建住宅氡持续照射的干预。
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洒水和洗壁是减少铀矿山粉尘的重要措施,加湿矿石的含水率达()%时,还可以降低氡析出量的70%。
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尾矿库事故以洪水漫顶和基础渗漏,以及坝体渗漏者居多,约占尾矿库事故总数的()%。
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退役(关闭)有较大量积水的露天采场废墟,治理后采取()覆盖,防止氡析出。
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铀矿冶退役治理施工管理主要内容不包含()。
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矿井防氡层方案的首选是()。
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铀矿冶工业进行废水处理的化学沉淀方法是净化铀矿废水的常用而又简便的方法,如用()沉淀处理含铀及其他金属元素的废水,十分有效。
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铀矿工业对环境公众的集体照射剂量约占整个核燃料循环对公众总集体剂量的()%。
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铀矿冶系统采用电渗析处理低放废液通常分()步进行。
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铀选冶加工的密闭要保证设备内部有良好的通风,保持(),防止粉尘外逸和抽出含尘气体。
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铀矿冶退役治理竣工验收分为预验收和竣工验收两个阶段,预验收是由()组织进行的部分或整体预验收。
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铀矿勘探、开采和加工设施建设应按国家相关规定施行()制度。
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铀矿勘探、开采工作人员更换下来的工作服等劳保用品,需在专门的洗衣房内进行清洗去污,工作服的清洗去污率可达()%,经检查合格后,下次再用。
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铀矿冶工作人员剂量限值连续5年的平均有效剂量为()。
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在铀矿冶加工过程中,固液分离以后的放射性仅占铀矿石总放射性活度的()%。
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铀选冶厂实行湿法作业,一般选用()喷嘴,它可以形成圆锥形水雾,具有较好的防尘效果。
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原地爆破浸出矿井比一般采矿法氡的产生量高()。
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铀矿通风防护应遵守辐射防护最优化原则,因铀矿通风成本占总铀矿生产成本的()%左右,所以在保证个人剂量限值尽可能低的条件下,最大限度减少通风动力消耗。
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铀选冶厂废水中镭污染为本底值的1-5倍,最大为()倍。
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与铀矿勘探、开采和加工设施建设项目相配套的放射性污染防治设施应当与主体工程(),合格的,主体工程方可投入生产或使用。
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居民室内氡浓度限值为()Bq/m3。
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搅拌浸出铀尾矿虽然活度浓度较低,但是数量巨大,我国多年来产生的搅拌浸出尾矿约()t。
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原地爆破浸出矿井应适当提高备用风量系数,一般可取()%。
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铀矿井总入风氡子体控制浓度应不大于()/m3。
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铀品位不高时的γ外照射剂量一般不会超过国家标准。但在开采铀品位高于()%的过程中要加强γ外照射防护。
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铀尾矿库储存了数量可观的放射性核素,约有()%的放射性核素为长寿命核素。
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世界上各种重大灾害中,尾矿库灾害仅次于发生地震、洪水、氢弹爆炸等灾害而居于第()位。
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在原地爆破浸出法采铀的矿井中,由于矿体爆破会造成矿井采场崩落空间氡的急剧增加,出现一个峰值,此时的氡浓度可为爆破前的()倍多。
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国际上很多国家和IAEA规定铀尾矿库的长期安全性能达到1000年,任何情况下至少保证()年。
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目前我国铀矿冶工业进行废水处理,以()应用最普遍。
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铀尾矿库在输送管线、排洪、泄洪系统等的施工;和各种器材、材料采购等的全过程,都要由()进行施工监理,以保证施工质量。
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在铀矿冶加工过程中,固液分离以前各工序均属于甲级放射性工作场所,每小时换气()次。
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原地爆破浸出矿井在矿体爆破时,应合理布孔、设计孔深以及恰当的装药量,使崩落的矿块块度满足原地浸出要求,即矿岩破碎粒度<50mm的占()%。
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近年来采用充填采矿法铀矿山,废石的回填率可达到()%。
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铀选冶厂的矿仓、给矿、输送、破碎、筛分、磨矿、浸出等岗位都是氡析出和释放较高的地方,必须采取有效的降氡措施。主要采取()排氡措施。
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铀矿井下工作场所空气中氡子体浓度限值为()。
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铀矿井总入风氡控制浓度应不大于()/m3。
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铀矿冶废水中含有镭和硫酸根时,可以加入()将镭载带下来。然后再加入石灰乳中和。达到除铀、镭等有害物的作用。
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国务院环境保护行政主管部门和国务院其他有关部门,按照职责分工,各司其责,密切配合,对铀矿开发利用中的放射性污染防治进行()。
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氡析出率ζ随矿石粒度的缩小而规律性增高,一般小颗粒矿石要比大颗粒高()倍。
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在铀矿冶加工过程中,固液分离以前各工序均属于()级放射性工作场所。
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铀水冶尾矿(渣)必须用()中和,中和后的尾矿(渣)要集中储存在具有足够容积的尾矿(渣)库中长期存放,并确保长期安全。
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在铀选冶纯化的煅烧、冷却、产品包装岗位,要进行严格(),防止高活性铀氧化物微尘和a气溶胶外泄,污染作业环境。
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铀尾矿中含有大量天然放射性核素,其所含核素几乎是原矿含量的()%。
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矿井氡的析规律()。
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铀尾矿库的施工单位必须具备相应的(),并要严格按设计文件规定的技术要求进行施工。
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当铀矿山矿井通风重新启动时,必须提前()小时,以排除高浓度氡及氡子体的危害。
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铀选冶厂应尽可能多的用()来配制堆浸淋浸液。
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铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定:编制()报请环境保护部审批。
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()是铀镭系、锕铀系的母体,并按各自的衰变规律放射出α、β、γ三种放射线。
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就其辐射集体剂量而言,铀矿工集体受照剂量约占整个核燃料循环总集体剂量的()%。
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铀选冶厂土壤在灌溉范围内,农作物中铀含量比灌溉水中铀含量()。
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目前新建的铀矿山,因为受地区自然条件的限制,没有稀释能力,不准许排放,所以后来设计的矿山工程的矿井水复用率,均达到()%以上,对剩余的极少量废水进行蒸发处理。
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铀矿冶工业地浸工艺过程除循环部分外,地表所有外排废水,都汇集到中和池,用石灰乳中和,废水中铀含量低于()mg/L时,然后送入废水蒸发池处理。
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()级以上地方人民政府环境保护行政主管部门,对本行政区域内铀矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检查时,应当出示证件。
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铀矿冶工业堆浸废水处理的()方法可以通过沉淀,除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。
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目前新建的铀矿山,因为受地区自然条件的限制,没有稀释能力,不准许排放,所以后来设计的矿山工程的矿井水复用率,均达到95%以上,对剩余的极少量废水进行()处理。
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通常情况下,每生产1t铀矿,产生0.8-2t废石,如果采用露天开采,其剥离废石量更大,大约是采矿量的()倍。
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居民室内氡浓度限值()Bq/m3,用于建住宅氡持续照射的控制。
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铀选冶厂的选矿和水冶破碎系统,经超高压静电除尘后,除氡子体效率最高可达()%。
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废石、尾矿库闭库后,要进行退役最终处置和治理,控制氡的析出。首先应对()进行加固,同时要建立永久性排洪泄洪设施,要确保尾矿库坝长期安全稳定。
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铀选冶厂土壤在灌溉范围内,土壤中总α为本底的1-7倍,最大为()倍。
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铀矿冶环境公众的受照有效剂量约束值为()。
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根据美国对铀尾矿库和环境公众的影响调查发现,距离尾矿库越近,公众()发病率越高。
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铀矿勘探、开采和加工设施营运单位应当对作业场所、产生的流出物和周围环境实施监测,并定期向()报告监测结果。
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对退役(关闭)尾矿(渣)库坝体采用加固稳定,滩面采用()的治理方案。屏蔽γ辐射,减少尾矿(渣)流失和扩散,控制氡的析出。
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铀矿工业对环境公众的集体照射剂量,氡及氡子体贡献最大,公众照射中占()%。
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铀矿山通过矿井大气控制措施可以大大减少矿井总回风井的氡的浓度和排放量,采取的方法得当时,可以减低氡浓度和排放量()倍以上。
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铀矿冶工作人员一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达()%以上。
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经验证明在喷涂混凝土防氡层厚度在()cm时,可以降低氡析出量78%-95%。
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控制铀矿井氡浓度的()措施是从源头上控制氡的释放。
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铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量的()%。
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通常情况下,每生产1t铀矿,产生()t废石。
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原地爆破浸出矿井在矿石堆注入溶浸剂的酸度为()%。
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铀矿山通过矿井大气控制措施可以大大减少矿井总回风井的氡的浓度和排放量,采取的方法得当时,可以减低氡浓度和排放量5~8倍以上,实现总排风井氡浓度低于控制要求()Bq/m3。
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铀矿井工作面入风氡子体控制浓度应不大于()μJ/m3。
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铀废石、尾矿中的放射性核素含量可比本底高()个数量级。
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铀矿石加工过程中,矿石基本都是在设备中进行加工处理,β辐射的危害可以不必多考虑,但是在进行各种槽、塔、罐内部检修时,应注意β防护问题,尤其应防止β射线对()的损伤。
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原地爆破浸出矿井在矿石堆注入溶浸剂达到饱和时的湿度为()%。
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目前认为处理效果较好的铀尾矿废水处理方法主要有中和氧化沉淀暴气法和氯化钡吸附尾矿废水中的()。
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铀矿冶工业堆浸废水处理除铀的主要方法为()。
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我国在铀矿勘探、开采初期,矿井主要采用()控制氡。
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铀选冶厂实行湿法作业,铀矿物料一般加湿到()%较为适宜。
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铀矿勘探、开采工作人员在上岗前必须在()更换便服,穿戴好工作服、安全帽、水靴、手套、口罩和眼镜等劳保用品,尽可能在工作时使人体少接触铀矿粉尘、矿泥,减少污染。
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我国的铀水冶尾矿一般经过石灰乳中和后,没有采取浓缩处理措施,其尾矿重量浓度一般为()%。
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我国铀矿冶系统多采用()法处理废水,并回收铀金属。
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铀水冶厂空气中氡子体浓度限值为()μJ/m3。
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铀矿井工作面入风氡控制浓度应不大于()kBq/m3。
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铀选冶厂对常规水冶中硫酸雾,可用()%的NaOH或氨溶液吸收,采用洗涤塔、泡沫塔和填料塔等设备。
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铀矿冶工业地表堆浸产生的堆浸废水为常规水冶的()%。
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铀尾渣充填采空区工艺在充填体上部表层铺设网度为0.3m×0.3m的钢筋,再将胶结充填料浇灌厚度为()cm的砂浆隔离垫层。
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我国铀矿冶对污染较轻、可继续利用的建构筑物,采用物理、化学等方法去污,达到()要求后可转为民用。
- 利用废石作充填料,回填至井下采空区,这样即可解决铀矿井采空区的充填料问题,又减少了地面的堆存量,对环境保护十分有利。现有各单位的废石回填率,因采矿方法不同而差异较大,其大致范围在()%。
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()是常规铀矿井降低氡子体浓度的有效措施。
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铀矿井总入风风流的粉尘控制浓度应不大于()/m3。
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铀选冶厂在加工处理极高品位的铀矿石时,必须注意()防护问题。
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铀选冶厂排放废气必须要通过()排放。
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铀选冶厂对铀纯化的溶解岗位氮氧化物气体可先用()吸附,然后()吸收装置对NOx进行吸收,可以消除黄烟的排放量,减少NOx气体对环境的污染。
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采用铀尾矿渣回填采空区技术可以回填尾矿渣量的()%。
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铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定:编制矿山建设土地复垦方案、矿山地质环境保护与恢复治理方案报请()审批。
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在铀矿山内部,尽可能利用废石来建造废石场的挡渣墙和尾矿库的坝基,废石利用率一般在()%左右。
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铀矿负压通风可比正压通风的百米污染率高()倍。
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铀矿勘探、开采的重点防护对象是()。
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铀选冶厂各作业场所全面换气通风量的确定的依据是各作业场所的()。
- 在铀选矿后铀品位达到20%时,铀精矿的γ辐射剂量可达()mR/h以上。
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将铀尾矿用做充填料回填到矿井时,应充分注意对矿井大气中()的防护问题。
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铀尾矿库运行过程的()是保证尾矿库安全的重要条件。
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铀选冶厂应尽可能利用水冶工艺的萃余水、吸附尾液代替新水,用来配制淋浸液;沉淀母液在萃取流程中可用来配制反萃取液,从而达到循环利用和少利用新鲜水的目的。其循环利用率可达()%左右。
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下列关于铀矿地质勘探、开采和加工工业环节特点说法正确的有()。
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铀矿的危害主要有()。
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铀析出放射性气体(),它们还不断衰变产生一系列的放射性子体,是国际社会公认的致癌因素之一。
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为了确保工作人员和公众的安全和健康,保护环境,铀矿地质勘探、开采和加工工业必须严格执行()等法律和法规。
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铀矿开发利用单位,必须采取()措施,负责本单位放射性污染和化学物质污染的防治,接受环境保护行政主管部门和其他有关都门的监督管理,并依法对其造成的污染后果承担责任。
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铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定编制()。
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与铀矿勘探、开采和加工设施建设项目相配套的安全和辐射防护措施,以及放射性污染防治和环保设施,应当与主体工程()。
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铀矿勘探、开采和加工设施营运单位应当对()实施监测,并定期向环境保护行政主管部门报告监测结果。
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我国对铀矿勘探、开采和加工设施的监督管理基本要求包括()。
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我国在铀矿勘探、开采到了20世纪70年代以后,采取了综合降氡方法,主要有()。
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采矿即是不断将矿体爆破的开采、搬运过程,在这个过程中氡不断的析出和释放,其主要途径有()。
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铀矿通风防护要求包括()。
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原地爆破浸出矿井降氡方法包括()。
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原地爆破浸出矿井在必要的部位喷涂防氡保护层,对防氡密闭材料的要求是()。
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铀矿勘探、开拓、采矿的凿岩爆破、出渣、搬运过程产生大量铀矿尘,铀矿尘既具有放射性,又有化学毒性,必须采取防尘措施。主要措施有()。
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在开采铀品位高于1%的过程中要加强γ外照射防护。根据外照射防护原则,应()。
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铀矿()等加工过程均是在铀矿选冶厂进行加工的,因此必须对上述过程采取系统、全面的防护措施。
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铀选冶厂生产过程的前一段的主要危害是()。
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铀选冶厂生产过程的后一段主要危害是()。
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在铀选冶在()岗位,要做好密闭抽风,除尘净化工作,并注意减振和防噪声工作。
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在铀水冶后一段的浸出部分,如浸出、固液分离岗位,要做好局部通风和整体通风,控制和降低()对车间的污染。
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在铀水冶后一段的纯化部分,如()岗位要注意车间通风,控制α气溶胶、酸碱气及有机物对空气的污染。
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在铀水冶后一段的纯化部分,如离子交换、淋洗、萃取、反萃取、过滤、压滤岗位要注意车间通风,控制()对空气的污染。
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在铀选冶纯化的煅烧、冷却、产品包装岗位,要进行严格密闭净化,防止()外泄,污染作业环境。
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在铀选冶的()岗位需要做好表面污染去污工作。
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铀选冶加工的防尘措施包括()。
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铀选冶厂的()等岗位都是氡析出和释放较高的地方,必须采取有效的降氡措施。
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铀选冶厂铀纯化系统的()岗位是产生高活性氧化铀微尘的干法作业场所。
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铀选冶厂放射性表面污染去污处理的难易与材料的()有关。
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在铀选冶厂中,应根据放射性污染的(),采用不同建筑材料。如在浸出、纯化等岗位应选用去污性能较好的建筑材料,如瓷砖等,以利于表面污染的去污处理。
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铀矿石中β辐射危害主要存在于铀水冶加工的后半部工序,此时,加工过程中的杂质基本被除去,但是因为有()的存在,将会产生能量为(0.45-2.32)×106eV的β射线。
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铀矿勘探、开采和加工的固体废物主要有()。
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铀废石场的选址和退役问题特点()。
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尾矿库事故以()居多,约占尾矿库事故总数的69%。
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铀尾矿库的()阶段和环节,都要加强管理,加强质量保证控制措施,确保尾矿库的安全。
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铀尾矿库的()是保证尾矿库安全的重要基础。
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建立铀废石场、尾矿库安全监管制度需要做到()。
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铀矿井防氡密闭应能严密地阻塞污染空气的运移通道,控制和减少高浓度氡向矿井大旗门的扩散和迁移,密闭材料可选用()。
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在铀矿体的暴露表面上覆盖上一层不透气防氡保护层,以减少矿体表面的氡析出量,这就是防氡覆盖层。国内使用规模较大的有()。
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铀选冶厂废气经过密闭、通风和净化处理,目的是尽可能减少排风中()有害物的含量,最大限度的控制有毒、有害物质向外环境的排放。
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铀选冶厂对常规水冶中硫酸雾,可用10%的()溶液吸收,采用洗涤塔、泡沫塔和填料塔等设备。
- 铀勘探、开采和加工产生的液态废物包括()。
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铀勘探、开采和加工产生的液态废物中主要的污染源是()。
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铀矿冶废水处理方法主要有()。
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铀矿冶废水处理的物理方法有()。
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铀矿冶废水处理的化学或物理化学方法有()。
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铀矿冶废水处理的生物方法有()。
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目前我国铀矿冶工业主要是用()等方法进行废水处理。
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根据离子交换法使用的离子交换剂种类不同,铀矿冶废水处理的可分为()。
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反渗透法在浓缩低放射性废液方面与其他方法相比具有的优点()。
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铀矿冶工业堆浸废水来源是()工艺产生的废水。
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铀矿冶工业堆浸废水中主要的放射性污染物是()。
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铀矿冶工业堆浸废水处理除镭的主要方法有()。
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在地浸采铀中,地浸工艺必须对被污染的地下水层中残留的溶浸液及污染元素进行清除,使地下水水质复原接近原本底水平。其主要措施有()。
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我国铀矿冶设施(废石场及尾矿库)在退役治理方面具的特点()。
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我国铀矿冶设施退役治理的基本原则是()。
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我国铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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根据我国铀矿业退役设施的性质和特点,可以分别采取的处置措施有()。
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我国铀矿冶退役(关闭)环境治理(处置)技术措施包括()。
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对退役(关闭)铀矿坑井渗溢水采取()有效地处理措施,控制和减少废水渗溢出量,减少对环境水体的污染。
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对铀尾矿堆施行稳定化处理的方法有()。
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对铀尾矿堆施行稳定化处理的化学稳定法常用到的化学物质有()。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)程序主要有()。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)前期准备包括()。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)可研设计是退役治理项目前期工作的重要文件,是工程批复的依据,也是环评和安全分析报告编制的基础和依据。它包括()。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)环境影响评价报告是工程批复的必要条件,它包括()。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)安全分析报告是对铀矿冶设施的()等有关安全问题进行监管。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)安全分析报告是对()等问题进行分析,给出退役治理工程方案安全稳定性结论。
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铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)安全分析报告是工程批复的另一必要条件,它包括()。
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铀废石、尾矿表面覆盖隔离层的设计应该考虑多重防护作用,典型铀尾矿滩面覆盖隔离层应包括(),以确保防氡效果。
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目前认为处理效果较好的铀尾矿废水处理方法主要有中和氧化沉淀暴气法,此方法可以同时有效地去除尾矿废水中的()。
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核燃料加工、处理设施在正常运行、检修,以及可能发生的事故期间,要采取合理、有效的辐射防护措施,以保证工作人员所受到的剂量照射低于()规定的剂量限值。
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核燃料加工、处理设施要对设施所产生的放射性废气、废液和固体废物进行有效的(),以确保公众所受的剂量达到规定的要求。
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核燃料加工、处理设施为了有效控制厂房的放射性污染,避免物料的损失、减少工作人员的个人吸收剂量,放射性厂房应为()系统。
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核燃料加工、处理设施的辐射防护操作放射性物料的厂房应设有全面排风系统,不同的操作场所根据不同的污染状况保持一定的(),以保证气流从放射性污染水平低的区域流向污染水平高的区域。
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核燃料加工、处理设施在易产生()的部位应设置局部排风系统。
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核燃料加工、处理设施的放射性工作人员必须经过()进出放射性厂房。
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核燃料加工、处理设施的放射性工作人员进厂房要更换工作服,出厂房要进行淋浴,接受()表面污染监测。
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核燃料加工、处理设施对()应有足够的防火防爆器材,摆放要得当。
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核燃料加工、处理设施()前,要制定事故处理规程,并编入全厂的应急预案中。
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核燃料加工、处理设施应对()进行个人剂量监测。
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核燃料加工、处理设施应进行工作人员()监测。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括对厂房进行()设计,合理安排厂房的排风气流和控制()。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括凡有可能污染的空气,均需要经过()再排人大气。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括整个生产系统在密闭状态下进行,操作、输送放射性液态废物的设备和管道,在不违背其他安全要求或特殊工艺下,一般采用()。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括在污染程度不同的工作场所之间要保持适当的(),防止污染空气泄漏,保障气流的合理走向,厂房排风一律要经过净化后再排人大气。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括对参加操作的所有工作人员要进行培训,确保工作人员()上岗。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括工作人员进入工作场所前必须穿工作服、工作鞋、戴工作帽、特殊口罩。离开时要经过(),经()放射性污染检测合格后,更换自己的衣服。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括工作人员进入工作场所前要佩带个人剂量计。在检修和事故场所,要根据个人剂量()限制工作时间。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括应预先分析运行过程中可能出现的各种事故及其后果,包括辐射事故和一般工业事故。根据事故分析制定出事故处理(),编写应急()。
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铀浓缩厂主要工作物质是()。
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铀浓缩厂主要污染物是()。
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铀浓缩工厂污染与辐射控制水平根据()执行。
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铀浓缩工厂为保证检修人员的身体健康,对各类主工艺设备、仪器、管道,在检修前要由专人用()对其内腔进行吹洗、置换,排除内腔中的六氟化铀工作气体或其他有害气体。
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铀浓缩工厂为保证检修人员的身体健康,每次检修时,防护监测人员要跟班对现场空气的污染情况进行取样监测。对检修人员()定期进行监测。
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铀浓缩工厂现场检修后的设备、地面经()并由防护监测人员测量合格后,方可交使用单位接收。
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铀浓缩生产主工艺厂房排放的含铀气溶胶尾气一般经()级尾气净化设备处理,并达到规定的排放标准。
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铀浓缩厂放射性的主要危害和防护重点是()。
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铀浓缩厂职业照射监测的个人剂量监测,主要是()监测。
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铀浓缩厂对较大的检修工作或污染较重的设备进行检修时,使用()对检修人员进行监督监测。
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铀浓缩厂流出物监测主要包括气载流出物、液态流出物中的()含量监测和固体废物监测。
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铀浓缩厂环境监测主要监测项目为()。
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铀浓缩厂正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是()。
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铀浓缩厂正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是食入内照射;关键核素是()。
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铀浓缩厂正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是食入内照射;关键核素是U234;关键居民组为()。
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铀浓缩工厂级联大厅含UF6气体的系统密封性遭破坏时,会引起系统(),在控制室中会发出相应的事故信号,操作人员可以根据工艺事故处理规程进行处理。
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按IAEA文件《放射性物质运输影响评价系统》分析,UF6泄漏的运输事故发生概率约在()/km以下。
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核燃料元件加工厂曾多次发生UF6泄漏事故,主要发生在UF6的()岗位。
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燃料元件加工厂曾多次发生UF6泄漏事件或事故,常见泄漏的主要原因是()。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲。
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核燃料加工、处理设施的辐射防护要遵循()基本原则。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲应包括()等主要内容。
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核燃料加工、处理设施的辐射防护大纲的辐射安全设计应包括()。
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核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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核燃料加工、处理设施必须设置专门的机构进行剂量监测和辐射安全监测。剂量监测应主要考虑()方面。
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核燃料加工、处理设施放射性工作场所应对()进行监测。
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核燃料加工、处理设施对厂区、居民区及对照点的监测应包括()。
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核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括要对周围环境的()进行定期监测。根据监测结果,采取相应的环保措施。
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铀浓缩厂主要工作物质是UF6,关于UF6说法正确的有()。
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放射性工作场所辐射分区按照GB18871规定分为()。
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下列铀浓缩生产放射性工作场所属于控制区的有()。
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下列铀浓缩生产放射性工作场所属于监督区的有()。
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铀浓缩工厂现场污染因素主要表现为()。
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铀浓缩厂职业照射监测主要的监测内容有()。
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铀浓缩厂职业照射监测的空气监测,主要监测空气中的()。
