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把高放废物中锕系核素、长寿命裂变产物和活化产物核素分离出来,制成燃料元件送到反应堆去燃烧或者制成靶子放到加速器上去轰击散裂,转变成短寿命核素或稳定同位素的技术称为()。
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分离-嬗变(P-T)技术首先要求从高放废液中分离出超铀元素和长寿命裂变产物核素,并且要实现()元素的良好分离。
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分离-嬗变(P-T)技术首先要求从高放废液中分离出超铀元素和长寿命裂变产物核素,并且要实现锕系-镧系元素的良好分离。高放废液分离通常把高放废液中的元素分为()个组。
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高放废物的体积是核燃料循环所产生的放射性废物体积的()%。
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高放废物所含放射性量为核燃料循环总放射性的()%。
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对于高放废物处置,现在被人们普遍接受的高放废物的处置方案是()。
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深地质处置是在几百米深(通常指()m深)的稳定地质层中,建立由工程屏障和天然屏障构成的多重屏障系统,将高放废物与人类生活环境安全隔离万年以上。
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深地质处置是在几百米深的稳定地质层中,建立由工程屏障和天然屏障构成的多重屏障系统,将高放废物与人类生活环境安全隔离()年以上。
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下列()为国际公约不允许的高放废物处置方案。
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为实现对高放废物中核素万年以上的安全包容和隔离,采用()体系。
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据计算和安全评价,高放废物工程屏障的包容和隔离作用可达()a,以后的包容和隔离作用主要依靠天然障。
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高放废物处置库选址要经过区域调查,场址特性调查,候选场址筛选和评价,专家委员会评审,最后由()批准。
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对于高放废物处置,现在世界上已建18个普通地下实验室和多个特定场址地下实验室,我国正在积极筹建地下实验室。
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自然类比研究是研究与地质处置放射性废物类似的天然现象及天然或人造物质经过漫长历史年代之后的变化。自然类比研究可分为()类。
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自然类比研究是研究与地质处置放射性废物类似的天然现象及天然或人造物质经过漫长历史年代之后的变化。下列属于自然类比研究的是()。
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放射性废物处置库(场)设置多重屏障体系,使废物中所含的放射性核素牢固包容在处置库(场)中,在衰变到安全水平前()放射性核素释放进人类生物圈。
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为评价未来的影响,人们假定造成高放废物处置库破坏的事故可能有自然事故、人为事故、废物感生作用造成的事故。这些事故的风险几率很小()/a。
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国际“乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约”,明确规定了签约国安全处理处置乏燃料和放射性废物的()。
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()高放废物处置库研发开始最早,投资最大。
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我国高放废物地质处置研究始于20世纪()年代。
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我国高放废物地质处置研究规划提出了()年建成高放废物地质处置地下实验室。
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我国高放废物地质处置研究规划提出了()建成高放废物地质处置库的目标。
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α废物主要产生于后处理厂和MOX燃料制造厂。处理1t乏燃料,约产生()立方米α废物。
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α废物主要产生于后处理厂和MOX燃料制造厂。生产能力100kg/d的MOX燃料工厂,一年产生约()桶可燃α固体废物。
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α废物的重要安全问题是()。
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目前世界上多数国家对α废物采取()的办法。
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现今世界上只有()建造了超铀废物隔离验证设施。
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现在各国都用水法(Purex流程)处理乏燃料。元件切割溶解之后,用有机溶剂(如TBP/煤油)萃取(),把绝大部分裂变产物留在水相中,形成高放废液。
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乏燃料后处理产生的高放废液的特点()。
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为确保高放废液的安全贮存,设计要求()。
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高放废液的贮存必须加强安全监管,应高度重视()。
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对于()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,常称为黄相。
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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,常称为黄相。黄相中含有较多易溶的(),因此降低固化产品的品质。
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已经开发的高放废液玻璃固化工艺很多,主要有()。
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高放废液玻璃固化工艺的罐式法,下列说法正确的有()。
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高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法特点()。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法特点()。
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高放废液玻璃固化工艺的冷坩埚感应熔炉法特点()。
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高放废液的固化方法有()。
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高放废液的人造岩石固化的()都比玻璃固化体好,人造岩石固化正在工程验证和推广应用阶段。
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高放废物依靠多重屏障体系安全包容隔离放射性核素万年以上,对作为工程屏障中第一道屏障的玻璃固化体有严格要求,包括()。
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高放废液玻璃固化在国外电熔炉运行虽没有见发生过3级以上的事故,但()事件多次出现,导致几座电熔炉提前报废或较长时间停工检修,这是值得重视的教训。
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高放废液分离通常把高放废液中的元素分为4-5个组,如:①MA组;②碘和锝组;③锶和铯组;④其他元素组。其中MA组的核素包括()。
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高放废液分离流程,包括水法流程和干法流程,已开发的水法分离流程有()。
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对于高放废物的嬗变,要用()来实现。
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为确保高放废物地质处置的长期安全性,需要做许多开发研究工作,包括()。
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为实现对高放废物中核素万年以上的安全包容和隔离,采用纵深防御多重屏障隔离体系。这多重屏障分为工程屏障和天然屏障两大部分。下列属于工程屏障的是()。
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高放废物处置库选址要经过()最后由国家批准。
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高放废物处置库选址要经过区域调查,场址特性调查,候选场址筛选和评价,专家委员会评审,最后由国家批准。调查的内容包括()。
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地下实验室是建造高放废物地质处置库不可少的先行步骤,它起着()作用。
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核素的真实迁移数据是难以获得的,人们研究模拟处置条件下地质介质对核素吸附的分配系数Kd(也称吸附比,分配比),结合实验室研究、地下实验室研究和天然类比研究,建立数学模型来预测核素迁移作用和评估处置库的安全性。这套数学模型包括()。
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放射性废物处置库(场)的放射性核素迁移受()的耦合作用的影响。
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目前世界上高放废物处置研发进展较先的国家为()。
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我国高放废物地质处置研究始于20世纪80年代,开展了()初步研究。
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α废物主要产生于()。
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α废物最小化应受更大的重视,α废物最小化的措施包括()。
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α废物最小化应受更大的重视,α废物最小化的措施包括提高()的分离效果,减少α核素进入废物中。
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目前世界上多数国家对α废物采取贮存的办法,贮存容器要()。
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核设施退役是对使用期满或因其他原因而退出服役的核设施的全部或部分解除()而采取的行动,以保护工作人员、公众和环境的安全。
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核设施退役的最终目标是()。
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有些核设施或者它的某些部分,经审管部门批准,进入到一个新的或者现存的核设施中,它所处的场址仍然在()之下,也可认为该核设施完成了退役。
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有些核设施或者它的某些部分,经审管部门批准,进入到一个新的或者现存的核设施中,它所处的场址仍然在审管控制之下,也可以认为该核设施完成了()。
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早先,IAEA把核设施退役分为()个等级。
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现在,IAEA把核设施退役分为()种策略。
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IAEA把核设施退役分为三种策略,其中延缓拆除适于()的退役。
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核动力厂大型反应堆的延缓拆除,一般是在监控之下封隔()年。
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IAEA要求在核设施的()时就应作方便退役考虑,提出退役计划。
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IAEA要求在核设施在()阶段定期修改退役计划,到核设施关闭时提出完整的退役计划。
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核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准,由()制定退役计划。
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核设施退役源项调查的调查对象是()。
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核设施退役进行源项调查时,α放射性难以实际测准,通过(),可估计设备中易裂变物质的残存量。
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营运者是核设施退役工程的责任者和执行者,对退役工程安全负()责任。
- 核设施退役相关方履行承包合同,都应重视(),遵守辐射防护原则和培养安全文化素养。
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从事核设施退役的工作人员要()合格之后才能上岗。
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从事核设施退役的工作人员要培训合格之后才能上岗。培训方式有课程培训和模拟操作培训。对(),模拟训练是必不可少的。
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核设施退役不包括()的关闭。
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核设施退役工程的前期准备包括()。
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核设施退役原因可以是()。
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早先,IAEA把核设施退役分为()等级。
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现在,IAEA把核设施退役分为()策略。
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IAEA把核设施退役分为三种策略,其中立即拆除适于()。
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对于()核设施,均不宜采用封固埋葬退役策略。
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核设施退役不管采取什么策略,在它的实施过程中至少可分为()阶段。
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核设施的退役活动应该()。
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核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准,由营运单位制定退役计划,提出(),这些文件的深度和广度随着核设施的种类,规模大小而有不同要求。
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编制核设施退役计划应该考虑的问题包括()。
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编制核设施退役计划应该考虑的问题包括放射性和非放射性物质的存量,包括它们的类别、数量和状态,废物的()条件。
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核设施退役的源项调查为()提供依据。
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核设施退役的源项调查要求提供()。
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核设施退役的源项调查可使掌握照射的(),通过适当的模式计算,估算出退役的受照剂量。
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在核设施退役的()阶段需要进行源项调查工作。
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核设施退役源项调查的方法有()。
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核设施退役源项调查的文档调查对象包括()。
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在进行核设施退役源项调查的现场检测调查时需要注意()。
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源项调查希望弄清退役设施的最大剂量率、平均剂量率,内部和外部污染水平。对于设备和管道内部污染,特别是在强辐射场情况下,检测往往是非常困难的,需要有适合各种对象的监测仪表,一般来说,它们应该满足()。
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核设施退役审管部门的主要职责包括()。
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核设施退役审管部门的主要职责包括审核核设施退役()。
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核设施退役营运者的主要职责包括()。
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核设施退役营运者的主要职责包括提出()。
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去污效果表示方法的()为污染物去污前后的放射性比值,它既可针对某个特定的放射性核素,也可针对总的放射性污染的去除。
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多种去污技术联用时,总去污因子为各单种方法去污因子的()。
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多种去污技术联用时,总去污指数为各单种方法去污指数的()。
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去污的方法可分为()大类。
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核设施退役活动的去污方法常用()。
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核设施退役活动去污方法的()去污效果好,适用于复杂金属结构部件,其改进的后的方法使金属管道也能得到去污。
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去污之后,可能出现放射性污染速度和程度比去污前更快、更高,这被称为第二次污染,出现这种现象的原因是去污使物体的表面保护膜遭受破坏,所以要作适当的()处理。
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核设施退役设备的切割拆除方法大致分为完全手工、手工和遥控混合操作、完全遥控操作。采用哪种方式,取决于需要与可能,应作()。
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核设施退役为了减少构筑物拆卸时的尘埃散布,可以对建筑物内表面使用()固定。
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核设施退役为了减少构筑物拆卸时的尘埃散布,使用大型混凝土锯将墙壁和屋顶切割为大块,然后在()再进行切割和包装。
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核设施与辐射设施退役后的厂房、场址清污到什么水平,取决于退役终态()。
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核设施退役在切割拆卸中要重视烟尘和气溶胶的扩散污染,特别要重视()的扩散污染。
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核设施退役在切割拆卸时,操作人员在()中切割必须在监督下进行。
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核设施退役在切割拆卸时,对于操作过()的核设施的拆除,事先要充分监测调查,拆除作业要特别加强工作人员的内照射防护。
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核设施退役在切割拆卸时,验收场址清污和环境整治,判据是是否达到预定的退役终态目标和满足()的要求。
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核设施与辐射设施退役的实施,包括()。
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操作和使用放射性物质可能造成设备、场所、环境和人体等表面或内部出现放射性污染。污染形成的机制有()。
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操作和使用放射性物质可能造成设备、场所、环境和人体等表面或内部出现放射性污染。根据污染的机制和去除的难易,可分为()。
- 去污是用物理、化学、电化学或生物等方法去除或降低放射性污染。去污效果表示方法通常用()表示。
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去污可分为初步去污和深度去污;在役去污和退役去污等。去污的重要意义在于()。
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去污的方法可分为()。
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去污方法很多,可分为机械-物理法、化学法、电化学法、熔融法、生物法等五大类。下列属于机械-物理法的有()。
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采用化学法去污,去污剂可以是()。
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核设施退役去污的安全监管要点包括()。
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核设施退役设备的切割技术有冷切割和热切割两大类,冷切割的特点是()。
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核设施退役设备的切割技术有冷切割和热切割两大类,热切割的特点是()。
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核设施退役设备的切割机具很多,要依据切割对象的材质、大小、厚度,从()方面做比较,作优化选择。
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核设施与辐射设施退役后的场址清污与环境整治包括()。
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核设施退役在切割拆卸中的安全问题包括()。
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核设施和辐射设施退役产生的大部分废物的活度较低或很低,分出极低放废物作()处置可大大减轻低、中放废物处置场负担和节省许多费用。
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退役设施中原则上不应新建核设施,但如果现有的废物处理系统不能满足处理退役废物的要求时,经()才可建新的设施。
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退役核设施和辐射设施营运单位应认真落实废物最小化原则,可采取的技术和管理措施包括做好废物分类,防止交叉污染,特别要防止()的扩大化。
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核设施和辐射设施退役活动直接操纵切割机具的工作人员,需穿防()工作服。
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核设施和辐射设施退役活动直接操纵切割机具的工作人员,需穿防火焰工作服。个人剂量监测常用(),必要时要戴()。
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核设施和辐射设施退役活动对于进入()污染区域的操作,要特别重视内照射防护,可能要设气帐,要穿戴气衣和面具。
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核设施和辐射设施退役活动对操作()放射性工作人员要保持内照射的检测和监督,包括钚肺计数和尿样分析等。
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核设施和辐射设施退役活动,对强辐射工作区的作业,宜选用()。
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对于重水堆退役,要高度重视氚的防护。氚可以通过()途径进入人体。
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核设施和辐射设施役拆卸重水系统时要穿戴有()的防护服。
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反应堆退役要卸出堆内燃料元件和运走燃料元件,()必须高度重视核临界安全问题。
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存在核材料(235U、239Pu等)的核设施退役,应该尽早盘点与转移核材料,可能残留的易裂物质可通过()做出估算,但应考虑这种估算的不确定性。
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核设施退役过程发现易裂变物质,要尽可能回收,要警惕由于存在()而可能导致的临界事故。
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退役过程会使核设施和辐射设施原来的安保措施(技保和人保)都发生改变,并且处在不断的变化中。退役设施的安保措施应与退役设施()相匹配。
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核设施和辐射设施退役过程中,不管有无放射性核素共存,()的清除和处置必须受到严格的监管。
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反应堆中拆卸下来的石墨,要考虑()问题。
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反应堆退役产生的铀屑和锆屑有()的危险,是必须重视的问题。
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核设施和辐射设施退役应该制定应急(),必须得到审管部门的审核批准。
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核设施和辐射设施退役应该制定应急预案,应急人员应该受过培训和作过应急演练,以保证应急响应的()。
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核设施与辐射设施退役涉及的环境安全,重点为()对环境的影响。
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退役核设施和辐射设施如果积存运行过程产生的废液,则首先要()处理积存的废液。
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核设施和辐射设施退役管理涉及许多方面,最重要的是()管理。
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核设施和辐射设施退役前要考虑废物的出路,退役设施营运者应该建立具有()的能力,能够解决退役过程所产生的废物,包括非预期事件/事故所产生的废物。
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退役核设施和辐射设施营运单位应认真落实废物最小化原则,可采取的技术和管理措施有()。
- 核设施和辐射设施退设过程的安全问题有()。
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核设施和辐射设施退役过程要重视的工业安全问题包括()。
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核设施与辐射设施退役涉及的环境安全重点应关注()方面的影响。
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《放射性物品运输安全管理条例》发布于()年,()年施行。
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《放射性污染防治法》第十五条明确要求()制定放射性物品运输安全管理的具体办法。
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我国放射牲物品运输安全实行()管理。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定,根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度,将放射性物品分为()类。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定,根据放射性物品的(),将放射性物品分为一类、二类和三类。
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《放射性物品运输安全管理条例》要求()会同国务院有关主管部门制定放射性物品的具体分类和名录。
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()是保证放射性物品运输安全的源头,是放射性物品运输安全监管的重要环节。
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放射性物品运输容器的()是运输安全的根本保证。
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放射性物品运输容器的质量是运输安全的根本保证,而其()的安全可靠性又是运输容器质量保证的基础。
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为加强对放射性物品运输容器设计的管理,《放射性物品运输安全管理条例》规定建立放射性物品运输容器设计的()性能评价制度。
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《放射性物品运输安全管理条例》要求放射性物品运输容器设计单位按照国家放射性物品运输安全()进行设计。
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《放射性物品运输安全管理条例》明确了进行()类放射性物品运输容器设计,应当编制安全评价报告书。
- 《放射性物品运输安全管理条例》明确了进行()类放射性物品运输容器设计,应当编制安全评价报告表。
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《放射性物品运输安全管理条例》要求一类运输容器的设计在首次用于制造前报国务院核安全监管部门()。
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《放射性物品运输安全管理条例》要求二类运输容器的设计在首次用于制造前,将设计和评价资料报国务院核安全监管部门()。
- 《放射性物品运输安全管理条例》要求三类运输容器的设计单位,应当编制设计符合国家相关标准的证明文件并()。
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为了加强放射性物品运输容器制造的管理,《放射性物品运输安全管理条例》明确了运输容器的质量()要求。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定运输容器制造单位应当按照(),对制造的运输容器进行质量检验,编制质量检验报告,未经质量检验或者经检验不合格的,不得交付使用。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定运输容器制造单位应当按照设计要求和国家相关标准,对制造的运输容器进行质量检验,编制质量检验(),未经质量检验或者经检验不合格的,不得交付使用。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定建立()类运输容器制造许可制度。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定从事一类运输容器制造活动的单位,应当申请制造许可证。制造许可证有效期为()年。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定从事一类运输容器制造活动的单位,应当申请制造许可证。制造许可证有效期为5年。需要延续的,在有效期届满()个月前,提出延续申请。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定建立二类、三类运输容器制造()制度。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定从事二类运输容器制造活动的单位,在首次制造活动开始前将有关证明材料报国务院核安全监管部门()。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定从事三类运输容器制造活动的单位按()将制造运输容器的型号和数量报国务院核安全监管部门备案。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定制造单位对生产的()类运输容器进行统一编码,并在国务院核安全监管部门备案。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定制造单位对生产的一类、二类运输容器进行统一编码,并在国务院核安全监管部门()。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定放射性物品的托运人应当持有生产、销售、使用或者处置放射性物品的()。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定托运()类放射性物品的托运人,应当委托有资质的辐射监测机构进行表面污染和辐射水平监测。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定托运()类放射性物品的托运人应当进行表面污染和辐射水平监测,并编制辐射监测报告。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定承运放射性物品应当取得国家规定的运输()。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定()类放射性物品的托运人编制核与辐射安全分析报告书,报国务院核安全监管部门审查批准,并明确了起运前的审查批准和备案程序。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定一类放射性物品的()编制核与辐射安全分析报告书,报国务院核安全监管部门审查批准,并明确了起运前的审查批准和备案程序。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定通过道路运输放射性物品的,应当经()批准后,按指定的时间、路线、速度行驶,并悬挂警示标志,配备押运人员,使放射性物品处于押运人员的监管之下。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定通过道路运输放射性物品的,应当经公安机关批准后,按指定的时间、路线、速度行驶,并悬挂(),配备押运人员,使放射性物品处于押运人员的监管之下。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定国务院核安全监管部门,省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门或者其他依法履行放射性物品安全监督管理职责的部门,有不依法做出行政许可或者办理批准文件、违法收取监测费用等违法行为的,对直接负责的主管人员和其他直接责任人员依法给予().构成犯罪的,依法追究刑事责任。
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《放射性物品运输安全管理条例》颁布的重要意义是()。
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我国放射性物品运输安全管理中存在着()问题,需要通过立法完善放射性物品分类管理及其具体措施,需要强化对运输容器设计和制造的管理,以确保放射性物品运输安全。
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实践中,常见的一类放射性物品有()。
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实践中,常见的二类放射性物品有()。
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实践中,常见的三类放射性物品有()。
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放射性物品具有辐射的潜在危险,运输容器的()的性能是其运输安全重要保障。
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《放射性物品运输安全管理条例》对放射性物品运输容器的()做了规定。
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《放射性物品运输安全管理条例》要求放射性物品运输容器设计单位()质量保证体系。
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《放射性物品运输安全管理条例》要求放射性物品运输容器设计单位通过()方法,对设计的放射性物品运输容器的安全性能进行评价,并建立、健全档案制度,如实记录设计和安全性能评价过程。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定对一、二、三类放射性物品运输容器设计的批准采取()制度。
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《放射性物品运输安全管理条例》对加强放射性物品运输容器制造的管理作了()规定。
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《放射性物品运输安全管理条例》明确了一类运输容器制造单位应当具备的条件。要求从事一类运输容器制造活动的单位拥有相应的或健全的()。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定从事三类运输容器制造活动的单位按年度将制造运输容器的()报国务院核安全监管部门备案。
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对于加强放射性物品运输环节的管理,《放射性物品运输安全管理条例》的规定包括()。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定放射性物品的托运人应当持有()放射性物品的有效证明。
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《放射性物品运输安全管理条例》规定放射性物品的托运人应当使用与放射性物品类别相适应的运输容器进行包装,配备辐射监测设备、防护用品和防盗、防破坏设备,并编制()。
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《放射性物品运输安全管理条例》对放射性物品托运人的要求包括()。
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《放射性物品运输安全管理条例》对放射性物品运输容器设计和制造单位不依法办理批准或者备案手续、将未经质量检验或者经检验不合格的运输容器交付使用,以及托运人违法托运、承运人违法承运放射性物品等行为,规定了()法律责任。
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我国《放射性物质安全运输规程》是()。
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GB11806《放射性物质安全运输规程》是一项综合性的()。
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我国《放射性物质安全运输规程》GB11806目前使用的是()版。
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《放射性物质安全运输规程》GB11806所确立的各项安全准则与管理要求足以确保()安全目标的实现。
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放射性物质运输对工作人员、公众及环境的核与辐射危险可归结为()个方面。
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为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种()处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。
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为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。分类是指将()分类。
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为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。所谓分类,是指将货包分类,并对应于货包的()来规定货包内放射性物质的限制与活度限值。
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为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。分级是指:根据不同类别货包内装物()的大小,将货包的性能要求相应于运输的例行(无偶然事件)、正常(小事件)和事故条件分为三种严格等级。
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为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。分级是指:根据不同类别货包内装物潜在危险的大小,将货包的性能要求相应于运输条件分为()种严格等级。
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基于货包分类和性能分级架构,新版GB11806-2004共规定了()个方面的安全准则或要求。
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只允许装入少量放射性物质,货包的包装物可为硬纸板的货包是()。
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允许装入较大量的放射性物质,但允许装入的放射性物质必须是低比活度放射性物质或表面污染物体的货包是()。
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放射性物质运输的工业货包分为()种类型。
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允许装入规定的有限量放射性物质的货包是()。
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A型货包的活度限值是以在规定条件(即运输的正常条件)下货包包容失效后的最大可接受()为基础来确定的。
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A型货包的活度限值()适用于特殊形式放射性物质,即不会弥散的固态放射性物质或封装在密封盒内的放射性物质。
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A型货包的活度限值()适用于非特殊形式的放射性物质。
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A型货包包装物的一般结构可以是:外层为木板、纤维板或纸板而内层为玻璃、塑料或金属的容器,以及金属桶、充()的钢质容器等。
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()允许装入的放射性物质的量大于A型货包,原则上无限制,其具体的活度限值决定于货包的设计。
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B型货包允许装入的放射性物质的量大于A型货包,原则上无限制,其具体的活度限值决定于货包的()。
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()的大小变化范围很大,小的如内装射线照相用放射源的货包,毛重仅为几千克;大的如乏燃料货包,其毛重可达上百吨。
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()的包装物是钢结构的,并带有辐射屏蔽,运输乏燃料或高放废物的货包还必须考虑散热问题。
- B型货包的包装物是()结构的,并带有辐射屏蔽,运输乏燃料或高放废物的货包还必须考虑散热问题。
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放射性物质运输的B型货包可分为()类。
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放射性物质运输的B()型货包用于国内运输。
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放射性物质运输的B()型货包在国际运输中使用。
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()用于高活度(例如3000×A2)放射性物质的航空运输。
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放射性物品运输的()只须满足通用包装要求。
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IP-2和IP-3型工业货包应满足()m自由下落试验和堆积试验要求,以证明能在正常(小事件)运输条件下不漏失或洒落其内装物,或不丧失其包容完整性。
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()的设计应能经受正常(小事件)运输条件的考验,即经受正常运输条件考验后,不泄漏其内装物,也不丧失其屏蔽完整性。
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()的设计应能经受运输的正常条件和事故条件的考验。
