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基于放射性废物处置分类体系主要适用于固体废物,它将基本废物分为(()级。
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我国对低中放废物的处置已进行了长时间的研究和实践,对含有长寿命中放废物实施了()处置。
- 放射性固体废物近地表处置场选址可由.()个阶段组成。
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对高放废液和残渣固化,世界上开发了好几种方法,投入使用的有()。
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放射性废物地质处置选址是指主要含半衰期大于()年核素的废物和α废物的处置选址。
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放射性废物地质处置选址是指主要含半衰期大于30年核素的废物和()废物的处贾选址。
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放射性废物地质处置库选址过程可划分为()个阶段。
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核动力厂总的核安全目标由()所支持。
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核动力厂辐射防护目标是保证在()下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后。
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技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂(),并在一旦发生事故时减轻其后果:对于在设计该核动力厂时考虑的所有可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证往何放射性后果尽可能小且低于规定限值;并保证有验证放射性后果的車故发生的概率极低。
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在()核动力厂时,要进行全面的安全分析,以便确定所有照射的来源,并评估核动力厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量,以及对环境的可能影响。
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核动力厂第()层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。
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核动力厂第()层次防御应十分注意选择恰当的设计规范和材料,并控制部件的制造和核动力厂的施工。
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核动力厂第()层次防御要求: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,正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。
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核动力厂第()层次防御的目的是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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核动力厂第()层次要求设置茌安全分析中确定的专用系统,并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
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核动力厂第()层次防御是基于以下假定:尽管极少可能,某些预计运行事件或假设始发祺件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,而演变成一种较严重的事件。
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核动力厂第()层次防御要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
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核动力厂第三层次防御要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持()道包容放射性物质的屏障。
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核动力厂第()层次防御的目的是针对设计基准可能己被超过的严重事故的,并保证放射性释放保尽实际可能的低。
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核动力厂第()层次防御的最重要的目的是保护包容功能。
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核动力厂第()层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
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核动力厂第一层次防御的目的是()。
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核动力厂第二层次防御的目的是()。
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核动力厂第四层次防御的目的是()。
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核动力厂第五层次防御的目的是()。
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除极不可能的()外,核电厂设计必须使第一层次至多第二层次防御能够阻止所有该事件升级为事故工况。
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除极不可能的假设始发事件外,核电厂设计必须使第一层次至多第()层次防御能够阻止所有该事件升级为事故工况。
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在提交国务院核安全监管部门以前,核动力厂营运单位必须保证由()对安全评价进行独立验证。
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核电厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由()逬行验证或核实。
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核电厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由原先从事此工作的以外的人员或团体进行验证或核实。验证、确认和批准必须在做()完成。
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反应堆活性区内控制元件总的反应性等于后备(剩余〉反应性与停堆佘量之()。
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近代压水堆使用的控制棒多数由()合金制成。
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反应堆堆芯每个循环寿期的长短通常取决于()。
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为增大堆芯的初始燃料装载量,通常在堆芯内装入中子吸收截面较大的物质,把它作为固定不动的吸入体装入堆芯,用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性,这种物质称为()。
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可燃毒物的吸收截面与燃料的吸收截面相比,其吸收截面().