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铀浓缩厂环境安全与公众剂量监测包括()。
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铀浓缩生产的辐射安全监督管理的内容包括()。
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铀浓缩工厂级联大厅一旦确认有UF6泄漏事件发生,应()。
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燃料元件加工厂为了防止UF6泄漏,通常的措施有()。
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当一个中子使235U产生核裂变时,后者通常分裂成()个碎片,同时释放出能量。
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当一个中子使235U产生核裂变时,后者通常分裂成两个碎片,同时释放出能量,还伴随平均放出()个中子。
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所谓“达到临界”就是指某易裂变物质系统满足临界条件,能维持()反应。
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()中子数之比,叫做增殖因子。
- 考虑了中子泄漏的増殖因子,称为有效増殖因子(keff)。当其值()时,系统就能维持自持链式反应,达到临界。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件的控制称为易裂变核素()参数临界安全极限法。
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在分析临界安全时,有时通过实验与计算的方法可同时确定()个参数,只要能保证这这几个参数同时存在,就可在次临界条件下能以较大的规模操作。
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固定的或可溶性的中子毒物(如硼、镉、钆)的存在,可进一步增加次临界系统的()。
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非均匀性或含易裂变材料的容器之间的相互作用将减少次临界系统的()。
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铀富集厂的易裂变材料是单一的235U,其富集度范围从0.2%至90%。当富集度大于()%时,就存在核临界安全问题。
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铀富集工厂用容积小于()的容器盛取高富集度的产品。
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铀富集工厂在考虑双批投料的可能下,清洗槽和扬液器中溶液的235U含量不大于()g。
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铀富集工厂混合澄清槽、清洗槽和扬液器中溶液的235U浓度不大于()g/L。
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铀富集工厂富集度小于()%的含铀物料无临界危险。
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铀富集工厂在处理接近或超过临界量的含235U的溶液反应器中设置()。
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采用ADU工艺生产核燃料元件的废物处理临界控制优先选用()的工艺设备。
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乏燃料贮存时须做临界分析,临界分析时应在()偶然事件原则的基础上。
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通常乏燃料贮存阵列的keff操作限值取()。
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乏燃料贮存阵列有时为提高贮存容量,keff也可限定为(),但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要降低。
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乏燃料后处理厂设施的核临界安全控制应尽可能采用()。
- 乏燃料后处理厂对可能发生核临界事故的场所,须编制()。
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乏燃料后处理厂对于万一发生临界事故可能造成严重后果的核设施,必须制定周密的()。
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乏燃料后处理厂临界控制的偶然事件准则规定:对于设置重屏蔽可将临界事故对人员造成的剂量减少到允许水平的场合,其设计应遵循()重偶然原则。
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乏燃料后处理厂临界控制的偶然事件准则规定:对于无重屏蔽的场合,则应遵循()重偶然原则。
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乏燃料后处理的燃料剪切阶段通过控制剪切组件()来防止临界。
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乏燃料后处理的燃料溶解阶段为增大溶解器的处理能力,还可加入()作为可溶中子毒物。
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乏燃料后处理的共去污和铀、钚分离循环阶段,可溶中子毒物仅在()部分使用,以防产品液被污染。
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低富集度的铀溶液可用()方法贮存于大容器中。
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在分析临界安全时,须考虑的主要因素有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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易裂变核素单参数临界安全极限法的特点是()。
- 核燃料加工、处理设施除了核临界安全控制的技术手段以外,还必须从管理上采取措施,主要是()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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铀富集厂工艺主机内部沉积的铀水混合物达到一定条件时,则有可能发生核临界事故。铀积累可因()引起。
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铀富集工厂采用的临界控制手段包括()。
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采用ADU法,UF6的接收、称重、贮存的主要核临界安全措施是()。
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采用ADU法生产的UO2粉末转运和贮存用()方法确保次临界。
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UO2芯块以安全平板状运输;贮存在三维阵列中时,用()控制确保次临界。
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乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括()。
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乏燃料贮存密集化措施有()。
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乏燃料贮存的临界安全控制参数与条件包括()。
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乏燃料后处理厂设施的核临界安全控制应尽可能采用几何控制;对于不能采用几何控制的大型设备,则应采用()。
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与生产堆辐照燃料后处理相比,轻水堆乏燃料后处理在临界控制方面另有一些特点包括()。
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乏燃料后处理厂临界控制设计需满足的要求是()。
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乏燃料后处理厂临界控制设计的辅助控制措施包括()。
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乏燃料后处理的燃料溶解阶段的临界控制可用()共同实现。
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乏燃料后处理的料液制备阶段通常用()来实现临界安全。
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乏燃料后处理的共去污和铀、钚分离循环阶段萃取设备可用()等方法控制临界。
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乏燃料后处理的铀纯化循环阶段若料液中的235U富集度有可能超过规定的临界富集度限值,则须采取()等控制措施。
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乏燃料后处理的钚纯化循环阶段一般均用()方式来控制临界。
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钚溶液可贮存于()。
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在铀燃料循环加工设施中,铀转化工厂将精制天然铀产品转化为()作为铀浓缩工厂的供料。
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UF6是铀浓缩厂主工艺系统的工作物料,天然UF6浓缩达到预定富集度后,送到铀燃料元(组)件加工厂,将其制备成()粉末,然后再经过进一步加工制备成供反应堆所需要的燃料元(组)件。
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在()设施中,由于人为因素或设备的失效,将会发生不同程度UF6的泄漏事件或事故,UF6的泄漏不仅因铀泄漏造成放射性辐射危害,而且会造成不同程度的化学危害,有时化学危害甚至大于辐射危害。
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UF6的三相点出现在()MPa和64.1℃。
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UF6的三相点出现在0.15MPa和()℃。
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UF6从固体变为液体的转化过程中要发生体积膨胀,其密度减少()%。
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对操作UF6的生产岗位,()控制对于生产安全起着很重要的作用。
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为了防止UF6的泄漏工艺系统的设计、设备安装、调试必须确保工艺系统密封(),运行前进行严格检查,并在运行后定期检查与维修。
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核燃料加工、处理设施应在操作UF6物料的设备间设有事故排风,或在频繁操作的部位设有()系统。
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核燃料加工、处理设施应在操作现场配备(),以便在发生UF6泄漏时,保护操作人员尽快采取有效措施,以防事态扩大。
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核燃料加工、处理设施为了减少UF6化学危害对于环境的影响,对于工艺尾气进行()处理,并对处理过程产生的含氟废液进行处理,使气态和液体排出流符合国家排放标准规定的要求。
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国家标准《大气污染物综合排放标准》GB16297-1996,允许废气处理后氟化物最高排放浓度为()。
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国家标准《污水综合排放标准》GB8978-1996,允许废液处理后氟化物排放浓度为()。
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至今我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准,目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照()SCAPA制定的防护行为准则()执行。
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我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准,目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为()级。
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我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准,目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为四级:在达到()级限值时,对于人体健康没有不利的影响。
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我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准,目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为四级:在达到()级限值时,对于人体健康有轻微、短暂的影响。
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我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准,目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为四级:在达到()级限值时,会对于人体产生不可逆或其他严重的健康影响,或者会出现影响受害人员采取防护措施的症状。
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我国还尚未建立氟化物对于人体健康危害的评价标准,目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定的防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为四级:在达到3级限值时,()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是()流程。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,采用()稀释剂稀释的()溶剂进行化工有机溶剂萃取,实现共去污(去除裂变产物)及铀钚分离循环、铀净化循环和钚净化循环。
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在采用PUREX工艺流程的乏燃料后处理设施中,有机化学试剂降解形成“红油”及其发生爆炸是一种特殊而又重要的风险。“红油”其红色是()化合物在稀释剂中的颜色。
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在采用PUREX工艺流程的乏燃料后处理设施中,有机化学试剂降解形成“红油”,当混合物温度超过()℃时“红油”易发生爆炸性分解反应。
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在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中,红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种()中。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种蒸发器中。蒸发器装置是用于浓缩来自不同萃取、净化循环的水相物流,这些水相物流含有硝酸盐和痕量有机溶剂,其数量随水相物流上游工序处理的()有关。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,要注意“红油”爆炸这一特殊风险。文献数据表明,一般“红油”在()℃温度范围可以热分解。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,要注意“红油”爆炸这一特殊风险。文献数据表明,一般“红油”在130-150℃温度范围可以热分解,有的“红油”在高于()℃时才可以热分解。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,要注意“红油”爆炸这一特殊风险。红油热分解的温度取决于()。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,要注意“红油”爆炸这一特殊风险。红油热分解温度高于()℃时表现为一级动力学分解反应,形成极端放热和自催化反应,产生大量的热和可燃气体,产生的热可进一步增加液相的温度和反应速率。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,要注意“红油”爆炸这一特殊风险。“红油”爆炸是由于在蒸发器中“红油”的形成和积累,温度高于()℃时形成热失控反应,导致蒸发器严重超压所致。
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在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中,“红油”爆炸事故是由于有机化学试剂在()条件下降解形成降解产物,并且在()失控的情况下发生。
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由于红油爆炸事故可能发生在温度超过()℃的条件,在后处理厂采用的PUREX流程中,只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。
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在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中,对()浓缩器“红油”爆炸事故后果的评估更具有代表性。
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在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中,对高放废液浓缩器“红油”爆炸事故后果的评估更具有代表性。通过对此类事故烟囱释放放射性核素进行了计算,在事故之后0.5h内释放的主要放射性核素是()。
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在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中,对高放废液浓缩器“红油”爆炸事故后果的评估更具有代表性。通过对此类事故烟囱释放放射性核素进行了计算,在事故之后0.5h内释放的主要放射性核素是碘,在后7.5h释放的主要是()。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括限制送入蒸发器的水溶液中的()含量。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括在混合澄清槽或其他萃取器中,用稀释剂洗涤来自各个萃取循环的水相物流。从各设备的运行反馈表明,洗涤措施能使水相中的TBP含量限制在最大()/升。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括用()个阀门来保证限制回路压力增加,即限制加热蒸汽温度。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括在溶剂蒸馏处理装置接收料液之前,应在各萃取循环的溶剂处理工序对有机物流用碳酸钠和苏打彻底处理,并且用水清洗,以保证这些物流中硝酸盐(氧化物)含量非常低,最大()/L。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括正常操作时,蒸发器内部温度应严格限制在()℃以下。
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有的国家后处理厂在防止和减少“红油”爆炸的控制上,除了一般后处理厂所用的安全控制方法外,还控制工艺过程使用的硝酸浓度应低于()/L。
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据国际原子能机构提供信息,乏燃料后处理厂蒸发器中“红油”反应造成压力增加的风险概率估计只有每年()。
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UF6的物理状态(气态、液态和固态)与其()有关。
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UF6的化学性质比较活泼。在一般条件下,可与()发生反应。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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氟化物具有强的腐蚀性和化学毒性,因此HF对皮肤有强烈的腐蚀性,强渗透作用,对机体组织蛋白有()作用。
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核燃料加工、处理设施为防止UF6泄露对工艺操作系统采取的安全措施包括()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,采用惰性稀释剂稀释的磷酸三丁酯(TBP)溶剂进行化工有机溶剂萃取,实现()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得()产品溶液再进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,()原因造成该流程存在着各种安全风险。
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乏燃料后处理厂PUREX流程的溶剂萃取采用的有机萃取剂为TBP及其惰性稀释剂。惰性稀释剂可以是()。
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乏燃料后处理厂PUREX流程的溶剂萃取采用的有机萃取剂为TBP及其惰性稀释剂。TBP及其惰性稀释剂以及它们水解、辐解的降解产物(),很可能与氧化产物发生剧烈反应。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种蒸发器中。蒸发器装置是用于浓缩来自不同萃取、净化循环的水相物流主要涉及的浓缩单元包括()。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种蒸发器中。蒸发器装置是用于浓缩来自不同萃取、净化循环的水相物流主要涉及的浓缩单元,对这些料液进行长时间加热其反应极其复杂(辐解、水解、氧化和硝化等反应),这取决于()。
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在后处理厂采用的PUREX流程中,要注意“红油”爆炸这一特殊风险。在后处理厂浓缩或蒸发操作时,应全面控制()。
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由于“红油”爆炸事故可能发生在温度超过130℃的条件,在后处理厂采用的PUREX流程中,只能在()设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。
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在乏燃料后处理厂采用的PUREX流程中,()浓缩器如果保护措施多重失效,就有可能发生“红油”生成、累计和自催化分解而发生“红油”爆炸。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括()。
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为了防止“红油”爆炸,对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括在溶剂蒸馏处理装置接收料液之前,应在各萃取循环的溶剂处理工序对有机物流用()彻底处理,并且用水清洗,以保证这些物流中硝酸盐(氧化物)含量非常低。
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核材料安全包括()个方面。
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核材料安全,包括两个方面,一方面是防止(),造成放射性对环境的污染。
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在整个核燃料循环过程中,铀的浓缩、元件制造、乏燃料运输、贮存和后处理过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。对于核反应堆工程,则更多的是()。
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在核能、核技术广泛应用的今天,如何防范有预谋的核走私和极端恐怖集团的袭击以及恐怖分子利用核材料进行恐怖活动,是核材料()的目的之一。
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核材料安全,包括两个方面,一方面是防止破坏,造成放射性对环境的污染;另一方面是防止()。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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()及含上述物质的材料和制品都称为核材料。
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直接使用核材料是指不需经过核素转换或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料,下列属于直接使用核材料的是()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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核材料管制目的是“确保核材料的安全与合法利用,防止()。保护国家和人民群众的安全,促进核能事业的发展”。
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核材料管制的基本要求是()。
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核材料安全是通过()来保证。
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根据“安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料()的纵深防御思想,对核材料进行管制。
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根据“安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
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采取()的办法可以及早发现在正常的核材料活动掩护下的一些非法转移,以及内外勾结的少量多次转移或偷盗。
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()为核材料衡算管理、为核材料衡算系统的核查提供所需要的一切信息和数据。
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记录报告系统为核材料衡算管理、为核材料衡算系统的核查提供所需要的一切信息和数据。失去数据的(),即认为出现反常现象,这极大可能意味着发生了核材料丢失或非法转移。
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核材料衡算管理分为件料核设施和散料核设施,属于件料设施的是()。
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不依靠测量系统提供核材料衡算数据的是()。
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《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》中规定,对于一时达不到核材料衡算要求的核设施,可在()中规定达标的期限。
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核材料衡算采用()的方法。
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核材料平衡是指加工生产过程中,核材料的不平衡差(MUF),即所谓的无名损失量,必须是在法规限定的标准误差的()倍之内。
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件料设施核材料的不平衡差(MUF)值一般为零,若不为零,一定发生了()。
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如果核材料的不平衡差(MUF)值超过()σMUF,则要进行核查分析,改正错误后,MUF值仍然过大,则要考虑存在非法转移的可能性。
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铀同位素浓缩设施闭合平衡核材料的不平衡差(MUF)的相对标准偏差限值为()σMUF/%。
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铀加工设施闭合平衡核材料的不平衡差(MUF)的相对标准偏差限值为()σMUF/%。
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钚加工厂闭合平衡核材料的不平衡差(MUF)的相对标准偏差限值为()σMUF/%。
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铀后处理设施闭合平衡核材料的不平衡差(MUF)的相对标准偏差限值为()σMUF/%。
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钚后处理设施闭合平衡核材料的不平衡差(MUF)的相对标准偏差限值为()σMUF/%。
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为了能及时发现核材料丢失,需要根据核材料()规定衡算周期。
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因为核材料管制是以核不扩散为目标,因此衡算周期要保证使()。
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因为核材料管制是以核不扩散为目标,因此衡算周期要保证使觉察时间小于转换时间。按当前标准,转换时间和时效目标值相当,未辐照过直接使用核材料时效目标为()个月。
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因为核材料管制是以核不扩散为目标,因此衡算周期要保证使觉察时间小于转换时间。按当前标准,转换时间和时效目标值相当,辐照过直接使用核材料时效目标为()个月。
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因为核材料管制是以核不扩散为目标,因此衡算周期要保证使觉察时间小于转换时间。按当前标准,转换时间和时效目标值相当,间接使用核材料时效目标为()个月。
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核材料横算周期的确定需要规定能觉察的最小转用(指核材料在核保障协定禁止范畴内的使用)速度为每年一个显著量,含238Pu低于80%Pu为()kg。
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核材料横算周期的确定需要规定能觉察的最小转用(指核材料在核保障协定禁止范畴内的使用)速度为每年一个显著量,233U为()kg。
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核材料横算周期的确定需要规定能觉察的最小转用(指核材料在核保障协定禁止范畴内的使用)速度为每年一个显著量,含235U>20%的U为()kg。
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核材料横算周期的确定需要规定能觉察的最小转用(指核材料在核保障协定禁止范畴内的使用)速度为每年一个显著量,含235U<20%的U(包括天然铀和贫化铀)为()kg。
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核材料横算周期的确定需要规定能觉察的最小转用(指核材料在核保障协定禁止范畴内的使用)速度为每年一个显著量,Th为()。
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由于高浓铀及钚的转换时间短和显著量的值小,因此其衡算周期定为()个月。
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对于轻水堆而言,核材料横算周期达到一个核材料显著量相应为()个新燃料组件,或()个乏燃料组件。
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对轻水堆核电厂而言,其核材料衡算周期为每年至少()次。
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核燃料元件加工厂一般考虑其核材料衡算周期为每年至少()次。
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对于核电厂,IAEA建议采用单一的MBA(核材料平衡区)结构,在新燃料组件贮存库,堆芯和乏燃料贮存池分别设置()个库存关键测量点,并分别建立()个流动关键测量点。
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研究堆和动力堆均可采用单一MBA(核材料平衡区)结构,对于双堆或多堆核电厂,并且每个堆分别设置新燃料贮存库和乏燃料贮存水池,则将每个堆划分为()个MBA为好。
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核材料衡算管理包括()。
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记录报告系统为核材料衡算管理、为核材料衡算系统的核查提供所需要的一切信息和数据。为此记录报告系统必须做到()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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为了核材料衡算管理的方便,一个衡算单位往往划分为若干个核材料平衡区。平衡区划分的原则是()。
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设计一个有效的核材料和核设施的实物保护系统,应确定确定设计基准威胁(DBT),DBT主要是()问题。
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设计一个有效的核材料和核设施的实物保护系统,应确定确定设计基准威胁(DBT),DBT由()制定。
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实物保护系统必须具备的基本功能有探测、延迟、响应。探测工作也可以由警卫、工作人员、固定岗哨、巡逻人员和()原则完成。
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实物保护系统探测功能的有效性量度是指感知入侵者行动的()和报告并复核报警所需的()。
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实物保护系统延迟有效性的量度是防范对象(被探知后)避开或突破某个延迟设备所需的()。
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实物保护系统的响应包括()部分。
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实物保护系统的响应功能的有效性量度是响应部队的()。
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国家实物保护的目标是,创造条件将非法转移核材料或破坏核设施的()降低到最低限度,并提供信息和技术援助,以支持国家采取迅速和全面的措施,确定遗失核材料的()并追回核材料,以及最大限度地减少破坏的影响。
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实物保护是指()有形物免受未授权的()。
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核材料和核设施实物保护的目的包括()无罪的或非有意地穿入保护区域。
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核材料和核设施实物保护的目的包括准确和有效()并保证经核准者顺利出入保护区域。
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对核设施实物保护的要求包括()应规定核设施的实物保护要求,以防止遭受破坏。
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中国核材料实物保护等级划分为()级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()未辐照过的钚为II级。
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核设施的保护区和要害区周界必须装设由外部探测器、内部探测器、报警评价、出入控制、报警通讯等技术防范装置组成的技术防范系统。报警复核主要由()装置完成。
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核设施实物保护系统的保卫控制中心应具备能维持()小时以上的备用电源。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg以上未辐照过的钚为I级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()以下未辐照过的钚为III级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg以上未辐照过的,U富集度≥20%的浓缩铀为I级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg未辐照过的,U富集度≥20%的浓缩铀为II级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()未辐照过的,U富集度≥20%的浓缩铀为III级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg以上未辐照过的,U富集度为10%-20%的浓缩铀为II级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg未辐照过的,U富集度为10%-20%的浓缩铀为III级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg以上未辐照过的,U富集度<10%的浓缩铀(不包括天然铀、贫化铀)为II级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg未辐照过的,U富集度<10%的浓缩铀(不包括天然铀、贫化铀)为III级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()以上未辐照过的,以氚量计的氚为I级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()g未辐照过的,以氚量计的氚为II级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()g未辐照过的,以氚量计的氚为III级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg以上的浓缩锂(以锂计)为II级。
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按中国核材料实物保护等级划分,()kg的浓缩锂(以锂计)为III级。
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按中国核材料实物保护等级划分,12kg的浓缩锂(以锂计)属于()级核材料。
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核设施的设计基准威胁在报呈()审批后,方可作为设计实物保护系统的依据。
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核设施分为()个实物保护级别。
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在核设施级别与核材料级别划分不一致时,应按()确定核设施实物保护的级别。
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实施一级实物保护的核设施包括堆芯热功率在()MWth以上的反应堆装置。
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实施一级实物保护的核设施包括包含一部分新近卸堆的乏燃料,且总量大于()Bq铯-137的乏燃料池。
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实施一级实物保护的核设施包括独立存放和处理()的设施。
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乏燃料元件后处理设施属于实施()级实物保护的核设施。
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实施二级实物保护的核设施包括堆芯热功率为()MWth的反应堆装置。
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含有需作主动冷却处理核燃料的乏燃料池属于实施()级实物保护的核设施。
- 实施二级实物保护的核设施包括若发生不受控临界事故,其影响可能波及周界外()km范围的设施。
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实施三级实物保护的核设施包括堆芯热功率小于()MWth的反应堆装置。
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实施三级实物保护的核设施包括若失去屏蔽,直接外照剂量率在1m处超过()/的设施。
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实施三级实物保护的核设施包括若发生不受控临界事故,其影响可能波及周界外()km范围内的设施。
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核设施实行分区保护与管理。实施三级实物保护的核设施设()。
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实施一级实物保护的核设施所涉及的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心,如主控室、核反应堆及其辅助厂房、核燃料库房、安全级发电机房、安全级冷却剂循环泵、高放废液处理设备、乏燃料元件处理主工艺厂房、保卫控制中心等,都应置于()。
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实施二级实物保护的核设施所涉及的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心,如主控室、核反应堆及其辅助厂房、核燃料库房、应急发电机房、冷却剂循环泵、低浓铀浓缩设备、中放废液及高放固体废物处理设备、保卫控制中心等,都应置于()。
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实施三级实物保护的核设施所涉及的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心,如主控室、核反应堆及其辅助厂房、核燃料库房、低放废液及中低放固体废物处理设备、保卫值班室等,都应置于()。
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核设施的实物保护区域应划分为控制区、保护区和要害区,实行分区保护与管理。三区呈()布局。
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对任何一个初步设计的实物保护系统,都必须进行()评价,找出其不足之处提出进一步改进的措施,修改实物保护系统方案设计。
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设计一个有效的核材料和核设施的实物保护系统,应考虑()要素。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备()基本功能。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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核材料和核设施的实物保护系统首先考虑系统的()。
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实物保护系统的响应包括()部分。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()子系统组成。