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B型货包其设计应能满足()m高度跌落试验要求。
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B型货包其设计应能满足()耐热试验要求。
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B型货包其设计应能满足()h水浸没试验要求。
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C型货包设计除了必须满足()的试验要求外,还必须满足模拟严重航空运输事故条件的试验要求。
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六氟化铀(UF6)货包的包装和运输应满足国际标准()的要求,并应满足GB11806所规定的特定要求。
- 工业货包、A型货包、B型货包或C型货包,只要其内装物中235U的富集度()%即为易裂变材料货包。
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工业货包、A型货包、B型货包或C型货包,只要其内装物中含有的易裂变材料量超过最小临界质量,如235U为(),即为易裂变材料货包。
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正常运输条件下,对于非独家使用的运输,货包或外包装物的任何表面的辐射水平限值不超过()。
- 正常运输条件下,对于非独家使用的运输,货包或外包装物的辐射水平限值为:距货包或外包装物外表面1m处,不超过()mSv/h。
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正常运输条件下,对于独家使用的运输,货包外表面的辐射水平可以高于2mSv/h,但不得超过()mSv/h。
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货包外表面及外包装物、货物容器、罐车等的内、外表面上的非固定污染应保持合理可行、尽量低水平,并不得超过下列限值:对于β、γ和低毒性α发身体为();对于所有其他α发身体为()。
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按照GB11806的规定,装有()kg或更多六氟化铀的货包的设计必须经核安全监管部门审批。
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按照GB11806的规定,涉及国际运输时,内装放射性物质的活度大于()A1或A2的B(M)型货包的装运须经发运国和途径国批准。
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按照GB11806的规定,涉及国际运输时,内装放射性物质的活度大于()Bq的B(M)型货包的装运须经发运国和途径国批准。
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按照GB11806的规定,涉及国际运输时,临界安全指数的总和大于()时,易裂变材料货包的装运须经发运国和途径国批准。
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放射性物质运输对工作人员、公众及环境的核与辐射危险可归结为()方面。
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放射性物质运输对工作人员、公众及环境的核与辐射危险的控制和防御,按照GB11806-2004的规定,可以通过()要求实现。
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为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种分类、分级处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。分级是指:根据不同类别货包内装物潜在危险的大小,将货包的性能要求相应于运输的例行(无偶然事件)、正常(小事件)和事故条件分为三种严格等级,并对货包的()规定相应的安全准则与要求。
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基于货包分类和性能分级架构,新版GB11806-2004规定的安全准则或要求包括()。
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放射性物质运输货包类型分为()。
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可使用例外货包运输的有()。
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放射性物质运输的工业货包分为()类型。
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允许用工业货包运输的放射性物质有()。
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放射性物质运输的工业货包的包装物一般为()。
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A型货包的活度限值分为()值。
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可用A型货包运输的放射性物质有()。
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A型货包包装物的一般结构可以是:外层为()而内层为玻璃、塑料或金属的容器,以及金属桶、充铅的钢质容器等。
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A型货包包装物的一般结构可以是:外层为木板、纤维板或纸板而内层为()的容器,以及金属桶、充铅的钢质容器等。
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放射性物质运输的B型货包可分为()。
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放射性物品运输的A型货包应满足()试验的要求。
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B型货包应满足()的试验要求。
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C型货包设计除了必须满足B型货包的试验要求外,还必须满足模拟严重航空运输事故条件的试验要求有()。
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有可能成为易裂变材料货包的是()。
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易裂变材料货包为确保运输过程的核临界安全,除了应满足各种货包的相应性能要求外,还必须满足的针对易裂变材料核临界安全的各项要求包括()。
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按照GB11806的规定,下列()货包的设计必须经核安全监管部门审批。
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B(U)型货包的设计审批申请书,必须包括()资料。
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按照国家核安全监管部门的要求,()货包的装运都须经过批准。
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按照GB11806的规定,涉及国际运输时,下列()事项须经发运国和途径国批准。
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根据国家核安全监管部门的规定,申请装运放射性物质批准时,申请者提交的资料一般应包括()。
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按照GB11806的规定或国家核安全监管部门的要求,除一般审批事项外,()也需要经核安全监管部门审批或审评认可。
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流出物的概念是由实践中的某个源,得到授权、有计划、有控制的释放到环境中的()放射性物质,通常目的是得到稀释和弥散。
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下列关于流出物及其排放特点说法错误的是()。
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流出物特指核与辐射设施经气体及液体途径向环境排放的()水平放射性废物。
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()水平放射性废气或废液禁止向环境排放。
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流出物的处置方式是有控制的将其()。
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对流出物的管理主要是控制()。
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国际原子能机构对放射性废物安全管理的基本原则有()条。
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流出物的概念是由实践中的某个源,得到()的释放到环境中的气体或液体放射性物质,通常目的是得到稀释和弥散。
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流出物的概念是由实践中的某个源,得到授权、有计划、有控制的释放到环境中的气体或液体放射性物质,通常目的是得到()。
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对流出物的管理要求包括()。
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对于像核动力厂这类设施,裂变能仅有()转变为电能,其余的以热能形式排出,其中大部分余热经冷却水排入受纳水体,使受纳水体温度上升。
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流出物中的污染物种类有()。
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下列不属于流出物的来源的是()。
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天然存在的氡气有()种同位素。
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天然存在的氡气有三种同位素,其中222Rn是()的子体。
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天然存在的氡气有三种同位素,其中220Rn是()的子体。
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在铀矿开采和冶炼过程中,特别是尾矿坝的安全评价中()的释放是个重要的环境影响因素。
- ()是核燃料循环各环节中最“干净”的环节。
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对于典型的核燃料生产设施,在运行生产中归一化集体有效剂量估计值为()人.Sv(GWa)-1。
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对于典型的核燃料生产设施,在运行生产中归一化集体有效剂量估计值为0.003人.Sv(GWa)-1。其中,()是最主要的照射途径。
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对于典型的核燃料生产设施,液体流出物引起的集体剂量不到总剂量的()%。
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核动力厂核裂变每次产生总能量约()MeV。
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核动力厂1kg裂变材料完全裂变将产生()裂变。
- 核动力厂1kg裂变材料完全裂变可生产()kW.h的热量。
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百万千瓦级的反应堆放射性物质的盘存量可达()Bq。
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核动力厂()%以上的放射性物质被包容在反应堆内。
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核动力厂从流出物排放控制以及环境监测考虑,应对()予以关注。
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在核燃料循环的各个环节中,()的放射性物质向环境释放的可能性更大。
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乏燃料后处理正常运行期间放射性物质主要是通过()向环境排放。
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在评估后处理厂因流出物排出放射性物质的环境影响时,通常采用()。
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乏燃料后处理阶段的归一化的释放量比反应堆的大得多,不但3H、14C量要大,后处理还释放出大量的()。
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核能开发中产生长期环境影响的核素有:3H、14C、85Kr和129I,其中()产生的待积集体剂量最大。
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()源在农业上辐照种子,以期达到改良品种,工业上开展无损探伤。
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医疗领域利用注入短寿命放射性核素()来探查是否有占位性病变。
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公安部门利用含()源的烟雾报警器来预防火灾。
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科研部门利用()进行考古研究、光合作用研究。
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水利部门利用()研究地下水流向、流速。
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为了诊断甲状腺癌和乳头状瘤,估计全世界每年使用()Bq的131I。除了在使用期间衰变损失外,全部131I进入了人类生活环境。
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对于甲状腺癌的治疗,131I用量平均为()Bq。
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I治甲状腺机能亢进的用量平均为()Bq。
- I放射性治疗除了患者受到辐射照射外,与患者密切接触的人员,如家庭成员,也将受到辐射照射,且受照射水平可达()mSv,对于儿童可达()mSv。
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预计全世界因使用131I而产生的集体剂量可达()人.Sv。
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伴生放射性矿在国外称为由于()活动引起天然放射性的增加。
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天然存在的氡气的同位素有()Rn。
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核燃料生产是核燃料循环各环节中最“干净”的环节。因为此时所操作的核素较为单一,主要是()U,经流出物排入环境的放射性物质也较少。
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核能开发中产生长期环境影响的核素有()。
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由于伴生放射性矿是与天然放射性物质相关联,伴生放射性矿的流出物中主要放射性核素是()及其衰变子体。
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对于一个指定的核与辐射设施,对公众的年剂量限值为()/a。
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针对核设施规定的、与辐射源相关的公众剂量的限制值称为()。
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核与辐射设施经气体途径对人的影响区分为()个环节。
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核与辐射设施出来的液体流出物(源项)途径对人的影响区分为()个环节。
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对于液体流出物进入受纳水体的情景要特别注意的是()。
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通常滨海核动力厂采用海水作为冷却水,冷却水从核动力厂排出时水温比抽进时高出()℃左右。
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国家海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于一、二类水体,夏天温升不超过()℃。
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国家海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于一、二类水体,夏天温升不超过1℃,其他季节不超过()℃。
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国家海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于三、四类水体,温升不超过()℃。
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对一个特定的核与辐射设施的流出物(排放源项),放射性物质在环境中的转移行为和途径分为()。
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核与辐射设施经气体途径对人的影响区分为()环节。
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核与辐射设施出来的液体流出物(源项)途径对人的影响区分为()环节。
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流出物排放对周围公众所产生的辐射照射评价使用的基本量是()。
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流出物排放对周围公众所产生的辐射照射评价使用的基本量是年有效剂量。现在国家标准与国际原子能机构推荐的剂量限值一致,即各种人工辐射源所致公众年有效剂量为()mSv。
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国家标准与国际原子能机构推荐的各种人工辐射源所致公众年有效剂量为1mSv。1mSv/a表示受到这样水平的辐射照射,10万受照人群中一年可能有()例是因受到辐射照射而患癌症。
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考虑到公众可能受到多个人工辐射源的辐射照射,一个特定辐射源对公众产生的辐射剂量只能是()mSv/a的若干份之一。
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根据辐射防护最优化分析,针对每个辐射源分配的剂量,在辐射防护领域称为剂量()。
- 根据辐射防护最优化分析,针对每个辐射源分配的剂量,在辐射防护领域称为剂量约束,剂量约束是一个与()相关的量值。
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流出物排放的首要原则是使()一年所接受的辐射照射剂量木超过审管部门批准的剂量约束。
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核与辐射设施流出物排放的年排放量限值由()认可。
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核与辐射设施流出物排放的年排放量限值实际上就是一年内排放总量的()。
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对流出物年排放量限值做出明确规定的设施有()。
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《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)规定:核动力厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量,每年必须小于()mSv剂量约束值。
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核与辐射设施流出物排放实行最优化政策它的基本含义是:首先要满足();遵守年排放量限值,执行总量控制要求等使公众得到保护。
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控制流出物排放的原则包括()。
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根据辐射防护最优化分析,针对每个辐射源分配的剂量,在辐射防护领域称为剂量约束,现在国际辐射防护界已经明确剂量约束是针对关键人群组或关键组的。关键人群组是具备()条件的一组人群。
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核与辐射设施流出物排放的年排放量限值是与()相关的量。
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核与辐射设施流出物排放还应遵循可核查性原则。可核查性包括()。
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下列关于核与辐射设施的流出物排放申报和批准说法错误的是()。
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对于像核动力厂这类大型核设施,需要在()前向环境保护部提出申请流出物年排放量值。
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对于像核动力厂这类大型核设施,需要在首次装料前向环境保护部提出申请年排放量值。原则上讲,申报的数值不能大于历次()中给出的排放源项。
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对于可能有较大量的流出物排放的设施,为防止过度排放引起环境污染,必须建有足够处理能力的()设施及设备。
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对于可能有较大量的流出物排放的设施,为防止过度排放引起环境污染,要求气、液流出物经过()满足排放条件后再排放。
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对于放射性气体流出物,要通过烟囱排放。用烟囱排放是考虑所要排放的放射性物质量已经得到(),对()的可能影响已经很小,再经烟囱排放的进一步稀释使之对公众影响更小。
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对于放射性液体流出物,排放口的选取应()。
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对流出物排放进行监测可以为设施运行时环境影响评价提供()。
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在流出物排放前必须进行监测,监测合格后才允许排放。若监测发现不符合排放要求的,必须具备若监测发现不符合排放要求的,必须具备返回()系统的能力。
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对放射性液体流出物实行()排放。
- 核与辐射设施流出物排放的管理要求包括()。
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对流出物排放进行监测有()作用。
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对放射性液体流出物实行槽式排放,关于槽式排放应具备()要点。
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对于气体流出物,在()要设取样孔进行取样分析,对重要的设施还必须进行在线监测。
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对于液体流出物排放口,应设()取样器连续取样,样品一部分由业主自己分析,另一部分由审管部门独立分析。
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流出物监测的基本要求包括()。
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对于核设施,应制定详细的流出物监测计划,监测计划的内容应包括()。
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对于核设施,应制定详细的流出物监测计划,流出物的监测计划除规定对放射性的监测之外,还需要测量()。
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对于气体流出物,在排放烟囱要设取样孔进行取样分析,对重要的设施还必须进行在线监测。对于存在气溶胶取样的情况,取样管线的设计要考虑()问题。
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监管部门对核动力厂流出物年排放量申请值的审议,不单单看数值是否满足要求,还要评议流出物排放控制措施的()。
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()是核与辐射设施对环境造成影响的源项,其管控的好坏直接反映环境影响的程度。
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在我国,将核燃料循环系统排除()之外的所有设施称为核设施。
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核电厂在运行期间,要对放射性废气和废液进行净化处理。对于放射性废液通过()进行净化处理。
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对于核电厂,我国在流出物管控方面存在的问题是()。
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我国对流出物中的非放污染物重视不够,特别是对核电厂的()污染的防治与国际社会差距很大。
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在核技术利用领域,使用()的核技术利用设施或活动,需要关注流出物问题。
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我国核技术利用单位对放射性气体或气溶胶的排放,采用有组织的()方式排放。
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核技术利用领域流出物排放除非经审管部门确认是满足相应条件的低放废液,方可直接排入流量大于()倍排放流量的普通下水道,同时应对每次排放做好记录。
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核技术利用领域流出物排放除非经审管部门确认是满足()条件的低放废液,方可直接排人流量大于10倍排放流量的普通下水道,同时应对每次排放做好记录。
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对铀矿冶和伴生矿项目的流出物管理还要考虑其特殊性。主要特殊问题包括()。
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铀矿冶和伴生矿项目所产生的气体流出物中,()往往占主导地位。
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铀矿冶和伴生矿项目所产生的气体流出物中,氡往往占主导地位,关于氡的防护,国外是通过将氡的发生源与公众保持适当的限制()来保护公众建康。
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核电厂在运行期间,要对放射性废气和废液进行净化处理。处理能力要与核电厂()所产生的废气和废液量相适应。
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核电厂对流出物的管控措施包括()。
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核电厂在运行期间,要对放射性废气和废液进行净化处理。对于放射性废气可通过()方式净化处理。
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核技术利用单位的流出物排放也必须进行有效管控。管控的一般要求包括()。
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核技术利用单位的流出物排放也必须进行有效管控,我国现行做法是()。
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鉴于核动力厂严重事故时往往伴有大量放射性废气释放和废水产生,核动力厂()时应该考虑并安排应对放射性废气和废水外泄的管控及滞留措施,以期万一核动力厂发生严重事故时,能有效减少放射性废物的排放量。
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鉴于核动力厂严重事故时往往伴有大量放射性废气释放和废水产生,核动力厂设计时应该考虑并安排应对放射性废气和废水外泄的管控及滞留措施,应对放射性废气和废水外泄的管控措施可能包括泄压时使用过滤装置。大亚湾核动力厂设有()过滤器。
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核动力厂严重事故时的放射性物质事故排放()。
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为了减少核动力厂严重事故时放射性废水的处理殁排放的难题,应要求核动力厂在设计时考虑建造一个规模合适的()。特别是内陆核动力厂,就更为重要。
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鉴于核动力厂严重事故时往往伴有大量放射性废气释放和废水产生,核动力厂设计时应该考虑并安排应对放射性废气和废水外泄的管控及滞留措施,应对放射性废气和废水外泄的管控措施可能包括()。
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我国采用了国际原子能机构对“监测”的定义:为评价或控制辐射或放射性物质的照射,对剂量或污染所进行的测量及对测量结果的()。
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辐射环境监测目的是()辐射或放射性物质的照射。
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辐射环境监测目的是评价或控制辐射或放射性物质的照射。这里的“辐射”是指()。
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辐射环境监测的监测结果不仅仅提供监测的测量数据,还要给出对监测结果的()。
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辐射环境监测是辐射环境管理的重要手段,辐射环境监测的主要作用包括验证核与辐射设施对环境的实际影响是否处在()的范围之内。
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在核与辐射环境监测工作中,监测具有一定的特点,下列说法错误的是()。
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我国采用了国际原子能机构对“监测”的定义:为()辐射或放射性物质的照射,对剂量或污染所进行的测量及对测量结果的解释。
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我国采用了国际原子能机构对“监测”的定义:为评价或控制辐射或放射性物质的照射,对剂量或污染所进行的测量及对测量结果的解释。这个定义包含的意思包括()。
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辐射环境监测的监测手段是()。
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辐射环境监测按监测对象一般可分为()。
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辐射环境监测按监测的属性可分为()。
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针对核与辐射设施的运行时间顺序,环境监测可分为()。
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针对核与辐射设施监测的实施主体,环境监测可分为()。
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辐射环境监测是辐射环境管理的重要手段,辐射环境监测的主要作用是()。
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环境放射性监测是在较高的放射性背景情况之下去探查一个小的附加增量,环境中较高的放射性背景值主要是()的贡献。
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天然放射性按其来源可分为()部分。
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陆生放射性主要有()个衰变系列。
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Th系,又称()系。
- Th系,又称4n系,232Th经过()衰变,最后形成稳定核素208Pb。
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Th系,又称4n系,232Th经过7次α衰变和4次β衰变,最后形成稳定核素()。
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Th的半衰期的为()a。
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Th系的放射性衰变产物包括()个核素。
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U系,又称()系。
- U系,又称4n+2系,238U经过()衰变形成稳定核素206Pb。
- U系,又称4n+2系,238U经过9次α衰变,7次β衰变形成稳定核素()。
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U的半衰期为()a。
- U系的放射性衰变产物包括()个核素。
- U系,又称()系。
- U系经过()衰变形成稳定核素207Pb。
- U的半衰期为()a。
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U的放射性衰变产物包括()个核素。
- K-40的半衰期为()a。
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()是环境介质中,包括人体在内常见的陆生天然放射性核素。
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宇生放射性包括()部分。
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下列属于宇生放射性来源的是()。
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在海拔一万米以上的高度上,宇宙射线对飞机机组人员及乘客产生的剂量率比海平面高度宇宙射线的贡献可大()倍。
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宇生放射性核素主要包括()个核素。
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科学家可通过测定古物的()含量来判定其所处的年代。
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天然放射性的水平通常包含两层意义。即()。
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天然放射性所导致剂量水平,()对公众的剂量贡献最大,占天然放射性贡献的一半以上。
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在低剂量率照射下,生物学效应属于()效应,效应的发生率与接受的辐射剂量成()。
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在判断天然放射性可能引起的生物效应方面可以用天然放射性所产生的()来描述。
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全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量为()mSv。
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全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量为2.4mSv,典型范围为()mSv。
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国家标准GB18871-2002规定的公众照射年剂量限值是()mSv。
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我国参照国际上的惯例,对核动力厂经由气、液流出物一年对公众产生的剂量约束规定在()mSv之内。
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核动力厂一年实际对周围公众产生的年有效剂量仅仅几个()Sv。
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大气层核试验产生的人工放射性核素,对公众影响的高峰在()年。
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铀冶炼是指对矿石加工并把铀提取出来,制成俗称()的半成品。
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铀矿采冶作业,主要流出物是()。
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对于地下铀矿开采,矿井排出的氡气按生产1tU308归一化处理为1-2000GBq/t,其平均值()GBq/t。
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铀矿采冶阶段生产出的成品是()。
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铀加工和核燃料生产中的()阶段是去除杂质。
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铀加工和核燃料生产中的()阶段是将铀的化学状态变成易于浓缩操作的状态。
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铀加工和核燃料生产中的浓缩指的是将天然铀中235U的丰度由()%左右提高到核动力厂使用的2%-5%。
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铀加工和核燃料生产中的浓缩指的是将天然铀中235U的丰度由0.7%左右提高到核动力厂使用的()%。
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核动力厂核裂变每次产生总能量约()MeV。
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核动力厂1kg裂变材料完全裂变将产生()裂变。
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核动力厂1kg裂变材料完全裂变可生产()kW.h的热量。
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一座百万千瓦级的反应堆可包容()Bq的放射性物质。
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尽管核动力厂()%以上的放射性物质被包容在反应堆内的核燃料组件内,在正常运行期间经流出物向环境排的放射性物质仍是不可忽略的。
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现在,对于乏燃料是否进行后处理有两种态度,()的态度是不对乏燃料进行后处理,把乏燃料作为高放废物准备直接处置。
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后处理释放出的放射性物质,产生长期环境影响的几个核素有:3H,14C,85Kr和129I,其中()产生的待积集体剂量最大。
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为了诊断甲状腺癌和乳头状瘤,估计全世界每年使用()TBq的131I。
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对于甲状腺癌的治疗,131I用量平均为()Bq。
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对于乳头状瘤的治疗,131I用量平均为()Bq。
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使用131I治疗甲状腺癌和乳头状瘤,除了患者受到辐射照射外,与患者密切接触的人员,如家庭成员,也将受到辐射照射,且受照水平可达()mSv,对于儿童可达()mSv。
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预计全世界因使用131I面产生的集体剂量可达()人.Sv。
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下列属于天然放射性来源的是()。
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陆生放射性主要有()衰变系列。
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陆生放射性主要有三个衰变系列。此外还有一些半衰期长的单个放射性核素,下列属于陆生放射性核素的有()。
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在环境监测中对宇生放射性核素的()浓度的变化应予以关注。
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人工放射性核素的来源途径包括()。
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大气层核试验产生的人工放射性核素,由于核试验落下灰沉降率已接近于零,仍在环境中残留的主要是()。
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通常,地下核试验后总会有()进入环境。
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核武器的生产厂包括()。
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下列属于核能源生产的是()。
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在铀加工和核燃料生产环节,所操作的核素较为单一,主要是(),辐射环境监测应有针对性地开展。
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核燃料后处理是为了回收乏燃料中的()。
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后处理释放出的放射性物质,产生长期环境影响的几个核素有()。
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依据环境保护法的要求,任何核与辐射设施都必须执行环境监测制度,即必须建立与辐射影响相适应的环境监测()、执行环境监测、报告辐射环境监测的结果。
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核与辐射源项单位(即业主)必须设立或聘用有()的单位来对其核与辐射设施运行可能造成的环境影响进行监测。
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()负有保证环境辐射监测质量的任务。
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针对核设施,特别是大型核设施的辐射环境监测,分为运行前的本底调查、运行期间的监测、寿期终了的退役监测等。运行前的本底调查任务由()承担。
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辐射环境监测实行()监测。
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核设施辐射环境监测实行“双轨监测”,是由()同时开展的监测。
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在环境辐射监测方面,各省环保部门承担对本省区域内一般环境质量监测以及辖区内核及辐射设施的()性监测。
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环境辐射监测的审管部门是()行政主管部门。
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在环境辐射监测方面,环境保护部在()设立环境辐射监测技术中心,该中心是全国辐射监测技术、信息、质保中心,此外还承担对其他省级环保局辐射样品的集中分析任务。
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无论是核与辐射设施开展的自行监测,还是环境保护部门开展的监督性监测,在开展监测工作之前必须制定出切实可行的监测()。
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核设施运行前放射性水平调查至少要取得运行前连续()年的调查资料。
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核设施运行前放射性水平调查要了解()年内放射性本底的变化情况以及年度间的可能变化范围。
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核设施运行前环境本底调查的地理范围取决于辐射源项单位的运行规模,对于大型核设施供评价用的环境参数一般要调查到()km。
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对于存在事故排放危险的核设施,在()期间环境核辐射监测大纲必须包括应急监测内容。
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对于(),环境核辐射监测大纲的内容可相应简化。一般不需要进行广泛的运行前本底调查工作,但在运行前应取得可以作为比较基础的环境放射性本底数据。
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对于核技术利用及伴生放射性矿物资源的利用活动,在正常运行条件下,其环境核辐射监测主要应针对()进行。
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随着(源和环境)情况的变化,以及环境核辐射监测经验的积累,监测大纲要及时修改和调整。一般在积累足够监测资料后,环境核辐射监测大纲应突出重点适当()。
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核及辐射源项单位的监测机构的规模依据设施向环境排放放射性物质的()来定。