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在压水堆中,堆芯初始装载用()作为可燃毒物棒装入堆芯。
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轻水堆往往以()溶解在冷却剂内用作补偿控制。
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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()。
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—般将核动力厂各承压设备物项按照()分为安全1级、安全2级、安全3级和非安企级别。
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核设施抗震()类物项要求承受0BE(运行基准地震动)、SSE(安全停堆地震动)载荷。
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核设施抗震()类物项仅要求承受OBE(运行基准地震动)。
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核设施物项质量保征等级的高低首先要依据()。
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在确定核设施物项规范等级及相应的设计建造要球时,首先要考虑(),其次还要考虑物项的载荷条件。
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核动力厂()类工况允许带有偏差的极限运行,如少量燃料元件包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高,蒸汽发生器传热管有泄漏等,但未超过规定的最大允许值。
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核动力厂少量燃料元件包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高,蒸汽发生器传热管有泄漏等,但未超过规定的最大允许值,属于()类工况。
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核动力厂()类工况引起的系统状态参数变化不会触发安全系统的整定值。
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核动力厂()类工况发生频率大于10—2/堆年。
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核动力厂()类事件的典型事例如失去厂内外非应急交流电源、汽轮机停车。
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核动力厂()类工况事故发生频率为10_4/堆年∽l0_2/堆年,是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
- 核动力厂Ⅲ类工况事故发生频率为()/堆年,是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
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核动力厂()类工况事故的事例如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂。
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核动力厂()类工况事故下,少量元件可能损坏,但受损伤的燃料元件数不大于某一小的比例,不会严重损坏堆芯,不影响堆芯的几何形状,以便能适当保持堆芯冷却,一回路的完整性不会受到损坏。
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处理核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要()投入工作。
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核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ极限事故发生的频率为()/堆年,是核动力厂的寿期内极不可能发生的事故。
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工况()事故引起反应堆中受损伤的燃料元件不大于某一小的比例,不影响堆芯的几何形状,以便能适当保持堆芯冷却:
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工况(>事故可能导致元件的严重损伤,但堆芯的几何形状不破坏,以便能适当地保持堆芯冷邡。
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核动力厂分类工况中的工况()事故不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
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核动力厂分类工况中的工况IV事故不得导致具有()功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
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核动力厂()类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。
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设计核动力厂时,必须认识到纵深防御的各层次都可能受到考验,因而必须提供设计措施,以保证完成所需的安全功能和满足安全目标,这些考验来源于()。
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假设始发事件定义为在()时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。
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()定义为在时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。
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假定始发事件从类型上可分为:内部事件和外部事件。下列选项中,属于外部事件的是()。
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运行限值和条件必须反映最终设计,并必须在核动力厂运行之前经()评价和核准。
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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()之前经国务院核安全监管部门评价和核准。
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核动力厂的设计必须是对范围方法的预计运行事件的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆,不必采取超出纵深防御第()层次或至多不超过第()层次的措施。
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必须采用()的方法来考虑核动力厂严重事故序列,针对这些序列确定合理可行的预防或缓解措施。
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核动力厂安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()。
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单一故障假设是核动力厂安全设施中一个()的概念。
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安全组合是用于完成某一特定()下所必需的各种动作的设备组合,其使命是防止预计运行事件和设计基准事故的后果超过设计基准的限值。
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单一故障分析中,不考虑同时发生()个以上的随机故障。
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在核动力厂的系统布置和设计中,应尽实际可能采用()原则以增强实现独立性的保证,对于某些共因故障尤其如此。
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在核动力厂的系统布置和设计中,应尽实际可能采用实体分隔原则以增强实现独立性的保证,对于某些共因故障尤其如此,原则是()。
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保持核动力厂安全状态所必需的辅助设施是()。
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在核动力厂开始()前,必须分析和确定每种情况下允许设备停役的时间和要釆取的行动,并将其包括在核动力厂运行规程中。
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必须采用()的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。
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设备鉴定程序中,必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素引起的()效应。
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核电厂的设计,必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的(),该值由相应的国务院核安全监管部门来确定。
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核电厂的设计,必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的个人剂量当量限值,该值由相应的()来确定。
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公众的个人年剂量当量限值用()来表示。
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核动力厂剂量当量规定限值是在规定时期内(例如,季度、年度)厂区人员或公众人员()。
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核动力厂辐射防护设计中,()必须经国务院核安全监管部门认可。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,由监管部门决定的连续5年的年平均有效剂量为()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,由监管部门决定的连续()年的年平均有效剂量为20mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全蕋本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,由监管部门决定的连续5年的年平均()剂量为20mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB1887l-2002)规定,任何工作人员的职非照射水平,在任何—年中的有效剂量是()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,任何工作人员的职业照射水平,在任何—年中的()剂量是50mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,眼晶体的年当量剂量是()mSv。
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《电离辖射防护与辐射源安全棊本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,眼晶体的年()剂量是150mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量是()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,任何工作人员的职业照射水平,四肢(手和足)或皮肤的年()剂量是500mSv。
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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:年有效剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(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:眼晶体的年当量剂量()mSv。
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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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对于要进行处置的()放射性废物,需作近地表处置、中等深度或深地质处置.