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核设施的保护区和要害区周界必须装设由()技术防范装置组成的技术防范系统。
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核材料和核设施实物保护,是指()的保护措施和技术,简称实物保护。
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核材料和核设施实物保护是一个综合性的概念。它由()组成。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的软件部分的是()。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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核材料和核设施实物保护系统应具备()。
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国家实物保护的目标是,创造条件将非法转移核材料或破坏核设施的可能性降低到最低限度,并提供()援助,以支持国家采取迅速和全面的措施,确定遗失核材料的地点并追回核材料,以及最大限度地减少破坏的影响。
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核材料和核设施实物保护是为()中的核材料以及核设施的安全而制定的措施,也可看成是减少核扩散危险的一种措施。
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核材料和核设施实物保护的目的是()。
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核材料和核设施实物保护的目的包括保保证准确()有意侵入保护区域。
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核材料和核设施实物保护的目的包括在应急情况下,保证()人员顺利出入保护区域。
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对核设施实物保护的要求包括()。
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对核设施实物保护的要求包括:核设施安全监督管理部门应规定核设施的实物保护要求,以防止遭受破坏,应考虑()。
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一个核设施执行何种实物保护措施,要考虑其()。
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核设施放射性释放的危险程度与()有关。
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核材料和核设施的实物保护级别取决于对核设施或核材料的()。
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核材料的分类是基于制造核爆炸装置的材料的潜在风险为依据,而这种风险本身又取决于核材料的()。
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核材料分级(分类)属于最高类别的是()。
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核设施实物保护系统的保卫控制中心应具备()功能。
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在设计核设施实物保护系统时,应遵循一些通用的原则,以及相关法规的要求。并作到与核设施()。
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对已运行的核设施实物保护系统评价时一般采取()的性能试验为基础。
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《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》HAF501/01对()核材料的实体屏障的要求作了明确规定。其中要求建立完整、可靠的实体屏障。
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《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》HAF501/01对一、二、三级核材料的实体屏障的要求作了明确规定。其中要求建立()的实体屏障。
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对核设施可能遭受到的各种威胁要素应进行分析和归类,整理出设计基准威胁。可能的威胁要素主要包括潜在犯罪分子的()。
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根据核设施在遭到破坏后可能产生的放射性释放对公众和环境的危害程度;核设施中核材料的()、核设施所处地理位置及具体情况等因素,将核设施分为三个实物保护级别。
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实施一级实物保护的核设施包括()。
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实施二级实物保护的核设施包括()。
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实施二级实物保护的核设施包括独立存放和处理()的设施。
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实施三级实物保护的核设施包括()。
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实施三级实物保护的核设施包括独立存放和处理()的设施。
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核设施的实物保护区域应划分为(),实行分区保护与管理。
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核设施实行分区保护与管理。实施一级实物保护的核设施设()。
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核设施实行分区保护与管理。实施二级实物保护的核设施设()。
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实施一级实物保护的核设施所涉及的()都应置于要害区。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括核材料衡算测量系统和实物保护系统的()。
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核材料管制监督检查要求()。
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核材料管制监督检查要求包括通过监督检查能有效地核实许可证持有单位的核材料管制有关的物项和活动是否遵循()。
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核材料管制监督检查要求包括通过监督检查能有效地核实许可证持有单位是否有足够的措施确保核材料的安全与合法利用,防止()。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括()。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括核材料衡算管理和实物保护人员的()情况。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括材料衡算管理(包括核材料平衡区的划分;实物盘存的计划和程序)记录和报告系统以及分析测量系统的()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(件料)包括()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(散料)包括()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(件料、散料)包括记录和报告系统的()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(散料)包括核材料测量系统的()。
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核材料许可证颁发后,核材料实物保护的检查,包括()。
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核材料管制的监督检查范围包括()。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括核材料衡算测量系统和实物保护系统的()。
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核材料管制监督检查要求()。
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核材料管制监督检查要求包括通过监督检查能有效地核实许可证持有单位的核材料管制有关的物项和活动是否遵循()。
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核材料管制监督检查要求包括通过监督检查能有效地核实许可证持有单位是否有足够的措施确保核材料的安全与合法利用,防止()。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括()。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括核材料衡算管理和实物保护人员的()情况。
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核准颁发核材料许可证前的检查包括材料衡算管理(包括核材料平衡区的划分;实物盘存的计划和程序)记录和报告系统以及分析测量系统的()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(件料)包括()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(散料)包括()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(件料、散料)包括记录和报告系统的()。
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核材料许可证颁发后的核材料衡算检查(散料)包括核材料测量系统的()。
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核材料许可证颁发后,核材料实物保护的检查,包括()。
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核材料管制的监督检查范围包括()。
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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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民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须有足够的措施保证(),保证安全运行,预防核事故,()可能产生的有害影响。
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民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过()的辐射照射和污染,并将辐射照射和污染减至可以合理达到的()的水平。
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核事故是核设施或核活动中极少出现的对正常状况的()。
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()核事故是核能和平利用有史以来最为严重的核事故,对世界核能和平利用的信心产生了巨大的震撼作用。
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我国在1993年发布了《核电厂核事故应急管理条例》,建立并逐步完善了我国的()级核事故应急管理体系。
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我国在1984年成立国家核安全局,负责对全国民用核设施安全实施()监督,()行使核安全监督权。
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国家核安全局在核设施集中地区设立派出机构,实施核安全()监督。
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核设施纵深防御的最后一个环节是()。
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以需要考虑核安全问题的规模()放射性物质或易裂变材料的设施(包括其相关的场地、构(建)筑物和设备)称为核设施。
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在《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》中明确的核设施包括()。
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在《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》中明确的核设施包括()。
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国家核安全局对民用核设施的()实施全过程监督,实行许可证制度。
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我国核事故应急实行()级管理。
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全国的核事故应急管理工作由()负责。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括拟定国家核事故应急工作()。
- 全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括组织制定和实施国家核事故应急()。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括审查批准()核事故应急计划(预案)。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括适时批准进入和终止()状态。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括提出实施核事故应急响应行动的()。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括审查批准核事故公报、国际通报,提出请求国际援助的()。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,必要时,由()领导、组织、协调全国的核事故应急管理工作。
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负责全国核事故应急管理工作的是()。
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()作为国家核事故应急协调委员会的常设办事机构,负责国家核事故应急协调委员会的日常管理工作。
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在()建有国家核应急响应中心。
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由()组织编制的国家核事故应急计划(预案)是统领全国核事故应急工作的纲领性工作文件,由()批准生效。
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()是统领全国核事故应急工作的纲领性工作文件。
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国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括()的组成及各部门的职责。
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国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括在核事故应急响应中,国家核事故应急协调委员会的响应()。
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国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括()应急状态的确认和解除原则和程序。
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核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市()负责本行政区域内的核事故应急管理工作。
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核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作,其主要职责包括组织制订()核事故应急计划(预案),做好核事故应急准备工作。
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核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作,其主要职责包括()场外核事故应急响应行动。
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核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作,其主要职责包括统一指挥()核事故应急响应行动。
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核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作,其主要职责包括()核事故应急响应行动。
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目前,我国()所在地省级政府都建立了相应的核事故应急组织,也都编制了相应的场外应急计划(预案)。
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核动力厂()必须编制场外应急计划(预案)。
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核动力厂场外应急计划(预案)应与核动力厂营运单位的场内应急计划很好协调、配合,并且须经()批准。
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核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括制订()核事故应急计划,做好核事故应急准备工作。
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核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向()报告事故情况。
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核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向核动力厂主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况,提出进入()应急状态和采取应急防护措施的建议。
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核动力厂的()对核动力厂的安全运行承担全面责任。
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核动力厂营运单位核事故应急准备,从()开始,各阶段工作都要考虑核事故应急准备方面的要求。
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在核动力厂(),须编制完备的应急计划、相关技术支持性文件及必要的实施程序,并切实落实各项应急准备措施。
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核动力厂营运单位编制的场内应急计划在经过()的预审后,正式报国务院核安全监管部门审查,经批准后才正式生效。
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制定完整有效的()应急计划是营运单位在平时保持应急响应能力、在事故状态下正确执行应急响应的保证,也是制定场外应急计划及国家核应急计划的技术基础。
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核安全导则《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》(HAD002/01-2010)中明确了核动力厂场内应急计划的格式和内容,共包含()项。
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核动力厂场内应急计划的“总则”部分描述编制应急计划的(),列出所依据的法规、规章标准和文件,说明应急计划的适用范围。
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核动力厂场内应急计划的“总则”部分描述编制应急计划的目的,列出所依据的法规、规章标准和文件,说明应急计划的()。
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核动力厂场内应急计划的“应急状态分级及应急行动水平”部分应描述()级应急状态的基本特征。
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对于多堆厂址的核动为厂,其应急指挥部的组成,应保证具有统一协调场内应急响应行动的()。
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核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应说明核动力厂应急指挥部与场外应急组织的接口,重点描述与()的接口、联络人、相互支援与责任分工等。
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核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应重点描述()辐射后果评价方法与应急环境监测内容及安排。
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在核动力厂应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应有概要的描述,在程序中应说明堆芯损伤状况与一回路冷却剂中()参数的关系。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应说明在应急状态下,如何根据()对操作干预水平进行修改的原则与方法。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应说明在应急状态下,如何根据监测结果对操作干预水平进行修改的原则与方法,在附件中给出针对本核动力厂及()特点建立的操作干预水平。
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核动力厂场内应急计划的“公众信息与沟通”部分应描述()在与公众信息沟通中的职责,信息沟通的内容与方法,以及公众获得信息的渠道和新闻媒体信息传播的统一管理。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应说明各类演习的目的、类别、规模、频度和情景设计,以及对演习的()要求。
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核动力厂场内应急计划的“附件”部分应列出本应急计划有关的()。
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核动力厂营运单位应根据其场内应急计划,编制相应的包括用于应急期间采取应急响应行动的程序和平时用于应急准备的执行程序。下列说法错误的是()。
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我国核事故应急分为(),分层次对相应核事故应急管理工作负责。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责是()。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括统一协调()的统一协调核事故应急工作。
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全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责,其主要职责包括审查批准核事故()。
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国家核应急协调委员会设有专家委员会组。由国内()等方面的专家组成。
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国家核事故应急计划(预案)主要包含()内容。
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国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括国家核救援能力的()。
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国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括明确各项应急准备措施,如()。
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国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括事故后恢复行动的()。
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核动力厂(核设施)所在地的()人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作。
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核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作,其主要职责是()。
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核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容是()。
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核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容包括落实各项应急设施、设备,确保其()。
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核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容包括落实各项应急设施、设备,确保其可靠性、充分性,包括()。
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核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容包括明确()的确定与发布程序。
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核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容包括落实各项管理措施,确保应急响应的()。
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核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容包括应急响应能力的保持,包括()。
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核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责是()。
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核动力厂场内应急计划的“核动力厂及其环境概况”部分应标出()。
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核动力厂场内应急计划的“核动力厂及其环境概况”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“应急计划区”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“应急状态分级及应急行动水平”部分应根据核动力厂的()特征提出应急行动水平。
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核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应描述各应急行动组的组成及职责,应急行动组的工作范围应覆盖()。
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核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应明确应急组织负责()。
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核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应说明核动力厂应急指挥部与场外应急组织,包括()的接口。
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核动力厂场内应急计划的“应急设施与设备”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“应急设施与设备”部分应列出应设置的主要应急设施,包括()的位置,基本功能及应配置的主要设备与器材.
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核动力厂应急控制中心和应急技术支持中心应具备()的能力。
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核动力厂场内应急计划的“应急通信、报告与通知”部分应描述()。
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核动力厂场内应急计划的“应急通信、报告与通知”部分应描述对应急通信系统的基本要求包括()。
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核动力厂场内应急计划的“应急通信、报告与通知”部分应描述应急通知方法与程序,包括向()的应急报告。
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核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应描述事故后果评价的目的、任务和主要工作内容,包括()。
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核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应说明获取()参数的方法与安排。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应列出经场内、外协调一致的通用()水平。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应规定各应急状态下的()的方法和程序。
- 核动力厂场内应急计划的“应急照射控制”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“应急补救行动”部分应概述应急状态下()。
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核动力厂场内应急计划的“应急终止和恢复活动”部分应()。
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核动力厂场内应急计划的“记录”部分应描逑对记录的基本要求和基本内容,包括()应急计划的记录,应急响应的记录,以及应急终止与恢复阶段的记录。
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核动力厂场内应急计划的“记录”部分应描述对记录的基本要求和基本内容,包括制定、维持、修改()的记录。
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核动力厂应急响应能力的保持包括()。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应说明各类演习的(),以及对演习的评议要求。
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核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应概要说明对应急计划进行评议和修改的()。
- 核动力厂场内应急计划的“附件”部分应列出()目录。
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核动力厂营运单位应急计划执行程序清单中,属于应急准备程序的是()。
- 涉及放射性的人类活动被划分为()类。
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()是指引入新的照射源、照射途径或扩大受照人员的范围或改变现有源的照射网络,从而使人们受到照射或有受到照射的可能性或受到照射的人数增加的任何人类活动。
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()是指旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的辐射源所致照射可能性的任何人类活动。
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干预是指旨在减少或避免不属于()实践的或因事故而失控的辐射源所致照射可能性的任何人类活动。
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有可能将实践产生的对人的辐射照射剂量控制在国家规定的剂量限值之下,并做到可合理达到尽量低的最主要的措施是()。
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涉及放射性的人类活动被划分为实践和干预,需要实施干预的主要情况有核事故、辐射事故或辐射突发事件引起的需要采取()的()情况,例如核动力厂事故。
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涉及放射性的人类活动被划分为实践和干预,需要实施干预的主要情况有天然辐射源(例如建筑物和工作场所内氡的照射)或以往事故、事件产生的放射性残存物引起的需要采取()的()情况。
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与实践不同,在干预的情况下,照射源、照射途径和受照的个人均已存在,()已不在控制之中。
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在干预的情况下采取保护公众的()行动来限制对公众(包括工作人员)的辐射照射。
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在讨论核事故应急状态下的干预时,一般不涉及由()产生的持续照射情况下的干预。
- 针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为()个阶段。
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针对最容易发生的放射性物质向()释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故早期如果可能,应实施()防护行动。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故中期主要的辐射危害来自()的放射性物质。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故中期的防护行动决策已可以依据()数据作出。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故晚期中止防护行动、恢复正常生活的决策的主要依据是()结果。
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照射途径是指辐射或放射性物质可能达到()并引起照射的途径。
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核或辐射事故(包括恐怖裘击事件)发生后,主要()的确定将直接影响防护措施的选择和决策。
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在核动力厂发生严重事故时,最大的可能性是发生向()环境的放射性释放。
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核事故中,()是决定照射途径的最主要因素。
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密封放射源失控事故,()是最主要的照射途径。
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向大气的放射性释放事故,当释放的仅仅是或起主导作用的是放射性惰性气体,()很可能是对公众产生照射的最主要途径。
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防护措施就是为防止或减少公众成员在应急或持续照射情况下的()而进行的干预。
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在核或辐射应急情况下,紧急防护行动将依据()来实施。
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在核或辐射应急情况下,采取紧急防护行动的目的是为了防止严重()效应的发生。
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在核或辐射应急情况下,采取紧急防护行动的目的是为了减少所接受的剂量、降低受照人群发生()效应的危险。
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()是唯一可以完全避免因放射性释放而引起的各种照射的防护对策。
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在核或辐射应急情况下,根据核设施的主导状况或突发事件现场的条件,在放射性物质释放或发生照射之前或之后不久就采取预防性撤离,将可以最有效地防止严重的()健康效应发生。
- 坚固的、密封性较好的多层建筑通常有较好的对外照射的屏蔽能力,外照射的减弱倍数可以达到()。
- 坚固的、密封性较好的多层建筑通常有较好的对外照射的屏蔽能力,外照射的减弱倍数可以达到10。吸入剂量也可降低()倍。
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在可供选择的紧急防护行动中,()是一种比较容易实现,困难、代价和风险又相对较小的防护行动。
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当怀疑或监测到人员体表或衣服上有放射性污染时,需要进行人员去污。人员去污往往与()放射性污染监测同时进行。
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人员去污最简单也是最常用的人员去污方法是()。
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呼吸道防护属于个人防护措施,目的是防护来自()放射性产生的吸入内照射。
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服用稳定碘的目的是保护()。
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下列关于服碘防护说法错误的是()。
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服用稳定碘对甲状腺吸收放射性碘的阻断作用的有效性决定于服用稳定碘相对于摄入放射性碘的()。
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已有的实践(例如切尔诺贝利事故)表明,服用稳定碘对保护()尤为重要。
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限制污染的食物和水的消费,是针对食入途径采取的防护措施,因此通常作为()。
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限制污染的食物和水的消费,是针对食入途径采取的防护措施,可将为()污染的牛奶制成奶制品,延期使用,因其半衰期短而使污染随时间不断减弱。
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干预的目的,即应急响应达到的基本目标,这就是尽一切努力保持公众和包括工作人员个人接受的辐射剂量低于相关阈值,防止发生严重的()健康效应;同时确保采取所有合理措施,减少目前和将来()健康效应的发生。
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干预的目的,即应急响应达到的基本目标,这就是尽一切努力保持公众和包括工作人员个人接受的辐射剂量低于相关(),防止发生严重的确定性健康效应;同时确保采取所有合理措施,减少目前和将来随机性健康效应的发生。
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应急响应的基本辐射防护目标是通过()防止发生个人的确定性效应,和减少随机效应的发生。
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应急响应的基本辐射防护目标是通过干预()发生个人的确定性效应,和()随机效应的发生。
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干预决策的基础是遵循干预的()的原则。
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定义干预水平为“在应急(或持续照射)情况下据以采取特定()的可防止剂量”。
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定义干预水平为“在应急(或持续照射)情况下据以采取特定防护行动的()”。
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在干预水平的剂量表示量中的“可防止剂量”与“预期剂量”()。
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为避免严重的确定性健康效应发生,在判断是否采取防护行动(特别是预防性行动)时,使用()是合适、贴切的。
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在国标GB18871中,通用干预水平采用的剂量当量是(),以()表示。
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在国标GB18871中,任何情况下预期均应进行干预的剂量水平(相当于针对急性照射的干预水平)是以()表示。
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只要()可能达到()效应的剂量阈值,实施干预总是正当的。
- 在考虑紧急防护的实际行动水平的正当性和最优化时,应考虑当胎儿在两天时间内受到大于约()Gy的剂量时产生确定性效应的可能性。
- 紧急防护行动的隐蔽适宜的持续时间<2天,通用优化干预水平值(可防止剂量)为()mSv。
- 紧急防护行动的撤离适宜的持续时间<7天,通用优化干预水平值(可防止剂量)为()mSv。
- 紧急防护行动的碘防护,通用优化干预水平值(可防止剂量)为甲状腺()mGy。
- 对于临时性避迁,用可防止剂量表示的通用干预水平是第一个月()mSv。
- 对于临时性避迁,用可防止剂量表示的通用干预水平是第一个月30mSv,随后每个月()mSv。
- 开始和终止临时性避迁的通用干预水平分别是()mSv/月和()mSv/月的可防止剂量。
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紧急防护行动的永久再定居,通用优化干预水平值(可防止剂量)为终身(70年)()。
- 紧急防护行动的永久再定居,通用优化干预水平值(可防止剂量)为终身(70年)1Sv或1-2年内降不到()mSv/月以下。
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对于控制食品污染的干预,用()水平表示。
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可以把操作干预水平看成是行动水平的一种类型,用它可立即和直接地根据()结果确定适当的防护行动。
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核动力厂在()阶段就需要建立适用于特定厂址条件和事故特点的操作干预水平。
- 除抢救生命、可能抢救生命、防止演变成灾难性状况、防止严重损伤及避免大的集体剂量等行动外,应急工作人员所受的剂量不得超过职业照射单一年份最大剂量限值()mSv。
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()的行动原则上无剂量控制上限值,但应尽可能控制在发生严重确定性效应的阈值之下。