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核及辐射设施的环境监测机构负责本单位的环境辐射监测,包括()。
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在环境辐射监测方面,环境保护部在浙江设立了环境辐射监测技术中心,该中心是全国辐射监测()中心,此外还承担对其他省级环保局辐射样品的集中分析任务。
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制定环境辐射监测大纲,首先要考虑实施监测所期望达到的目的,包括()。
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制定环境核辐射监测大纲,要考虑的客观因素包括()。
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运行前环境本底调查大纲要点包括()。
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核设施运行前环境本底调查大纲应体现()目的。
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核设施运行前环境本底调查的内容应包括()。
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核设施运行期间环境核辐射监测大纲的制定要依据()而定。
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核设施运行期间的环境核辐射监测应考虑运行前本底调查所确定的关键()。
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辐射环境监测方法依据所拥有的监测手段和具体的环境条件,分为()大类。
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辐射环境监测的就地测量指监测工作可以在现场完成,就地辐射水平测量之前必须先要制定详细的测量()。
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从事就地核辐射水平监测的人员事先必须经过培训,使之熟悉监测仪器的性能,在现场可以进行简单维修,并应具备判断监测数据是否()的能力。
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下列关于就地辐射水平测量实施说法错误的是()。
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就地辐射水平测量数据应在现场进行初步分析,判断数据是否有异常,以便及时采取()措施。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,以确定其辐射水平或活度浓度。()对最后分析结果的可信性影响巨大。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,环境样品采集必须按照事先制定好的采样()进行。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,采样频度要合理。频度的确定决定于()。
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辐射环境监测的空气取样分为主动流气式或被动吸附式。采用主动流气式取样时,()误差必须予以控制。
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辐射环境监测的空气取样分为主动流气式或被动吸附式。采用被动吸附式取样时,要注意()对取样效率的影响,必要时需进行修正。
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辐射环境监测的大气沉降物取样频度视沉降物中放射性核素()变化的情况而定。
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辐射环境监测的水样采集,若放射性液体排出流的排放量和浓度变化较大,则应在排放口辅以采用连续()取样装置采集样品。
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辐射环境监测采集到的水样必须进行预处理,以便防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生变化。酸可以引起液体闪烁液产生猝灭现象,使()分析失效。
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辐射环境监测为评价不溶性放射性物质的沉积情况,应对放射性流出韧受纳水体的沉积物进行定期取样和分析。下列说法错误的是()。
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辐射环境监测采集的土壤样品若需长期保存,必须进行()处理。
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辐射环境监测的实验室测量分析,任何严密的测量,在测量样品之前要用与样品形状、几何尺寸以及质量相同的()测定计数效率。
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辐射环境监测任何严密的测量,在测量样品之前要用与样品()相同的标准源测定计数效率或用本底样品进行本底计数。
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下列关于辐射环境监测的实验室测量分析的放射性测量说法错误的是()。
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为使辐射环境监测数据可以有效地用于评价和相互比较,对任何监测结果均应给出()估计。
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为使辐射环境监测数据可以有效地用于评价和相互比较,对任何监测结果均应给出准确度估计和精密度估计。精密度估计是给出一组监测数据(至少是()个)相对均值的偏差。
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如果辐射环境监测目的是估计放射性物质在环境中的积累情况,监测结果应以()表示,并且将其与运行前调查以及以往监测结果相比较,评价变化趋势。
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就地辐射水平测量之前必须先要制定详细的测量计划。作计划时,应考虑()因素。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,样品采集的基本原则有()。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,采集环境样品时必须注意样品的代表性,除了特殊目的之外,采集环境样品时应避开()因素的影响。
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下列关于辐射环境监测的水样采集,说法正确的有()。
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辐射环境监测采集到的水样必须进行预处理,以便防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生变化。对水样的处理和保管要考虑()因素。
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辐射环境监测在()情况需要采集并分析土壤样品。
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下列关于辐射环境监测的生物样品采集说法正确的是()。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,实验室分析包括()。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,实验室分析包括放射化学分析和物理测量。放化分析时要增加适量的(),但不能让分析者识别出。
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在辐射环境监测中,常常需要先在现场取样,然后在实验室再对样品进行分析,实验室分析包括放射化学分析和物理测量。对于精确的测量,要制备与样品同样形状和质量的()样品。
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辐射环境监测的实验室测量分析,对于低本底()测量,事先必须进行本底检验。严密测量时应该用与样品形状、几何尺寸以及质量相同的本底样品进行本底计数。
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辐射环境监测的测量数据在最后上报之前要仔细检查,使之符合()的表示规范。
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各源项单位向主管部门和环境保护监督管理部门上报的监测报告的内容应包括()。
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环境放射性本底调查是指为某种目的,对指定范围内的放射性背景值进行测量分析以及为()目的对其他相关资料进行收集的活动。
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环境放射性本底调查可按调查目的分为()类。
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对于像核动力厂这样的核设施,要求在首次装料前必须完成连续()年以上的本底调查。
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对于大范围普查性的调查,其范围是由调查()决定的。
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针对核与辐射设施的本底调查范围和运行期间的辐射环境监测范围是与设施的()不同而不同。
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对于核设施,本底调查范围和运行期间的辐射环境监测范围一般以设施为中心半径()公里范围内。
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对于核技术利用项目,本底调查范围和运行期间的辐射环境监测范围一般以设施为中心()。
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对于伴生天然放射性矿物资源开发利用项目,本底调查的范围和运行期间的辐射环境监测范围视实际影响程度()。
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核与辐射设施运行期间的辐射环境监测,指核与辐射设施的营运单位及核辐射设施所在地的环境保护部门所开展的连续或间断式的环境辐射水平及环境介质中放射性核素的()的测量、分析以及对测量和分析结果的解释与简单评价。
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对于核动力厂,辐射环境监测内容包括()辐射剂量率和环境介质中的放射性核素(特别是可能的关键核素)含量。
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对于γ辐射剂量率的测量,要在核电范围布设若干个监测点实施同步、连续监测。γ辐射剂量率监测点一般布设在距核动力厂()范围内。
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对于铀矿冶和核燃料加工设施,主要包含的放射性核素是铀。因此对于环境介质中的放射性核素的测量主要针对铀及其衰变产物。对于铀矿冶来说,()的测量是不可缺少的。
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对于使用密封源的核技术利用项目,辐射环境监测时重点监测()。
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环境放射性本底调查是指为某种目的,对指定范围内的放射性背景值进行()以及为评价目的对其他相关资料进行收集的活动。
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针对特定核及辐射设施所开展的本底调查主要目的有()。
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本底调查,特别是针对特定核与辐射设施的本底调查,最终目的是评价该设施的环境影响。除要考虑该设施向环境可能排放的放射性物质,放射性本底调查还应对()一并调查。
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核与辐射设施运行前环境本底调查的实施要点包括()。
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核与辐射设施运行期间的辐射环境监测,指核与辐射设施的营运单位及核辐射设施所在地的环境保护部门所开展的连续或间断式的环境辐射水平及环境介质中放射性核素的活度的测量、分析以及对测量和分析结果的()。
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对于针对特定核及辐射设施运行期间所开展的辐射环境监测主要作用有()。
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对于核动力厂,辐射环境监测内容包括γ辐射剂量率和环境介质中的放射性核素含量。对于环境介质中的放射性核素的测量来说,环境介质包括()。
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对于核动力厂,辐射环境监测内容包括γ辐射剂量率和环境介质中的放射性核素含量。对于环境介质中的放射性核素的测量来说,要测的放射性核素包括()。
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核与辐射设施运行期间辐射环境监测的实施要点包括()。
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制定核与辐射设施运行期间的辐射环境监测大纲,要充分考虑()。
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制定核与辐射设施运行期间的辐射环境监测大纲,要充分考虑地理范围,监测或取样频次,监测仪器、仪表;组织管理;数据处理;资源保证以及质量保证等。此外,还要考虑()。
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在我国颁布的放射性污染防治法中将人为活动使环境天然辐射水平升高的活动归为“伴生放射性矿”,简称“伴生矿”。下列关于伴生矿概念要点说法错误的是()。
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按照我国颁布的《放射性污染防治法》对“伴生矿”的定义,下列不属于伴生矿涉及的范围的是()。
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有一些石料中,特别是()色花岗石中天然放射性含量较高,应进行监测并限制其使用范围。
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天然环境中氡有三个同位素:222Rn,220Rn和219Rn。其中219Rn是()系的衰变产物。
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氡吸入体内,随着呼出又会跑出来,但其衰变子体则会滞留在肺内,子体衰变时放出的()射线会成为导致肺癌的重要因素。
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万米以上的飞行,1h的飞行可能受到()μSv的剂量。
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在磷酸盐工业中,已经发现使氡浓度增加()Bq/m3。
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初级磷发光粉与钢铁生产工业是向空气中释放()的重要源项。
- ()工业是向空气中释放210Pb的重要源项。
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水泥生产向空气释放的放射性核素是()。
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放射性核素向水体的最大释放来自于()。
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对伴生矿产生的()废物的安全管理务必考虑长期安全性。
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对于伴生矿项目,它的确含天然放射性的物质,但是不是能认定它就是伴生矿,是不是需要按放射性物质来管理必须经过()来确定。
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对于判断是不是伴生矿来说,所分析的放射性的物质是该物项所固有的。判断是不是伴生矿的环境辐射监测方法有()种。
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在我国伴生矿主要涉及()领域。
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按照我国颁布的《放射性污染防治法》对“伴生矿”的定义,下列工业活动属于伴生矿涉及范围的是()。
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工业活动中天然放射性核素向空气释放的主要放射性核素是()。
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工业活动中天然放射性核素向空气释放,主要放射性核素222Rn和220Rn。下列()工业活动释放222Rn和220Rn。
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放射性核素向水体的最大释放来自于磷酸盐加工,其次是()。
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伴生矿的环境辐射监测,与核设施及核技术利用项目的环境辐射监测的相同之处有()。
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伴生矿的环境辐射监测,与核设施及核技术利用项目的环境辐射监测的不同之处在于()。
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对于判断是不是伴生矿来说,所分析的放射性的物质是该物项所固有的。判断是不是伴生矿的环境辐射监测方法可以通过测量物质()来判断。
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质量保证含有()层意思。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。质量保证(QA)包括为提供合适的()而有计划、有系统的全部必要活动,以使设备、构件、系统或部件在使用时满意并安全。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。质量保证(QA)包括为提供合适的置信度而有计划、有系统的全部必要活动,以使设备、构件、系统或部件在使用时满意并()。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。检查/评估-根据()要求开展的一项有计划并且文件化的活动,通过检验和评估客观证据来保证QA计划的相关内容已经按照专项要求制定、文件化并且有效地执行。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。检查/评估-根据程序要求开展的一项有计划并且()化的活动,通过检验和评估客观证据来保证QA计划的相关内容已经按照专项要求制定、文件化并且有效地执行。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。检查/评估-根据程序要求开展的一项有计划并且文件化的活动,通过检验和评估()来保证QA计划的相关内容已经按照专项要求制定、文件化并且有效地执行。
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在环境辐射开始测量之前,必须确定测量位置的()。
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如果要测来自土壤中的辐射,必须核对所测位置土壤的(),要核实在辐射探测器附近没有可以影响辐射探测器读数的物体。
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辐射环境监测的介质样品在进行分析之前可能需要某种方式的预处理。例如,植物样品可能需要()。
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当辐射环境监测的介质样品需要保存时,要保存的那部分样品应按()保管要求送贮和保存。
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辐射环境监测完成一项特定的分析常常有几种化学或放化方法可供使用。在大多数情况下,要使用经过()的程序。
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辐射环境监测的化学和放化分析分析()是为了度量样品在采集、处理及分析过程中产生的任何污染。
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辐射环境监测的化学和放化分析分析()主要用来刻度测量方法或装置。
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辐射环境监测的化学和放化分析分析()已经过全面的分析,不确定性足够清楚。用这些样品代替标准材料以保证测量方法是受控制的。
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辐射环境监测的化学和放化分析分析()的制备是把已知量的感兴趣成分加到空白样品中或加到已经分析过的样品中,目的是提供浓度已知的样品。
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辐射环境监测的化学和放化分析常规使用QC样品有()种基本类型。
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环境辐射监测完成的全部测量,实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。通常要求分析人员至少理解他们所用仪器的()。
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环境辐射监测完成的全部测量,实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。对于许多仪器,可以用()刻度。
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环境辐射监测完成的全部测量,实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。对于许多仪器,可以用标准源刻度。刻度是用单个()进行单点校核。
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环境辐射监测完成的全部测量,实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。仪器刻度必须保存所用标准()的记录。
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环境辐射监测完成的全部测量,实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。()是用来判断仪器稳定性的重要数据基础。
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环境辐射监测在测量或取样期间所作的现场(),通常可以提供判断取样或现场测量代表性的基础。
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环境辐射监测在分析样品期间所作的实验室()是判断分析质量的基础。
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环境辐射监测数据分为几种类型,如可能涉及有关()行动的数据要无限期贮存。
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环境辐射监测如果将数据以()方式贮存,必须制备后备文件,以消除数据不小心损失的可能性。
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环境辐射监测为了减少人为错误对数据质量的危害,在数据传输或贮存时,应制定相应的()程序。
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环境辐射监测数据报告时,必须给出其()估计。
- 质量保证所包含的意思包括()。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。质量保证(QA)包括为提供合适的置信度而有计划、有系统的全部必要活动,以使()在使用时满意并安全。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。质量控制(QC)-它包括在QA之内,为()材料、工艺、产品或特需服务的性质和特征的所有必要的活动。
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质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。质量控制(QC)-它包括在QA之内,为控制和核实()的所有必要的活动。
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对于每个环境辐射监测项目都要制定质量保证(QA)计划,QA计划包括()。
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辐射环境监测的化学和放化分析常规使用QC样品有()基本类型。
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在快中子反应堆中,无慢化剂,但中子通过与()非弹性散射能量也会有所降低。
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绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯,其热中子注量率分布,半径方向上为()。
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核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子,其平均能量达2Mev,最大()Mev。
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与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s,相应的能量为()ev。
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压水堆反应性控制主要通过改变()。
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在国际核能史上,()成为发生频率最高事故。
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堆芯熔化可分两种不同类型:高压熔化过程,低压溶化过程.高压过程一般以失去()为先导事件。
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核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标,其中第二个层次是()。
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核反应堆按中子能谱分,快中子堆,中能中子堆和热中子堆,热中子堆裂变由平均能量()ev低能中子引起,堆内必须有足够慢化剂。
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在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成,控制棒还必须具备:耐辐射、抗腐蚀和()。
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可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质,轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。
下列哪项不是可熔毒物的优点:()。
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钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为()。
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重水吸收热中子几率比轻水低()多倍,吸收中子最弱。
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核反应堆热工力学的性质主要取决于:()。
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构筑物,系统和部件的可靠性设计,可以通过防止共因故障,()和采用故障安全设计等来实现。
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纵深防御有五个层次目的:保护包容功能是有那一层执行()。
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为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行,通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度,距容器断裂失效至少还有()以上的裕度。
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安全重要构筑物,系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()。
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安全壳能维持较长时间()天以上完整性,大部分裂变产物因重力沉降,释除的源项会大大降低。
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核材料管制的例行检查,一般由局组织、日常检查和非例行检查由()负责。
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12Kg的锂,属于几级核材料()160。
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紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护()。
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核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由()统一管理。
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天然铀监测,排放废水的铀用什么方法检测()。
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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()。
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铀选冶厂尾矿废渣产生率()。
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矿井氡析出规律:()。
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地浸工艺对地下水复原技术措施:⑴地下水清除法⑵反渗透法⑶自然净化法⑷还原沉淀法还原沉淀法所采用的还原剂是()。
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对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层(喷涂)如:偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%。密闭可用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料,膨胀螺栓或射钉固定,其密闭阻风效果可达90%,防氡效果可达()。
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以下那个不是氡累积测量常用方法()。
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UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化,反应器设计关键()。
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铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF4,再转化成六氟化铀(UF6)及其还原的主要工艺过程。一般要求有较高转化率≥()。
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以下那种是UF6的尾气处理方法:()。
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分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位,把一定量的铀富集到一定的铀—235丰度所需投入的工作量叫做分离功。从天然铀原料生产1T丰度为3%的浓缩铀,大约需()分离功。
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气体离心法单级分离能力主要取决于()和周边线速度。
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铀浓缩工厂主工艺回路是处用于()下工作。
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环境影响报告表行政审批的时限()。
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按照GB11806规定,下列哪项货包设计不需要经核安全监管部门审批。()。
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GB11806《放射性物质安全运输规定》放射性物质运输辐射危害可归结为①辐射照射②核临界和()。
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铀浓缩正常生产时气载流出物对居民产生的剂量,关键途径是食入内照射,关键核素()关键居民幼儿。
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放射性核素进入人体的途径:①吸入②食入③通过破损的皮肤或伤口吸收食入放射性锶的靶组织是()。
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下面哪项不是辐射监测的主要内容:()。
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放射性废物送贮要求,放射性废物的产生单位要向环保部门提出书面申请,将放射性废物数量、种类、核素、活度、购置日期和使用时间等情况报告清楚,并附()。
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下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点:()。
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下列放射性废物分类,按毒性分那种是高毒性废物()。
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a粒子的射程很短,以5Mev的a粒子为例,空气中的射程是3.5cm,在身体组织内射程只有45Um,a放射性核素都是极毒类,体内最大容许积存量只有()左右。
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对于高放废物普遍接受的处理方法,多用()法。
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核设施退役采取什么策略影响因素很多,许多国家对于大型核设施退役,()是两大关键因素。
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废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物()。
- 放射性废物管理以()为核心,()为目标。
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放射性废气中可能含有:()。
- 高放废物的处置库,可能因地震、断层、火山爆发、冰川等自然事故和人为事故造成事故,其风险几率()。
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下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法()。
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设计基准地震动分两个级别SL—1和SL—2,SL—2又称SSE为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动。年超越概率(概率风险水平值),我国取值()446。
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核电厂厂址选择初步调查的早期阶段,收集资料是为了筛选可能存在的外部事件潜在源
在厂址选定后,需收集更详细资料,其目的是确定(),并提供设计基准参数。
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下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数()。
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根据《中….民用核设施安全监督管理条例实施细则之一,核电厂安全许可证申请和颁布HAF001/01核设施质量保证总大纲分为那几个阶段制定()470。
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营运单位质保大纲由()批准。
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质保监查分内部监查和外部监查,营运单位质保监查部门对分包单位(供方)()。
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承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据()。
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10个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途()。
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质量保证大纲中规定一般对供货重要,复杂和供货时间超过()的供方才做外部监查。
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为提高堆总输出功率需功率展平,功率展平主要措施:()。
- 高温气冷堆特点是()。
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核电站化学容积控制系统作用()。
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调节系统电子逻辑回路组成有那些(ACDE)。
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下面那些属于工况Ⅳ——极限事故()。
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核电厂事故分析基本假设有那些:()。
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导致堆芯严重损坏的初因事件:()。
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安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要,在各种安全壳失效中,特别重要的是事故发生前的()。
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核动力厂概率安全分析通常的三个级别,1级概率安全分析工作包括:()。
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核部件与设备的安全分级包括那些内容()。
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核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数:()。
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安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括那些:()。
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核电厂运行限值和条件分几类:()。
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核电厂安全监督包括:()。
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核电厂建立营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能:()。
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核动力厂主要调试阶段试验()。
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核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷,在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展。
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核动力厂将应急初始条件按其性质分()。
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生产UF4的主要设备:①卧式搅拌床反应器②流化床反应器③移动床反应器卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标()。
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铀浓缩的核安全问题包括:()。
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工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题,但铀水混合达到一定条件:(),就会发生临界。
- 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括()。
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核燃料加工、处理设置的辐射防护大纲中辐射安全设计包括:()。
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实物保护设计要求包括哪些()。
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表征放射源的基本参数()。
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热释光剂量计特点:()。
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高放玻璃固化必须关注安全问题()。
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核电站工艺废气中主要核素:()。
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废水净化处理的方法:()。
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反应堆退役,堆本体放射性水平很高,含有很多活化产物,其退役策略各国有很大差别。
核电站各国优选立即拆除策略,倾向缩短封存时间是因为:()。
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核设施退役涉及技术。
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核电厂选址必须考虑的基本因素:()。
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滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素:()。
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影响最终热阱的水文因素包括:()。
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低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段。
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质量保证工作职责分配要注明内部与外部联系线
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设计控制包括对。
- 对于不符合项处理方式( )。
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国家核安全局,核设施营运单位和承包单位对各级质量保证审评的方法和重点:()。
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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,编制矿山安全生产与评价报告、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。
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与铀矿勘探、开釆和加工设施建设项目相配套的放射性污染防止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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铀矿勘探、开釆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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铀矿勘探、开采和加工过程产生的废石、尾矿单位,必须建造专用的废石场和尾矿库,满足国家相关规定标淮的要求,确保长期()。
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铀矿勘探、开采和加工单位应当编制铀矿冶设施()治理规划和计划。
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—般情况下,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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—般情况下,铀矿冶工作人员剂量限值连续5年的平均有效剂量为15mSv/a,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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铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限制,氡为()kBq/m3。
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铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限制,氡为2.7kBq/m3,氡子体为()uJ/m3.