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1002.放射性废物的安全管理应遵循辐射防护的()原则。
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1003.放射性废物的安全管理除应遵循辐射防护的三原则外,还应遵循()原则。
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1004.放射性废物的最小化是指使()可能实现的尽可能小。
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1005.放射性废物的最小化方法很多,应在()分析基础上优化选择,科学策划。
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1006.减少()是实现放射性废物最小化最重要和有效的做法。
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1007.如果放射性废物己经产生,应通过去污和贮存衰变等方法使其尽可能的能够再循环/再利用;利用的废物应尽可能做()处理,最后实行安全处置。
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1008.《放射性废物安全管理条例》规定()建立全国放射性废物管理信息系统,实现信息共享。
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1009.《放射性废物安全管理条例》规定国家()先进的放射性废物安全管理技术。
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1010.我国放射性废物分类标准(GB 9133-1995)规定,中放废气放射性浓度水平为()。
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1011.我国放射性废物分类标准(GB 9133-1995)规定,低放废气放射性浓度水平为()。
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1012.我国放射性废物分类标淮(GB9133-1995)规定,低放废液放射性浓度水平为()。
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1013.我国放射性废物分类标淮(GB9133-1995)规定,中放废液放射性浓度水平为()。
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1014.我国放射性废物分类标淮(GB9133-1995)规定,高放废液放射性浓度水平为()。
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1015.按我国标准,放射性浓度为0.2Ci/L的放射性液体废物属于()。
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1016.按我国标准,放射性固体首先按核素衰变半衰期和辐射类型分为()种,然后按放射性比活度水平分为不同等级。
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1017.按我国标准,放射性固体废物中含有半衰期大于30年的α核素,单个货包中α比活度>()Bq/kg的为α废物。
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1018.按我国标准,放射性固体废物中含有半衰期大于30年的α核素,多个货包平均每个贷包α比活度>()Bq/kg的为α废物。
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1019.按我国标准,含有半衰期<60天(包括125I),比活度<=4×106Bq/kg的放射性核素属于()废物。
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1020.按我国标准,含有半衰期在60天(包括125I),比活度>4×106Bq/kg的放射性核素属于()废物。
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1021.按我国标准.含有半衰期大于60天、小于或等于5年(包括60Co),比活度<=4×106Bq/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
- 1022.按我国标准,含有半衰期大于60天、小于或等于5年(包括60Co),比活度>4×106Bq/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
- 1023.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度<=4×106Bci/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
- 1024.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>4×106Bq/kg,<=4×1011Bq/kg,且释热率<=2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1025.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>4×105Bq/kg、≤()Bq/kg,且释热率≤2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1026.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>4×1011Bq/kg或释热率>2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1027.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>()Bq/kg或释热率>2kW/m3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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1028.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度<=4×106Bq/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1029.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>4×106Bq/kg,≤4×1010Bq/kg,且释热率在2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1030.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>4×106Bq/kg,≤()Bq/kg,且释热率≤2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于中放废物。
- 1031.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>4×106Bq/kg,或释热率>2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1032.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>()Bq/kg,或释热率>2kW/m3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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按我国标准,对公众成员照射所造成的剂量<0.01mSv/年,对公众的集体剂量<=1人•Sv/年的废物属于()废物。
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按我国标准,对公众成员照射所造成的剂量<()mSv/年,对公众的集体
剂量<=1人•Sv/年的废物属于免管废物。
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按我国标淮,对公众成员照射所造成的剂量。
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129I的半衰期是()。
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13lI的半衰期是()。
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125I的半衰期是()。
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氚(3H,T)是低能纯()放射性核素。
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环境空气中3H主要以()形态存在。
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14C是低能纯()放射性核素。
- 放射性废气中应特别重视α辐射核素,如239Pu、226Ra、222Rn等。()较多出现在核燃料循环后段工厂和M0X燃料制造工厂。
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通常,低放工艺废气需要釆用多级净化综合处理流程的废气净化系统來处理,对于厂房和实验室的排风,经过()之后一般就可向环境排放。
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在废气处理中用得最多的设备是()。
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进风预过滤器,为进风流除尘,过滤效率至少为()%。
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排风预过滤器,设置高效空气粒子过滤器之前,为除去气流中粗粒粉尘,以提高高效微粒空气过滤器使用寿命,过滤效率至少为()%。
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高效过滤器,用来捕集气流中细小颗粒灰尘,过滤效率至少为()%。
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高效微粒空气过滤器(HEPA),又称绝对过滤器,用来捕集废气中超细颗粒灰尘,对于粒径<0.3um的颗粒,除去效率>()%。
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碘过滤器,又称碘吸附器,通常以浸渍活性炭为介质,对无机碘去除率可达()%。
- 碘过滤器,又称碘吸附器,通常以浸渍活性炭为介质,对有机碘去除率可达()%。
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短寿命惰性气体的去除主要依靠()作用。
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核动力厂放射性碘的去除主要依靠()作用。
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核动力厂颗粒物和气溶胶的去除主要依靠()作用。
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核设施废气净化系统应有一定(),防止外泄。
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无集中通风中心的放射化学实验室或设施,排气烟囱至少要比周围()m内最高建筑物屋脊髙出3m。
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无集中通风中心的放射化学实验室或设施,排气烟囱至少要比周围50m内最高建筑物屋脊高出()m。
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采用离子交换方法净化放射性废液,要求悬浮固体物浓度<()mg/L。
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采用离子交换方法净化放射性废液,要求含盐量<()g/L。
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采用离子交换方法净化放射性废液,为了提高离子交换剂的使用寿命和净化效率,需在离子交换床的前后分别设预过滤器和后过減器。预过滤器用以去除()。
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采用离子交换方法净化放射性废液,为了提高离子交换剂的使用寿命和浄化效率,需在离子交换床的前后分别设预过滤器和后过滤器。后过滤器用以去除()。
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已经开发的放射性废物固化工艺很多,对于()废物来说,主要是玻璃固化。
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已经开发的放射性废物固化工艺很多,对于高放废物来说,主要是()。