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当接受的剂量接近严重()时,只有当给他人带来的利益明显大于本人所承受的危险时,才进行这类行动。
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国标GB18871规定除()情况外,从事干预的工作人员所受到的照射不得超过职业照射最大单一年份剂量限值(50mSv)。
- 国标GB18871规定在(a.为抢救生命或避免严重损伤;b.为避免大的集体剂量;c.为防止演变成灾难性情况)这些情况下,除抢救生命的行动外,必须尽一切合理的努力,将工作人员所受到的剂量保持在最大单一年份剂量限值的()倍以下。
- 国标GB18871规定在(a.为抢救生命或避免严重损伤;b.为避免大的集体剂量;c.为防止演变成灾难性情况)这些情况下,除抢救生命的行动外,必须尽一切合理的努力,将工作人员所受到的剂量保持在最大单一年份剂量限值的2倍即()mSv以下。
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国标GB18871规定在(a.为抢救生命或避免严重损伤;b.为避免大的集体剂量;c.为防止演变成灾难性情况)这些情况下,除()的行动外,必须尽一切合理的努力,将工作人员所受到的剂量保持在最大单一年份剂量限值的2倍(100mSv)以下。
- 国标GB18871规定对于抢救生命的行动,应做出各种努力,将工作人员的受照剂量保持在最大单一年份剂量限值的()倍以下,以防止确定性健康效应的发生。
- 国标GB18871规定对于抢救生命的行动,应做出各种努力,将工作人员的受照剂量保持在最大单一年份剂量限值的10倍,即()mSv以下,以防止确定性健康效应的发生。
- 国标GB18871规定当采取行动的工作人员的受照剂量可能达到或超过最大单一年份剂量限值的()倍时,只有在行动给他人带来的利益明显大于工作人员本人所承受的危险时,才可采取该行动。
- 国标GB18871规定当采取行动的工作人员的受照剂量可能达到或超过最大单一年份剂量限值的10倍,即()mSv时,只有在行动给他人带来的利益明显大于工作人员本人所承受的危险时,才可采取该行动。
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任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平):全身(红骨髓)2天内预期吸收剂量()Gy。
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任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平):肺2天内预期吸收剂量()Gy。
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任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平):皮肤2天内预期吸收剂量()Gy。
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任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平):甲状腺2天内预期吸收剂量()Gy。
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任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平):眼晶体2天内预期吸收剂量()Gy。
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任何情况下都应进行干预的剂量水平(急性照射的剂量水平):性腺2天内预期吸收剂量()Gy。
- 为达到最有效降低甲状腺的受照剂量,应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。只要在吸入放射性碘前()小时内服用稳定碘,对放射性碘的防护效果几乎可达100%。
- 为达到最有效降低甲状腺的受照剂量,应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。只要在吸入放射性碘前6小时内服用稳定碘,对放射性碘的防护效果几乎可达100%;如果是吸入时服用,效果约()%。
- 为达到最有效降低甲状腺的受照剂量,应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。吸入6小时后服用,防护效果仍可达()%。
- 为达到最有效降低甲状腺的受照剂量,应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。吸入()小时后服用,服用稳定碘已不起作用。
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涉及放射性的人类活动被划分为()。
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实践是指(),从而使人们受到照射或有受到照射的可能性或受到照射的人数增加的任何人类活动。
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核设施或核活动在正常情况下引起的对公众的照射属于实践引起的辐射照射,对这种照射的控制主要就是通过控制辐射源的办法实现的,包括()。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为()阶段。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。下列对于事故早期说法正确的是()。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故早期对人的主要辐射危害来自()。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。下列关于事故中期说法正确的是()。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故中期关心的照射途径是()。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。下列关于事故晚期说法正确的是()。
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针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。事故晚期主要的照射途径可能是()。
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在核动力厂发生严重事故时,最大的可能性是发生向大气环境的放射性释放,可能涉及的照射途径有()。
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向大气的放射性释放事故,当释放较大量呈颗粒状态或呈蒸汽态的裂变产物时,()可能成为主要的照射途径。
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针对不同的照射途径,可采取()防护措施。
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在核或辐射应急情况下,最常考虑的紧急防护行动是()。
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构成干预决策基础的基本原则是()。
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对于控制食品污染的干预,用通用行动水平表示。定义通用行动水平为在应急情况下应采取食品控制防护行动的()。
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定义操作干预水平(OIL)为通过()确定的并与干预水平或行动水平相当的一种剂量水平。
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通常将操作干预水平表示为()。
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除()行动外,应急工作人员所受的剂量不得超过职业照射单一年份最大剂量限值(50mSv)。
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我国将核事故应急状态分为()级。
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我国将核事故应急状态分为四级,()是总体应急。
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核动力厂的应急计划都是按四个应急状态制定的。其他核设施则根据其具体情况,大多数情况下,可能不涉及()状态。
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出现可能危及核动力厂安全的某些特定工况或事件,表明核动力厂安全水平处于不确定或可能有明显降低的应急状态称为()。
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宣布应急待命后,核动力厂有关工作人员处于()状态。
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当核电厂发生某些特定工况可能导致紧急状况时,就应发布()的通知。但此时尚有时间采取预防性的和积极的措施来防止紧急状况的发生或减小其后果。
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当核动力厂的安全水平有实际的或潜在的较大的降低,但预计事件的后果仅限于场区的局部区域,不会对场外产生威胁。核动力厂应进入()状态。
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当紧急状态的评价表明放射后果可能仅限于核动力厂场区的局部区域时,应宣布(),这种紧急状况可能引起安全系统自动动作,也可能要求运行人员采取纠正行动。
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核动力厂进入厂房应急状态,营运单位应按照通知程序向()报告事件的性质和严重程度。
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核动力厂的工程安全设施可能严重失效,安全水平发生重大降低,事故后果扩大到整个场区,但除了场区边界附近,场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平,应进入()状态。
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宣布()后,核动力厂营运单位应迅速采取行动缓解事故后果,保护场区人员;场外应急组织可能采取某些应急响应行动(如开展辐射监测),并视情况做好实施防护行动的准备。
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核动力厂()是指放射性物质事故释放的影响扩大到整个场区,但早期的信息和评价表明场外尚不必采取防护措施。
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核动力厂进入场区、场外应急状态应通知()。
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核动力厂宣布进入场区应急状态时,场外的应急组织应处于()状态。
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当核动力厂场区边界处的剂量率达到规定的水平时,应宣布()。
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核动力厂事故后果超越场区边界,场外某个区域的放射性照射水平大于(),应宣布场外应急状态。
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核动力厂场外应急的特征是()。
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能引起发生核动力厂场外应急的事件示包括实际或预计的堆芯的严重损伤,例如:对于一个热功率为3000MW的反应堆大于()的堆芯。
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()就是用于发现、识别和确定核设施应急等级的预先确定的、可以观测的特定准则。
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应急行动水平就是用于发现、和确定核设施应急()的预先确定的、可以观测的特定准则。
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核设施的工作人员是根据()来判别是否应进入应急状态及应进入哪一级应急状态。
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我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定,核动力厂()应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平。
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我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定,核动力厂营运单位应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平;在申请()时,提出初步制定的应急行动水平。
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我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定,核动力厂营运单位应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平;在申请()时应提交修改后的应急行动水平供审评。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按()种识别类型分类。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按四种识别类型分类:A类\F类\H类\S类。裂变产物屏障降级属于()。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按四种识别类型分类:A类\F类\H类\S类。下列属于H类的是()。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按四种识别类型分类:A类\F类\H类\S类。下列属于S类的是()。
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核动力厂营运单位的()有权决定进入应急待命、厂房应急、场区应急状态,并向地方政府核事故应急组织提出进入场外应急状态的建议。
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核动力厂营运单位的应急总指挥有权决定进入应急待命、厂房应急、场区应急状态,并向()提出进入场外应急状态的建议。
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根据导致核动力厂进入应急状态的()和应急状态级别,相应启动应急组织。
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核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急通告”在进入()状态或更高应急状态后()之内向国务院核安全监管部门报告。
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核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的初始报告”在进入()状态或更高应急状态后()之内向国务院核安全监管部门报告。
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核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的后续报告”在初始报告发出后每隔()发一次。
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核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的后续报告”在()时立即报告,然后每隔1小时报告一次。
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核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的后续报告”在势态得到控制后,每隔()报告一次,直至退出应急状态。
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核动力厂营运单位应急报告制度规定“最终评价报告”在退出应急状态后的()之内向国务院核安全监管部门报告。
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核动力厂事故应急期间,技术支持组的专家协助应急运行人员分析工况,提出()。
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()数据对判断事故工况及其对环境的影响,决定采取对场内应急和非应急人员的辐射防护行动、向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议是非常重要的。
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核动力厂应急期间,辐射防护组要统筹安排()的辐射防护行动。
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万一发生严重事故,就有可能需采取涉及场外公众的应急行动。采取这些应急行动的决定权在()。
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核设施场内应急状态的终止由()决定并发布解除命令。
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对场外应急状态,核设施营运单位应协同地方应急组织,将终止应急状态的建议上报国家应急组织经批准后,由()发布解除命令。
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如果核动力厂事故期间,核安全相关系统或设备的功能受到损坏或变得不确定,则其重新起动须经()的审查和批准。
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我国将核事故应急状态分为()。
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出现可能危及核动力厂安全的某些特定工况或事件,表明核动力厂安全水平处于()的应急状态称为应急待命。
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能导致核动力厂应急待命的事件有()。
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当核动力厂的安全水平(),但预计事件的后果仅限于场区的局部区域,不会对场外产生威胁。核动力厂应进入厂房应急状态。
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在安全评价时分析过的事故中,预计其辐射后果不会超越出()的局部区域的那些事故会导致核动力厂厂房应急状态。
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能引起发生核动力厂厂房应急的事件有()。
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当核动力厂()时,应进入场区应急状态。
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核动力厂宣布进入()状态时,场内非应急人员应从场区撤离。
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能引起发生核动力厂场区应急的事件示例包括()。
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宣布核动力厂场外应急后,应立即采取行动()。
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宣布核动力厂场外应急的条件应以()为依据,并且应尽可能根据仪表的读数或报警指示来决定。
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能引起发生核动力厂场外应急的事件示例有()。
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应急行动水平就是用于()核设施应急等级的预先确定的、可以观测的特定准则。
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应急行动水平就是用于发现、和确定核设施应急等级的()的特定准则。
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应急行动水平就是用于发现、和确定应急等级的预先确定的、可以观测的特定准则。应急行动水平(EAL)可以是();或者如果发生则表明将进入应急状态的其他现象。
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我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定,核动力厂营运单位应根据核动力厂的()特征提供应急行动水平。
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在制定核设施应急行动水平中应当充分注意,使其具有()特征。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按()识别类型分类。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,需对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按四种识别类型分类:A类\F类\H类\S类。下列属于A类的是()。
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核动力厂营运单位的应急总指挥有权决定进入()状态。
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核动力厂事故期间,应急监测组应根据事故及气象情况,按应急计划中预先制定的方案迅速起动应急监测系统,重点是了解()。
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()是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。
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当()时,就可考虑结束核设施的应急状态。
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核设施场内应急状态的终止由营运单位应急指挥部决定并发布解除命令,并报()。
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各国对核动力厂事故应急措施的研究重点是()。
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核设施应急()区就是在核设施周围建立的制定有核事故应急计划、并预计采取核事故应急对策和应急防护措施的区域。
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核设施应急计划区的食入应急计划区主要针对()。
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划分核设施应急计划区的目的是在该区域内进行相应的应急准备,在应急干预的情况下便于迅速组级有效的应急响应行动,()地降低事故对公众和环境可能产生的影响。
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对于发生概率极小的事故,在确定核动力厂应急计划区时可以不予考虑,以免使所确定的应急计划区的范围过大而带来不合理的()负担。
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确定核动力厂应急计划区应利用()认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。
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确定核动力厂应急计划区应利用国家有关审管部门认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。在暂时没有合适的析方法与程序可供利用的情况下,可参照利用同类核动力厂同类事故的源项数据,但应经过()。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经()认可。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其()应经国务院核安全监管部门认可。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经国务院核安全监管部门()。
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确定核设施烟羽应急计划区的安全准则包括:在烟羽应急计划区之(),所考虑的()使公众个人可能受到的最大预期剂量不应超过GB18871所规定的任何情况下预期均应进行干预的剂量水平。
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确定核设施烟羽应急计划区的安全准则包括:在烟羽应急计划区之(),对于(),相应于特定紧急防护行动的可防止的剂量一般应不大于GB18871所规定的相应的通用优化干预水平。
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隐蔽的通用优化干预水平是:在2天以内可防止酌剂量为()mSv。
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临时撤离的通用优化干预水平是:在不长于一周的期间内可防止的剂量为()mSv。
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碘防护的通用优化干预水平是()mSv(指甲状腺的可防止的待积吸收剂量)。
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在核设施食入应急计划区之(),()所造成的食品和饮用水的污染水平不应超过GB18871所规定的食品和饮用水的通用行动水平。
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在核设施食入应急计划区之外,大多数严重事故序列所造成的食品和饮用水的污染水平不应超过GB18871所规定的食品和饮用水的()。
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在核设施食入应急计划区之外,大多数严重事故序列所造成的食品和饮用水的污染水平不应超过()所规定的食品和饮用水的通用行动水平。
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考虑到核事故分析及事故源项的不确定性较大,()给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值。
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GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值:对于压水堆核电厂,在符合安全准则的前提下,其烟羽应急计划区的区域范围,一般应考虑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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GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值:对于压水堆核电厂,在符合安全准则的前提下,其烟羽应急计划区“内区”的区域范围,一般应考虑反应堆热功率的大小,在以反应堆为中心、半径()km的范围内确定。
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GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值,对于压水堆核电厂,区域范围的确定一般应考虑反应堆()的大小。
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我国现正运行的核动力厂均为一址多堆。一址多堆厂址的应急计划区应有统一的考虑,其范围应包括对每一反应堆机组所确定的应急计划区的范围,其边界可以是各机组应急计划区边界的()。
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核燃料循环设施应根据可能发生的事故及其()的分析,在其应急计划中明确需要建立的应急计划区类型以及应急计划区的范围大小。
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核燃料循环设施应急计划区类型和大小将因核燃料循环设施()情况的不同而有不同的要求。
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下列关于核燃料循环设施应急计划区说法错误的是()。
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核设施应急计划区就是在核设施周围建立的()的区域。
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核设施应急计划区通常划分为()应急计划区。
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核设施应急计划区的烟羽应急计划区主要针对放射性烟羽产生的()。
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确定核动力厂应急计划区的基本原则是()。
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在具体划定核设施应急计划区时,还需考虑核设施周围的具体环境特征包括(),和社会经济状况和公众心理等因素,使划定的应急计划区实际边界符合当地的实际情况,便于进行应急准备和应急响应。
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下列关于研究堆应急计划区说法正确的是()。
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核设施应急计划区是根据()进行相应应急准备的区域。
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在应急的初始阶段,在启动应急控制中心以前,核动力厂()可能是指挥应急响应的主要设施。
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应当用诸如冗余度和多样化的办法来保证核动力厂主控制室的通信系统的()。
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在与核动力厂主控制室实体和电气分隔的()内,应有足够的仪表及控制设备,以便在主控制室丧失其完成基本安全功能的能力时,能实施停堆、保持停堆状态、导出余热并监测电厂基本参数。
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()是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。
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应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。其位置应设在场区内与核动力厂()相分离的地方。
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除非能证明核动力厂的()对所有假设的应急状态都能适用,否则应在不大可能受到影响的合适地点设立一个备用的中心,其功能基本上应能达到该中心的相关要求。
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核动力厂场内核应急设施的()执行的主要功能是对主控制室的工作人员提供技术支持以缓解事故后果。
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核动力厂场内核应急设施的技术支持中心执行的主要功能是对()的工作人员提供技术支持以缓解事故后果。
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()是在核电厂应急响应期间供执行设备检修、系统或设备损坏探查、堆芯损伤取样分析和其他执行纠正行动任务的人员以及有关人员集合与等待指派具体任务的场所。
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核动力厂核应急设施的运行支持中心位置通常在核动力厂()内,或在能够快速进入该区域的其他合适位置。
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核动力厂核应急设施的()应确定专门用于该中心的可居留性准则。当事故的实际影响使该中心不满足所要求的准则时,该中心的功能应转移到其他场所。
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核动力厂核应急设施的()应是一个预先设计好的设施,无需考虑可居留性要求,可以设置在核动力厂所在场区以外,一般位于烟羽应急计划区之外的地方。
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核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能:保障在应急期间()的通信联络和数据信息传输。
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核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能:具有向()进行实时在线传输核动力厂重要安全参数的能力。
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核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能:具有向国务院核安全监管部门进行实时在线传输核动力厂()的能力。
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为核动力厂正常运行所安装的通信系统,应具有足够的通信容量(冗余性)、通信手段的多样性,以确保在应急状态下的()。
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在核动力厂()之前,应准备好应急期间所使用的附加电话、无线电、网络设备或其他通信网。
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核动力厂通信系统除非得到不会阻塞的保证,否则()电话不应依靠公用的电话系统。
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下列各场区内的()设施,不属于核动力厂营运单位的辅助应急设施。
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《核动力厂设计安全规定》要求,在()的设计中,必须采取适当措施和提供足够的信息保护控制室内的人员,防止事故工况下形成过量照射、放射性物质的释放或爆炸性物质或有毒气体之类险情的危害,以保持其采取必要行动的能力。
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《核动力厂设计安全规定》要求,在电厂()的设计中,必须采取适当措施,在长时间内保护在场的人员,以便防止严重事故对他们的危害。
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核动力厂主控制室等重要应急设施应满足的可居留性准则:在设定的持续应急响应期间内(一般为30d),工作人员接受的有效剂量不大于()mSv。
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核动力厂主控制室等重要应急设施应满足的可居留性准则如下:在设定的持续应急响应期间内(一般为30d),工作人员接受的甲状腺当量剂量不大于()mGy。
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在核动力厂场外应急响应期间,省级场外应急指挥部在()组织、指挥和协调场外所有应急响应行动。
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省级核事故场外应急指挥中心通常都设在省会城市,距核动力厂都较远。因此,一般都在()设置前沿指挥所。
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在核动力厂进入场外应急状态时,由()在前沿指挥所指挥和协调各种应急响应行动。
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核动力厂所在地省级场外核应急设施的公众信息中心在应急期间经()可发布有关事故信息、解答公众有关应急信息的查询、接待新闻媒体的采访和收集各界人士的反映。
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国家核应急响应中心是()在核事放应急期间的工作场所。
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国家核应急响应中心是()在核事放应急期间的工作场所。
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核动力厂营运单位和核动力厂所在省的核应急组织所需的应急物资由各自负责准备和保障,超出其自身能力范围的,由国家按()规定予以解决。
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核动力厂营运单位和核动力厂所在省的核应急组织所准备的应急支援力量与物资器材,在其他核设施发生核事故或发生其他辐射紧急情况时,()亦将根据需要调用,实施应急支援。
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下列属于核动力厂核应急设施的是()。
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安装在主控制室内的设备应足以满足应急期间对核动力厂的()。
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应当用诸如()的办法来保证核动力厂主控制室的通信系统的可靠性。
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核动力厂主控制室应具有足够的()条件,并满足可居留性要求。使得在应急期间,工作人员能按所需要的时间在主控制室内工作。
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在与核动力厂主控制室实体和电气分隔的辅助控制室内,应有足够的仪表及控制设备,以便在主控制室丧失其完成基本安全功能的能力时,能()。
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应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。此中心应满足()要求。
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应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。在中心内可取得()。
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应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。应具有联络()的可靠通信手段。
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下列关于核动力厂核应急设施的技术支持中心说法正确的有()。
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核动力厂核应急设施的运行支持中心应与()有安全可靠的通信设备,有足够的空间用于响应队伍的集合、装备和安排工作。
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核动力厂核应急设施的运行支持中心应与核动力厂()分开设置。
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在核动力厂运行之前,在()之间,应准备好应急期间所使用的附加电话、无线电、网络设备或其他通信网。
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核动力厂通信系统在应急情况下应有()的能力。
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核动力厂监测和评价设施应具备()功能。
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核动力厂监测和评价设施的辐射防护评价设备,即使在最严重的辐射条件下和恶劣环境条件下都应保持其充分的()。
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对核动力厂应急设施可居留性的评价涉及()内容。
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我国国标规定,应通过屏蔽和通风系统设计,保证核动力厂()的可居留性。
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核动力厂所在地省级场外核应急设施包括()。
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在核动力厂场外应急响应期间,省级场外应急指挥部在场外核应急指挥中心()场外所有应急响应行动。
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核动力厂场外核应急指挥中心应具备可靠的()系统。
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应在核动力厂周围要建立一套完整的省级场外核应急设施的环境应急监测系统,以便在事故期间能进行()。
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核动力厂所在地省级场外核应急设施的通信系统对()之间的通信,是应急响应活动的重要保证条件。
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国家核应急响应中心应具有()基本功能,以满足进行应急决策、指挥和作为国家核应急信息管理中心及对外核应急联络点的需要。
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国家核应急响应中心应()核动力厂运行及事故信息,为专家咨询和应急决策提供依据。
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国家核应急响应中心应()省核应急组织应急响应的有关信息。
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国家核应急响应中心主要设施包括()。
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国家核应急响应中心的系统与设备包括()。
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应建设以国家核应急响应中心为核心的京区通信系统和远程通信系统,并建立相应的通信能力保持制度,以保证应急响应期间国家核应急协调委与()通信联络的需要。
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国家核应急响应中心的辐射监测支援应为对()监测进行支援。
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国家核应急响应中心应根据积极兼容原则,充分利用现有条件,建立和保持必要的应急技术支持中心或后援单位,如()技术支持中心或后接单位,以形成国家核应急技术支持体系,保障国家的核应急响应能力。
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国家级核应急的医学应急支援为在应急响应时能迅速有效地对中、重度辐射损伤人员组织医疗救治,并为公众提供有效的医学保障,由()按照规定的职责任务分工,制定好支援预案,包括落实救治伤员的专科医院,安排或准备适量的专用药物与器材,并制定好具体实施支援的程序。
- 核应急响应能力的保持包括()个方面的内容。
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在()中要明确对核应急响应人员的培训计划与要求。
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按照核应急响应能力保持培训内容的特性,可以分为()个类别。
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按照核应急响应能力保持培训内容的特性,可以分为()内容两个类别。
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凡在核事故应急期间担负任务的工作人员,至少应接受()次全面的初始培训,并在以后定期接受再培训。
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核事故发生概率极低,但核事故应急准备却需()。
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核事故应急资源的维护需要通过()方法,对各种设施、设备的可用性定期检查,发现问题,及时处理。
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核事故应急资源的维护需要通过各种检验、试验、演习等方法,对各种设施、设备的()定期检查,发现问题,及时处理。
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核事故应急()是检验应急准备情况、培训应急工作人员的主要手段,在应急响应能力的保持中起着至关重要的作用,是检验应急准备状况的主要手段之一。