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矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度;矿井总入风风流粉尘、氡及氪子体控制浓度应分别不大于()mg/m3、()kBq/m3、()uJ/m3。
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矿井工作面入风风流的粉尘、氡及氡子体控制浓度工作面入风风流的粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于()mg/m3、()kBq()uJ/m3。
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水冶厂空气中氡及氡子体浓度限值分别力()kBq/m3、()uJ/m3。
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铀矿开采和加工矿冶环境公众的受照有效剂量约束值为()mSv/a。
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矿石氡射气系数f随矿石含水率呈一个峰值形变化,即氡射气系数在矿石含水率为()出现峰值。
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铀矿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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铀矿勘探、开采过程中的防氡方案首选是()。
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铀矿石中的γ辐射主要来自镭的短寿命子体镭A、镭
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在铀选冶厂中,加工过程中的铀品位不高时,其γ射线外照射剂量一般不会超过国家标准。只有在铀品位大于()%才应考虑γ射线外照射问题。
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铀选冶厂各作业场所全面换气通风量确定的依据是各作业场所()。
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在铀矿业加工过程中,固液分离以前各工序均属于()级放射性工作场所,每小吋换气6~10次-。
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在铀矿业加工过程中,固液分离以后,大部分有毒有害物质和放射性子体都转入到尾矿中,工艺过程中所处理的仅是铀同位素。此时的放射性仅占铀矿石总放射性活度的()%。
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在铀矿业加工过程中,固液分离以后,大部分有毒有害物质和放射性子体都转入到尾矿中,工艺过程中所处理的仅是()。
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铀矿石中的β辐照危害主要存在于()n。
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铀尾矿中含有大量天然放射性核素(主要是镭及其子体),几乎是原矿含量的()%。
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铀尾矿中含有大量天然放射性核素(主要是镭及其子体),几乎是原矿含量的98%,且长寿命核素在1000年以上的约占()%。
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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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我国铀矿冶系统多采用()处理废水。
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铀矿冶地下水的复原技术措施中,还原沉淀法是将还原剂()注入含水层,能有效地还原和沉淀一些有害元素,尤其是重金属元素。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取“全面规划、突出重点、因地制宜、()”的技术政策。
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我国规定铀废石场、尾矿库治理后的工程达到长期安全稳定,222Rn析出率不超过()Bq/(tn2.s),在工程验收移交启对工程安全有效性进行长期监护。
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按照GB18871-2002规定,放射性工作场所要分为()。
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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,均需耍经过()再排入大气。
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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理,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入大气。
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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戴个人剂量计.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(),编制应急()。
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铀浓缩厂主要工作物质是()。
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铀浓缩工厂职业照射监测中,对于空气监测主要是监测空气中的铀气溶胶浓度和()放射性活度。
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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234U,关键居民为()。
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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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铀富集工厂中,采用质量控制一一限制设备和系统内的易裂变材料的质量来控制核临界。如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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铀富集工厂中,采用浓度控制——限值溶液中易裂变材料的质量浓度来控制核临界。如混合澄清槽、清洗槽和扬液器中溶液的235U浓度不
大于() g/L。 - 铀富集工厂在处理接近或超过临界临界量含23SU的溶液反应器中设置()。
- 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。
- 651: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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UF6的三相点出现在()MPa和()℃。
- 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()%,这是UF6很重耍的物理特性-。
- UF6极易与()反应生成U02F2和HF。
- UF6极易与水反应生成()。
- 《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()mg/m3:《汚水排放综合标准》GB8979-1996,允许废液处理后氟化物排放浓度为()mg/L。
- 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。
- 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。
- 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制定的防护行为淮则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。
- 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。
- 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力四级:在达到3级限值时,()。
- 在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是()流程。
- 在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUKEX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。
- 在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,红油爆炸只有在温虔超过()℃条件下才有可能发生。
- 源材料,其中不包括():特种可裂变材料:氚、锂-6及含上述物质的材料和制品都称为核材料。
- 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。例如高富集度的铀、235U、233U.238Pu含量低于()%的钚。
- 667?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。否则,就认为核材料未达到闭合平衡。
- 因为核材料管制是以核不扩散力目标,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。
- 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。
- 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。
- 核材料衡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。
- 核材料衡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。
- 核材料衡算周期的确定需要规定能笕察的最小转用(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%的铀为()kg。
- 核材料衡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,235U<20%的铀(包括天然铀和贫化铀)为()kg。
- 核材料衡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()kg。
- 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。
- 对轻水堆而言,核材料衡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。
- 对轻水堆而言,核材料衡算周期力每年至少()次。
- 对核燃料元件加工厂而言,一般考虑核材料衡算周期为每年至少()次。
- 实物保护是指(〉有形物免受授权的()。
- 核保障领域的实物保护对象特指()。
- 682,核材料和核设施实物保护的目的包括()无罪的或非有意的穿入保护区域。
- 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。
- 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。
- 核材料的分类是基于()的潜在风险为依据。
- 《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定我国核材料的实务保护等级分为()级。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为1级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等鈒为I级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为I级的有()。
- 690,下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
- 691,下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护有等级为Ⅱ级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人良共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为Ⅲ级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为Ⅲ级的有(。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为Ⅲ级的有()。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为Ⅲ级的有(、。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为Ⅲ级的有(、。
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不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。这些程序对不符合项的()应作出规定。
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质暈管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了()阶段,逐歩发展成为一门独立学科.
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下列选项中,关于《核电厂质量保证安全规定》物项控制中“材料、零件和部件的标识”说法正确的有()。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件()的要求。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)是《民用核设施安全监督管理条例》下包含()的规定之一.
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是()。
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实施质量保证大纲的人员包括()。
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为实施质量保证大纲而进行的工作,基本类型包括()。
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对监查人员应根据其()进行资格考核。
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核安全质量保证要汞中,物项是()的通称。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。
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2003年6月国家主席签发的《中华人民共和国放射性污染防治法》规定:“()必须采収安企与防护措施.预防发生可能导致放射性污染的各类事故,避免放射性污染危害。”
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《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括()。
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下列属于核安全许可中的资格许可的是()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的坏境影响分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
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具体到核动力厂的设计,技术安全目标可以归纳为对()等基本核安全功能的保证。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括对()人员,应制定控制和管理的书面程序。
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核动力厂核安全的技术安全目标是()。
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:《核电厂质量保证安全规定》中,采购文件中至少应包括()方面的要求。
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核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展,这些核设施包括()的运行,己经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。
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对于某一建造核设施来说/需要遵守《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的组织有()。
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我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行()工程时,必须提出对环境影响的报告书,经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。
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物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括()。
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出现()其中的一种或多种情况时必须安排专门的监查。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门承担主要职贵和部分职能的范围包括()。
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工艺流程卡是一张表格,列出了某个部件在制造、装配或安装中质量(控制)活动()。
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核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审査,审査本单位质量保证大纲的()。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。
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每一物项和服务的质量是由()的特性决定的。
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应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑()。
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按照美国机械工程师学会规范的要求,反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为()%设计压力。
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为保证系统完整性,按照美国机械工程师学会规范的要求,初始运行前堆芯尚未装料时,所介反应推冷却剂系统部件都要在()%设计压力下进行水压试验。
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营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行管理者,此时,对安全负有首要责任的是()。
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描述核动力厂营运单位组织机构及履行所有这些职责的管理安排的文件必须可供()审查。
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核动力厂营运单位必须系统地审查那些可能是安全重要的、在组织机构及管理安排上的变动,并必须提交给()审査。
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核动力厂营运单位必须以(),包括人力安排及关键岗位职责的描述,来说明由核动力厂本身或依靠核动力厂外部机构完成支持性职能。
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507.在核动力厂厂区内或厂区外实施可能影响安全的所有活动必须由()批准。
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营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况,其目的在于强化安全意识及提髙安全文化水平,遵守为增强安全而制定的规定,及时更新文件并防止过分自信和自满的情绪。实际可行时,必须采取适宜的客观的()评价方法。
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营运单位必须保证定期审査核动力厂的运行情况,()必须获得定期审查结果并采取恰当的纠正措施。
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核动力厂()的应急计划必须包括由核动力厂营运单位实施或负责的各项活动,并必须上报国务院核安全监管部门审批。
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()才能控制或指挥核动力厂运行状态的任何改变。
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核燃料运到厂区前,必须作出适当的应急安排,在核动力厂()以前保证完成全部应急准备。
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在核动力厂()前,必须进行应急演习以验证应急计划。
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营运单位必须对放射性排出流排放进行安全分析,证明所评定的对公众的放射影像和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。营运单位必须在()前把该分析报告上报国务院核安全监管部门。
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核动力厂营运单位必须在运行事件发生后()小时内口头通告国务院核安全监管部门及其派出机构。
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核动力厂营运单位必须在运行事件发生后()天内向国务院核安全监管部门及其派出机构递交书面通告。
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核动力厂营运单位必须在运行事件发生()天内向国务院核安全监管部门及其派出机构递交事件报告。
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核动力厂()有责任实施辐射防护大纲中规定的照射控制措施。
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核动力厂营运单位必须对放射性排出流排放进行安全分析,证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。营运单位必须在()前把该分析报告上报国务核安全监管部门。
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对核动力厂进行系统的安全重新评价必须采用()的方式。-。
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对核动力厂进行系统的安全重新评价必须采用安全定期审查的方式。()负有进行定期安全审查的主要责任。
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在核动力厂的()阶段通常应该完成一个概要的退役计划。
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核动力厂必须实施在役检查的法律依据是国务院1986年10月29日发布的()。
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核一级容器在设计阶段,所用材料的许用应力强度只保守地取到材料抗拉强度的()。
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核一级容器在设计阶段,所用材料的许用应力强度只保守地取到材料屈服强度的()。
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为保证核动力厂往设计运行寿期内安全运行,通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度,发生整体塑性变形至少还有()以上的裕度。
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为保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行,通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度,断裂失效至少还有()以上的裕度。
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核动力厂在役检查不同于常规工业的无损检验的主要问题是()。
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核安全导则:《核电厂在役检査HAD103/07》指出:()前,必须进行役前检验-。
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核动力厂役前检查的范围必须包括后面在役检查要进行的()部件和部位。
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核动力厂修理或更换部件后的役前检査标准采用的是核设施()。
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关于核动力厂役前检查,下列说法错误的有()。
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关于核动力厂系统水压试验有利一面,下列说法错误的有()。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监督的职能,对国内民用核安全设备活动单位的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监督的职能,对民用核安全设备活动的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备K督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监督的职能,对境外民用核安全设备活动单位的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监?的职能,对进口民用核安全设备的监管手段主要通过()制度实现。
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'《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监督的职能,对特种工艺人员的监管手段主要通过()制度实现。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定国内具备相应技术水平和质量管理能力的单位,应在取得()后,方可从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验活动。
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确保核安全设备质量的前提和基础是()。
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民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行()的设备。
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我国核安全设备活动的资格许可分力()。
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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(2010)156号文件规定,民用核安全机械设备设计、制造许可证申请单位必须具有近()年内完整的核设施中非核级同种设备制造业绩,并提供合同、完工报告、采购方验收报告等文件证明。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业缋是一个重要条件。按照国核安函(2010)156号文件规定,民用核安全设备安装许可证取证申请单位近()年内必须具有核设施常规岛安装业缋、延续及扩证申请单位必须具有原持证范围内安装业绩,并提供合同、完工报告、业主验收报告等证明文件。
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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〔2010)156号文件规定,核动力厂主变压器制造许可证申请单位应具有近()年内核动力厂主变压器的供货业绩或正在执行核动力厂主变扭器的供货合同、并提供合同、完工报告、采购方验收报告等证明文件。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函(2011)52号文件规定,对于安装单位在原持证期间核级设备安装活动业缋比较充分的延续申请单位,可以受理其延续申请并进行()审查。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函(2011)52号文件规定,对于核级设备安装活动业绩不足,但分包了部分核岛系统的安装活动或有完整的常规岛安装业绩的安装单位,可以受理,钽需对其分包的部分核岛系统安装活动或常规岛安装活动进行监督检查并对申请单位()。
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关于国核安函(2011〕52号文件说法不正确的是()。
- 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。按照围核女函(2011)118号文件规定“()工作业缋”是指民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动申请单位从事过与拟申请的民用核安全设备活动类别和设备类别相同的活动。
- 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。按照闺核安函(2011〕118号文件规定“()工作业绩”是指核设施中非核级同种设备或常规工业中相类似设备的活动业绩。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函(2011)118号文件规定,取证申请单位应具备()年以上和近()年内的核设施中非核级同种设备工作业绩.且需向国务院核安全监管部门提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函〔2011)118号文件规定,取证申请单位应具备五年以上和近五年内的核设施中非核级同种设备工作业绩,且须向国务院核安全监管部门提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。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。按照国梭安函〔2011)118号文件规定,扩证申请单位应具有同种设备()年以上和近(〉年内的相近工作业绩,且须向国务院核安企监管部门提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业缋是一个重要条件。按照国核安凼〔2011)118号文件规定,针对核安全机械设备,申请由核2、3级扩至核1级的单位,须具有原许可活动范围内核2、3级同种设备的供货业绩和()的质量史。
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在核安全设备活动单位的资格许可中,申请单位的业绩是一个重要条件。按照国核安函(2011)118号文件关于延续申请的业缋要求:对于核安全设备安装的持证单位,持证期间须有原活动范围内的核安全设备安装业绩或有()安装业绩。-。
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国核安函(2008)89号文件规定:针对所申请的设备类别,近()年内有良好的供货业绩或者正在执行供货合同的申请单位,在申请许可证时原则上可以不用进行模拟件的拭制,但应提交其业绩及有关样机鉴定的详细资料。
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国核安函(2008〕89号文件规定:针对所申请的设备类别,已通过()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拭制,除非申请单位证明其完成的样机鉴定过程和结果完全满足核安全法规、标准规范和技术文件的要求。
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558国核安发(2010)156号文件规定:根据国核安函(2008)89号文的要求,对于近五年内有曳好供货业绩,自申请之曰起前()年内且在2008年1月1日前完成省部级以上机构组织的样机鉴定的申请单磕,原则上可不进行模拟件的制作。
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无损检验工作应当由民用核安全设备无损检验Ⅱ级或Ⅱ级以上人员为主操作,宠损检验结果报告由()编制和审核。
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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为()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、安装和宠损检验活动时,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,应当接受()的监督检查,如实反应情况,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余设备设计、制造、安装和无损检验活动开始()前,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査。
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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()前,民用核设施营运单位应当向国务院核安全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企监管部门及其所属的检验机构报检,并提供有关文件材料,材料应当为()。
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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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在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动前,()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,并采取驻场监造或见证等方式对相关活动进行过程监督。
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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()。
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核安全设备资格许可证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准备进行的一个描述。
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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()负贵。
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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贵。
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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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在核安全设备活动进行期间,()为核设施核安全重要活动以及核安全设备活动单位质量保证体系的有效性向国务院核安全监管部门负贵。
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对于釆用EPC工程总承包建造管理模式的核设施,()对其承接的核动力厂核岛工柷活动负直接责任。
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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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国核安全函〔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个工作日内上报国务院核安全监管部门。
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国核安全函〔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()个工作日内上报国务院核安全监管部门。
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国核安全函[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个工作日内上报国务院核安全监管部门。
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国核安全函(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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国核安全函(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髙级别的不符合项在开启后()个工作曰内上报国务院核安全监管部门。
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国核安全函〔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个工作曰内上报国务院核安全监管部门。.