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采用水泥固化方法进行废物固化时,水泥固化体的抗压强度不应小于()MPa。
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过氧化氢催化氧化法主要是为了处理废离子交换树脂,采用35%H202,用Fe2+或Cu2+作为催化剂,100℃和常压下,废树脂分解率达()%。
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采用压缩法对放射性废物减容,压缩减容的减容倍数为()。
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采用熔融法法对放射性废物减容,产生的废物主要是熔渣和废过滤器芯,两者体积约为熔炼前金属体积的()%。
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()有很好的耐久性和密封性,耐久达300年或更长时间,可直接装脱水废树脂或蒸干的废物,不必加入固化基质作固化处理而增加废物的体积。
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直接操作进行装卸、搬运、贮存和处置操作的低、中水平放射性固体废物包,其外表面上任意一点的剂量率应<=()mSv/h。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限制应满足GB11806的相关规定。()低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于0.4Bq/cm2。
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发现固体放射性废物贮存库存在安全隐患或者周围环境中放射性核素超过标准,应当立即查找原因,采取相应的防范措施,并向()报告。
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低、中放固体废物安全处置所要考虑的主要核素是()。
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低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后,货包之间的空隙浇()(对金属桶),以稳定废物货包。
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低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后,货包之间的空隙浇()(对混凝土容器),以稳定废物货包。
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低、中放废物处置场在处置单元堆放满一层厚上面浇灌一层()。
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低、中放废物处置场在处置单元达到设定废物量之后,加覆()盖板。
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当低、中放废物处置场达到设计和许可证规定的废物体积或/和放射性总量之后,处置场就要进入()阶段。
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当低、中放废物处置场达到设计和许可证规定的废物体积或/和放射性总量之后,处置场就耍进入关闭阶段。处置场的关闭要提出()。
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低、中放废物处置场覆盖层是由不同材料构成的多层结构,厚度()m。
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低、中放废物处置场关闭后,进入有组织()期。
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我国《极低水平放射性废物填埋处置》标准(GB/T28178-2011)按放射性残留物的厂址对公众年有效剂量()规定了接受废物核素的活度浓度指导值。
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对于硫、钼、铬浓度较高的高放废液,()固化容易分离出黄色第二相(常称为黄相),产生黄相()固化产品的品质。
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高放废液玻璃固化工艺的罐式法采用()加热。
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高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法由()在1978年实现工业化生产。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法最早由()开发。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法由()首先建成工业熔炉。
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髙放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法现在()在采用。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法,我国正在引进()技术设计建造电熔炉。
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高放废液玻璃固化工芑的冷坩埚感应熔炉法采用()。
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分离-嬗变是把高放废物中()、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燃烧或者制成靶件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。
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分离-嬗变是把()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燃烧或者制成靶件放到加速器上去轰击散裂,_变成短寿命核素或稳定同位素。
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处理1吨乏燃料,约产生()m3α废物。
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α废物的处置也要泶采用多重屏障纵深防御体系的深地质处置,实现与人类生活圈安全隔离()年以上。
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核设施退役的最终目标是()。
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下列选项中,关于孩设施退役说法错误的是()。
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下列核设施中,适合采用延缓拆除退役策略的是()。
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核设施退役前,进行源项调查,源项调查要求提供()。
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核设施退役源项调查的调查对象是()。
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核设施退役源项调査的主要方法有()。
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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成大块,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、厂址清污到什么水平,取决于退役终态()。
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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。
- 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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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
- 下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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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》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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下列选项中,符合《中华人民典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()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
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实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
- 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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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
- 下列选项中,符合《中华人民典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()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
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实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
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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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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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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有()。
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核与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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GBU806-2004《放射性物质安全运输规程》规定,下列()的涉及必须经国务院核安全监管部门审批。
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核设施退役的源项调查要求提供()。
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铀矿冶厂矿废气中的主要核素是()。
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按我国标准,含有半衰期大于60天,小于或等于5年(包括的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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下列选项中,属于三类放射性物品的有()。
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国家对放射性污染的防治,实行()的方针。
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按照国务院核安全监管部门的要求,()的裝运都必须经过批准。
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放射诊断中,控制工作人员和受检者的照射剂量,实现辐射防护最优化的措施有()。