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核事故应急演习的具体目的包括检验应急计划的各有关部分或整个应急计划是否可()实施。
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核事故应急演习的具体目的包括检验应急计划的各有关部分或整个应急计划是否可有效实施,即检验其()及对各种紧急情况的()。
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核事故应急演习的具体目的包括检验各级应急组织的应急响应行动是否协调,验证应急指挥的()。
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研究性演习,是在制定核事故应急计划或执行程序过程中,为检验其()而进行的演习,这类演习具有一定的探索性,以使计划或程序更科学、更优化。
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在()应急计划时,往往需要进行很多次研究性的单项演习。
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在核事故()应急演习中,参演人员事先并不知道演习将要模拟的情景,演习过程中他们根据自己的判断进行响应。
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核安全法规中所要求的核事故应急演习是()演习。
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核事故应急演习的单项演习可细分为()种。
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()是指为发展和熟练某些基本操作和完成特定任务、执行特定应急执行程序的技巧而进行的演习,这实陈是对相关应急人员基本操作技巧训练的考核。
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医疗救护演习、消防演习属于核事故应急演习的()。
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对通讯、报警系统的演习属于核事故应急演习的()。
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()是指营运单位或地方政府应急组织要全面启动的应急演习,应急响应过程中会涉及启动营运单位或地方政府的绝大部分甚至全部应急组织、应急设施及设备。
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营运单位()应急演习时,场外应急组织根据情景设计予以相应配合,但一般不要求投入场外应急响应行动。
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地方场外应急组织进行场外()应急演习时,核设施营运单位应急组织要相应予以配合,但一般也不必投入很多响应行动,较多的是按情景设计适时提供事故发生、发展情况及对环境影响的预测,作为场外应急行动的“输入条件”。
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核事故()应急演习时,一般还会要求国家核事故应急组织给予必要的配合与指导。
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()是指场内、外应急组织全面启动的应急演习。
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联合演习演习情景设计中的事故一般应达到()状态。
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联合演习主要是针对()而进行的应急演习。
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()演习是对应急响应能力最全面的检查。
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根据核安全法规,不仅要求营运单位编制并定期修改其应急计划,而且要定期进行各种规模的应急演习,以维持足够的应急响应能力。这种演习是()性的。
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根据核安全法规,不仅要求营运单位编制并定期修改其应急计划,而且要定期进行各种规模的应急演习,以维持足够的应急响应能力。这种演习是检验性的。因此参演人员的响应方式至少应是()。
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根据核安全法规,不仅要求营运单位编制并定期修改其应急计划,而且要定期进行各种规模的应急演习,以维持足够的应急响应能力。这种演习是检验性的。因此参演人员的响应方式不能是()。
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对核动力厂营运单位核事故应急演习频度的要求单项演习为每年至少()次。
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对核动力厂营运单位核事故应急演习频度的要求综合演习为()。
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对核动力厂营运单位核事故应急演习频度的要求联合演习为()。
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对研究堆营运单位核事故应急演习频度的要求单项演习为每年()次。
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对研究堆营运单位核事故应急演习频度的要求综合演习为()。
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对研究堆营运单位核事故应急演习频度的要求联合演习为如该堆应急计划涉及场外应急状态则每()年一次。
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对核燃料循环设施营运单位核事故应急演习频度的要求单项演习为()。
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对核燃料循环设施营运单位核事故应急演习频度的要求综合演习为()。
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对核燃料循环设施营运单位核事故应急演习频度的要求联合演习为()。
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核事故应急演习的目标可分为()部分。
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核事故应急演习的联合目标主要是通过()验证营运单位、地方应急组织、国家应急管理部门、核安全监管部门及各相关部门间的协调和配合。
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下列关于核事故应急演习的情景设计说法错误的是()。
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为了保证演习效果,核设施运营单位的综合演习的情景设计应事先经过()审核。
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核设施()前要进行一次综合演习或联合演习。
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核设施首次装料前要进行一次综合演习或联合演习。在演习前,()要对营运单位现场实际应急准备状况进行一次全面检查,以核实是否具备进行装料前综合或联合演习条件。
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在核设施首次综合演习或联合演习前,国务院核安全监管部门一般都要对营运单位现场实际应急准备状况进行一次全面检查,这种检查属国务院核安全监管部门的()。
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核事故应急演习过程中,()在各关键环节指导参演人员完成演习全过程。
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核事故应急演习过程中,导调员在各关键环节指导参演人员完成演习全过程。导调员小组包括演习的总导演及将在各岗位执行“指导”任务的导调员,导演及导调员可以是()。
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核事故应急演习的()可以采用事先不通知的方式,以真正提高应急响应本领、提高技术水平、熟练基本操作。
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核事故应急演习中允许参演人员()的演习情景是训练技术人员在事故条件下完成相应任务的最高级形式。
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核事故应急演习中允许参演人员自由响应的演习情景是训练技术人员在事故条件下完成相应任务的最高级形式。在()中应该尽可能地采用这种自由响应的演习方式。
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在核事故应急演习中导调员在认为参演人员的响应活动有重大偏差时,将及时()。
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在核事故应急演习中导调员在认为参演人员的响应活动有重大偏差时,将及时纠正。首先应采取()方式提醒参演人员对自己的响应活动的正确性加以核实,尽量引导参演人员自己纠正偏差。
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在核事故应急演习中导调员在认为参演人员的响应活动有重大偏差时,将及时纠正。必要时导调员要以()方式直接干预,以确保演习的顺利进行。
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核事故应急演习,在演习事故早期或应急状态发生变化或采取重大应急响应措施过程时,通常尽可能避免使用()尺度压缩的方式,以便较真实地验证应急响应人员综合信息、进行应急判断及采取对抗措施的能力和熟练程度。
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核动力厂事故初期,通常都是由()行使应急指挥职责的,当确认进入应急状态后才启动应急指挥部。
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核事故应急总指挥要对()有深入的了解,在演习过程中,正确应用其判断应进入的应急状态等级。
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核事故应急指挥部要根据事故的进展情况适时与相关应急组织协调,包括()。
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核事故应急指挥部要根据事故的进展情况适时与相关应急组织协调,包括及时、准确地向()报告事故情况,并提出必要的建议。
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核事故应急指挥部要根据事故的进展情况适时与相关应急组织协调,包括向()要求必要的支援。
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核事故应急指挥部要根据事故的进展情况适时与相关应急组织协调,包括执行向()的报告制度。
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为正确执行应急响应过程中的应急报告制度,最好的办法是()事前编制好能满足各方面要求的通用格式,在应急过程中按最高要求统一报告,以免应急响应过程中因执行不同的报告制度造成混乱。
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对核事故应急演习进行评价的目的是为了()。
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对核设施营运单位的综合应急演习和场内、外联合演习的评价,国务院核安全监管部门一般都要派出(),事后并发出评价报告。
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核事故应急演习的单项演习一般由()派监督员参加演习的评价工作。
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核应急响应能力的保持包括对()的保持。
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核应急响应应急资源的保持涉及应急设施、设备和通信安排等的()。
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核应急响应应急计划与执行程序的保持工作主要包括应急计划与程序的()。
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核应急响应能力保持的培训旨在使场内、外所有承担应急职责和任务的工作人员熟悉和掌握应急计划的有关内容、应急组织的职责,具有完成特定应急任务的基本知识和技能,明确()。
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核应急响应能力保持培训的主要对象是场内、外各级应急组织的负有应急任务的人员,特别是()人员。
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按照核应急响应能力保持培训内容的特性,可以分为共同性内容和专业性内容两个类别。共同性内容是指应急工作人员都应学习或了解的内容。包括()。
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照核应急响应能力保持培训内容的特性,可以分为共同性内容和专业性内容两个类别。专业性内容主要涉及各应急专业组织完成应急任务中所需的基本知识与技能,下列属于专业性内容的有()。
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核应急响应能力保持的培训通常采取()相结合的办法。
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无论是初始培训还是再培训,对需要在核事故应急期间掌握装备、操作仪器的人员,都应采取()相结合的方法,以提高其实际能力。
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所有核事故应急培训都要有详细的的记录,包括()。
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核事故应急计划及相关文件、资料必须定期或随时更新。应急计划要按相关规定定期复审,执行程序及应急相关文件、资料也需随时更新,以保存其()。
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核事故应急计划与相关文件、资料的修改和完善可能是因()原因引起的。
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核事故应急资源的维护需要()。
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核事故应急资源的维护需要建立各种应急设施、设备、器材的()制度。
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核事故应急演习的具体目的是()。
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核事故应急演习按演习的性质分类分为()。
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核事故应急演习按演习涉及范围分为()。
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对核动力厂营运单位核事故应急演习频度的要求单项演习为每年至少一次,对()的练习则要更多些。
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核事故应急演习的目标可分为()部分。
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核事故应急演习的场内目标是演习中拟达到的对核设施营运单位应急响应能力的检验目标,以证实营运单位的应急组织能够完成()任务。
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核事故应急演习的场外目标是验证场外各级应急组织能够完成()方面的任务。
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核事故应急演习的联合目标主要是通过综合演习或联合演习验证()之间的协调和配合。
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核事故应急演习的联合目标主要是通过综合演习或联合演习验证营运单位、地方应急组织、国家应急管理部门、核安全监管部门及各相关部门间的协调和配合。确认必要时()获得国家有关主管部门、各核事故应急相关部门支持的方式和渠道。
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根据核事故应急演习计划确定的每次演习的目标进行演习情景设计。其内容主要包括()。
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评价核事故应急演习情景设计的合理性,主要包括()。
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核设施首次装料前要进行一次综合演习或联合演习。,国务院核安全监管部门一般都要对营运单位现场实际应急准备状况进行一次全面检查,以核实是否具备进行装料前综合或联合演习条件。检查的重点包括()方面。
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核事故应急演习日期可以事先通知参演人员,也可以不事先通知。不事先通知的优点是()。
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核事故应急演习日期可以事先通知参演人员,也可以不事先通知。不事先通知的缺点是()。
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在核事故应急演习方案中要认真防止演习可能带来的风险。风险可能来自()。
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核事故应急演习,在演习()过程时,通常尽可能避免使用时间尺度压缩的方式,以便较真实地验证应急响应人员综合信息、进行应急判断及采取对抗措施的能力和熟练程度。
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核事故应急期间应急指挥的()是确保应急响应行动成功的最关键因素。
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核事故应急指挥部成员、特别是应急总指挥必须对()有充分的了解。
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根据历次核动力厂的综合演习和联合演习情况来看,对()环节应予以特别关注。
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根据历次核动力厂的综合演习和联合演习情况来看,对于以系统故障为初始事件的事故来说,()之间的互相支持和协调显得尤其重要。
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对核动力厂应急指挥部演习过程的评价,至少要评价()环节。
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核事故应急演习结束后,评价组要对演习给出正式评价意见,其中应包括()意见。
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国务院核安全监管部门根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》之规定,对全国民用核设施安全实施()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的目的是()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的目的是确认拟选址从核事故应急准备与响应的角度考虑是()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括在预计()范围内没有大城市或其他届时无法动员撤离的人群。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。非居住区和规划限制区边界的确定应考虑选址假想事故的()。
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必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。不要求非居住区是圆形,但非居住区边界离反应堆的距离不得小于()米。
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必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。规划限制区半径不得小于()km。
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必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。规划限制区范围内不应有()万人以上的乡镇。
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核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。厂址半径10km范围内不应有()万人以上的城镇。
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核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。厂址半径()km范围内不应有10万人以上的城镇。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括在预计()范围内没有作为饮水源的大型水库、湖泊。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括在预计应急计划区范围内没有作为饮水源的大型水库、湖泊。如有,则需论证其在核设施()情况下,也不致于受到影响其使用的污染,或另有备用水源。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括核设施运行后,将有()个和或更多不同方向的可供人员应急撤离的通道。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点是()。
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核设施整个寿期内执行应急计划的()是核安全当局认为厂址可接受的必要条件之一,在国务院核安全监管部门的厂址审查意见书中将明确对该厂址执行核事故应急计划能力的审评意见。
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核设施整个寿期内执行应急计划的可行性是核安全当局认为厂址可接受的()条件之一,在国务院核安全监管部门的厂址审查意见书中将明确对该厂址执行核事故应急计划能力的审评意见。
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核设施整个寿期内执行应急计划的可行性是核安全当局认为厂址可接受的必要条件之一,在国务院核安全监管部门的()中将明确对该厂址执行核事故应急计划能力的审评意见。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在设计阶段(建造许可证)的目的是确认核设施在核安全上的()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在设计阶段(建造许可证)的审查要点包括在()有关运行管理的章节中,应提出场内应急计划的初步方案。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在设计阶段(建造许可证)的审查要点包括在初步安全分析报告有关运行管理的章节中,应提出()计划的初步方案。
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在对核电厂初步安全分析报告的审评结论意见中将对其应急计划初步方案的()做出评价,是国务院核安全监管部门发放建造许可证的先决条件之一。
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在对核电厂初步安全分析报告的审评结论意见中将对其应急计划初步方案的可接受性做出评价,是国务院核安全监管部门发放()的先决条件之一。
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在对核电厂初步安全分析报告的审评结论意见中将对其应急计划初步方案的可接受性做出评价,是国务院核安全监管部门发放建造许可证的()条件之一。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在建造阶段(首次装料批准书)的目的是(),以确认具备进行首次装料的条件。
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经()预审过的营运单位核事故应急计划完整有效,满足相关核安全法规的要求,各项实际应急准备措施落实,并经应急演习验证其有效性,是国务院核安全监管部门发放首次装料批准书的先决条件之一。
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经主管部门预审过的营运单位核事故应急计划完整有效,满足相关核安全法规的要求,各项实际应急准备措施落实,并经应急演习验证其(),是国务院核安全监管部门发放首次装料批准书的先决条件之一。
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经主管部门预审过的营运单位核事故应急计划完整有效,满足相关核安全法规的要求,各项实际应急准备措施落实,并经应急演习验证其(),是国务院核安全监管部门发放首次装料批准书的先决条件之一。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在运行阶段(运行批准书)的目的是:试运行后,审查营运单位的核事故应急计划和核设施运行实际情况的符合情况,以确认核事故应急计划的()。
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核电厂正式运行后,营运单位每()年需对应急计划进行一次修订,国务院核安全监管部门要审查其经修订的应急计划,以确认其修订的正确性与充分性。
- 经主管部门预审过的营运单位核事故应急计划完整有效,满足相关核安全法规的要求,各项实际应急准备措施落实,并经应急演习验证其有效性,是国务院核安全监管部门发放()的先决条件之一。
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对根据试运行情况修改与完善的应急计划进行审查以确认应急准备的有效和充分,是国务院核安全监管部门颁发()的必要条件之一。
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对根据试运行情况修改与完善的应急计划进行审查以确认应急准备的有效和充分,是国务院核安全监管部门颁发运行许可证的()条件之一。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在退役阶段(退役批准书)的目的是确认()。
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确认营运单位在核设施退役活动中,能有效防止或控制核事故,保证工作人员、公众和环境的安全,这是国务院核安全监管部门颁发()的必要条件之一。
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核安全应急准备状况的检查的目的是核实和监督营运单位应急准备实际情况,了解其应急响应能力()状况。
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核安全检查的()检查可以是事先通知或事先不通知的。
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事先通知的核安全检查一般在检查前()通知营运单位和/或有关单位。
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对营运单位应急准备方面的检查通常在相应的()审查完成后进行。
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对营运单位应急准备方面的检查通常在相应的文件审查完成后进行,以检查实际的应急组织、应急设施和设备、执行程序等是否和应急计划相符,以确认其应急准备的()。
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()核安全检查是核安全检查组或核安全监督员根据国务院核安全监管部门制定的检查大纲,对营运单位在各阶段的安全重要活动所进行的有计划的核安全检查。
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例行核安全检查是()根据国务院核安全监管部门制定的检查大纲,对营运单位在各阶段的安全重要活动所进行的有计划的核安全检查。
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在营运单位场内应急计划经国务院核安全监管部门审评并准备进行首次装料前的综合应急演习前、运行阶段应急计划定期复审后综合演习前一般都要进行对营运单位应急准备的()。
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在营运单位场内应急计划经国务院核安全监管部门审评并准备进行首次装料前以及运行阶段应急计划定期复审后的()前一般都要进行对营运单位应急准备的例行检查。
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对营运单位应急准备的例行检查,大都是由()直接组织的。
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非例行检查是()根据工作需要进行的检查。
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福岛事故后,国务院核安全监管部门对运行和在建核动力厂进行了一次较全面(包括核事故应急准备)的核安全大检查属于()。
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日常核安全检查是由()进行的检查。
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对核动力厂应急准备状况的检查中,对核事故应急演习有效性的评价包括应急演习()是否符合核安全法规要求。
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核事故应急响应期间,国务院核安全监管部门的监督重点是()营运单位按应急计划正确实施响应。
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核事故应急响应期间,一般情况下,核安全局的监督员()营运单位人员的应急响应行动。
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国务院核安全监管部门通过()来保证其核安全监督的有效性。
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国务院核安全监管部门对民用核设施营运单位的应急准备及应急响应情况实施全过程监督,应急准备条件的审评包括()阶段。
- 国务院核安全监管部门对民用核设施营运单位的应急准备及应急响应情况实施全过程监督,应急准备条件审评的批准文件包括()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在设计阶段(建造许可证)的审查要点有()。
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在核电厂初步安全分析报告有关运行管理的章节中,应提出场内应急计划的初步方案。其内容至少应包括()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在建造阶段(首次装料批准书)的审查要点有()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在建造阶段(首次装料批准书)的审查要点包括应急响应行动和防护措施是否妥当,包括应规定各应急状态下的()。
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核设施正式运行后,营运单位每两年需对应急计划进行一次修订,国务院核安全监管部门要审查其经修订的应急计划,以确认其修订的()。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在运行阶段(运行批准书)的审查重点是()。
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对运行阶段营运单位应急计划定期审查确认其应急准备的(),是国务院核安全监管部门对核设施运行阶段许可证管理的重要组成部分。
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在核电厂退役申请报告中,应有应急计划方面的内容,国务院核安全监管部门审查重点是()。
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核安全应急准备状况的检查的目的是()营运单位应急准备实际情况,了解其应急响应能力保持状况。
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核安全检查可以分为()。
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对营运单位应急准备方面的检查通常在相应的文件审查完成后进行,以检查实际的()是否和应急计划相符,以确认其应急准备的充分性。
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日常核安全检查是由现场核安全监督员进行的检查。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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核事故应急准备必须做到常备不懈,因此这方面的日常核安全检查尤其显得重要,其检查主要内容是()。
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对核动力厂应急准备状况的检查内容包括()。
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对核动力厂应急准备状况的检查中,对应急组织及人员培训情况的检查包括()。
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国务院核安全监管部门在核设施事故应急响应期间,监督的重点是()。
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核事故应急响应期间,只有在极其特殊的情况下,核安全局才可能对营运单位发出强制性命令,要求营运单位采取或停止执行某项应急行动。只有核安全局认为不这样做有立即造成()的严重后果时才可能采取这种强制性措施。
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核事故应急响应期间,一般认为只有在涉及()时,才有引起国务院核安全监管部门考虑采取特殊行动的可能性。
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核技术利用领域发生的涉及辐照或放射性物质失控的事故称为()。
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核设施发生的涉及辐照或放射性物质()的事故称为核事故。
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()是工作人员受辐射事故辐射照射的主要场所。
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公众受辐射事故辐射照射主要来自于()。
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一旦发生辐射事故,需尽快采取相应的应急()措施,尽量减少其实际后果、控制影响范围。
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一旦发生辐射事故,需尽快采取相应的应急处置措施,尽量减少其()后果、控制影响范围。
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一旦发生辐射事故,需尽快采取相应的应急处置措施,尽量减少其实际后果、()影响范围。
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应按照辐射源的安全设计对辐射源的安全保护装置与设备进行严格的监督,特别是坚持对辐射()装置的严格要求和定期检查。
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世界各国的经验表明,()可能导致对环境和公众的健康与安全产生重大影响的辐射事故。
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年发生在()的辐射事故是迄今为止最为严重的一起辐射事故。
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根据辐射事故的性质、严重程度、可控性和影响范围等因素,从重到轻将辐射事故分为()个等级。
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特别重大辐射事故,是指I类、Ⅱ放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果,或者放射性同位素和射线装置失控导致()人(含)以上急性死亡。
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()辐射事故,是指I类、Ⅱ放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果,或者放射性同位素和射线装置失控导致3人以上(含3人)急性死亡。
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重大辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致()人(含)以下急性死亡。
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重大辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下(含2人)急性死亡或者()人(含)以上急性重度放射病、局部器官残疾。
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()辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下(含2人)急性死亡或者10人以上(含10人)急性重度放射病、局部器官残疾。
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较大辐射事故是指()类放射源丢失、被盗、失控。
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较大辐射事故是指Ⅲ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致()人(含)以下急性重度放射病、局部器官残疾。
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()辐射事故是指Ⅲ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致9人以下(含9人)急性重度放射病、局部器官残疾。
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()辐射事故是指Ⅳ类、V类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线裴置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。
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()级以上人民政府环保主管部门应会同同级公安、卫生、财政等部门,编制辐射事故应急预案报本级人民政府批准。
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县级以上人民政府环保主管部门应会同同级公安、卫生、财政等部门,编制辐射事故应急()报本级人民政府批准。
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县级以上人民政府环保主管部门应会同同级公安、卫生、财政等部门,编制辐射事故应急预案报()批准。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位(营运单位),应当根据可能发生的辐射事故的风险,制定本单位的应急(),做好应急准备。
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对()放射源的营运单位,由于所要求的应急预案较为简单,应急预案和程序可以合在一起,即应急预案应含有详细的执行程序。
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下列属于辐射事故的是()。
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在世界范围内发生了多起严重的辐射事故,这些事故的重要原因可以概括为()。
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根据辐射事故的()因素,从重到轻将辐射事故分为特别重大、重大、较大和一般四个等级。
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根据辐射事故的性质、严重程度、可控性和影响范围等因素,从重到轻将辐射事故分为()等级。
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特别重大辐射事故,是指()类射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果。
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重大辐射事故是指()类放射源丢失、被盗、失控。
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一般辐射事故是指()类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。
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县级以上人民政府环保主管部门应会同同级公安、卫生、财政等部门,编制辐射事故应急预案报本级人民政府批准。辐射事故应急预案应当包括()内容。
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()放射性同位素和射线装置的单位(营运单位),应当根据可能发生的辐射事故的风险,制定本单位的应急预案,做好应急准备。
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对移动放射源的营运单位,由于所要求的应急预案较为简单,应急预案和程序可以合在一起,即应急预案应含有详细的执行程序,其应急预案(程序)的主要内容包括()。
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对反应堆乏燃料道路运输的托运人,运输托运人的应急预案的内容应包括()。
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目前各国普遍采用国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)是()年版。
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国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)将事件分类为()级。
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在国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)上级别每增加一级,则事件的严重性大约增加()倍。
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国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)将不具有安全意义的事件称为(),被归类为分级表下部的0级。
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在核与辐射事件分级表(INES)中,明确事件分级主要是根据()个方面的影响。
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在核与辐射事件分级表(INES)中,明确事件分级主要是根据下述三个方面的影响:人和环境,辐射屏障、控制功能以及纵深防御体系的减弱或失效。其中人和环境考虑靠近事件发生位置的人所受的辐射剂量以及从装置中放射性物质()的释放量。
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按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),俄罗斯Kyshtym(南乌拉尔),1957-高放废物罐爆炸使大量放射性物质向环境释放属于()级核事故。
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按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),英国温茨凯尔反应堆堆芯着火,致使放射性物质向环境释放属于()级核事故。
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按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),美国三哩岛核动力厂核反应堆堆芯严重损坏属于()级核事故。