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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国务院核安全监管部门()。
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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进行,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,()必须对査明起因和釆取纠正措施做出规定,以防止其再次出现。
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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()。
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就辐射集体剂量而言,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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铀矿工业对环境公众的集体照射剂量约占整个核燃料循环造成对公众总集体剂量的()%。
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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造成对公众总集体剂量的91.5%。其中,氡及氡子体贡献最大,矿工职业照射中占()%。
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矿工业对环境公众的集体照射剂量约占整个核燃料循环造成对公众总集体剂量的91.5%。其中,氡及氡子体贡献最大,矿工职业照射中占96%,公众照射占()%。
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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造成对公众总集体剂_置的91.5%。其中,()及其子体贡献最大,矿土职业照射申占96%,公众照射占89.8%。
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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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根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分级可以分为()级。
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下列选项中,属于铀矿冶废水处理方法中的物理法的有()。
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实物保护系统的响应包括()部分。
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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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()及含上述物质的材料和制品都称为核材料。
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核材料安全是通过()来保证。
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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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实物保护是一个综合性的概念,它包括()等软、硬件部分组成。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,监管手段主要通过()制度实现。
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法国RC
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铀浓缩厂中,环境安全与公众剂量监测的主要内容有()。
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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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实施一级实物保护的核设施设()。
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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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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要遵循()基本原则。
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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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核材料和核设施的实物保护系统首先考虑系统的()。?
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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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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全监管部门及其所属的检验机构报检,井提供()。
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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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铀选冶厂生产过程的后一段的主要危害是()。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》旨在对民用核安全设备()活动进行规范和有效的监督管理,保障民用核安全设备的质量,从“源头”上消除核安全隐患。
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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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国核安函(2008)89号问要求,对于(),相应活动单位应按照其不符合项的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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铀废石场、尾矿库的运行安全管理的安全监管制度有()。
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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。
- 根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分区可以分为()。
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在应急的初始阶段在启动()以前,核动力厂主控制室可能是指挥应急响应的朮耍设施?
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在主控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、导出佘热并监测电厂基本参数
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核动力厂()执行的主要功能是对主控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()是在应急响应期间供执行设备检修、系统或设备损坏探査、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,或在能够快速进入保护区的其他合适位置。
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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淮则。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,无序考虑可居留性要求,可以设置在核动力厂所在场区意外,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()的通信联络核数据信息传输。
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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安全重要参数的能力。
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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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核动力厂营运单位的应急准备与响应的核安全导则要求:主控制室等重要应总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),工作人员接受的有效剂最不大千()mSvo
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核动力厂营运单位的应急准备与响应的核安全导则要求: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(―般为30d),工作人员接受的有效剂量不大于50mSv,甲状腺当量剂量不大于()mGh
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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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()是国家核事故应急协调委员会在核事故应急期间的工作场所。
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国家核应急响应中心是()在核事故应急期间的工作场所。
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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.犮现问题,及吋处理
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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,及吋处理。
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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,是检验应急准备情况的主要手段之一。
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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,是在指定核事故应急计划或执行程序过程中,为检验其()而进行演习,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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核安全法规中所要求的核事故应急演习是指()
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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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综合演习是指()要全面启动的应急演习。
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()是指营运单位或地方应急响应组织要全面启动的应急演习^
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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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()主要是针对严重事故而进行的规模最大的应急演习。
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联合演习主要是针对()而进行的规模最大的应急演习。
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()是对应急响应能力全面的检查。
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核安全法规要求核动力厂每()年至少一次单项演习。
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核安全法规要求核动力厂每()年至少一次综合演习。
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核安全法规要求核动力厂首次装料前进行一次联合演习,运行阶段每()年至少一次联合演习。
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核安全法规要求研究堆每()年一次单项演习。
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核安全法规要求研宄堆首次装料前和每()年一次综合演习。
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核安全法规要求,应急计划涉及场外应急状态的研究堆每()年一次联合演习。
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场内目标是指演习中拟达到的对()应急响应能力的检验目标。
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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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为了保证演习效果,捧设施营运单位的综合演习的情景设计应事先经过()审核。
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核动力厂非居住区边界里反应堆的距离不得小于()米。
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核动力厂规划限制区半径不得小于()千米。
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核动力厂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淮备条件的评审在()的目的是确认核设施在核安全上的可接受性。
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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口
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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)的审査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()作出评价,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作出评价,是国务院核安全监管部门发放()的先决条件之一。
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国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条的评审在建造阶段(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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在正式运行后,核动力厂营运单位需每()年需对应急计划进行一次修订。
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()是工作人员受事故辐射照射的主要场所。
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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,从重到轻将辐射窜故分为()个等级。
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特别重大辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果,或者放射源同位素和射线装置失控导致()人以上(含)急性死亡。
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()辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、先控造成大范围严重辐射污染后见,或者放射源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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特别重大辐射事故是指()类放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果,或者放射源同位素和射线装宣失控导致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)以下急性死亡或者10人以上(含10人)急性中毒放射病、局部器官残疾。
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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(含)以下急性死亡或者()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(含)以下急性死亡或者10人(含)以上急性重度放射病、局部器官残疾。
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重大辐射事故是指〈)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(含)以下急性死亡或者10人(含)以上急性重度放射病、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。或者放射性同位素或射线装置失踪导致9人(含)以下急性重度放射病、局部器官残疾。
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较大辐射事故是指III类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素或射线装置失踪导致()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、矢控,或者放射性同位素或射线装置失踪导致9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IV类、V类放射源丢失、被盗、先控,或者放射源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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—般辐射事故是指()放射源丢失、被盗、失控,或者放射源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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()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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县级以上人民政莳环保主管郜门应会同同级公安、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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对()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。
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按核与辐射事件分级表(INES),将事件分类为()级。
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按核与辐射事件分级表(INES),将事件分类为7级,级别()称为“事件”。
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按核与辐射事件分级表(INES),将事件分类为7级,级别()称为“事故”。
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按核与辐射事件分级表(INES),将事件分类为7级。在分级表上级别每增加一级,则事件的严重性约增大()倍。
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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),装置中的大量放射形物质释放,使公众受到明显照射的可能性增高。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己计划的对策。
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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。
- 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),公众成员受到超过()mSv的照射属于一般事件(2级)。
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按核与辐射事件分级表(INES),在操作区域的辐射水平大于()mSv/h的照射属于一般事件(2级)。
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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、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、包装和贮存。
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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淮后颁发许可证。并按国务院的规定建立()的备案制度。
- 生产、销售、使用、贮存放射源的单位,应连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()。
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使用()类放射源和()类射线装置的辐射工作单位的许可证,由国务院环境保护主管部门审批颁发。
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使用II类放射源和II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,()类放射源为极高危险源。没有防护情况下,接触这类源几分钟到1小时就可致人死亡。
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我国参照国原子能机构的有关规定,将放射源分为I、II、III、IV、V类,()类放射源为极高危险源。没有防护情况下,接触这类源几分钟到1小时就可致人死亡。
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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,()类放射源为高危险源。没有防护情况下,接触这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,()类放射源为髙危险源。没有防护情况下,接触这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,()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序,()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,或者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序,()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,或者对环境造成严重影响。
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根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分级可以分为()级。
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下列选项中,属于铀矿冶废水处理方法中的物理法的有()。
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实物保护系统的响应包括()部分。
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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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()及含上述物质的材料和制品都称为核材料。
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核材料安全是通过()来保证。
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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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实物保护是一个综合性的概念,它包括()等软、硬件部分组成。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,监管手段主要通过()制度实现。
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法国RC
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铀浓缩厂中,环境安全与公众剂量监测的主要内容有()。
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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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实施一级实物保护的核设施设()。
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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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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要遵循()基本原则。
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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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核材料和核设施的实物保护系统首先考虑系统的()。?
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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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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全监管部门及其所属的检验机构报检,井提供()。
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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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铀选冶厂生产过程的后一段的主要危害是()。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》旨在对民用核安全设备()活动进行规范和有效的监督管理,保障民用核安全设备的质量,从“源头”上消除核安全隐患。
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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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国核安函(2008)89号问要求,对于(),相应活动单位应按照其不符合项的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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铀废石场、尾矿库的运行安全管理的安全监管制度有()。
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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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根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分II可以分为()。
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质量保证文件第二层次文件是()。
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质量保证文件第三层次文件是()。
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制定质量保证大纲有()个依据。
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《核电厂质量保证安全规定》要求,不能对核设施的各种物项和服务采用同样的控制和验证方法或严格程度,而要根据其对安全的重要性等因素,对物项和服务进行()分级。
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在完成某一特定工作中,“对要达到的质量负主要责任的是该工作的()”。
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下列选项中,关于《核电厂质量保证安全规定》“文件控制”说法错误的有()。
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《核电厂质量保证安全规定》要求,设计文件中要写明合适的质量标准和验收准则及其()。
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下列选项中,不属于《核电厂质量保证安全规定》中主种设计验证方法的是()。
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证明所购物项和服务符合采购文件中的全部要求的文字证据提交时间和所交货的物项和服务的吋间相比,()。
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下列选项中,关于《核电厂质量保证安全规定》物项控制中“材料、零件和部件的标识”说法错误的有()。
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对现有规范、标准、技术规格书尚未包括的工艺,或质量要求超出这些文件规定的情况(既有更高的质量要求)时,应预先()。
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《核电厂质量保证安全规定》要求,对己建成的核设施的构筑物、系统、部件和设洛,必须制定和实施所需要的(),并对照(役前检査等的)基准数据评价其结果。
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当发现测量和试验用的设备、装置、仪表、工具、量具偏差超过规定限值时,必须对上次标定合格以来所做的测量和试验的有效性和物项合格性进行()。
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往《核电厂质量保证安全规定》中规定,所谓不符合项,是由于种种原因,使某一()的质量变得不可以接收,或质量不能确定。
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监查由()组织实施。
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监査报告要发送给被监査部门,由()对监查中发现的缺陷进行审核和纠正。
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在被监査部门采取纠正措施后,()要验证监査中发现的缺陷是否已按照纠正要求全部进行了纠正。
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在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)下面有10个推荐性的导则,可分为()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的10个《导则》属于“大纲管理导则”的有()个。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的10个《导则》属于“技术性工作导则”的有()个。
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()应成沟一切从事核安全相关活动单位的第一要务。
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核设施每()一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查,审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性。当发现大纲有问题时,必须罙取纠正措施。
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全面规划一个核设施各阶段的质量保证工作的质量保证大纲称为质量保大纲,由()编制。
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物项和服务的分级应以物项的夹灵或服务中的差错对()所造成的影响为依据。
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质量活动是从()方面展幵的,为达到预定质量目标的活动。
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工作程序由()部门的合格人员编制,部门负责人组织审核,使用部门的上级领导或总工艺师批淮。
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工艺流程卡由()部门的合格人员编制,部门负责人组织审核,使用部门的上级领导或总工艺师批准。
- ()是指质量不满足规定要求的物项。
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不符合项报告一般由()填写。
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在采购中,承包方希望予以验收的偏离采购要求的不符合项,必须通知()。
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在釆购中,承包方希望予以验收的偏离采购要求的不符合项,必须通知买方。对影响核安企的贯人不符合项,还应按规定向()报告。
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处理不符合项可能使用的几种方法中,使不符合项符合原规定要求的过程称为()。
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不符合项处理和纠正措施要求应由责任部门按时完成,然后由()验证其实施情况,并写出验证报告。
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质保导则HAD003/02的附录中要求主监査员至少应在取得资格前()年参加5次质量保证监查,其中应有一次在取得资格前的一年内进行的核工程质量保证监查。
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质保导则HAD003/02的附录中要求主监查员至少应在取得资格前3年参加5次质量保证监查,其中应有()次在取得资格前的一年内进行的核工程质量保证监查。
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监査小组应及时编写监查报告,并至少由()签字。
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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()分包给其他单位。
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核设施热态功能试验应在()前迸行,以验证规定系统在模拟运行工况下是否能满足功能要求。
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应进行核设施(),以验证各部件、分系统和系统的可操作性。
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核设施调试试验程序和细则,在使用应按要求由合格人员来审查其适用性.审査人员中应有()的代表。
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机电设备制造使用焊接、热处理和无损检验等特殊工艺时,其产品质量在很大程度上取决于操作人员的技术水平;产品符合要求的可信度主要取决于工艺过程中()。
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核设施营运单位应按照相关法规和安全导则制定(),送交国家核安全部门进行审评,并在核设施首次装料(或投料试车)前保证完成全部应急工作。
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核设施营运单位应按照相关法规和安全导则制定场内应计划,送交国家核安全部门进行审评,并在核设施()前保证完成全部应急工作。
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根据有关法规规定,国务院核安全监管部门对核设施营运单位的质量保证审评范围包括()个阶段的三个方面。
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根据有关法规规定,国务院核安全监管部门对核设施营运单位的质量保证单评范围包拈四个阶段的()个方面。
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根据有关法规规定,国务院核安全监管部门对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位的质量保证审评范围包括()个方面。
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国务院核安全监管部门对质量保证进行核安全审评时,审评的方面有()。
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1991年,国家核安全局发布<核电厂厂址选择安全规定>为了便于对规定的理解和实施,国家核安全局于同期发布了()个相关导则。
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按国家规定,核电工程建设项目可行性研究划分为()。
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在核设施厂址适宜性评价中,必须考虑的因素是()。
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如果在核电厂厂址选择中有关厂址的不可接受因素未被发现,在详细评价阶段发现了存在厂址不可接受的因素并且不能通过()加以解决,这样的厂址仍然在排除之列。
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核电厂厂址选择所包括的内容很广,核电厂厂址选择的主要工作体现在()阶段。
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在可行性研究阶段的厂址安全评价仅是核电厂厂址选择的部分内容,但往往在筛选厂址中对厂址的()起决定性作用。
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核电厂厂址安全分析评价通常包括()个阶段。
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核电厂厂址安全分析评价选址阶段的评价内容包括在核电厂()报告中。
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必须在核电厂寿期内,对可能危害设施的外部自然事件和外部人为事件,以及与核设施有关的人口、气象和水平条件进行监测。该监测必须茌()幵始前着手并一直持续到退役。
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对每个核电厂厂址,都必须进行与地震和地质构造活动相关的()危险性调查。
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地震动危险性的下限值应根据不同区域地震活动的背景水平确定,无论评价的地震危险性水平如何低,当采用某一加速度值标定SL-2级地震反应谱时,所果用的水平峰值地面加速不得低于()。
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地球大陆平均高度为()米。
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在()km(陆壳)深处,纵波从6,5ktn/s增加到8.Ikm/s,横波由3.9km/s增加到4.5km/sa。
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往()km(陆壳)深处,纵波从13.7km/s下降到8.0km/s,而横波不能通过此面。
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莫霍面以上具有固体岩石组成的地球最外圈层称为()。
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()以上具有固体岩石组成的地球最外圈层称为地壳。
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()是位于莫霍面以下、古登堡面以上的圈层。
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古登堡面以下直至地心的部分称为()。
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地壳分为陆壳和洋壳。地壳分为()层。
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地壳分为陆壳和洋壳。地壳分为三层,最上面的沟()。
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地壳分为陆壳和洋壳。地壳分为三层,中间层为()。
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地壳分为陆壳和洋壳。地壳分为三层,最下面的为()。
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地壳分为陆壳和洋壳。地壳分力三层,中间层和最下面的“玄武岩层”分界面称为()。
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板块构造认为,地球表面(岩石圈)是由厚度大约为100^150km的巨大板块构成,全球岩石圈可分成()大板块。
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全球岩石圈可分成六大板块,即太平洋板块、印度洋扳块、亚欧板块、非洲板块、美洲板块和南极洲块。其中只有()几乎完全在海洋,其余均包括大陆和海洋。
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全球岩石圈可分成六大板块.即()。
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据统计,全球有()%的地震发生在板块边界上。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于内力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于内力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于内力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于内力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于外力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于外力地质作用的有()。
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地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类,下列选项中,不属于外力地质作用的有()。
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世界上()%以上的地震,都属于构造地震。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按()种级别进行。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域范围的调査应将所获得的资料反映在比例尺不小于()的图上。
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在进行核电厂厂址地质、地震调査时按四种级别进行。近区域范围的调査应将代表性资料反映往比例尺不小于()的图上。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围调查的半徑一般为()km。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调査的半径为()kmn。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。()范围调查,需要幵展钻孔、槽探、物探等调查手段,实测穿越构造体和厂址的地址剖面。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近调查为了解直接围绕厂址地K的包括地表断裂在内的潜在永久性地面变形,需要开展()调查手段。
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在进行核电厂厂址地质、地霞调查时按四种级别进行。厂址附近范囤调查地质填图的测距小于()n。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址附近范围调查成图比例不小于()。
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在进行核电厂厂址地质、.地震调查时按四种级别进行。厂址地匡范围调査的半径不小于()。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。为详细了解有关潜在永久性地面变形,提供地基材料的土工特怔,需采用多种勘探手段查清地面展布、岩性特征并开展大量原位试验和实验室试验的是()。
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在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。厂址地区范围调査成图比例不小于()。
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为确定核电厂厂址处可能遭受的地震水平,需要建立()地震构造模型。
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对于每个核电厂,确定地震危险性级别典型的做法是评价()危险性级别。
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()这一级别的地震动是在核电厂寿期内具有非常低的超越概率,并且是假定的最大地籐动。
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不论地震危险性分析的结果SL-2怎样低,所釆用的设计反应谱零周期的水平峰值加速度SL-2不应小于()g。
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与SL-2对应的超越平均概率的水平为()。
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SL-1对应于严重性较低和可能性较大的地震荷载条件。在实际工作中取SL-2的()。
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核设施退役的源项调查可使用掌握照射的(),通过适当的模式计算,估算出退役的受照剂量。
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针对核与辐射设施的运行时间顺序,环境监测可分为:()。.
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用于离子交换处理的放射性废水要求满足()条件。
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按照GB11806-2004的规定,涉及国际运输时,()须经发运国和途径国的枇淮。
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高放废液玻璃固化工艺的罐式法特点有()。
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我国海水水质标准(GB309M997)规定,对于()类水体,夏天温升不超过1℃。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,气载废物按其放射性浓度水平分为()。
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对于放射性液体流出物槽式排放的要点有()。
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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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关于城市放射性废物库,说法正确的有()。
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放射性废水处理最常用的方法有()。
- 放射性废气处理中应特别重视α辐射核素,镭和氡较多出现在()。
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GB11806-2004《放射性物质安全运输规程》对规定,B型货包应满足()要求。
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γ辐照装置的基本安全原则是()。
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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,室内固记点和现场检查。观场探伤和安检时,工作场所的安全防护应做到()。
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放射性废物减容的技术有废金属熔融,熔炼时,()大部分进入铸锭中
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放射性废物减容的技术有废金属熔融,熔炼时,()等易挥发核素大部分进入尾气中。
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按我国标准,含有半衰期大于30年,()的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于高放废物。
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GB11806-2004《放射性物质安全运输规程》对规定,IP-2和IP-3型工业货包应满足()要求。
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放射性废物按半衰期可分为()。
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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迸行封闭、回填,最终封盖级拆除辅助设施等活动。
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已经开发的放射性废物塑料固化工艺较多,主要有()。
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核设施与辐射设施退役,包括()等。
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为了加强放射性物品运输容器制造的管理,《放射性物质运输安全管理条例》作了()规定。
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(),只要其内装物中235U的富集度大于1%或者含有的易裂变材料超过最小临界质量(如235U为400克),即为易裂变材料货包。
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下列选项中,属于二类放射性物品的有()。
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核设施退役的源项调查希望弄清退役设施的()。
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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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下列关于核与辐射设施流出物管理要求说法正确的有()。
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放射性废物减容的技术有()。
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1101.核设施退役在切割拆卸中要重视烟尘和气溶胶的扩散污染,特别要重视()的扩散污染。
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1102.核设施退役在切割拆卸时,操作人员在()中切割必须在监督下进行。
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1103.核设施退役在切割拆卸时,对于操作过()的核设施的拆除,事先要充分监测调查,拆除作业要特别加强工作人员的内照射防护。
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1104.核设施和辐射设施退役过程中,进入()污染区域的操作,要特别重视内照射防护,可能要设气帐,要穿戴气衣和面具。
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1105.核设施和辐射设施退役过程中,对操作()放射性工作人员要保持内照射的检测和监督,包括钚肺计数和尿样分析等。
- 1106.反应堆中拆卸下来的石墨,要考虑()问题。
- 1107.反应堆退役产生的铀屑和锆屑有()危险,是必须重视的问题。
- 1108.核设施和辐射设施退役应该制定应急(),必须得到审管部门的审核批淮。
- 1109.核设施和辐射设施退役应该制定应急预案,应急人员应该受过培训和做过应急演练,以保证应急相应的()。
- 1110.核设施和辐射设施退役涉及的环境安全,重点为()对环境的影响。
- 1111.《放射性物质运输安全管理条例》规定,根据放射性物品_的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度,将放射性物品分为()。
- 1112.下列选项中,不属于《放射性物质运输安全管理条例》中规定的一类放射性物品的是()。.