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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有()。
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中子发生器的主要危害物是()。
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任何致电离辖射都会使空气发生辐射分解产生臭氧(03)和氮氧化物(NOx),其中03()。
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放射性废气处理中应特别重视α辐射核素,239Pu较多出现在(〉。
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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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下列选项中,属于一类放射性物品的有()。
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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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放射性废物固化体应满足()基本要求。-
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放射性废水处理方法中的蒸发法的特点有()。
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关于核技术利用放射性废物库,说法正确的有()。
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下列选项中,允许用工业货包运输的放射性物质的例子有()。
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对于加强放射性物品运输环节的管理,《放射性物质运输安全管理条例》作了()规定。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,放射性固体废物按核素半衰期和辐射类型分为()。
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伴生放射性矿的流出物中主要放射性核素是()。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,液体废物按其放射性浓度水平分为()。
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放射性废物按毒性分类可分为()。
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《放射性物质运输安全管理条例》要求,托运()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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在使用放射性同位素和放射源进行医学诊断和治疗时,要()。
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低、中放固体废物安全处置索要考的主要核素是()。
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按我闺标淮,含有半衰期今60天(包括125I)的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),()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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低、中放废物处置场覆盖层是处置场重要的保护和屏蔽措施,主要功能是()。
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核设施退役的源项调査为()提供依据。
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髙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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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(),这叫文件的深度和广度随着核设施的种类,规模大小而有不同的要求。
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放射性废物可以通过()降低放射性水平,最后达到无害化。
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废物最小化是指()可能实现的尽可能小。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限制应满足GB11806的相笑规定.()低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于4Bq/cm2。
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核电厂对流物的管控措施包括()。
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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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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
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下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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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》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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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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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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下列选项中,符合《中华人民典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()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
-
实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
-
我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
-
实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
-
在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
-
核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
-
按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
-
造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
-
铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
-
《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
- 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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对防氡密封材料的要求是()。
-
按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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下列选项中,符合《中华人民典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()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
-
实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
- 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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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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放射性废物减容的技术有()。
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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有()。
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核与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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GBU806-2004《放射性物质安全运输规程》规定,下列()的涉及必须经国务院核安全监管部门审批。
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核设施退役的源项调查要求提供()。
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铀矿冶厂矿废气中的主要核素是()。
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按我国标准,含有半衰期大于60天,小于或等于5年(包括的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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下列选项中,属于三类放射性物品的有()。
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国家对放射性污染的防治,实行()的方针。
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按照国务院核安全监管部门的要求,()的裝运都必须经过批准。
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放射诊断中,控制工作人员和受检者的照射剂量,实现辐射防护最优化的措施有()。
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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有()。
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中子发生器的主要危害物是()。
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任何致电离辖射都会使空气发生辐射分解产生臭氧(03)和氮氧化物(NOx),其中03()。
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放射性废气处理中应特别重视α辐射核素,239Pu较多出现在(〉。
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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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下列选项中,属于一类放射性物品的有()。