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按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),日本东海核设施临界事件使工作人员受到致死过量照射属于()级核事故。
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按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),法国圣洛朗核动力厂核反应堆一燃料通道熔化,没有放射性向场外的释放属于()级核事故。
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发生在巴西戈亚尼亚的辐射事故是迄今为止最为严重的一起辐射事故,按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),属于()级事故(或事件)。
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核与辐射事件分级表(INES)对放射性物质的大量释放,具有大范围的健康和环境影响,要求实施计划中的扩大的对策定为()。
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核与辐射事件分级表(INES)对放射性物质明显释放,可能要求执行计划中的对策定为()。
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按核与辐射事件分级表(INES),反应堆堆芯严重损坏属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),装置中的大量放射性物质释放,使公众受到明显照射的可能性高。这可能因重大临界事故或火灾所引起属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),影响范围有限的事故(4级)是指放射性物质()释放,除了需进行()控制外不可能造成要求执行已计划的对策。
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按核与辐射事件分级表(INES),影响范围有限的事故(4级)是指放射性物质小量释放,除了需进行食品控制外不可能造成要求执行已计划的对策,因辐射()。
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按核与辐射事件分级表(INES),影响范围有限的事故(4级)是指燃料熔化或燃料损坏,导致堆芯放射性总存量大于()%的释放。
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按核与辐射事件分级表(INES),装置中明显放射性物质释放,使公众受到明显照射的可能性高属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),重大事件(3级)是指工作人员受照超过法定年限值的()倍。
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按核与辐射事件分级表(INES),因辐射造成非致死确定性健康效应(如烧伤)属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),重大事件(3级)是指在运行区域的照射率大于()Sv/h。
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按核与辐射事件分级表(INES),在设计未预计的区域受到严重污染,但公众受到明显照射的可能性低属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),因无预先采取的安全措施,核动力厂接近事故属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),高放密封源丢失或被盗属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),高放密封源错误转运,又无适当程序就地迸行装卸属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),一般事件(2级)是指公众成员受到超过()mSv的照射。
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按核与辐射事件分级表(INES),工作人员受到超过法定年限值的照射属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),一般事件(2级)是指在操作区域的辐射水平大于()mSv/h。
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按核与辐射事件分级表(INES),在设施中设计未预计的区域受到明显污染属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),预先采取的安全措施明显失效,但无实际的后果属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),找到高放密封源丢失源、设备或的运输货包,其安全设备完好属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),高放密封源不适当的包装属于()。
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按核与辐射事件分级表(INES),级别为4级的称为()。
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按核与辐射事件分级表(INES),重大事件为()级。
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按核与辐射事件分级表(INES),无安全意义定为()。
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国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)将级别()称为“事件”。
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国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)将级别()称为“事故”。
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在核与辐射事件分级表(INES)中,明确事件分级主要是根据()方面的影响。
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按国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES),下列核事故属于7级事故的是()。
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下列关于国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)说法正确的有()。
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按核与辐射事件分级表(INES),重大事故(6级)可描述为()。
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按核与辐射事件分级表(INES),影响范围较大的事故(5级)可描述为()。
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按核与辐射事件分级表(INES),下列属于异常(1级)的有()。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,应当按照国务院有关放射性同位素与射线装置放射防护的规定申请领取(),办理登记手续。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,应当按照国务院有关放射性同位素与射线装置放射防护的规定申请领取许可证,办理()手续。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,在申请领取许可证前编制(),报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门审查批准后颁发许可证。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,在申请领取许可证前编制环境影响评价文件,报()审查批准后颁发许可证。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,在申请领取许可证前编制环境影响评价文件,报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门审查批准后颁发许可证;并按()的规定建立放射性同位素备案制度。
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生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,在申请领取许可证前编制环境影响评价文件,报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门审查批准后颁发许可证;并按国务院的规定建立放射性同位素()制度。
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()放射工作场所的放射防护设施,应当与主体工程同时设计、同时施工、同时验收、同时投入使用。
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放射性同位素应当()存放。
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生产、使用放射性同位素和射线装置的单位,应当按照()的规定对其产生的放射性废物进行收集、包装、贮存。
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生产、销售、使用、贮存放射源的单位,应当建立健全安全保卫制度,指定专人负责,落实安全责任制,制定必要的事故应急()。
- 放射性同位素和射线装置的安全监督管理需要依法进行,依据的法律主要由()层次构成。
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()放射性同位素和射线装置的单位,应当按照国务院有关放射性同位素与射线装置放射防护的规定申请领取许可证,办理登记手续。
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新建、改建、扩建放射工作场所的放射防护设施,应当与主体工程同时()。
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放射性同位素应当单独存放,不得与()物品等一起存放。
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放射性同位素应当单独存放,不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放,其贮存场所应当采取有效的()的安全防护措施,并指定专人负责保管。
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()放射性同位素时,应当进行登记、检查,做到账物相符。
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贮存、领取、使用、归还放射性同位素时,应当进行(),做到账物相符。
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()放射性同位素和射线装置的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定对其产生的放射性废物进行收集、包装、贮存。
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生产、使用放射性同位素和射线装置的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定对其产生的放射性废物进行()。
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使用放射源的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定将废旧放射源()。
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()放射源的单位,应当建立健全安全保卫制度,指定专人负责,落实安全责任制,制定必要的事故应急措施。
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生产、销售、使用、贮存放射源的单位,发生放射源丢失、被盗和放射性污染事故时,有关单位和个人必须立即采取应急措施,并向()报告。
- 目前,我国国家监管的核技术利用单位()万多家。
- 目前,我国国家监管的核技术利用单位5万多家,在用放射源()万余枚。
- 目前,我国国家监管的核技术利用单位6万多家,在用放射源12万余枚,在用射线装置近()万余台。
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我国对核技术利用活动实施严格的()管理制度。
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在我国境内生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位(简称“辐射工作单位”),应当依照《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的规定,取得()许可证(简称“许可证”)。
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我国参照国际原子能机构的的有关规定,按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度,从高到低,将放射源分为()类。
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我国参照国际原子能机构的的有关规定,按照射线装置对人体健康和环境的潜在危害程度,从高到低,将射线装置分为()类。
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使用I类放射源和I类射线装置的辐射工作单位的许可证,由()审批颁发。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,()为该种核素的豁免活度。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,I类放射源为()。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,没有防护情况下,接触()类源几分钟到1h就可致人死亡。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,高危险源为()类放射源。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,没有防护情况下,接触()类源几小时至几天可致人死亡。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,III类放射源为()。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,没有防护情况下,接触()类源几小时就可对人造成永久性损伤,接触几天至几周也可致人死亡。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,低危险源为()类源。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,()类源基本不会对人造成永久性损伤,但对长时间、近距离接触这些放射源的人可能造成可恢复的临时性损伤。
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我国参照国际原子能机构的有关规定,将放射源分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类,()类放射源为极低危险源,不会对人造成永久性损伤。
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射线装置按照使用用途分为()。
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根据射线装置对人体健康和环境可能造成危害的程度,()类为高危险射线装置,事故时可以使短时间受照射人员产生严重放射损伤,甚至死亡,或对环境造成严重影响。
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根据射线装置对人体健康和环境可能造成危害的程度,()类为中危险射线装置,事故时可以使受照人员产生较严重放射损伤,大剂量照射甚至导致死亡。
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根据射线装置对人体健康和环境可能造成危害的程度,()类为低危险射线装置,事故时一般不会造成受照人员的放射损伤。
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能量大于()的加速器为I类射线装置。
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生产放射性同位素的加速器(不含制备PET用放射性药物的加速器)属于()。
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高于豁免水平的X射线机属于()类射线装置。
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目前,在全国29个省市有近()套I类工业放射源与I类射线装置在工作。
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辐射工作单位在申请领取许可证前,应当组织编制或者填报(),并依照国家规定程序报()审批。
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根据放射性同位素与射线装置的安全和防护要求及其对环境的影响程度,对环境影响评价文件实行()管理。
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申请领取许可证的辐射工作单位从事使用I类放射源(医疗使用的除外)和使用I类射线装置活动的,应当组织编制()。
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申请领取许可证的辐射工作单位从事使用()类放射源(医疗使用的除外)活动的,应当组织编制环境影响报告书。
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申请领取许可证的辐射工作单位从事使用()类射线装置活动的,应当组织编制环境影响报告书。
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申请领取许可证的辐射工作单位从事医疗使用I类放射源的、使用Ⅱ类、Ⅲ类、Ⅳ类放射源的和使用Ⅱ类射线装置活动的,应当组织编制()。
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申请领取许可证的辐射工作单位从事使用V类放射源和使用Ⅲ类射线装置活动的,应当填报()。
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辐射工作单位组织编制或者填报环境影响评价文件时,应当按照其规划设计的放射性同位素与射线装置的使用()进行评价。
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使用I类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源,使用I类、Ⅱ类射线装置的许可证申请单位,应当设有专门的辐射安全与环境保护管理机构,或者至少有()名具有()以上学历的技术人员专职负责辐射安全与环境保护管理工作。
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依据辐射安全关键岗位名录,应当设立辐射安全关键岗位的辐射工作单位,该岗位应当由()担任。
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使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:放射性同位素与射线装置使用场所有防止()、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。
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使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:配备与辐射类型和辐射水平相适应的防护用品和监测仪器,包括个人剂量测量报警、辐射监测等仪器。使用非密封放射性物质的单位还应当有()监测仪。
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使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:有完善的辐射事故应急()。
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使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:产生放射性废气、废液、固体废物的,还应具有确保放射性废气、废液、固体废物达标排放的处理能力或者可行的处理()。
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使用放射性同位素和射线装置开展诊断和治疗的单位,还应当配备质量控制检测设备,制定相应的质量保证大纲和质量控制检测计划,至少有()名医用物理人员负责质量保证与质量控制检测工作。
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申请领取许可证的辐射工作单位应当向有审批权的环境保护主管部门提交的材料包括单位现存的和拟新增加的放射源和射线装置()。
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环境保护主管部门在受理申请辐射安全许可证时,应当告知申请单位按照环境影响评价文件中描述的放射性同位素与射线装置的使用的规划设计()申请许可证。
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环境保护主管部门应当自受理申请辐射安全许可证之日起()个工作日内完成审查,符合条件的,颁发许可证,并予以公告;不符合条件的,书面通知申请单位并说明理由。
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取得使用高类别放射性同位素与射线装置的许可证的辐射工作单位,从事低类别的放射性同位素与射线装置的使用活动,()另行申请低类别的放射性同位素与射线装置的许可证。
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辐射工作单位变更单位名称、地址和法定代表人的,应当自变更登记之日起()日内,向原发证机关申请办理许可证变更手续。
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辐射安全许可证有效期为()年。
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辐射安全许可证有效期届满,需要延续的,应当于许可证有效期届满()日前向原发证机关提出延续申请。
- 辐射工作单位因故遗失许可证的,应当及时到所在地()报刊上刊登遗失公告,并于公告()日后的一个月内持公告到原发证机关申请补发。
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辐射工作单位因故遗失许可证的,应当及时到所在地省级报刊上刊登遗失公告,并于公告30日后的()个月内持公告到原发证机关申请补发。
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使用I类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源的单位应当按照废旧放射源返回合同规定,在放射源闲置或者废弃后()个月内将废旧放射源交回生产单位或者返回原出口方。
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使用Ⅳ类、V类放射源的单位应当按照国务院环境保护主管部门的规定,在放射源闲置或者废弃后()个月内将废旧放射源进行包装整备后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。
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使用Ⅳ类、V类放射源的单位应当按照国务院环境保护主管部门的规定,在放射源闲置或者废弃后3个月内将废旧放射源进行()后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。
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使用放射源的单位应当茌废旧放射源交回、返回或者送交活动完成之日起()日内,向其所在地()环境保护主管部门备案。
- 《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》规定使用放射源的单位在本办法实施前已经贮存的废旧放射源,应当自本办法实施之日起()内交回放射源生产单位或者返回原出口方,或送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位。
- 辐射工作单位的()应当长期保存。
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辐射工作单位应当编写放射性同位素与射线装置安全和防护状况年度评估报告,于每年()前报原发证机关。
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()以上人民政府环境保护主管部门应当对辐射工作单位进行监督检查,对存在的问题,应当提出书面的现场检查意见和整改要求,由检查人员签字或检查单位盖章后交被检查单位,并由被检查单位存档备案。
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()级环境保护主管部门应当编写辐射工作单位监督管理年度总结报告,于每年()前报国务院环境保护主管部门。
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核技术利用是指()在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和教学等领域中的使用。
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核技术利用主要包括()。
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在我国境内()放射性同位素与射线装置的单位(简称“辐射工作单位”),应当依照《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的规定,取得辐射安全许可证(简称“许可证”)。
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下列关于我国放射源以及射线装置安全许可证件颁发说法正确的有()。
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根据射线装置对人体健康和环境可能造成危害的程度,从高到低将射线装置分为()射线装置。
- 下列属于Ⅱ类医用射线装置的有()。
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下列属于Ⅱ类非医用射线装置的有()。
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下列属于III类医用射线装置的有()。
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下列属于III类非医用射线装置的有()。
- 申请领取许可证的辐射工作单位从事()活动的,应当组织编制环境影响报告表。
- 申请领取许可证的辐射工作单位从事使用()活动的,应当填报环境影响登记表。
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申请领取许可证的辐射工作单位的环境影响评价文件,除按照国家有关环境影响评价的要求编制或者填报外,还应当包括对辐射工作单位从事相应辐射活动的()进行评价的内容。
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使用()的许可证申请单位,应当设有专门的辐射安全与环境保护管理机构,或者至少有1名具有本科以上学历的技术人员专职负责辐射安全与环境保护管理工作。
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使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:申请辐射安全许可证的单位,从事辐射工作的人员必须通过()的培训和考核。
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使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:使用放射性同位素的单位应当有满足()要求的放射源暂存库成设备。
- 使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证,应当具备:有健全的()。
- 申请领取许可证的辐射工作单位应当向有审批权的环境保护主管部门提交()材料。
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辐射安全许可证包括()主要内容。
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辐射安全许可证中使用类活动的范围是指辐射工作单位使用的所有放射性同位素的()和射线装置的类别、数量。
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辐射安全许可证中使用类活动的范围是指辐射工作单位使用的所有放射性同位素的类别、总活度和射线装置的()。
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辐射工作单位变更()的,应当自变更登记之日起20日内,向原发证机关申请办理许可证变更手续。
- 辐射工作单位变更单位名称、地址和法定代表人的,应当自变更登记之日起20日内,向原发证机关申请办理许可证变更手续,并提供()材料。
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有()情形之一的,持证辐射工作单位应当按照规定的许可证申请程序,重新申请领取许可证。
- 辐射安全许可证有效期届满,需要延续的,应当于许可证有效期届满30日前向原发证机关提出延续申请,并提供()材料。
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使用()类放射源的单位应当按照废旧放射源返回合同规定,在放射源闲置或者废弃后3个月内将废旧放射源交回生产单位或者返回原出口方。
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使用()类放射源的单位应当按照国务院环境保护主管部门的规定,在放射源闲置或者废弃后3个月内将废旧放射源进行包装整备后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。
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辐射工作单位应当建立放射性同位素与射线装置台账,记载放射性同位素的()。
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辐射工作单位应当建立放射性同位素与射线装置台账,记载射线装置的()。
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辐射工作单位应当编写放射性同位素与射线装置安全和防护状况年度评估报告,年度评估报告应当包括放射性同位素与射线装置()方面的内容。
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省级环境保护主管部门应当编写辐射工作单位监督管理年度总结报告,报告内容应当包括()。
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在使用放射性同位素和放射源进行医学诊断和治疗时,要选择合适的放射源,下列关于放射性核素“镭”的叙述错误的是()。
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在医用密封源中,镭具有的潜在危险最大,可选择()放射性核素的源来代替镭源。
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对接受了131I治疗的患者,其体内的放射性活度降至低于()Bq之前不得出院。
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使用β放射源作敷贴器时,当源的活度较高时,必须考虑对β粒子产生的()的防护。
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β放射源敷贴嚣不用时,应放在有屏蔽能力的容器内。容器应()。
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使用后装机进行治疗时,要经常检查控制机构和接管的(),防止卡源、掉源或送源不到位。
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在进行放射性药物影像诊断、131I治疗和放射免疫分析时,会产生放射性()。
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放射性药物的制备、分装等,应在密闭的()进行操作。
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在进行放射性药物影像诊断、1311治疗和放射免疫分析时,产生的固体废物应分类存放在放射性废物暂存间,集中送()。
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使用β放射源敷贴器时,应尽量缩短操作()。戴防护手套和()面罩,以减少β射线对工作人员的照射。
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()射线远距治疗机对病人进行照射时,除接受治疗的患者外,治疗室内不应有其他人员。
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β敷贴器的窗很薄,容易受腐蚀或机械损伤而破裂。为预防万一,治疗完毕,最好用()对病人及其衣服进行检测。
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使用()进行治疗时,治疗结束后,要用剂量仪检查源是否回到安全贮存位置。
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为准确控制医疗照射剂量,应加强对照射剂量的测量检查。定期测量(如每月一次)有用线束的()。
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核仪表和γ射线探伤机等不使用时,放射源都位于防护容器内并锁在安全位置,此时防护容器外表面的()应符合国家规定的要求。
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对辐射源防护容器,要在设计的最大装源量条件下,对防护容器的()性能进行检验,确保符合国家标准。不符合安全性能要求的不应出厂。
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生产线上用的核仪表,源与工作人员的距离应大于()m并便于安装、拆卸和检修。
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γ辐照装置的装源量比较大,活度范围为()Bq量级。
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农用钴圃60Co源的活度一般在()Ci。
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大型辐照装置多数采用()作为辐射源。
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Co在其衰变过程中产生的γ射线平均能量为()MeV。
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Co的半衰期为()a。
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距1Ci的60Co源1m处的γ吸收剂量率为()Gy/h。
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γ辐照装置的辐照室采用迷道人口,在迷道设计中,一般使射线经过()次散射后γ剂量率已降到很小了。
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γ辐照装置的辐照室采用迷道人口,在迷道设计中,一般使射线经过三次散射后γ剂量率降低()倍。
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Co放射源贮存于井下时,井水每吸收100eV辐射能量可产生()个氢分子。
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氢气在空气中的含量达到()%(体积比)时即可爆炸。
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Co放射源贮存于井下时,井水每吸收100eV辐射能量可产生0.45个氢分子,氢气在空气中的含量达到12%(体积比)时即可爆炸,其控制值为()%。
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Co放射源γ辐照装置的辐照室进出口门附近的迷道内设置有()道以上防人进入的装置,一旦有人误入,该装置动作,辐照源即降至贮源井内。
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在进行放射性药物影像诊断、1311治疗和放射免疫分析时,产生的放射性废水一般采用()方法,经检测达标后排放。
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任何致电离辐射都会使空气发生辐射分解产生臭氧(03)和氮氧化物(NOx),其中03()。
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大型60Co源γ辐照装置的事故可能包括()。
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在加速器里,中子是由多种核反应产生的,中子的发射率、能量和角分布与()有关。
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在加速器里由多种核反应产生的中子辐射总是伴随着发射()射线。
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产生中子的核反应一般要放出γ射线,而快中子和慢中子在各种材料上辐射()反应也放出γ射线。
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加速器的感生放射性是由()引起的。
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中子引起加速器冷却水活化,如果循环水是去离子,就要关注去离子树脂中长寿命放射性核素的积累。一般每产生3.7×1010Bq的放射性,在树脂中就约有()Bq的放射性积累。
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使用()的加速器时应注意土壤活化问题。
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放射诊断X射线机应尽量采用()检查,以减少受检者和工作人员的受照剂量。
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放射诊断X射线机一次胸透的平均皮肤剂量为()mGy。
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放射诊断X射线机一次胸部摄影的平均皮肤剂量只有透视时的()。
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进行X射线检查时,除受检部位外,应使受检者的其他部位远离有用线束。例如进行手部X线摄影时,改变受检者的体位,可使其性腺所受剂量减小到()。
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进行胃肠检查及心导管、脑血管等特殊造影时,站在受检者身旁注射造影剂的工作人员,从距离照射野10cm处移至30cm处可使其所受照射量减少近()倍。
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《医用X射线诊断卫生防护标准》(GB2130-2002)规定摄影机房有用线束朝向的墙壁应有()mm铅当量的防护厚度。
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《医用X射线诊断卫生防护标准》(GB2130-2002)规定摄影机房有用线束朝向的墙壁应有2mm铅当量的防护厚度。其他侧墙壁和天棚(多层建筑)应有()mm铅当量的防护厚度。
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《医用X射线诊断卫生防护标准》(GB2130-2002)规定透视机房的墙壁均应有()mm铅当量的防护厚度。
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进行X射线检查时,对受检者的()部位要特别注意防护。
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放射治疗所用的X射线的能量一般高于诊断X射线,必须安装门和控制台之间的()。
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进行放射治疗时,要选择合适的照射条件,要特别注意对敏感、关键的正常组织的防护。如对()器官和组织进行屏蔽,以减少放射治疗的副作用。
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为了得到较好的放射治疗效果,应定期测量治疗X射线的吸收剂量,测量结果的总不确定度应不大于()%。
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任何放射治疗设备,均应设有()重测量系统。
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国内医用电子加速器大部分运行在()MeV。
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医用电子加速器运行时产生的辐射主要有,电子轰击靶时产生的轫致辐射,当电子能量大于()MeV时,还会产生光中子及感生放射性。
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医用加速器和辐照加速器的迷宫口的辐射水平较高。为了减小这一效应,应在迷宫入口的内侧墙壁上贴一层()。
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医用加速器和辐照加速器的迷宫口的辐射水平较高。为了减小这一效应,应在迷宫门上贴一层()。
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在低能加速器上,感生放射性主要是通过()反应引起的。
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在低能加速器上,感生放射性主要是通过(γ,n)反应引起的,这种反应的阈能通常为()MeV左右。
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医用低能加速器产生感生放射性的衰变较快,停机后()min就可减弱到初始值的一半。
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加速器治疗室(辐照室)内为了控制气载放射性的浓度,应设置通风系统。排风速率一般为每小时换气()次。
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低能加速器冷却水中被活化而形成的放射性核素主要是15O和16N,它们的半衰期分别为(),只需放置较短的时间,其活度就可衰减到可忽略的水平。
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()装置是指加速器存在某种危险状态(如超剂量照射)时能立即自动切断电源或束流的装置。
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加速器必须设置安全联锁装置,并且要有()套以上的安全装置。
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对放射治疗的加速器,辐射启动必须与控制台显示的辐照参数()联锁,在控制台选择各类辐照参数之前,不得启动辐照。
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在工业辐照用的电子加速器上,有时流动的辐照材料会被卡住或被阻止,从而受到过量的辐照。为此,应该将电子束的控制装置与辐照材料运输系统进行()。
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一般不允许将加速器联锁装置旁路,确因工作需要旁路联锁时,应采用其它的应急措施。这种变动必须经()同意,并在控制台上给出警告标志,并在运行日记上登记,工作结束后必须立即修复。
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在治疗室(辐照室)外醒目处,必须安装辐照指示灯及辐射危险标志。在治疗室(辐照室)内应安装()色警告灯和喇叭或蜂鸣器之类的音响装置,在加速器启动前,它们应发出警告信号,以便人员在产生辐射之前安全撤离。
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医用加速器在正常运行状况下,对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测()次。