- 1113.下列选项中,不属于《放射性物质运输安全管理条例》中规定的二类放射性物品的是()。
- 1114.下列选项中,不属于《放射性物质运输安全管理条例》中规定的三类放射性物品的是()。
- 1115.《放射性物质运输安全管理条例》规定,进行()类放射性物品运输容器设计,应当编制安全评价报告书。
- 1116.《放射性物质运输安全管理条例》规定,进行()类放射性物品运输容器设计,应当编制安全评价报告表。
- 1117.《放射性物质运输安全管理条例》规定,()类放射性物品运输容器设计在首次用于制造前报国务院核安全监管部门审查批准。
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1118.《放射性物质运输安全管理条例》规定,()类放射性物品运输容器设计在首次用于制造前,将设计和评价资料报国务院核安全监管部门审查备案。
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1119.《放射性物质运输安全管理条例》规定,()类放射性物品运输容器的设计单位,应当编制设计符合国家相关标准的证明文件并存档备案。
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1120.《放射性物质运输安全管理条例》规定,从事()类运输容器制造活动的单位,应当申请制造许可证,并明确禁止无制造许可证或超出制造许可证规定的范围从事一类放射性物品运输制造活动。
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1121.《放射性物质运输安全管理条例》规定,一类放射性物品运输容器制造许可证有效期为()年。
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1122.《放射性物质运输安全管理条例》规定,从事()类运输容器制造活动的单位,在首次制造活动开始前将有关证明材料报国务院核安全监管部门备案。
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1123.《放射性物质运输安全管理条例》规定,从事()类运输容器制造活动的单位按年度将制造运输容器的型号和数量报国务院核安全监管部门备案。
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1124.《放射性物质运输安全管理条例》规定,制造单位对生产的()类运输容器进行统一编码,报国务院核安全监管部门备案。
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1125.《放射性物质运输安全管理条例》规定,托运()类放射性物品的托运人,应当委托有资质的辐射监测机构进行表面污染和辐射水平监测。
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1126.《放射性物质运输安全管理条例》规定,托运()类放射性物品的托运人,应当进行表面污染和辐射水平监测,并编制辐射监测报告。
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1127.《放射性物质运输安全管理条例》规定,()类放射性物品的托运人编制核与辐射安全分析报告书,报国务院核安全监管部门批准。
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1128.放射性物质运输对()的核与辐射危险可归结为三个方面。
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1129.放射性物质运输对工作人员、公众和环境的核与辐射危险可归结为()方面。
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1130.根据不同类别放射性物质货包内装物潜在危险的大小,将货包的性能要求相应于运输的例行、正常和事故条件分为()种严格等级。
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1131.根据不同类别放射性物质货包内装物(),将货包的性能要求相应于运输的例行、正常和事故条件分为三种严格等级。
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1132.A型货包允许磕入规定的有限量放射性物质。其活度限值是以在规定条件下货包包蒋失效后的()为基础来确定的。
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1133.下列选项中,()可以用于高活度放射性物质的航空运输。
- 1134.工业货包只须满足通用包装要求。IP-2和IP-3型工业货包还应满足()米自由下落试验和堆积试验要求。
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1135.工业货包只须满足通用包装要求。()工业货包还应满足1米自由下落试验和堆积试验要求。
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1136.工业货包只须满足通用包装要求。IP-2和IP-3型工业货包还应满足()要求。
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1137.B型货包设计应能经受运输的正常条件和事故条件的考验,即应满足()米高度跌落、穿剌试验、800C、30分钟耐热试验和8小时水浸没试验。
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1138.B型货包设计应能经受运输的正常条件和事故条件的考验,即应满足9米高度跌落、穿刺试验、()耐热试验和8小时水浸没试验。
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1139.B型货包设计应能经受运输的正常条件和事故条件的考验,即应满足9米高度跌落、穿剌试验、800°C、30分钟耐热试验和()小时水浸没试验。
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1140.工业货包、A型货包、B型货包或C型货包,只要其内装物中235U的富集度大于()%或者含有的易裂变材料超过最小临界质量(如235U力400克),即为易裂变材料货包。
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1141.正常运输条件下,对于非独家使用的放射性物质运输,货包或外包装物的辐射水平限值为:货包或外包装物的任何表面,不超过()mSv/h。距货包或外包装物外表面lm处,不超过0.1mSv/h。
- 正常运输条件下,对于非独家使用的放射性物质运输,货包或外包装物的辐射水平限值为:货包或外包装物的任何表面,不超过2mSv/h。距货包或外包装物外表面lm处,不超过()mSv/h。
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1143.正常运输条件下,对于独家使用的放射性物质运输,货包外表面的辐射水平可以高于2mSv/h,担不得超过()mSv/h。
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1144.放射性物质货包外表面及外包装物、货物容器等的内、外表面上的非固定污染应保持合理可行尽量低水平,并不得超过下列限值:对于β、γ和低毒性α发射体,()Bq/cm2.
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1145.放射性物质货包外表面及外包装物、货物容器等的内、外表面上的非固定污染应保持合理可行尽量低水平,并不得超过下列限值:对于β、γ和低毒性α发射体,4Bq/m2:对于所有其他α发射体,()Bq/cm2。
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1146.按照GB11806-2004的规定,装有()kg或更多六氟化铀的货包的设计必须经国务院核安全监管部门审批。
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1147.按照GB11806-2004的规定,涉及国际运输时,临界安全指数的总和大于()时,楊裂赍杓料货包的装运,须经发运国和途经国批准。
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1148.流出物特指核与辐射设施经气体及液体途径向环境排放的()水平放射性废物。
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1149.核与辐射设施流出物中的污染物种类有()。
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1150.222Rn是()的子体。
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1151.220Rn是()的子体。
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1152.对于甲状腺癌的治疗,131I用量平均为5()。
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1153.对于甲状腺癌的治疗,131I用量平均为5GBq,治甲状腺机能亢进的用量要小些,平均为0.5()。
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1154.我国海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于一、二类水体,夏天温升不超过()°C。
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1155.我国海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于一、二类水体,夏天温升不超过1°
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1156.我国海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于三、四类水体,温升不超过()°C。
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1157.流出物排放对周围公众所产生的辐射照射评价使用的基本量是()。
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1158.流出物排放的首要原则是使关键人群组一年所接受的辐照照射剂量不超过审管部门批准的()。
- 1159.核动力厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量,每年必须小于()mSv的剂量约束值。
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1160.对于像核动力厂这类大型核设施,需要在首次装料前向环境保护部提出申请()。
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1161.232Th系,又称()系。
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1162.232Th系,又称4n系,232Th经过7次α衰变和4次β衰变,最后形成稳定核素()。.
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1163.232Th系,又称4n系,232Th经过()次α衰变和()次β衰变,最后形成稳定核索208pb。
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1164.238U系,又称()系。
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1165.238U系,又称4n+2系,238U经过9次α衰变和7次β衰变,最后形成稳定核素()。
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1166.238U系,又称4n+2系,238U经过()次α衰变和()次β衰变,最后形成稳定核素206Pb。
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1167.235U系,又称()系。
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1168.235U系,又称4n+3系,235U经过9次α衰变和6次β衰变,最后形成稳定核素()。
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1169.23?系,又称4n+3系,235U经过()次ct衰变和()次p衰变,最后形成稳定核素2Q7Pb。
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1170.全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量力()mSv。
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1171.我国参照国际惯例,对核动力厂经由气、液流出物一年对公众产生的剂量约束规定往()mSv之内。
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1172.核与辐射源项设施运行期间的监测包括()开展的辐射环境监测和()进行的监督性监测。
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1173.核设施运行前环境本底调査应鉴别出核设施向环境排放的()。
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1174.核设施运行前放射性水平调查的至少要取得运行前连续()年的调查资料,要了解一年内放射性本底的变化情况以及年度间的可能变化范围。
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1175.对于核动力厂,辐射环境监测内容包括()辐射剂量率和环境介质中的放射性核素含量。
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1176.222Rn的半衰期为()。
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1177.22£Rn的半衰期为()。
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不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。这些程序对不符合项的()应作出规定。
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质暈管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了()阶段,逐歩发展成为一门独立学科.
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下列选项中,关于《核电厂质量保证安全规定》物项控制中“材料、零件和部件的标识”说法正确的有()。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件()的要求。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)是《民用核设施安全监督管理条例》下包含()的规定之一.
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是()。
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实施质量保证大纲的人员包括()。
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为实施质量保证大纲而进行的工作,基本类型包括()。
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对监查人员应根据其()进行资格考核。
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核安全质量保证要汞中,物项是()的通称。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。
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2003年6月国家主席签发的《中华人民共和国放射性污染防治法》规定:“()必须采収安企与防护措施.预防发生可能导致放射性污染的各类事故,避免放射性污染危害。”
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《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括()。
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下列属于核安全许可中的资格许可的是()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的坏境影响分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
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具体到核动力厂的设计,技术安全目标可以归纳为对()等基本核安全功能的保证。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括对()人员,应制定控制和管理的书面程序。
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核动力厂核安全的技术安全目标是()。
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:《核电厂质量保证安全规定》中,采购文件中至少应包括()方面的要求。
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核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展,这些核设施包括()的运行,己经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。
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对于某一建造核设施来说/需要遵守《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的组织有()。
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我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行()工程时,必须提出对环境影响的报告书,经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。
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物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括()。
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出现()其中的一种或多种情况时必须安排专门的监查。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门承担主要职贵和部分职能的范围包括()。
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工艺流程卡是一张表格,列出了某个部件在制造、装配或安装中质量(控制)活动()。
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核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审査,审査本单位质量保证大纲的()。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。
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每一物项和服务的质量是由()的特性决定的。
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应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑()。
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根据射线装置对人体健康和环境可能造成危害的程序,()类为中危险射线装置,事故时可以使受照射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序,()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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放射治疗用X射线、电子束加速器属于()。
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重离子治疗加速器属于()。
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制备正电于发射计算机断层显像装置(PET)用放射性药物的加速器属于()。
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X射线深部治疗机属于()?。
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数字减影血管造影装置属于()。
- 工业探伤加速器属于()。
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安全检查用加速器属于()。
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辐照装置用加速器属于()。
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中子发生器属于()。
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工业用X射线CT机属于()。
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X射线探伤机属于()。
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医用X射线CT机属于()。
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放射诊断用普通X射线机属于()。
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X射线摄影装置属于()。
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牙科X射线机属于()。
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乳腺X射线机属于()。
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放射治疗模拟定位机属于()。
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X射线行李包检査装置属于()。
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X射线衍射仪属于()。
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兽医用X射线机属于()。
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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()。
- 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)和使用()类射线装贯活动的,应当组织编制环境影响报告书。
- 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II类射线装置活动的,应当()。
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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()。
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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,应当设有专门的辐射安全与环堍保护机构,或者至少有()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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环境保护主管部门应当自受理辐射安全许可证申请之日起()个工作日内完成审查。
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辐射安全许可证持证单位变更单位名称、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,并提供有关材料。
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辐射安全许可证持证单位(),应当向原发证机关申请办理许可证变更手续,并提供有关材料。
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辐射安全许可证持证单位变更单位名称、地址和法定代表人的,应当向()申请办理许可证变更手续,并提供有关材料。
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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为5年。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,并提供有关材料。
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辐射安全许可证持证单位()的,持证单位应当重新申请领取许可证。
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辐射安全许可证持证单位()的,持证单位应当重新申请领取许可证。
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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,在放射源闲置或废弃后()个月内将废旧放射源交回生产单位或者返回出口方。
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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,在放射源闲置或废弃后3个月内将废旧放射源交回生产单位或者返回出口方。
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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规定,在放射源闲置或废弃后()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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使用放射源的单位应当在废旧放射源交回、返回或者送交活动完成之日起()日內,向其所在地省级环境保主管部门备案。
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使用放射源的单位应当在废旧放射源交回、返回或者送交活动完成之日起20日内,向()备案。
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使用放射源的单位应当在废旧放射源交回、返回或者送交活动完成之日起20日内,向()备案。
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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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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1月31日前报().
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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,于每年()前报国务院坏境保护主管部门。
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()应当编写辐射工作单位监督管理年度总结报告,于每年3月1日前报国务院环境保护主管部门。
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在医用密封源中,()具有的潜在危险最大。
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对接受131I治疗的患者,其体内的放射性活度降至低于400()之前不得出院。
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大型辐照装置多数釆用()作为辐射源。
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60Co在其衰变过程中产生的γ射线平均能量为()MeV。
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60Co的半衰期为()年。
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距1Ci的60Co源lm处的γ吸收剂量率为()Gy/h。
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60Co放射源贮存于井下时,井水每吸收lOOeV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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加速器运行时产生的()在设计上必须用足够厚的屏蔽材料才能将其减弱到较低水平,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()引起的。
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在加速器中被加速的高能带电粒子与物质相互作用产生瞬发辐射,包括初级辐射。瞬发辐射与周围的物质相互作用产生感生放射性,即缓发辐射。()开在加速器关闭后仍然存在,而且随着加速器运行时问的增加而累积。
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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娶是()。
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15O的半衰期是()。
- l6N的半衰期是()。
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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欺应有()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射线检査时,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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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,还会产生光中子和感生放射性。.
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对于医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,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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对于医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,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力()MeV左右。
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加速器感生放射性的衰变较快,停机()就可以衰减到初始值的一半。
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对于医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,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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对子医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,用于放射治疗的加速器的剂量监测,必须安装()套独立的剂量监测系统,并能在控制台上显示监测结果。
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对于医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,用于放射治疗的加速器的剂量监测,应满足当正常治疗处的吸收剂量超过额定值()倍时,能使辐照停止。
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对于医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,用于放射治疗的加速器的剂量监测,应满足:当正常治疗处的吸收剂量超过额定值一倍时,能使辐照停止;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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对于医用电子直线加速器和电子辐照加速器而言,照射期间,必须有()名操作人员值班。
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中子发生器通常用D(d,n)3He反应得到能量为()MeV的中子。
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中子发生器通常角T(d,n)4He反应得到能量为()MeV的中子。
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中子发生器的主要辐射危害是()。
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由于中子的非弹性散射、辐射俘获反应.(n,γ)和活化,在屛蔽中子时会产生()射线。
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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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γ辐照装置分为()类。
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辐照工作场所的涉及,应按预定的辐射源活动进行屏蔽防护设计和计算。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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通常迷宫每节有()m左右长。
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辐照室一般都采用迷宫作为进出通道。迷宫拐弯次数和墙厚度要根据()而确定。
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辐照室一般都采用迷宫作为进出通道。通常迷宫一般有()个拐弯。
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辐照室一般都采用迷宫作为进出通道。迷宫入口埤要设屏蔽门,屏蔽门常用()制成。
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采用水池作为贮源室时,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。
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医用γ辐射源平时置于()贮存。
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为实施大型γ辐照裝置的安全原则,辐照装置应设置的安全设施包括()必须有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安装和拆卸辐射源时,应提前向()申请,并申报装卸方案。
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废旧放射源应按照协议返回生产厂,由于历史原因或不能按照协议返回生产厂的,也可以向()送贮,但是只收贮核技术利用单位产生的废旧放射源。
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下列选项中,关于核技术利用放射性废物贮库特点说法错误的有:()。
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放射性废物是指()、其放射性核素浓度或活度浓度大于确定的解控水平,并且预期不再使用的废物。
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国家对放射性污染的防治,实行()的方针。
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国务院()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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1000.放射性废物与别的有害废物不同,它的危害作用只能通过()降低放射性水平,最后达到无害化。
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根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分级可以分为()级。
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下列选项中,属于铀矿冶废水处理方法中的物理法的有()。
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实物保护系统的响应包括()部分。
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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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()及含上述物质的材料和制品都称为核材料。
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核材料安全是通过()来保证。
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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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实物保护是一个综合性的概念,它包括()等软、硬件部分组成。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,监管手段主要通过()制度实现。
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法国RC
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铀浓缩厂中,环境安全与公众剂量监测的主要内容有()。
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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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实施一级实物保护的核设施设()。
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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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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要遵循()基本原则。
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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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核材料和核设施的实物保护系统首先考虑系统的()。?
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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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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全监管部门及其所属的检验机构报检,井提供()。
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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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铀选冶厂生产过程的后一段的主要危害是()。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》旨在对民用核安全设备()活动进行规范和有效的监督管理,保障民用核安全设备的质量,从“源头”上消除核安全隐患。
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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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国核安函(2008)89号问要求,对于(),相应活动单位应按照其不符合项的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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铀废石场、尾矿库的运行安全管理的安全监管制度有()。
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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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地震动通常是利用()来表征。
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在确定SL-1和SL-2时,来用确定论方法和概率分析方法。取二者之中的()作为设计基准地震动。
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的()。
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地震动的持续时间主要取决于断层破裂的长度和速度。对于加速度的持续时间可通过:(1)从地震动开始至加速度下降到其峰值的()%时的时间间隔:(2)全部加速度均方值积分的95至5分位数的时间间隔:(3)加速度超过()g时的时间间隔。
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垂直向地震动取水平向地震动的()。
- 对能动断层的调查主要集中在()。
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核电厂厂址气象危险性评价中:属于罕见气象现象的是()。
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核电厂厂址气象危险性评价中,属于罕见气象现象的是()。
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核电厂厂址气象危险性评价中,属于罕见气象现象的是()。
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核电厂厂址外气象数据中,长期数据应最好覆盖至少()年的时间。
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我国在核电厂的设计,取百年一遇的()S阵风作为设计基准。
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作为降水的危险度指标,核电厂寿期内的()小时期望极端值及其置信区间必须确定。
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可通过观测记录的标准的统计分析进行极端降水危险性的评价,井以其在基准时间间隔内倍超越的()为特征,这些特征和基准时间间隔必须适用于核电厂设计的目的。
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在设计核电厂构筑物屋顶时,要使用与适当的参照时间间隔的“预计极端降水”,一般使用的参照士间约为()年或更长,这取决于数据库的充足程度。
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核电厂除构筑物屋顶,其他项目的设计,如排水系统,要对()极端降水量进行计算。根据降水量与安全的关系,选择与极端降水量相应的概率等级和相应的参照时间间隔。
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极端降雪是以其在基准时间间隔内被超越的概率为特征的,这些概单和基准时间间隔约为()年或更长。
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在制定设计基准积雪时,应考虑并入到积雪中的降雨的附加质量。例如把冬季()小时的可能最大降水量加入到积雪中去。
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在滨海核电厂设计基准洪水水位确定时,极端风暴潮和极端风浪髙都必须考虑()。
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()是发生龙卷风最多的国家。
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热带气旋不会在()附近形成。
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风暴潮是指在()由于风应力和底部摩擦力连同强风暴出现时的大气压力降低而造成的水体的涌高。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址监测系统;应对所收集的资料采用比例造当的地图、图及表加以整理,详细调查、收集资料的范围一般包括从海岸线延伸到足够水深的详细测深图,从海岸线到大约6m水深处.其等深线间距大约为()m。
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在核电厂厂址确定后,应设立厂址监测系统:应对所收集的资料采用比例适当的地图.图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括从海岸线延伸到足够水读的详细测深图,从海岸线到大约6m水深处,其等深线间距大为lm,从6m水深到30-50ni水深,其等深线间距大约为()。
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在敞开海域计算可能最大风暴潮时,应考虑有足够低超越概率的高潮与可能最大洪水事件的同时出现。该基准水位可以有不同标淮,例如:()%超越概率天文高潮位。
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在敞幵海铖计算可能最大风暴潮时,应考虑有足够低超越概率的高潮与可能最大洪水事件的同吋出现。该基准水位可以有不同标准,例如:10%超越概率天文髙潮位(如在连续的()年以上的月最高天文潮屮,只有10%超越或等于其高度的天文潮位)。
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在敞开海域计算可能最大风暴潮时,应考虑有足够低超越概率的高潮与可能最大洪水事件的同时出现。该基准水位可以有不同标准,例如:()年中的最高天文潮位。
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用()法推算可能最大风暴潮需要建立一组极大化的假想风暴,使其移到某位置吋正好使核电厂厂址产生风暴潮,然后将这些风暴的参数输入适当的风暴潮模型中去。
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如果在核电厂厂址区域内有相当数量的验潮站,并能获得足够长时间的可能的风暴资料时(天文潮位和实测水位的差),则可用(〉评价可能最大风暴潮。
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—般来说,震源在海底下50km以内、里氏震级()以上的海底地震才有可能引发大的海啸。
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对于滨河核电厂水文资料的收集,应至少收集()年的资料。
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当滨河核电厂厂址处的历史流量系列资料代表性不强时,估算由径流造成的洪水灾害应优先采用();当厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用采用()来确定洪水灾害是合适的。
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当在厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用,采用概率论法(随机法)来确定洪水灾害是合适的。概率论的目的在于确定洪水可能的(),()其发生的概率。
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在核电厂的厂址安全评价中,()的评价所占的工作量最大,开展工作耗时长并且耗资大,在安全评价中的四个阶段明显最明确。
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在厂址选择阶段,核电厂所要求的测绘范围为()km2。
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在厂址选择阶段,核电厂所要求的测绘范围为lkm2,比例尺为()。
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工程地质测绘队地质现象的反映的详细程度:一般规定,按同比例尺的原则,图上投影宽度大于等于()mm的地层或地质单元,均应按比例尺反映出来。
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工程地质测绘对观测点的要求:与测绘比例尺相同的地形底图上每lcm2方格内,平均有()个观测点,复杂地段多布,简单地段少布,计算总点数/km2。
- 测绘比例尺:1000,1cm相当于10m,1cm2相当于100m2,控制标准为()点/km2。
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1:1000比例尺反映的地质单元尺寸为()m。
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工程'地质测绘对准确度的要求:界限误差客小于等于0.5mm.比例尺1:1000的界限误差为(),测绘需要仪器定点。
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核电厂厂址勘察的()阶段处在小范围内补充钻孔,进行足够的原位测试和实验室试验外,应考虑潜在洞穴的表征和对地面塌陷的敏感度。
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下列关于核电厂厂址评价在运行前阶段的厂址勘察叙述错误的是()。
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核电厂厂址评价在运行阶段的厂址勘察,地基编录的委托人应熟悉设计,在工作期间发现实际地质与设计基准地质模型之间不同时,应咨询()。
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核电厂厂址评价在()阶段的厂址勘察,应测量结构的沉降及其他参数,如地下水水位等数值,并与预期值比较以便修正安全评价。
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核电厂厂址勘察数据的来源是()。
- 原位勘察分为()。
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核电厂厂址的地球物理勘察方法包括表面地球物理勘察和钻孔地球物理勘察。()在土中通常无效。
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为了分析地震反应,对核电厂的地基采用()种厂址分类。
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为了分析地霞反应,对核电厂的地基采用三种厂址分类。1类厂址:()。
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为了分析地震反应t对核电厂的地基釆用三种厂址分类。2类厂址:()。
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为了分析地震反率,对核电厂的地基采用三种厂址分类,3类厂址:()。
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除了()类厂址外,应计算自由场条件下的场地反应。
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在常规的承载力方法安全系数在静载荷作用下不应低于()。
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核设施厂址研吮中,评定砂土液化可能性的方法有()。
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我国的GB50487-2008在対厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:土的粒径大于()mm颗粒的含量的质量百分率大于或等于70%时,可判为不液化。
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我国的GB50487-2008在对厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:土的粒径大于5mm颗粒的含量的质量百分率大于或等于()%时,可判为不液化。
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我国的GB50487-2008在对厂址地下土层的液化可能性进行初判时,规定:对于粒径小于5mm颗粒含量的质量百分率大于30%的土,其中粒径小于0.005mm的颗粒含量的质量百分率相当于地农设防烈度的()的分布小于16%、18%和20%时,可判为不液化。
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在常规的承载力方法中,安全系数在静载荷作用下不应低于3.0,在包含SL-2地震输入(倾覆影响)的组合荷载作用下不应低于()。
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对在包含SL-2地震输入组合载荷作用下的常规滑动面分析,其安全系数应大于()。
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釆用静力法计箅边坡稳定性时,通常,釆用地震系数将地震影响考虑为一个等效静态惯蚀力。安全系数应等于或大于()。
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对核电厂周围潜在源收集资料的范围通常在半径()km的范围内。
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我国在对核电厂选址审核时,固定和移动爆炸源的SDV取()km。
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我国在对核电厂选址审核时,危险气元源的SDV取()km。
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在对核电厂外部人为事件的初步评价时,如果所考虑的始发事件发生的概率大于特定的筛选概率水平,则应对始发事件进行详细的评价。特定的筛选概率水平(SPL)大多数国家取()/年。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括在基于外部事件总的概率分布选择某一确定值时,应注意该值与设计和建造阶段的推荐值保持一致。如材料能力的选取应与假定的超越事件的概率相匹配,因为设计的主体可靠性主耍依赖于()方面假定。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括在基于外部事件总的概率分布选择某一确定值时,应注意该值与设计和建造阶段的推荐值保持一致。如材料能力的选取应与假定的超越事件的概率相匹配,因为设计的主体可靠性主要依赖于两方面假定:其一是所确定的事件,其二是防止该事件在设计中所选用的财料()。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括应通过由()定出的筛选概率水平来确定需要考虑的有影响事件的设计基准概率值(DBPV)。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括应将每个有影响事件的发生概率与所获得该事件的设计蕋准概率值进行比较。如果某一有影响事件的发生概率值低于设计基准概率值,则对该有影响事件()。
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如果某一有影响外部认为事件的发生概率值大于设计基准概率值,则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能够通过防御或缓解,以及是否能够采取相应的()可靠地予以限制。
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对外部人为事件详细评价的基本要求包括如果某一有影响事件的发生概率值大于设计基准概率值,则应继续评价以确定该事件对核电厂的影响是否能过通过防御或缓解,以及是否能够采取相应的工程措施或管理措施可靠的予以限制。如果可行,则应对此影响事件进行详细的()评价,并将其作为()中的假定始发事件:否则应排除该厂址。
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假定始发事件的主要原因可能是(),应对假定始发事件进行详细说明。
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在化学品爆炸的设计基准中,霜要确定爆士源和核电厂安全有关物项之间的允许距离。在这当中按构筑物能承受()的压力值(正的入射峰值压力)。
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在化学品爆炸的设计基准中,需要确定爆炸源和核电厂安全有关物项之间的允许跑离。在这中按构筑物能承受0.07bar(7Kpa),的压力值(正的入射峰值压力),推荐的关系式为()。(rip是离爆炸处的距离,m;W是TNT的质量或炸药质量的TNT当量,kg)。
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为评价放射性物质在大气中的弥散,需要建立气象调查大纲,气象调查大纲应掂供在核电厂开始建造前足够长时间,至少()整年,具有厂址代表性的气象数据,并应在核电厂的整个寿期内持续观测。
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为评价放射性物质在大气中的弥散,需要建立气象调査大纲,气象调査大纲应提供在核电厂开始建造前足够长时间,至少一整年,具有厂址代表性的气象数据..气象数据应至少每隔一小时收集一次。并且每小吋平均记录时间不应小于()min。
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为评价放射性物质在大气中的弥散,需要建立气象调查大纲,气象调查大纲应提供往核电厂幵始建造前足够长时间,至少一整年,具有厂址代表性的气象数据,气象数据应至少每隔()收集一次。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应在区域内开展详细的水体调查,并通过放射性核素弥散和浓度的计算证明放射性物质的正常排放和潜在事故释放时对水体造成的放射性后果能否被()。
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核电厂流出物沉积于地面或地表水的任何()放射性物质可能通过渗透途径迀移到地下水中。应评定地下水取水点污染的可能性。
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核电厂流出物在水中的输运和扩散的评价,应在核电厂()前启动地表水监测大纲,并且应在核电厂的整个寿期内持续监测。
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核电厂流出物茌水中的输运和扩散的评价,应在核电厂开始建造前()年前启动地下水监测大纲,并且应在核电厂的整个寿期内持续监测。
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计算放射性核素正常排放和事故释放进入地下水的基本弥散模型有()种。
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核电厂厂址评价中,最常用的放射性核素正常排放和事故释放进入地下水的标准计算模型是()。
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核电厂厂址评价中的水文地质调査包括对()的调查。
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核电厂排出的放射性物质可能通过土壤、大气或地表水直接或间接地污染该区域的地下水系统,主要有的方式有()。
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地下水主要是由()形成的,此外还有少量原生水。
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地下水是指岩土体中重力水的()。
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包气带是指地表以下()稳定含水层水位以上未被水饱和的岩土体的范围。
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自然界的水可分为大气水、地下水和地表水三部分的比例大致沟:大气水:地下水:地表水=()。
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根据埋藏条件,地下水可分为()。
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可根据含水层的空隙性质,将地下水分为(.)。
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规划限制g边界以反应堆为中心半径不得小于()km。
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核电厂区域人口调査的范围为()km。
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非居住K边界以反应堆中心力半径不得小子()m。
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核电厂规划限制区内不宜有()万人以上的乡镇。
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核电广厂址半径10km.范围内不宜有()万人以上的城镇。
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在核电厂(),应论证应急计划的可行性。其中不应存在影响区域内人群隐蔽或撤离,以及应急响应所需外部资源进出的不利厂址条件。
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固体放射性废物根据放射性核素的含量分为()级。
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只含半衰期不大于()天核素的废物,通过较短时间(一般不超过2年〉的贮存衰变就可以成为非放废物,因此不必送往放射性废物处置场进行处置。
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主要含半衰期大于60天,但不大于()年核素的废物,需要经过较长时间(一般不超过100年)的衰变,其放射性比活度才能达到安全水平,因此通常用近地表处置,不需要用地质处置。
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下列()固体放射性废物必须经过严格的评价才能进行地表处置,通常采用地质处置。
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根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分级可以分为()级。
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下列选项中,属于铀矿冶废水处理方法中的物理法的有()。
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实物保护系统的响应包括()部分。
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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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()及含上述物质的材料和制品都称为核材料。
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核材料安全是通过()来保证。
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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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实物保护是一个综合性的概念,它包括()等软、硬件部分组成。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》赋予了国务院核安全监管部门全面实施核安全设备监管的职能,监管手段主要通过()制度实现。
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法国RC
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铀浓缩厂中,环境安全与公众剂量监测的主要内容有()。
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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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实施一级实物保护的核设施设()。
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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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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要遵循()基本原则。
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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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核材料和核设施的实物保护系统首先考虑系统的()。?
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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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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全监管部门及其所属的检验机构报检,井提供()。
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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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铀选冶厂生产过程的后一段的主要危害是()。
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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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《民用核安全设备监督管理条例》旨在对民用核安全设备()活动进行规范和有效的监督管理,保障民用核安全设备的质量,从“源头”上消除核安全隐患。
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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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国核安函(2008)89号问要求,对于(),相应活动单位应按照其不符合项的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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铀废石场、尾矿库的运行安全管理的安全监管制度有()。
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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。
- 根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分II可以分为()。
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下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为Ⅲ级的有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施一级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施一级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施一级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施二级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施一级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施二级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按'《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施二级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施二级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按.《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施三级实物保护的核设施行().
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下列选项中,需要按?《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施三级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施三级实物保护的核设施有()。
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下列选项中,需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施三级实物保护的核设施有()。
- 下列选项中,不需要按《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》实施三级实物保护的核设施有()。
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实施一级实物保护的核设施设()。
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实施()级实物保护的核设施设控制区、要害区、保护区。
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实施二级实物保护的核设施设()。
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实施三级实物保护的核设施设()。
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实施一爭实物保护的核设施所设计的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心,都应置于()。
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实施二级实物保;护的核设施所设计的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心,都应置于()。
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实施三级实物保护的核课施所设计的核材料、装置、设备、配套设施和安防中心,都应置于()。
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核设施实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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核设施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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核材料管制的监督检查必须贯穿于从核材料()开始到核材料全部撤出为止的全过程。
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民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必领贯彻()的方针。
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我国在()年成立了国家核安全局,负责对全国民用核设施安全实施统一监督,独立行使核安全监督权。
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我国在1993年发布了《核电厂核事故应急管理条例》,建立并逐步完善我国的()级核琪故应急管理体系。
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负责全国核事故应急管理工作的是()。其办公室为国家核应急办公室,在国家核应急办公室建有国家核应急晌应中心。‘'。
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()负贵拟定国家核事故应急工作政策。
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()负责适时批准进入和终止场外应急状态。
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国务院核事故应急协调委员会适时批准进入和终止()应急状态。
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()负贵审查批准场外核事故应急计划(预案)。
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国务院核事故应急协调委员会负责审査批准()核事故应急计划(预案)。
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国家核应急响应中心设在()。
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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文件,由国务院批淮生效。
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由国家核事故应急协调委员会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文件,由()批准生效。
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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、自治医、直辖市人民政府指定的部门负贵本行政区域的核事故应急管理工作,其主要职责包括姐织制定()核事故应急计划(预案),做好核事故应急准工作。
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()负责统一指挥场外核事故应急响应行动。
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场外应急计划(预案)应与核动力厂营运单位的场内砬急计划很好协调、配合,并且须经()批准。
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核动力厂营运单位负责制定()核事故应急计划,做好核事故应急准备工作。
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场外核事故应急计划(预案)由()组织制定。
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场内核事故应急计划(预案)由()组织制定。
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制定场外应急计划及国家核应急计划的技术基础是()。
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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根据()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()数据。
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照射途径是指经过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(包栝恐怖袭击事件)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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密封放射源失控事故,()是最主耍的照射途径。
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服碘防护是防止和减少公众成员在应急或持续情况下的受照剂量的干预方式之一。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%。
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应急干预的首要目标和紧迫任务是()。
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肺两天内器官或组织预期吸收剂量达到().Gy,则任何情况下干预都是正当的。
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皮肤两天内器官或组织预期吸收剂量达到()Gy,则任何情况下千预都是正当的。
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甲状腺两天内器官或组织预期吸收剂量达到()Gy,则任何情况下干预都是正当的。
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眼晶体两天内器官或组织预期吸收剂量达到()Gy,任何情况下干预都是正当的。
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性腺两天内器官或组织预期吸收剂量达到().任何情况下干预都是正当的。
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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,随后每个月()mSv。
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对于控制食品污染的干预,用()表示。
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对于枪救生命的柠动,应做出各种努力,将应急工作人员的受照剂量保持在最大单一年份剂限值的()倍以下,以防止确定健康效应的发生。
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对于梓制食品污染的干预,用()表示。
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我国蕋本安全标准(GB18871-2002)中规定,除了为抢救生命或避免严重损伤、为避免大的集体剂量、为防止演变成灾难性情况,从事千预的工作人员所受到的照射不得超过()mSv。
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我国将核事故应急状态分为()级。
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当核动力厂邻近的核设施发生核事故,应宣布()。
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当核动力厂的保卫受到威胁,应宣布()。
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当孩动力厂场g内或场区外发生有毒或有害气体释放时,应宣布()。
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当核动力厂或其邻近地区发生重木火灾时,应宣布()。
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当核动力厂发生放射性气体或液体异常释放时,应宣布()。
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核动力厂宣布进入应急待命状态时,核动力厂有关工作人员应处于()状态。
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当核动力厂发生燃料操作事故时,应宣布()。
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当核动力厂放射性气体或液体显著异常释放时,应宣布()。
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核动力厂莨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(),应宣布厂外应急状态。
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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时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤,例如:对予一个热功率为3000mw的反应堆大于()的堆芯。
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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A类、F类、H类、S类四种识别类型分类。其中A类是指()。
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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应急行动水平文件中,按A类、F类、H类、S类四种识别类型分类。其中F类是指()。
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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A类、F卖、H类、S类四种识别类型分类。其中H类是指()。
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为明确初始条件并相应制定应急行动水平,爾对它们进行分类。我国目前大多数核动力厂使用的应急行动水平文件中,按A类、F类、H类、S类四种识别类型分类。其中S类是指()。
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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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核安全法规明确规定,()有及时向地方政府提出核动力厂场外行动建议的责任。
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核动力厂场内应急状态的终止由()决定并发布解除命令。
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对于场外应急状态,核动力厂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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核动力厂应急计划区通常分力()应急计划区。
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确定核动力厂应急计划区时,应考虑()。
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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核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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隐蔽的通用优化干预水平是:在2天内可防止的剂量为()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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考虑到核事故分析及事故源项的不确定性比较大,()给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值。
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GB/T17860.1-2008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,往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()的范围内确认。
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GB/T17860.1-2008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“内区”的区域范围,一般应考虑反应堆热功率的大小,在以反应堆为屮心、半径()的范围内确认。
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GB/T17860.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值:对于压水堆核电厂一般应考虑反应堆()的大小。
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我国现正运行的核电厂均为一址多堆,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E的范围,其边界可以是各机组应急计划区边界的()。
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核燃料摘环设施应痕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域型以及应急计划区的范围大小。
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核设施退役的源项调查可使用掌握照射的(),通过适当的模式计算,估算出退役的受照剂量。
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针对核与辐射设施的运行时间顺序,环境监测可分为:()。.
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用于离子交换处理的放射性废水要求满足()条件。
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按照GB11806-2004的规定,涉及国际运输时,()须经发运国和途径国的枇淮。
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高放废液玻璃固化工艺的罐式法特点有()。
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我国海水水质标准(GB309M997)规定,对于()类水体,夏天温升不超过1℃。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,气载废物按其放射性浓度水平分为()。
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对于放射性液体流出物槽式排放的要点有()。
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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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关于城市放射性废物库,说法正确的有()。
- 放射性废水处理最常用的方法有()。
- 放射性废气处理中应特别重视α辐射核素,镭和氡较多出现在()。
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GB11806-2004《放射性物质安全运输规程》对规定,B型货包应满足()要求。
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γ辐照装置的基本安全原则是()。
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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,室内固记点和现场检查。观场探伤和安检时,工作场所的安全防护应做到()。
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放射性废物减容的技术有废金属熔融,熔炼时,()大部分进入铸锭中
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放射性废物减容的技术有废金属熔融,熔炼时,()等易挥发核素大部分进入尾气中。
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按我国标准,含有半衰期大于30年,()的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于高放废物。
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GB11806-2004《放射性物质安全运输规程》对规定,IP-2和IP-3型工业货包应满足()要求。
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放射性废物按半衰期可分为()。
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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迸行封闭、回填,最终封盖级拆除辅助设施等活动。
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已经开发的放射性废物塑料固化工艺较多,主要有()。
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核设施与辐射设施退役,包括()等。
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为了加强放射性物品运输容器制造的管理,《放射性物质运输安全管理条例》作了()规定。
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(),只要其内装物中235U的富集度大于1%或者含有的易裂变材料超过最小临界质量(如235U为400克),即为易裂变材料货包。
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下列选项中,属于二类放射性物品的有()。
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核设施退役的源项调查希望弄清退役设施的()。
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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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下列关于核与辐射设施流出物管理要求说法正确的有()。
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目前我国民用核能与核技术利用的行力主体是()。
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()主要承担着放射性污染防治管理和核安全监管职责。
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核安全监管问题中最重要和最典型的问题是()。
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我国于()年成立了国家核安全局。
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1986年()发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役比选贯彻安全第一的方针”。
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》“国家对核能和核技术利用及沟核安全提供技术服务的单位中从事核安全关键岗位工作的()人员实行执业资格制度,纳入国家专业技术人员职业资格证书制度,统一规划管理。”。
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》“国家对核能和核技术利用及为核安全提供()的单位中从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行执业资格制度,纳入国家专业技术人员职业资格证书制度.统一规划管理。”
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《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》发布于()年。
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()是在正式文件中首次将核设施安全监管和辐射安全监督统一到核安全监管。
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()从法律上第一次对核设施安全与辐射安全统一提出要求。
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2007年7月国务院发布的()进一步扩展了核安全设备质量监管的范围。
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2010年2月,国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,叫确了核电厂()必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担全面责任。
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2010年2月,国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,明确了核电厂营运单位必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担()。
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2010年2月,国家核安全局发出(),将核岛工程总承包单位和工程监理单位纳入核安企监管休系。
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2010年6月,国家核安全局发出《关于进一步加强核电厂主变压器监督管理的通知》,将核电厂()纳入核安全设备管理名录,从而将核安全监管扩展到核电厂非核级设备。
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()将核安全监管扩展到核电厂非核级设备。
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下列选项中,不属于国家核安全局相关业务工作的有()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会是国家核安全局根据()的规定成立的非常设机构。
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下列选项中,()属国家核安全局非常设的审议咨询机构。
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根据核安全法规(),核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害。
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实现辐射防护目标的手段是在保证减轻事故的放射性后果的基础上,实现()。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是()原则。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为()层防线。
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实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。下列不属于第一层防线的是()。
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精心设计、制造、施工,确保核动力厂有精良的硬件环境。建立周密的程序,严格的制度,对核动力厂:工作人员有高水平的教育和培训,人人注意和关心安全,有完备的软件环境。属于核动力厂纵深防御原则的第()层防线。
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加强运行管理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障。属于核动力厂纵深防御約笫()层防线。
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实现核动力厂核安全目标,主要的使用手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般坷描述为五层防线。笫二层防线:加强运行管理和监督,及时正确处理()情况,排除()。
- 在异常严重情况下,反应堆正常控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。属于核动力厂纵深防御原则的第()层防线。
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实现核动力厂安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线.下列属于第三层防线的是()。
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实现核动力厂安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。笫三层防线是指在()情况下,反应堆正常控制和保护系统动作,防止设备故障和人力差错造成事故。
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实现核动力厂安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第三层防线是指在严重异常情况下(),防止设备故障和人为差错造成事故。
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实现核动力厂安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第四层防线是指在发生事故情况时,启用核动力厂安全系统,加强事故中的核电厂管理,防止事故扩大,保护()。
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核动力厂设计中的纵深防御第一层次目的是()。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性和多样性的应用。
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核动力厂设计中的纵深防御第一层次要求()。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次目的是能够检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况。
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核动力厂设计中的纵深防御第二层次目的是()。
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核动力厂设计中的纵深防御第二层次要求()。
- 核动力厂设计中的纵深防御第()层次要求设置在安全分柝确定的专用系统,并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
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核动力厂设计中的纵深防御第三层次要求设置的专设安全设施有能力将核动力厂首先引导到可控制状态.然后引导到安全停堆状态,并且至少维持()道包容放射性物质的屏障。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次要求设置的专设安全设施有能力将核动力厂首先引导到可拉制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
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核动力厂设计中的纵深防御第三层次要求()。:。
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核动力厂设计中的纵深防御第四层次目的是()。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的.保证放射性释放保持尽实际可能的低。
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核动力厂设计中的纵深防御第五层次目的是()。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次目的是减轻可能由事故工况引起的潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
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核动力厂设计中的纵深防御第五层次要求()。
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核动力厂设计中的纵深防御第()层次要求有适当装备的应急控制中心及场内、场外应急响应计划。
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从核安全许可的蚀质分,核安全许可分为()许可。
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往核安全许可单位中,真正承担核安全责任的是核安全()的申请或持有单位,我们称其为核安全责任单位。
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核设施核安全许可分为()种核安全活动许可和()人员资格许可。
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根据《中华人民共和国民;用核设施监督管理条例》(HAFO01),取得()后,核设施营运单位可以进行核设施的场地准备等相关活动。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可以进行核设施的建造活动。
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营运单位在()之后.向国务院核安全监管部门提交《初步安全分析报告》和《质量保证大纲》(设计和建造阶段)等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAFOO1),取得()后,核设施营运单位可以向核设施内部加装核燃料。
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在核设施经过一段时间试运行后,营运单位针对试运行中发现的问题,修改有关运行文件并将()和《质量保证大纲》(运行阶段)等文件报送国务院核安全监管部门审查,国务院核安金监符部门饺过审评后.,向营运单位颁发“核设施运行许可证”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可迸行核设施的商业运行。
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在营运单位开始核设施退役活动前,向国务院核安全监管部门提交()和《质量保证大纲》(退役阶段.国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颂发“核设施幵始退役批准书”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001),取得()后,核设施营运单位可进行实质上的退役工作。
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在核设施退役工作结束后,营运单位向国务院核安全监管部门提交()国务院核安全监宵部门經过审评后,向营运单位颁发“核设施最终退役批准书”。
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根据《中华人民共和国民用核设施监督管埵条例》(HAF001),取得()后,核设施营运取位的核安全责任自动终止。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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对于核设施核安全活动许可证书面申请及文怦资料,国务院核安全监管部门在审评监督意见的基础上,考虑其他方面的意见,形成初步管理意见后提交()审议。
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1998年国务院颁布了(),第一次通过行政法规明确“国家实行建设项目环境影响评价制度”。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
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我国环境影响评价制度具有()强制性。
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1998年,《建设项目环境保护管理条例》颁布,对各种投资类型的项目都要求在(),完成环境影响评价的报批,使得环境影响评价和基本建设程序紧密结合。
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为了便于执法,根据《中华人民共和国环境影响评价法》第十六条的规定,国家根据建设项目对环境的影响程序,对建设项目的环境影响评价实行()管理。
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为了加强对建设项目环境影响评价工作的管理,提高环境影响评价工作质量,在《建设项目环境保护管理条例.》第十三条明确规定:“国家对从事建设项目环境影响评价工作的单位实行()制度”。
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从事建设项目环境影响评价工作的单位,必须取得()颁发的资格证书,按照资格证书规定的等级和范围,从事建设项目环境影响评价工作,并对评价结论负责。
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持有()级评价证书的单位,可以按照评价证书规定的业务范围,承担各级环境保护部门负贵市批的迚设项目环境影响评价工作,编制环境影晌评价报告书或环境影响报告表。
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在《建设项目环境影响评价资格证书管理办法》(2005年)中,对申请甲级评价机构的人W资格条作的要求是:具备()名以上环境影响评价专职技术人员,其中至少有()名登记于该机构的环境影响评价工柷师,其他人员应当取得环埠影响评价岗位证书。
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对于环境影响评价报告书范围包括核工业的的,甲级环境评价机构专职技术人员中还应当至少有()名注册于该机构的核安全工程师。
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在《中华人民共和国环境保护法》和《建设项目环境保护管理条例》明确规定了环境保护设施必须与主体工程()。
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下列关于环保“三同时”(同时设计、同时施工、同时投产使用)制度说法错误的有()。
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下列不是环保“三同时”的选项有()。
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《中华人民共和国放射性污染防治法》规定,国家对从事放射性污染防治的专业人员实行()制度;对从事放射性污染监测工作的机构实施()制度。
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《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》规定:拟开展初级辐射安全培训的单位,应当有()名以上专业教师,其中至少()名具有注册核安全工程师资格。
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《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》规定:拟开展()辐射安全培训的单位,应当有五名以上专业教师,其中至少两名具有注册核安全工程师资格。
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《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》规定:拟开展中级或者高级辐射安全培训的单位,应当有()名以上专业教师,其中至少()名具有注册核安全工程师资格。
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《放射性同位素与射线安全和防护管理办法》规定:拟开展()辐射安全培训的单位,应当有十名以上专业教师,其中至少五名具有注册核安全工程师资格。
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按质量保证体系标准ISO9001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于提供质量要求得到满足的信任。
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按质量保证体系标准ISO9001的术语解释,质量()是质量管理的一部分,指致力于增强满足质量要求的能力。
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验证是为确定物项、过程、服务或文件是否符合规定的要求而进行的核实并形成()的工作。
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核安全是完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众核环境免遭()危害。
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核安全设备是在核设施中执行()功能的设备。
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调试是指核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能(),以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程。
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核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证,以确认是否符合设计耍求、是否满足性能标准的过程称为()。
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制定核电厂及其组成部分的方案和详细图纸,进行支持行计算并制定()的过程及成果称为核安全质量保证中的设计。
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核安全质量保证中的“采购”是指为得到物项或服务由买方或它指定的代表所进行的各种活动,它从()开始,到买方验收该物项或服务为止。
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核安全质量保证中的“采购”是指为得到物项或服务由买方或它指定的代表所进行的各种活动,它从提出规定要求开始,到()为止。
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核安全质量保证中的“不符合项”是指:性能、文件或程序方面的缺陷,因而使某一()的质量变得不可接受或不能确定。
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1959年,()颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》。
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核设施质量保证大纲由()负贵制订,“报国家核安全部门审核(审评)”。
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对于取得我国核安全许可证件的企业,HAF003是(),IS09001是()。
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为很好地实施HAF003的基本要求,还补充有()个核安全导则,对设计、采购、制造、安装、调试运行、核燃料元件设计及制造、记录等作了进一步的说明和补充。
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对于取得我国核安全许可证件的企业,HAF003是(),IS09001是()。
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质量保证文件是实施质量保证工作所用的文件。质量保证文件包括()个层次。
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质量保证文件第一层次文件是()。
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反应堆控制棒按其作用不同可分为()。
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核电厂严重事故的始发事件中如考虑外部事件,还应加上()。
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核动力厂开始运行前应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。大纲中应对试验的()加以规定。
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核动力厂设计安全评价必须基于()。
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核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行和运行瞬变允许()。
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核动力厂风险研宄中指出,堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主耍因素.而()是引起堆芯熔化的主要原因。
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在核动力厂试验和运行期间,发生()时,营运单位应该向国务院核安全监管部门及其派出机构报告。
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—般将核动力厂各承压设备物项按照其所履行的安全功能分为()。
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应采取措施防止火灾对停堆、排出余热、包容放射性物质所需的安全重要物项的影响,以便在火灾情况下,这些物项仍能执行其安全功能。这要求对安全系统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施,这种措施可通过()来实现。
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核动力厂事故分析的基本假设有()。
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直接执行安全功能的系统称为前沿系统,为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统。下列选项中,属于压水堆支持系统的是()。
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借助核动力厂()和蒸汽发生器安全阀动作能自动地保证反应堆堆芯安全限值要求得到满足.