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医用加速器在正常运行状况下,对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测一次。对剂量监测仪器要定期()。
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用于放射治疗的剂量监测,当正常治疗处的吸收剂量率超过额定值()倍时,能使辐照停止。
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用于放射治疗的剂量监测,当两套监测系统的监测值之差大于()%时,应能使辐照停止。
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医用加速器应严格控制有用束外的泄漏辐射,使在正常治疗距离上,距有用线束中心轴2m处,泄漏剂量不得超过中心轴吸收剂量的()%(最大)和()%(平均)。
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医用加速器应严格控制有用束外的泄漏辐射,使在正常治疗距离上,距有用线束中心轴2m处,泄漏剂量不得超过中心轴吸收剂量的0.2%(最大)和0.1%(平均),中子不得超过()%(最大)和()%(平均)。
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医用加速器应严格控制有用束外的泄漏辐射,为此,必须为有用束提供()屏蔽体。
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凡有加速器的单位应根据加速器的数量和复杂程度,成立一个辐射安全机构,安全机构应保证()。
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利用加速器进行人体治疗,照射期间,必须有()名操作人员值班。
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在电子加速器运行时,还存在臭氧、微波等非辐射危害,加速器的()处于工作状态时,人员有可能受到组件开口处泄漏的微波的危害。因此应该用金属片或金属网将其屏蔽,以保证在人员工作的场所微波功率密度低于国家规定的限值。
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中子发生器通常用D(d,n)3He和T(d,n)4He反应得到能量分别为()MeV的中子。
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中子发生器上氚靶的使用量较大,通常使用的氚靶每块含氚量约为1-10Ci,强中子发生器使用的旋转靶含氚量高达()Ci。
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中子发生器产生()中子。
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中子发生器产生()中子。
- 中子发生器产生快中子,屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能,然后再被俘获吸收。通常先用()通过()将快中子慢化到低能中子。
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中子发生器产生快中子,屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能,然后再被俘获吸收。通常先将快中子慢化到低能中子,再用()通过()将中子进一步慢化到热中子。
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中子发生器最后利用吸收截面很高的材料(如硼、镉等)吸收()中子。
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中子发生器产生快中子,为了屏蔽中子辐射,由于()具有价廉、坚固以及可以作成所需要的形状和大小等优点,因此在结构屏蔽中被广泛使用。
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中子发生器产生快中子,由于中子的(),在屏蔽中子时会产生γ射线,所以在屏蔽中子的同时还要考虑对γ射线的防护。
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中子发生器的主要危害是中子和氚。为有效地防止氚的污染,应采取的防护措施包括在操作氚靶时,绝对禁止用手直接接触靶面。活度较高的靶应在()内操作。
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中子发生器的主要危害是中子和氚。为有效地防止氚的污染,应采取的防护措施包括氚靶应贮存在()内,然后放在()中。
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中子发生器真空泵油中氚的浓度取决于氚的使用量和油的使用时间,一台中子发生器运行半年后,机械泵油中氚的浓度为()Bq/m3。
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中子发生器换靶或检修加速器需要打开真空系统时,要小心氚有可能进入空气。真空系统的构件可能被氚污染,被拆卸下来的部件应装在()中,检修人员应使用工具操作并戴防氚渗透的手套。
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对强中子发生器,氚排放量较高,应在真空系统()的排气口安装氚处理系统。
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中子发生器的废靶和废真空泵油应作为()处置。
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下列关于密封管型中子发生器的辐射防护说法正确的是()。
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被加速的高能带电粒子与结构材料相互作用,会产生强度很高的贯穿辐射:()射线,它们是加速器屏蔽设计考虑的主要对象。
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加速器感生放射性是由中子引起的,感生放射性的辐射水平取决于加速粒子的()和加速器的运行时间等因素。
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加速器感生放射性主要产生在()。
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加速器部件的感生放射性水平与()因素有密切关系。
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加速器厅、束流传输隧道的空气活化后,产生的感生放射性核素主要是()。
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中子引起加速器冷却水活化,产生的感生放射性核素主要是()。
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X射线的基本防护原则是()。
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放射诊断X射线机的辐射安全管理要求包括()。
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医用诊断X射线机的辐射防护监测主要包括()内容。
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工业用X射线机主要用于工业CT和工业探伤。使用时一般有两种情况,室内固定点和现场检查。现场探伤和安检时,工作场所的安全防护应做到()。
- 医用电子直线加速器和电子辐照加速器的辐射防护问题包括()。
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国内医用电子加速器大部分运行在6-20MeV。所以在加速器屏蔽设计时,要考虑对()的防护。
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医用电子加速器的通风管道、电缆管道、辐射材料的传输管道等可能穿越屏蔽墙。设计时,这些管道的取向应尽可能避开被加速的射束的方向,管道应取()形。
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低能加速器产生的感生放射性包括()。
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加速器治疗室(辐照室)内空气活化产生的放射性核素,需要考虑的放射性核素只是()。
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低能加速器冷却水中被活化而形成的放射性核素主要是()。
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对放射治疗的加速器,安全联锁装置只有在()条件满足时,才允许进行照射。
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对放射治疗的加速器,安全联锁装置只有在()参数选定后,控制台必须显示上述辐照参数预选值,并与治疗室的一致,治疗室迷宫的防护门关闭的条件满足时,才允许进行照射。
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医用加速器安装竣工后,必须按规定进行验收监测,经验收合格后才能正式投入运行。()发生变化时,必须重新进行监测。
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用于放射治疗的剂量监测,应满足()要求。
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凡有加速器的单位应根据加速器的数量和复杂程度,成立一个辐射安全机构,辐射安全机构的职责是()。
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利用加速器进行人体治疗的单位,为了有效地实施辐射安全计划,应制定()。
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中子发生器的主要危害是()。
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设计()时,要正确计算辐射防护屏蔽,保证放射源的转移或屏蔽的控制系统可靠,装置一旦发生故障应有备用设施。
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现在生产的60Co源都是堆照后用不锈钢包壳,氩弧焊密封的,出厂时放射源表面污染不超过()Bq。
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如发生放射源在转移时被卡住,放射源从夹具上脱落等事故时,必须冷静分析,经()批准后,由经过训练的职业人员采取加大距离和缩短每人操作时间等办法进行处理。
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使用放射源的主要危害是外照射,因此在操作中必须充分利用()防护。
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辐射仪器仪表外及辐射工作场所要设有明显的(),提醒工作人员注意安全。
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放射源的库存量和使用量要定期盘存,盘存时主要检查每个源()是否动了。
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放射源的库存量和使用量要定期盘存,保管人员对所有放射源都要建账,转移或送贮的放射源要办理()。
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放射源应在安全的房间或源库贮存,其防护墙应有足够的厚度,并按()进行防护计算,使工作人员和公众不会受到超限值的照射。
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对于废旧不用的放射源不得自行处理,特别是不能任意丢弃、掩埋和挪作他用,应妥善保管,按()规定处理。
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中子源的容器材料最内层为(),用以慢化快中子。
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中子源的容器材料最内层为石蜡,用以慢化快中子,石蜡外为(),用以俘获慢中子。
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中子源的容器材料外层为(),屏蔽γ射线。
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放射源保安要求的技术措施提供了一种对放射源、放射装置或设施(),用以隔离未授权人员以及阻碍或者防止无意或非法接近和转移放射源。
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发现放射性同位素丢失、被盗,应立即向()报告,保护好现场,并组织有关人员尽快找回丢失的放射源。
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盛装放射源的防护容器要十分安全可靠。最好采用()防护罐,使各方面均有足够的防护层厚度。
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放射源的保安要求主要是通过管理措施和技术手段来实现的。管理措施是指()。
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放射源保安要求的管理措施包括()。
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放射源保安要求的技术措施通常包括硬件或者保安装置,它们包括()。
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工业和科研用的大型辐照装置大多采用()做辐射源,它辐射出的射线主要是γ射线,因而也称为γ辐照装置或简称辐照装置。
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γ辐照装置分为()类。
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大型γ辐照装置的装源量比较大,其放射源活度范围()Bq。
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在设计方面考虑大型辐照装置的(),是保证辐照装置安全的首要环节,必须给以足够的重视。
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较强辐射源的辐照装置()Bq量级,一般必须隔离在一个单独的建筑物内。
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中、低强度辐射源的辐照装置()Bq量级,可设在一般建筑物(系指实验、教学、办公等无人长期居住的建筑物内)一端的底层或地下室,但与非辐照工作场所要隔离开,并有单独的人员出入口。
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辐照装置辐照工作场所的安全设计,应按()进行屏蔽防护设计和计算。
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辐照装置防护设计应按()计算。
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辐照装置在设计防护屏蔽厚度时,必须给予()倍以上的安全系数。
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迷宫减弱辐射强度的效果取决于壁的()。
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通常迷宫每节有()m左右长。
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迷宫拐弯次数和墙厚度要根据()而确定。
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通常迷宫一般有()个拐弯。
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迷宫入口处要设屏蔽门,屏蔽门常用()制成。
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水井的水深要根据辐射源活度的大小而定,一般水深在()m以上即能满足中等活度辐射源的要求。
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工农业和科研用的γ辐射源平时置于()贮存。
- 为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置()类安全设施。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括()必须由一把独立多用途钥匙或多个串在一起的钥匙控制。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括源升降装置、辐照室人员通道门和货物通道门必须由一把独立多用途钥匙或多个串在一起的钥匙控制,这一把或一串钥匙还应与一台有效的()相连,如从控制台上取出钥匙,放射源则自动降到安全位置。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括在()醒目的地点设灯光音响信号装置。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括在辐照室内应设置()按钮。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括在()应安装紧急停止按钮,可在任何时刻终止辐照装置的运行并将放射源降至安全位置。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括在()处必须设校验源,操作人员进入辐照室之前用校验源检查剂量仪表是否正常。
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大、中型辐照装置不宜采用观察设施是()。
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在水下操作的辐照装置,水面必须有连续的()。
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γ辐照装置安装和拆卸辐射源时,应提前向()部门申请,并申报装卸方案。
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针对大型γ辐照装置在辐照工作中可能发生的事故,应制定周密的()。
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大型γ辐照装置贮存辐射源水井的水应定期更换。更换前要测定水中放射性活度,符合排放标准的可作()排放。
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大型γ辐照装置贮存辐射源水井的水应定期更换。水中的()要严格控制,以防止对建筑材料和辐射源包装容器的腐蚀。
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大型γ辐照装置对从污染水中拿出来的样品或工具,未经()前不得随便乱放,以免造成污染。
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大型γ辐照装置辐照完毕,工作人员进入照射室之前,应先使辐射源停止工作,即辐射源放入井中或屏蔽容器中后,打开排风系统,通风()min,才可进入辐照室。
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γ辐照装置建成后,必须经国家有关部门验收合格,取得(),方可运行。
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γ辐照装置运行人员经()的培训,取得培训合格证后才能上岗。
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γ辐照装置分为()。
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γ辐照装置在工业、农业、医疗卫生、环境保护等许多领域得到广泛应用,其主要用于()。
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γ辐照装置的基本安全原则是()。
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γ辐照装置的辐射防护准则是()。
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γ辐照装置主要由()部分组成。
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大型γ辐照装置在设计上的安全要求包括()方面。
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大型γ辐照装置的厂址设置,应根据()的要求,结合当地的气象、地形、水文、地质等条件以及附近居民分布情况,合理布局。
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为提高辐照装置混凝土屏蔽γ射线的效能,还可在混凝土中加以适当的填料,如()等,做成不同密度的重混凝土。
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辐照装置照射室一般都采用迷宫作为进出通道,迷宫一般可分为()。
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迷宫减弱辐射强度的效果取决于壁的散射,它与()有关。
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辐照源是辐照装置的核心,源体装置可以是()。
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为实施大型γ辐照装置的安全原则,辐照装置应设置()安全设施。
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γ辐照装置的观察设施是操作人员直接或间接观察照射室内辐射源位置及设备、被照样品运转情况的设施,一般有()。
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γ辐照装置的运行安全监督管理包括()。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十九条规定:“核设施营运单位、核技术利用单位、铀(钍)矿和伴生矿开发利用单位,应当合理选择和利用原材料,采用先进的生产工艺和设备,()减少放射性废物的产生量。”
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根据《中华人民共和国放射性污染防治法》第四十条规定:“向环境排放放射性废气、废液,必须符合国家放射性污染防治()。”
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定:生产放射源的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定()废旧放射源。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定:使用放射源的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定将废旧放射源()。
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废放射源是指()的放射源。
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骨密度仪中使用的241Am低能光子源闲置后,经回收用于生产()。
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下列()废放射源可以回收再利用。
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放射源的用户应该在购买放射源的()中明确规定放射源返回生产厂的条款,退役后将放射源按照协议返回生产厂。
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下列向城市放射性废物库送贮放射性废源的政策说法错误的是()。
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很短寿命的废源在贮存衰变后应作为()处理。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定:生产、使用放射性同位素和射线装置的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定对其产生的放射性废物进行()。
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对闲置放射源应坚持()的原则,鼓励支持用户将闲置放射源返回生产厂。
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核技术利用放射性废物贮存库按照规定的收贮程序,根据()规范对放射性废物统一分类、统一包装后,将分散在各个单位或无主的放射性废物在贮存库区剂量监测和建档录入后分类集中贮存在不同库坑里,实行统一的、科学的、安全的受控管理。
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核技术利用放射性废物贮存库按照规定的收贮程序,根据技术规范对放射性废物统一分类、统一包装后,将分散在各个单位或无主的放射性废物在贮存库区剂量监测和建档录入后分类集中贮存在不同库坑里,实行统一的、科学的、安全的()管理。
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核技术应用放射性废物库选址初选的目标是通过对区域初步调查和初步评价,选出()个候选场址。
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核技术应用放射性废物库选址的()是对候选场址进行详细的自然条件和社会与经济条件的资料和现场调查,以便为设计、环境影响评价和申请许可证提供必需的场址资料。
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下列关于核技术利用放射性废物贮存库说法正确的有()。
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核技术应用放射性废物贮存库具有()特点。
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核技术应用放射性废物贮存库的场址需要具备()特点。
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核技术应用放射性废物库的选址应满足废物库的()的需要。
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核技术应用放射性废物库的选址应满足的一般要求包括()。
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核技术应用放射性废物库选址的步骤包括()。
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核技术应用放射性废物库场址的自然条件包括()。
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核技术应用放射性废物库选址阶段应收集候选场址区域范围内的资料包括()。
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放射性废物是指含有放射性核素或被放射性核素所污染、其浓度或比活度大于规定的()、并且所引起的照射未被排除的废弃物。
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()对全国放射性污染防治工作依法实施统一监督管理。
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()统一负责全国放射性废物的安全监督管理工作。
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()级以上地方人民政府环境保护主管部门和其他有关部门依照《放射性废物安全管理条例》的规定和各自的职责负责本行政区域放射性废物的有关管理工作。
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放射性废物管理应以最()方式,对放射性废物进行全过程管理,实现安全处置。
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经过处理达到()的放射性固体废物,可以实行有限制或无限制的再循环或再利用。
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国际原子能机构(IAEA)在征集成员国意见的基础上,经理事会批准,在1995年发布了放射性废物管理()条基本原则。
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放射性废物管理必须确实保护人类健康、保护环境达到()水平。
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放射性废物管理必须保证预测的对后代健康的预计影响不大于()。
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国家应发布放射性废物管理的法律和法规,建立相应的机构,明确职责分工,实行审管与()分离,使放射性废物管理接受独立的审查与监督。
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国际原子能机构等9个国际组织在2006年联合发布的《基本安全原则》提出了适用于核装置、辐射源和放射源的应用、放射性物质运输和放射性废物管理的()项基本安全原则。
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放射性废物的安全管理应遵循辐射防护的()原则。
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放射性废物的安全管理除应遵循辐射防护三原则外,还应遵循()原则。
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放射性废物最小化是指使()可能实现的尽可能小。
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放射性度物最小化方法很多,应在()分析基础上优化选择,科学策划。
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减少()是实现放射性废物最小化最重要和有效的做法。
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如果放射性废物已经产生,应通过去污和贮存衰变等方法使其尽可能的能够再循环/再利用;对无法再利用的废物应尽可能做()处理,最后实行安全处置。
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《放射性废物安全管理条例》规定()建立全国放射性废物管理信息系统,实现信息共享。
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《放射性废物安全管理条例》规定国家()先进的放射性废物安全管理技术。
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放射性废物管理是包括废物()在内所有的行政和技术的活动。
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国家对放射性污染的防治,实行()的方针。
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放射性废物可以通过()降低放射性水平,最后达到无害化。
- 对于要进行处置的放射性固体废物,需要作()。
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国际原子能机构(IAEA)放射性废物管理基本原则包括()。
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放射性废物管理必须确保其设施使用寿期内的安全。设施的(),或处置场的关闭,均应优先考虑安全问题,包括预防事故及减弱事故的影响等。
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放射性废物管理设施的运行应有()措施。
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我国《电离辐射防护与辐射源安全墓本标准》明确指出,核设施注册者和许可证持有者要对放射性废物实施良好的管理,进行分类()。
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我国《电离辐射防护与辐射源安全墓本标准》明确指出,核设施注册者和许可证持有者要对放射性废物实施良好的管理,进行分类收集、处理、整备、运输、贮存和处置,确保:()。
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我国《电离辐射防护与辐射源安全墓本标准》要求注册者和许可证持有者充分考虑废物的产生与管理各步骤之间的相互关系,并根据所产生废物的(),对不同类型的放射性废物进行分类收集和分别处理,以利于废物管理的优化。
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《放射性废物安全管理条例》规定国家()放射性废物安全管理的科学研究和技术开发利用。
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一切生产、使用和操作放射性物质的部门和场所都可能产生放射性废物,其基本来源有()个方面。
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天然铀、氚属于()。
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137Cs、14C属于()。
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90Sr、60Co、106Ru属于()。
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210Po、226Ra、239Pu属于()。
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低放废气放射性浓度水平为()。
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中放废气放射性浓度水平为()。
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低放废液放射性浓度水平为()。
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中放废液放射性浓度水平为()。
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高放废液放射性浓度水平为()。
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放射性浓度为0.2Ci/L的放射性液体废物属于()。
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放射性固体废物首先按核素半衰期和辐射类型分为()种,然后按放射性比活度水平分为不同等级。
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放射性固体废物中含有半衰期大于30a的α核素,单个货包中α比活度>()Bq/kg的,为α废物。
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放射性固体废物中含有半衰期大于30a的α核素,多个货包平均每个货包α比活度>()Bq/kg的为α废物。
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含有半衰期≤60d(包括125I)放射性核素的低放固体废物比活度()。
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含有半衰期≤60d(包括125I)放射性核素的中放固体废物比活度>()Bq/kg。
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含有半衰期大于60d,小于或等于5a(包括60Co)的放射性固体废物分为()级。
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含有半衰期大于60d,小于或等于5a(包括60Co)的低放固体废物比活度()。
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含有半衰期大于60d,小于或等于5a(包括60Co)的中放固体废物比活度>()Bq/kg。
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含有半衰期大于5a,小于或等于30a(包括137Cs)的低放固体废物比活度≤()Bq/kg。
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含有半衰期大于5a,小于或等于30a(包括137Cs)的中放固体废物比活度()。
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含有半衰期大于5a,小于或等于30a(包括137Cs)的高放固体废物()。
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含有半衰期大于5a,小于或等于30a(包括137Cs)的高放固体废物比活度>4×1011Bq/kg或释热率>()W/m3。
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含有比活度为20Ci/kg的137Cs的放射性固体废物属于()。
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含有半衰期大于30a的放射性核素的固体废物分为()级。
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含有半衰期大于30a的低放固体废物比活度()。
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含有半衰期大于30a的中放固体废物()。
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含有半衰期大于30a的高放固体废物()。
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免管废物是指对公众成员照射所造成的剂量值(),对公众的集体剂量()的含极少量放射性核素的废物。
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1994年国际原子能机构推荐的豁免废物,对公众成员年剂量低于()mSv,无需放射学限制。
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1994国际原子能机构推荐的短寿命低、中放废物是限制长寿命α核素的比活度(长寿命辐射放射性核素在单个货包中不超过(),平均每个货包不超过()。
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国际原子能机构推荐的短寿命低、中放废物处置方案为()。
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国际原子能机构推荐的长寿命低、中放废物处置方案为()。
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国际原子能机构推荐的高放废物的处置方案为()。
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2009年,IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA,GS-G-1,2009),按废物中放射性核素的半衰期和活度将废物分为()类。
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2009年,IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA,GS-G-1,2009),按IAEA定义,()是贮存衰变至多几年有限时间,就能解除审管控制,进行不受控制处置、使用或排放的废物。
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2009年,IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA,GS-G-1,2009),按IAEA定义,极低放废物为()的废物。
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放射性同位素的生产和应用过程中,()均可能产生放射性废物。
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非核工业的(),可能产生含天然放射性物质的废物,这些废物的活度通常相当低,但含有一些长寿命放射性核素。
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放射性废物可按照()进行分类。
- 放射性废物按物理性状分为()。
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放射性废物按放射性水平分为()。
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放射性废物按来源分为()。
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放射性废物按半衰期分为()。
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放射性废物按核辐射类型分为()。
- 放射性废物按毒性分为()。
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下列属于低毒性废物的有()。
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下列属于中毒性废物的有()。
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下列属于高毒性废物的有()。
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下列属于极毒性废物的有()。
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放射性气载废物按其放射性浓度水平分为()。
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液体废物按其放射性浓度水平分为()。
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含有半衰期≤60d(包括125I)的放射性核素的固体废物分为()。
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含有半衰期大于5a,小于或等于30a(包括137Cs)的放射性固体废物分为()。
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1994年IAEA推荐了一个按放射性废物处置分类的固体废物分类标准,将放射性固体废物分为()。
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2009年,IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA,GS-G-1,2009),按废物中放射性核素的半衰期和活度将废物分为()。
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2009年,IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA,GS-G-1,2009),这新废物分类特点是增加了()。
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废气中碘的状态比较复杂,其中()的去除难度大。
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碘()是废气处理中倍受重视的核素。
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31I的半衰期为()。
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氚的半衰期为()。
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环境空气中氚主要以()形态存在,并且对人体可能造成的危害较其他形态氚大。
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在辐射环境监测中,特别是核动力厂环境辐射监测中,对空气中()浓度的分析是重要的监测项目之一。
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放射性废气中应特别重视的是()辐射核素。
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放射性废气中除含放射性核素外,还可能含有非放有害组分。后处理厂废气中含有较多的()。
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通常,低放工艺废气需要采用多级净化综合处理流程的废气净化系统来处理,对于厂房和实验室的排风,经过()之后一般就可向环境排放。
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在废气处理中用得最多的设备是()。
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进风预过滤器,为进风气流除尘,过滤效率至少为()%。
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排风预过滤器,设在高效空气粒子过滤器之前,为除去气流中粗粒粉尘,以提高高效微粒空气过滤器使用寿命,过滤效率至少为()%。