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始发事件的确定可以采取()方法。
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典型的核动力厂假设始发事件的例子有()。
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核设施营运单位必须制定燃料及堆芯部件的()的技术条件和程序,必须根据设计要求定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国务院核安全监管部门。
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核动力厂物项要确定其()。
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多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件,通过多重系统或部件中引入不同属性而实现,获得不同属性的方式有:()。
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《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用()分析方法。
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核动力厂化学补偿控制只能用于补偿因()变化等引起的缓慢的反应性变化。
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安全运行既取决于设备,也取决于人,所以运行限值和条件还必须包括运行人员()。
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核动力厂系统的独立可在系统设计中通过來用()来实现。
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核动力厂二级PSA分析中,安全壳的失效模式按损坏起因可以分为()和v模式(安全壳旁通)。
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核动力厂设计基准必须包括()。
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当概率安全分析扩展到二级PSA时,需要在一级PSA的结构基础上加上()。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,在分析中必须采用()分析方法。
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火灾和灭火系统二次效应的典型例子有()。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,安全分析中用的()必须加以验证和确认,并必须充分考虑各种不确定性。
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核动力厂的运行限值和条件可以分为()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以概率论方法和工程判断,同时考虑()。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不超过下述限值:批复的年当量剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002〉规定,计算待积剂量的期附,对成年人的摄入—般应为()年。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,计算待积剂量的期限,对成年人的摄入一般应为50年,对儿童的摄入则应算至()岁。
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辐射防护三原则对防护水平的合理最优化遵守()原则。
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辐射防护最优化是合理可行尽量低原则的应用,通常意味着从一系列防护措施中进行选择。在这种决策程序中,所考虑的某些准则和参数是不容易定量化的,因而,采取哪种防护措施往往是根据由()的判断来选定的。
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辐射防护最优化是合理可行尽量低原则的应用,评价时所采用的技术先进程度及相应的工作量,应反映所考虑的辐射问题的大小。在装置的涉及,尤其是在各种设计方案之间进行选择时,采用()方法可能使合适的。
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用成本-收益分析方法进行辐射防护设计最优化时,通常假定辐射危害费用与电厂寿期内所导致的()负担成正比。
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用成本-收益分析完成的辐射防护设计最优化,要求评定辐射危害的货币值。如果在设计中要求定量的最优化,则可以由()提出危害的货币值,并且必须经()批准。
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可以根据其他电厂的经验和所需工作人员数,把7^医人员的职业剂量目标值定力设计目标值,对于1000MW电功率的核动力厂,可采用的日常运行目标值为每年()人?.希伏。
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可以根椐其他电厂的经验和所需工作人员数,把厂区人员的职业剂量目标值定为设计目标值,对于1000MW电功率的核动力厂,可采用的日常运行目标值为每年()人?雷姆。、。
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核动力厂厂区人员的防护监测必须包括对在年照射量可能超过剂量当量限值的()条件下工作的个人进行监测,以便进行剂量评价。
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在核动力厂停堆后,主要的辐射源是来自裂变产物和活化产物的()辐射。
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在核动力厂停堆后,主要的辐射源是来自()的γ辐射。
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如果反应堆冷却剂中含有氧,则功率运行期间的主要辐射源是(),它是冷却剂流经堆芯时由快中子与16O相互作用而生成的。
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在分开设置的含氧液体慢化剂系统(压力管式反应堆)中,反应堆正常运行期问的主要活性是()。
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在重水堆中,来自().的光子在重水中产生光中子。
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在轻水堆和重水堆中,氧化剂燃料和慢化剂中的17O经(N,Α)反应,燃料杂质中的14N经(N,P)反应以及三元裂变均产生(),可能是全球性长期集体剂量负担的主要贡献者。
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在重水堆中,由于慢化剂的量很大,所以14C主要是由慢化剂中的()的核反应产生的。
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已辐照燃料由于其中积聚的裂变产物而有很高的放射性。对于不停堆换料系统,还应考虑换料系统中的()。
- 核动力厂事故工况下主要辐射源是()。
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在对假设的燃料装卸事故的影响进行设计分析时,第一步应确定在事故发生时燃料内的()。
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必须进行核动力厂(),以确定所需的防火屛障耐火能力,并且提供必要能力的火灾探测系统和灭火系统。
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假定防火区的全部可燃物料全部烧光,而未受影响部分仍能保持停堆、排出余热和包容放射性物质的基本安全功能,这样的防火方法称()。
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在防火屏障不能达到额定的耐火极限时,或者在设置防火小区时,需柬用火灾探测和灭火系统等来防止火灾蔓延,这样的防火方法称()。
- 必须完成核动力厂的概率安全分析,目的之一是要证明整个设计是平衡的,没有任何一个设施或假设始发事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献,并且保证纵深防御的第()层次承担核安全的主要责任。
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我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则,事故分析现在采用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况II事件,一回路压力小于()%设计值。
- 我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则,事故分析现在釆用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况()事件,一回路压力小于110%设计值。
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我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则,事故分析现在采用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况III及工况IV事件,一回路座力小于()%设计值。,。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按美国标准,甲状腺剂量()mSv,全身剂量()mSv。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计箅。按法国标准,工况IV事件,甲状腺剂量()mSV。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)、及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,工况IV事件,全身剂量()mSV。
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对于工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口区边界(8h)剂量计算。按法国标准,工况III事件,甲状腺剂量()mSv。
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工况III及工况IV事件,放射性后果以厂区边界(2h)及低人口边界(8h)剂量计算。按法国标准,工况III事件,全身剂量()mSv。
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核动力厂事故分析采用的初始条件及各项参数均取保守值,为决定如何取保守值,有()个方面是必须要考虑的。
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厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性,例如,初始功率()%。
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核动力厂事故分析釆用的运行参数需考虑不确定性。例如,初始温度±()。
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孩动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,稳压器压力±()bar。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,稳压器水位取±()。
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核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,蒸发器二次侧水位取±()。
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核动力厂慢化剂温度(密度)反应性系数取后果最大的寿期的数值,甚至取为零值,如对于确定寿期的分析,则取±()%不确定性。
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核动力厂慢化剂温度(密度)反应性系数取后果最大的寿期的数值,甚至取为零值,如对于确定寿期的分析,则取±10%不确定性,燃料多普勒反应性系数取±()%不确定性。
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核动力厂慢化剂温度(密度)反应性系数取后果最大的寿期的数值,甚至取为零值,如对于确定寿期的分析,则取±10%不确定性,燃料多普勒反应性系数取±15%不确定性,控制棒价值计算取()%不确定性。
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核动力厂中,严重軍故即()。
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堆芯熔化导致大量放射性物质释放的过程可以分为()类型。
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《核动力厂设计安全规定》HAF102(2004)给出,针对严重事故设计中必须考虑的事项包拈:对有代表性的和主导性的严重事故,应该制定相应的()。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:通过改进系统和设备的运行(),降低发生始发事件的频率。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:通过系统及其自动控制功能的合理设计,改善核电厂的()特性,减少安全系统的动作和运行人员的干预。
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国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:通过多重性和多样化的系统和设备,提高安全系统执行安全功能的可靠性,应特别注意减少导致()的因素。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重亊故预防和缓解措施包括:应特别关注停堆状态和安全壳打开状态,特别是保证()推出的可靠性。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应果取适当的设计措施排除由于()的快速注入而导致的严重堆芯损坏。
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拫据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应釆取设计措施排除安全壳()型严重事故。
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根据国际经验,国家核安全局“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中,归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施包括:应采取高度可靠的手段避免高压堆芯()喷射。
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确定论法是根据以往的经验和社会可接受的程度,人为的将事故分为"可信”和“不可信两类”。对压水堆核动力厂来说,将()作为最大可信事故。
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核动力厂风险研究中指出,堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素,而()和运行瞬变是引起堆芯熔化的主要原因。
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—般认为,人年均死亡概率小于()是一个可接受的风险值,它比现有社会事故风险水平低3-4个数量级。
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美国核管会提出了核动力厂运行的定量安全目标:反应堆事故对核动力厂附近的个人或居民群体可能产生的急性死亡风险不应超过美国居民由于其他事故而普遍受到的急性死亡风险的()%。
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美国核管会提出了核动力厂运行的定量安全目标:反应堆事故对核动力厂附近的个入或居民群体可能产生的晚期(癌症)死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的()%。
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在概率安全分析中,要系统地回答几个问题,有时称为“风险()要素”。
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()为严重事故的预防和缓解提供了定量分析基础。
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概率安全分析为严重事故的预防和缓解提供了()分析基础。
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—个概率安全评价的流程从始发事件开始,然后估计事件序列(分析对保持安全壳完整性起作用的系统,分析堆芯损坏严重事故下的物理现象,说明可能造成安全壳完整性的破坏,再对各种事故计算厂外后果。
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—个概率安全评价的流程从()开始,然后估计事件序列频率,分析对保持安全壳完整性起作用的系统,分析堆芯损坏严重事故下的物理现象,说明可能造成安全壳完整性的破坏,再对各种事故计算厂外后果。
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()PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析,确定造成堆芯损坏的事件系列,并作出定量化分析,求出各事件序列的发生频率给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。
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—级PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析,确定造成堆芯损坏的事件系列,并作出定量化分析,求出各事件序列的发生(),给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。
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—级PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析,确定造成堆芯损坏的事件系列,并作出定量化分析,求出各事件序列的发生频率,给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的()。
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()PSA可以帮助分析设计中的弱点和指出防止堆芯损坏的途径。
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在核动力厂()PSA中,集中关注堆芯损坏的可能性,堆芯损坏下事故发展的特性。
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在核动力厂()PSA中,综合考虑核动力厂设计、运行经验、安全分析、人员特性等方面的信息,根据这些信息识别出可能出现的事件序列,并估计这些事件序列的发生频率。
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在压水堆中,对堆芯损坏频率起主要贡献的是()的始发事件。
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()PSA的输出是各种事故下放射性从安全壳释放的频率,该级分析可以对各种堆芯损坏事件序列造成放射性释放的严重性作出分析。
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二级PSA的输出是()。
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在()PSA中,需要综合安全壳安全系统状态的信息,要在堆芯损坏序列上附加分析安全壳的事件树,描述物理现象的特征,确定安全壳是否会夹效。
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核动力厂安全壳的失效模式按损坏原因可分为:α模式、β模式、γ模式、d模式、e摸式、v模式。其中α模式是()。
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核动力厂安全壳的失效模式按损坏原因可分为:α模式、β模式、γ模式、d模式、e模式、v模式。其中β模式是()。
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核动力厂安全壳的失效模式按损坏原因可分为:α模式、β模式、γ模式、d模式、e模式、v模式。其中γ模式是()。
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核动力厂安全壳的先效模式按损坏原因可分为:α模式、β模式、γ模式、d模式、e模式、v模式。其中d模式是()。
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核动力厂安全壳的失效模式按损坏原因可分为:α模式、β模式、γ模式、d模式、e模式、v模式,其中e模式是()。
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核动力厂安全壳的失效模式按损坏原因可分为:α模式、β模式、γ模式、d模式、e模式、v模式,基中v模式是()。
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()PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的总量。
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三级PSA是二级PSA加上()的评价。
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实施概率安全评价分析第()步就是要产生一个需要分析的始发事件(IE)淸单,并对这些始发事件进行分组,以便减轻事件序列模型化和定量化的工作量。
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始发事件的确定可以采取()种方法。
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直接执行安全功能的系统称为前沿系统,为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统。下列选项中,属于压水堆前沿系统的是()。
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直接执行安全功能的系统称为前沿系统,为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统,下列选项中,属于压水堆支持系统的是()。
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对于一个特定的始发事件,必须描绘核动力厂对始发事件的响应,即进行事件序列分析,目前在PSA中都采用()来完成这种分析。
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根据PSA的研究成果,下列始发事件中,最容易造成堆芯熔化的是()。
- 运行限值和条件这一概念是指经()批准的,为核动力厂的安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。
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运行限值和条件必须反映最终设计,并必须在核动力厂()开始之前经国务院核安全监管部门评价和批准。
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对核动力厂运行负有直接贵任的运行人员必须熟练掌握(),并保证遵守。
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核动力厂运行限值和条件的任何修改都必须经()的批准。
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制定核动力厂()是为了保护某些防止放射性物质不可控制释放的实体屏障的完整性。
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安全限值的概念是以防止核动力厂发生()为依据的。
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()表明了核动力厂安全条件的最终边界。
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对于核动力厂安全限值中的参数以及影响压力或温度瞬态的其他参数或参数组合,都要选定()。
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核动力厂专设安全设施的作用是限制预计瞬态过程以防止超越()。
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正常运行限值和条件是为了保证安全运行,即保证安全分析报告的假定是有效的,并保证在核动力厂运行中不超过规定的()。
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核动力厂()要求应规定在各种正常运行方式下需处于运行状态或备用状态的安全重要系统或部件的数目。
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在()状态下燃料包壳和冷却剂之间传热系数最大。
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美国西屋公司标准技术规格书规定安全系统整定值作为反应堆保护系统和()安全阀动作触发点,来防止机组运行违反反应堆堆芯安全限值。
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美国西屋公司标准技术规格书规定,设定限制使得热管段平均焓()饱和液体焓,保证仪表测的△T与堆芯功率成正比。
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反应堆控制棒按其作用不同可分为()。
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核电厂严重事故的始发事件中如考虑外部事件,还应加上()。
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核动力厂开始运行前应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。大纲中应对试验的()加以规定。
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核动力厂设计安全评价必须基于()。
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核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行和运行瞬变允许()。
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核动力厂风险研宄中指出,堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主耍因素.而()是引起堆芯熔化的主要原因。
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在核动力厂试验和运行期间,发生()时,营运单位应该向国务院核安全监管部门及其派出机构报告。
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—般将核动力厂各承压设备物项按照其所履行的安全功能分为()。
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应采取措施防止火灾对停堆、排出余热、包容放射性物质所需的安全重要物项的影响,以便在火灾情况下,这些物项仍能执行其安全功能。这要求对安全系统的多重部件采取相互之间充分隔离的措施,这种措施可通过()来实现。
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核动力厂事故分析的基本假设有()。
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直接执行安全功能的系统称为前沿系统,为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统。下列选项中,属于压水堆支持系统的是()。
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借助核动力厂()和蒸汽发生器安全阀动作能自动地保证反应堆堆芯安全限值要求得到满足.
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始发事件的确定可以采取()方法。
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典型的核动力厂假设始发事件的例子有()。
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核设施营运单位必须制定燃料及堆芯部件的()的技术条件和程序,必须根据设计要求定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国务院核安全监管部门。
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核动力厂物项要确定其()。
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多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件,通过多重系统或部件中引入不同属性而实现,获得不同属性的方式有:()。
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《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用()分析方法。
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核动力厂化学补偿控制只能用于补偿因()变化等引起的缓慢的反应性变化。
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安全运行既取决于设备,也取决于人,所以运行限值和条件还必须包括运行人员()。
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核动力厂系统的独立可在系统设计中通过來用()来实现。
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核动力厂二级PSA分析中,安全壳的失效模式按损坏起因可以分为()和v模式(安全壳旁通)。
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核动力厂设计基准必须包括()。
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当概率安全分析扩展到二级PSA时,需要在一级PSA的结构基础上加上()。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,在分析中必须采用()分析方法。
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火灾和灭火系统二次效应的典型例子有()。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,安全分析中用的()必须加以验证和确认,并必须充分考虑各种不确定性。
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核动力厂的运行限值和条件可以分为()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以概率论方法和工程判断,同时考虑()。
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下列()固体放射性废物必须进行地质处置,设置多重屏障,确保与生物圈松期隔离。
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α废物,指含原子序数>()的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于4xl06Bq/kg(对单个货包)或4xl06Bq/kg(平均每个货包)的放射性货物。
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α废物,指含原子序数>92的a辐射的放射性核素,对单个货包而言,其放射性比活度大于()Bq/kg。
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α废物,指含原子序数>92的α辐射的放射性核素,对平均每个货包而言,其放射性比活度大于()Bq/kg。
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固体废物若其放射性水平低于解控水平可作为()废物从核管理控制体系中解除出来。
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固体废物若其放射性水平低于解控水平可作为免管废物从核管理控制体系中解除出來-IAEA推荐的免管水平是基于对公众成员照射所造成年剂量小于(),对公众集体剂量不超过()。