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高效过滤器,用来捕集气流中细小颗粒灰尘,其过滤效率至少为()%。
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高效微粒空气过滤器(HEPA),又称绝对过滤器,用来捕集废气中超细颗粒灰尘,对于粒径<0.3μm的颗粒,除去效率>()%。
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碘过滤器,又称碘吸附器,通常以浸渍活性炭为介质,对无机碘除去率可达()%。
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碘过滤器,又称碘吸附器,通常以浸渍活性炭为介质,对有机碘除去率可达()%。
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碘吸附器去污效率测定方法有()。
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核动力厂废气短寿命惰性气体的去除主要依靠()。
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核动力厂放射性碘的去除主要靠()。
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核动力厂颗粒物和气溶胶的去除主要靠()过滤。
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核动力厂废气的贮存衰变,除用压缩贮存衰变之外,也可用()进行滞留衰变。
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无集中通风中心的放射化学实验室或设施,排气烟囱至少要比周围50m内最高建筑物屋脊高出()m。
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过滤法有直接过滤和化学沉淀-过滤。核动力厂废水多用水过滤器直接过滤除悬浮物和颗粒物,去污因子DF=()。
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核动力厂废水多用水过滤器直接过滤除悬浮物和颗粒物,去污因子DF=2-10,常用作()法的预处理。
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过滤器芯一次性使用,滤芯更换的一般依据为:过滤器进出口压差达到()或过滤器外表面剂量率达到()。
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化学沉淀-过滤是加入化学凝聚剂或絮凝剂使废水中的放射性核素通过沉淀、共沉淀或吸附载带等途径进入()化学沉淀物中。
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蒸发是废水处理的重要手段,去污因子DF=()。
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蒸发是废水处理的重要手段,能处理含盐量较高的废液,蒸残液含盐量可达()g/L。
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蒸发是废水处理的重要手段,为确保蒸发器的正常运行和提高蒸发净化效率,蒸发之前要作()处理。
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蒸发是废水处理的重要手段,为防止蒸发过程的雾沫夹带降低去污效率,可加()。
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()又称除盐处理,可以选择性地除去溶液中以离子态存在的放射性核素,使废液得到净化。
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用于离子交换处理的废水要求悬浮固体物浓度<()
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用于离子交换处理的废水要求含盐量<()/L。
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()是处理低含盐量废液的一种好办法,操作简单,易实现遥控连续运行。
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离子交换法处理放射性废水的去污因子DF=()。
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压水堆核电厂多采用()方法来用于反应堆回路冷却水和燃料水池水等的净化处理。
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离子交换处理放射性废水产生的废树脂的处理现在尚无理想的工业规模处理工艺,目前用得多的()处理技术废物增容很多。
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有的压水堆核电厂建立了()加离子交换的废液处理系统,对实现废物最小化获得了较好的效果。
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净化后的放射性废水必须经监测,达到合格标准后才能排放。超过限值的废水不准用()法降低等级和稀释排放。
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核动力厂的废水排放应执行()的要求。
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核技术利用产生的放射性废水通常量少、放射性水平低,但不得随意排入普通下水道。若要排入普通下水道必须经审管部门确认满足()相关的规定。
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我国严禁利用()排放放射性废液。
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固化体是作为废物安全处置的第()道屏障。
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作为放射性废物安全处置第一道屏障的固化体,()是最重要的品质指标。
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选择放射性废物的固化工艺,除必须满足安全要求外,还应考虑经济代价和技术可行性。影响经济代价的重要因素是()。
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高放废物固化工艺主要采用()。
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压水堆电站中的硼酸,去污剂中的络合剂,还有洗涤剂和有机溶剂,对水泥的凝固有()作用。
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后处理厂的偏铝酸钠中放废液对水泥的凝固有()作用。
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水泥固化要求碱性条件,所以先要调到合适的碱度PH=()。
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放射性废物水泥固化体的抗压强度不应小于()MPa。
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经过养护后的放射性废物水泥固化体必须不存在泌出的游离(),性能指标符合GB14569.1相关要求。
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为了改善放射性废物水泥固化体的抗浸出性、机械强度、包容量和凝固特性,常加入各种添加剂,添加剂硅酸钡的作用是()。
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操作简单,不需要复杂的设备,但混合均匀程度差,适合处理少量放射性浓度低的废液的水泥固化工艺是()。
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处理能力大,混合好后可注入钢桶、也可注入钢箱,废物容器的废物装填率高的水泥固化工艺是()。
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水力压裂固化工艺是一种水泥固化与处置相结合的方法,仅适用于()。
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水力压裂固化工艺中酒石酸的作用是()。
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水力压裂固化工艺是把由中放废液、水泥和添加剂形成的灰浆,注入()m深度的页岩层。
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放射性废物的大体积浇注固化选择的场地要满足()的要求。
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放射性废物的大体积浇注固化选择的配方和浇注工艺要考虑()。
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()适用于固化化学泥浆、蒸发残液、焚烧灰等低、中放废物。
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沥青固化的废物包容量高,可达()%质量份数。
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沥青固化的核素浸出率比水泥固化()。
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()不适于处理释热率高和辐射强、氧化剂含量高的废物。
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沥青固化的安全性特别关注()事故的发生。
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塑料固化(或称聚合物固化)是把放射性废物均匀包容在热塑性或热固性塑料基料中形成固化体。塑料固化对废物()有限制。
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放射性废物的塑料固化法核素浸出率比水泥固化体低()个量级。
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放射性废物固化/固定的安全监管应重视固化/固定工艺安全,避免()事故和其他工业事故的发生。
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焚烧可使废物减容()倍。
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焚烧可使废物减重()倍。
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焚烧减容应用最广泛的焚烧炉是()。
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焚烧减容适用烧各种组份废物的焚烧炉是()。
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焚烧减容适用适于烧塑料、橡胶类废物的焚烧炉是()。
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焚烧减容被用来烧废树脂的焚烧炉是()。
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焚烧减容允许掺杂少量不可燃废物一起焚烧,得到的熔渣不必进行固化的焚烧炉是()。
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焚烧减容被用来焚烧含钚废物的焚烧炉是()。
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经过焚烧,废物中()%以上放射性物质进入炉灰,所以炉灰的处理要求严格。
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焚烧α废物的焚烧炉,必须有良好的()。
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湿法氧化减容又称湿燃烧法,在()℃用热浓硫酸和硝酸浸煮废物,大部分转变为气体产物排出,留下少量硫酸盐和氧化物残渣,从残渣中回收钚。
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用热浓硝酸和硫酸煮解减容的工艺能使()%以上钚得到回收。
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过氧化氢催化氧化减容技术主要为了处理()。
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过氧化氢催化氧化减容技术主要为了处理废离子交换树脂。采用35%H2O2,用Fe2+或Cu2+作为催化剂,在100℃和常压下,废树脂分解率达()%。
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压缩减容的减容倍数为()。
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压缩减容一般采用压头压力为()t的压实机。
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压头压力()t的超压机可对钢铁部件和碎混凝土块实行减容。
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一般在()使用超级压实机减容。
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熔融减容法产生的废物主要是熔渣和废过滤器芯,两者体积约为熔炼前金属体积的()%。
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固体放射性废物应选择合适的包装容器,满足()的要求。
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固体放射性废物包装容器应方便拴固、堆码,可稳定地固定在运输车辆上。常规运输中遇到的加速度、振动和共振作用,不会破坏废物包的()。
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固体放射性废物包装容器中游离液体的重量应小于固体废物重量的()%。
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钢桶固体放射性废物包装容器多数为碳钢,少数用不锈钢,壁厚()mm。
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钢桶固体放射性废物包装容器多常用的是()L容积的标准桶。
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现在国内倾向采用()类型的固体放射性废物包装容器。
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固体放射性废物包装的高整体容器(HIC)有很好的耐久性和密封性,耐久达()年或更长时间。
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直接操作进行装卸、搬运、贮存和处置操作的低、中水平放射性固体废物包,其外表面上任意一点的剂量率应≤()mSv/h。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限值应满足GB()相关规定。
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低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于下列限值:天然铀、贫化铀、天然钍()Bq/cm2。
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低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于下列限值:β、γ发射体、低毒性α发射体()Bq/cm2。
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低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于下列限值:β、γ发射体、低毒性α发射体4Bq/cm2,其他α发射体()Bq/cm2。
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固体放射性废物废物包的堆贮、运输和处置操作应有应急()和应急准备。
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固体放射性废物的()应由有资质的厂家制造,其使用材料和制造工艺应遵守相应的设计规范,产品检验应保存可追溯的记录。
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低、中放固体废物应集中暂存,废物量产生多的单位应设置固体废物()。
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为安全存放核技术利用所产生的废物,我国省(市)、自治区新建或改扩建了()座核技术利用放射性废物库(俗称城市放射性废物库)。
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贮存库接受废物应按()内容进行核实(废物类型、核素、活度、表面剂量率等),编号,登记入库。
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低、中放固体废物贮存库应按废物()制定应急预案。
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低、中放固体废物贮存设施发现安全隐患或者周围环境中放射性核素超过标准,应当立即查找原因,采取相应的防范措施,并向()报告。
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铀矿冶厂矿废气中主要放射性核素是()。
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核动力厂工艺废气主要组分是()。
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核动力厂厂房排风主要组分是()。
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核动力厂废气的监管中,()倍受关注。
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()会产生含碘废气。
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下列关于废气中氚说法正确的有()。
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下列关于14C说法正确的有()。
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放射性废气中应特别重视的是α辐射核素,如239Pu、226Ra、222Rn等。239Pu较多出现在()。
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放射性废气中应特别重视的是α辐射核素,如239Pu、226Ra、222Rn等。镭和氡较多地出现在()。
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放射性废气中除含放射性核素外,还可能含有非放有害组分。铀同位素富集工厂废气中含有较多的()。
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放射性废气中除含放射性核素外,还可能含有非放有害组分。焚烧炉废气中含有较多的()。
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放射性废气中除含放射性核素外,还可能含有()燃爆性或极毒性气体。
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放射性废气净化方法有()。
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低、中放废气净化系统安全监管的内容包括()。
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高效微粒空气过滤器(HEPA),又称绝对过滤器,用来捕集废气中亚微米级超细颗粒,HEPA过滤器去污效率的测定有()方法。
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放射性废液包括废水和有机废液,废水产生的来源有()。
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核燃料循环前段工厂的废水中,所含放射性核素为()。
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乏燃料后处理厂废水中所含的放射性核素有()。
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乏燃料后处理厂废水中所含的放射性核素主要是()。
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核动力厂废水中,主要含有()放射性核素。
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放射性废液包括废水和有机废液。有机废液来自()。
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放射性废水净化处理的方法有()。
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放射性废水净化处理的方法很多,最常用的是()。
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蒸发是废水处理的重要手段,其特点是()。
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蒸发是废水处理的重要手段,但是蒸发法对含()放射性核素的的废水,净化效果不佳。
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用于离子交换处理的废水要求满足()方面的条件。
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离子交换处理放射性废液的特点是()。
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离子交换法处理放射性废水,树脂的更换通常根据()。
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离子交换处理放射性废水产生的废树脂的处理很受重视,主要因为()。
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现在,压力驱动式的膜分离技术如()正在放射性废水处理方面扩展应用。
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()处理含有机物的放射性废水有较好的效果。
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作为放射性废物安全处置第一道屏障的固化体,应满足()要求。
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我国已对()固化体的性能要求制订了标准。
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选择放射性废物的固化工艺,应考虑()因素。
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已经开发的废物固化工艺很多,对于低、中放废物来说,主要是()。
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放射性水泥固化配方要考虑的因素包括()。
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放射性水泥固化配方要考虑的因素包括水灰比。水灰比大则()。
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放射性水泥固化配方要考虑的因素包括盐灰比。盐灰比大则()。
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常用来固化放射性废物的水泥是()。
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水泥固化低中放废物的优点()。
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水泥固化低中放废物的重要缺点是()。
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水泥固化低中放废物工艺很多,主要有()。
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水力压裂固化工艺对页岩层的要求是()。
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沥青固化放射性废物的优点是()。
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放射性废物的沥青固化工艺主要有()。
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沥青固化的安全性特别关注火灾事故,应该重视()。
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已经开发的塑料固化工艺较多,主要有()。
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放射性废物的塑料固化法有()特点。
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放射性废物固化/固定的安全监管应重视()。
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放射性废物减容的技术有()。
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焚烧把废物无机化转变,使有机物转化为惰性灰烬物,避免()的风险,提高贮存、运输和处置的安全性。
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焚烧放射性废物减容的特点()。
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放射性废物焚烧炉的建造、运行和关闭必须递交(),获得许可。
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对于废物焚烧设施,要关注的安全问题有()。
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焚烧较强()放射性的废物,必须有适当的辐射屏蔽,特别是卸灰系统,可能要考虑远距离操作。
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焚烧含()废物的焚烧装置,必须有防临界措施。
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焚烧含钚和235U废物的装置,必须有防核临界事故措施,包括()。
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用热浓硝酸和硫酸煮解减容的工艺过程包括()。
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用热浓硝酸和硫酸煮解减容的工艺特点是()。
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压缩减容的特点是()。
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放射性固体废物的压缩减容需注意()问题。
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低污染的废金属熔炼时放射性核素进行重新分配、均匀化和固定化。()大部分进入炉渣中。
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低污染的废金属熔炼时放射性核素进行重新分配、均匀化和固定化。()核素大部分进入铸锭中。
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低污染的废金属熔炼时放射性核素进行重新分配、均匀化和固定化。()易挥发核素大部分进入尾气中。
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放射性污染废金属的熔融处理和一般废钢铁的熔炼回收有所不同,应重视()安全监管要求。
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固体放射性废物包装容器性能应满足《低、中水平放射性固体废物容器安全标准》的要求,包括()。
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固体放射性废物包装容器应有足够强度和刚度,能承受正常工况下的各种载荷组合作用,并能承受()过程中发生的设计基准事故条件下的各种损害作用。
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固体放射性废物包装容器有()。
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固体放射性废物包装容器种类很多,主要有()。
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我国已制订了固体放射性废物包装容器的()标准。
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固体放射性废物包装容器、外包装容器和集装容器应按相关规定进行试验和检验。对工业货包或A型货包的试验项目有()。
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低、中放固体废物贮存库执行()的制度。
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低、中放固体废物贮存贮存废物应及时()。
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低、中放固体废物贮存的安全监管要点包括()。
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低、中放固体废物贮存的安全监管要点包括:贮存库具有法人资格和获得许可,有能保证贮存设施安全运行的的组织机构和()方面的专业技术人员。
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低、中放固体废物贮存的安全监管要点包括:对贮存设施进行定期安全检查,并对贮存设施周围的()进行放射性监测。
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()是放射性废物治理最后一个环节。
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一般来说,隔离()a就可以达到安全水平,所以国际社会普遍接受低、中放废物采用近地表处置。
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我国《放射性污染防治法》第四十三条规定,低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行()。
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《放射性废物安全管理条例》明确指出:“()根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要,在征求国务院有关部门意见并进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划,报国务院批准后实施”。
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《放射性废物安全管理条例》明确指出:“核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要,在征求国务院有关部门意见并进行()的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划,报国务院批准后实施”。
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《放射性废物安全管理条例》明确指出:“核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要,在征求国务院有关部门意见并进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划,报()批准后实施”。
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《放射性废物安全管理条例》明确指出:“有关地方人民政府应当根据放射性固体废物处置场所选址规划,提供放射性固体废物处置场所的建设用地,并采取有效措施()放射性固体废物的处置”。
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我国已建成和在用的低、中放废物近地表处置场有()个。
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低、中放废物处置场的选址通常分为()个阶段。
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低、中放废物处置场按()分区。
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送低、中放废物处置场处置的废物包用吊车、叉车或遥控抓钩整齐堆放在处置单元中的设定位置,堆放位置记录贮存在()中。
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低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后,货包之间的空隙浇()(对金属桶),以稳定废物货包。
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低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后,货包之间的空隙填充()(对混凝土容器),以稳定废物货包。
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低、中放废物处置场在处置单元堆放满一层后上面浇灌一层()。
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低、中放废物处置场在处置单元达到设定废物量之后,加覆()盖板。
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当低、中放废物处置场达到设计和许可证规定的废物体积或/和放射性总量之后,处置场就要进入()阶段。
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低、中放废物处置场覆盖层是由不同材料构成的多层结构,厚度()m。
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低、中放废物处置场关闭后,进入有组织()期。
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低、中放废物处置场关闭后,进入有组织控制期。这时期的长短取决于处置废物核素的种类、总活度以及处置设施的情况,一般为()a。
- 低、中放废物处置场关闭后,进入有组织控制期。这时期的长短取决于处置废物核素的种类、总活度以及处置设施的情况,由()确定。
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低、中放废物处置场关闭后监督、检测目的,是为了()废物处置隔离系统是否具有预期的性能和不存在对环境有不可接受的影响。
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极低放废物产生于许多核活动和部门,特别是()会产生大量极低放废物。
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核动力厂退役所产生的废物量相当于其运行所产生的废物量的总和,而极低放废物所占的比例要占核动力厂退役废物量的()%。
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极低放废物比活度很低,只需要简单包装和简易填埋处置。在法国,极低放废物的处置费用约为低中放废物处置费用的()。
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我国《极低水平放射性废物填埋处置》标准(GB/T28178-2011)按放射性残留物的场址对公众有效年剂量≤()mSv规定了接受废物核素的活度浓度指导值。
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目前我国低、中放固体废物管理存在主要问题包括固体废物现场暂存不超过()年的规定未得到执行,不少单位的固体废物贮存设施贮存容量不足。
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低、中放废物安全处置所要考虑的主要核素是()。
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《放射性废物安全管理条例》明确指出:“核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据(),在征求国务院有关部门意见并进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划,报国务院批准后实施”
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低、中放废物处置的安全性是通过()来达到的。
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低、中放废物处置场的选址通常分为()阶段。
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低、中放废物处置场的设计和建造,采用工程屏障和天然屏障相结合的多重屏障体系。主要原则为()
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低、中放废物处置场的()应有足够稳定性,保证在设定时期内处置结构完整。
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低、中放废物处置场在()之后才可正式运行。
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送低、中放废物处置场处置的废物必须提前递交废物处置申请单,其内容包括()。
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送低、中放废物处置场处置的废物接收时要根据申报单作()检查。
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低、中放废物处置场不再适合继续处置废物,要实行非正常关闭的原因可能是()。
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低、中放废物处置场的关闭要提出(),获得审管部门批准后才能进行封闭、回填,最终封盖及拆除辅助设施等活动。
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低、中放废物处置场覆盖层是处置场重要的保护和屏蔽措施,主要功能是()。
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低、中放废物处置场关闭之后,由审管部门指定专门单位负责关闭后的监控工作。监控工作包括前期的主动监护和后期的被动监护。主动监护的任务主要有()。
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低、中放废物处置场关闭后监督的内容包括()。
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低、中放废物处置场关闭后检测项目有()。
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低、中放废物处置场关闭后,监测的内容包括周围的()的放射性。
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低、中放废物处置场关闭后,发现安全隐患或者周围环境中放射性核素超过国家规定的标准时,应当立即查找原因,采取相应的防范措施,并向()报告。
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低、中放废物处置场关闭后被动监护的任务有()。
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低、中放废物安全监管需要重视()。
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对(),虽然按它们的比活度和释热率不属高放废物和α废物,不必作深地质处置,但他们含较高浓度的长寿命核素,不能作近地表处置。
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极低放废物填理安全监管要点有()。
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目前我国低、中放固体废物管理存在主要问题为()。
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乏燃料后处理第()溶剂萃取循环产生的含有锕系元素和大部分裂变产物的高放废液及其固化体是高放废物。
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被认定作为废物的乏燃料是()。
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现在各国都用()法(Purex流程)处理乏燃料。
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乏燃料后处理生成的高放废液通常为()。
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高放废液通常贮存在()贮槽中。
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高放废液通常贮存在贮槽中,贮槽设置在厚壁混凝土地下室内,内衬()壁,且有良好屏蔽作用和容易去污。
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贮槽中高放废液的温度最好保持在()℃之下。
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高放废液不允许长期贮存,要尽早进行()处理。
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1957年,前苏联南乌拉尔Kyshtym高放废液贮罐发生爆炸事故。是仅次于切尔诺贝利核动力厂事故的严重事故。按照国际核事件INES分级,属于()级重大事故。
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高放废液的固化已开发研究了许多方法,现在被广泛采用的是()固化。
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高放废液的玻璃固化以()玻璃固化用得最多。
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玻璃中包容废物氧化物量为()%质量分数。
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对于硫、钼、铬浓度较高的高放废液,硼硅酸盐玻璃固化容易分离出第二相,常称为()。
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高放废液玻璃固化工艺的罐式法采用()加热。
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高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法由()在1978年实现工业化生产。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法最早由()开发。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法由()首先建成工业熔炉。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法现在()在采用。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法,我国正在引进()技术设计建造电熔炉。
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高放废液玻璃固化工艺的冷坩埚感应熔炉法采用()。
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高放废液玻璃固化工艺的冷坩埚感应熔炉熔炉温度可达()℃以上。
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高放废液的人造岩石固化是通过高温固相反应制备一种热力学稳定的()矿物固溶体。
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高放废液玻璃固化涉及高放废液和高温()℃熔铸。
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高放废液玻璃固化熔融的玻璃要浇注在特制的容器中,经过焊封、去污、检测,然后放进强制通风或自然通风的贮存设施中,冷却贮存()年才能送去处置,必须保证中间贮存的安全性以及送贮和回取操作的安全性。
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高放废液玻璃固化在国外电熔炉运行未发生过()级以上的事故。