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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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放射性废物固化体应满足()基本要求。-
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放射性废水处理方法中的蒸发法的特点有()。
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关于核技术利用放射性废物库,说法正确的有()。
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下列选项中,允许用工业货包运输的放射性物质的例子有()。
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对于加强放射性物品运输环节的管理,《放射性物质运输安全管理条例》作了()规定。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,放射性固体废物按核素半衰期和辐射类型分为()。
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伴生放射性矿的流出物中主要放射性核素是()。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,液体废物按其放射性浓度水平分为()。
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放射性废物按毒性分类可分为()。
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《放射性物质运输安全管理条例》要求,托运()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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在使用放射性同位素和放射源进行医学诊断和治疗时,要()。
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低、中放固体废物安全处置索要考的主要核素是()。
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按我闺标淮,含有半衰期今60天(包括1251)的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),()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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低、中放废物处置场覆盖层是处置场重要的保护和屏蔽措施,主要功能是()。
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核设施退役的源项调査为()提供依据。
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髙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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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(),这叫文件的深度和广度随着核设施的种类,规模大小而有不同的要求。
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放射性废物可以通过()降低放射性水平,最后达到无害化。
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废物最小化是指()可能实现的尽可能小。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限制应满足GB11806的相笑规定.()低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于4Bq/cm2。
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核电厂对流物的管控措施包括()。
-
核能开发中产生长期环境影响的核素有()。
-
核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
-
为了保证核动力厂安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足,应根据批准的监督大纲()有关的系统和部件。
-
必须对堆芯状况进行监测,在反应堆()过程中,必须监测堆芯参数,以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件。
-
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)的典型事例有:()。
-
只有茌完成营运单位或国务院核安全监管部门认为必须的全部运行前试验,并且试验结粜获得()认可后,才允许进行初始装料。
-
对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念,这可以包括下述()层次。
-
为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果,保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合,以便实现下述目标:()。
-
辅助设施用于支持构成安全重要系统部分的设备时,它们的()必须与抖所支持的系统的可靠性相当。
-
《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求()。
-
防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位,.对火灾和爆炸的防护也以()的基本安全功能为主要目的。
-
核动力厂定期试验应该按照预先确定的周期进行。周期确定需要考虑下列因素()。
-
定期安全审査的范围必须考虑核动力厂的实际状况、()。
-
核动力厂在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能有()。
-
为提高核动力厂系统的可靠性可在设计中保持()独立性特征。
-
由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷,以及设备材料中难于检查出的缺陷,在运行阶段,一定的条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效。这样的条件至少包括()。
-
在确定核动力厂设计基准时,必须考虑核动力厂与环境之间的各种相互作用,包括()等因素。
-
反应堆功率控制要求某些控制元件动作迅速,及时补偿由于()引起的微小的反应性瞬态变化。
-
必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在整个设计运杆寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。考虑的环境条件必须包括()期间的变化。
-
到2011年年底为止世界商用核动力厂发生过严重事故的是()。
-
对于工况II事件,通常应用的验收准则为()。
-
必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到证明整个设计是平衡的,没有任何一个设施成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。
-
核动力厂正常运行限值和条件应包括()。
-
在各种核电厂安全壳失效模式中,特别重要的是事故发生前的()。
-
在()的设计基准中,必须采用保守的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内,并合理可行尽量低。
-
核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。
-
必要时,灭火系统必须能自动启动,系统的设计和布置必须保证往其出现()时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能,并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障淮则所采取的措施变得无效。
-
核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
-
根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()。
-
设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时,除满足其他安全要求外,还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持()的能力。
-
核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故的典型事例有:()。
- 可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质轻水堆往往以硼酸溶解往冷却剂内用作补偿控制。下列关于可溶毒物化学补偿控制说法正确的有()。
- 关于运行人员方面,运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的()的原则要求。
-
核动力厂运行限值和条件可以分为()。
- 把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()。
-
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)由于设计时已采取适当的措施,当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆,可防止事故的进一步扩大,不会()。
-
若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种先效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是()或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应.
-
为了保证防火屏障总的效果和可靠性,应尽量减少防火屏障的贯穿。()等应具有与防火屏障同等的耐火极限。
-
运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的,为核动力厂的安全运行列举的()等一整套规定。
-
根据核动力厂(),核动力厂的安全分析必须不断更新,并必须与当时的状态或竣工状态相一致。
-
在一级PSA中,集中关注()。
-
核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
-
为了保证核动力厂安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足,应根据批准的监督大纲()有关的系统和部件。
-
必须对堆芯状况进行监测,在反应堆()过程中,必须监测堆芯参数,以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件。
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核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)的典型事例有:()。
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只有茌完成营运单位或国务院核安全监管部门认为必须的全部运行前试验,并且试验结粜获得()认可后,才允许进行初始装料。
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对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念,这可以包括下述()层次。
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为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果,保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合,以便实现下述目标:()。
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辅助设施用于支持构成安全重要系统部分的设备时,它们的()必须与抖所支持的系统的可靠性相当。
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求()。
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防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位,.对火灾和爆炸的防护也以()的基本安全功能为主要目的。
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核动力厂定期试验应该按照预先确定的周期进行。周期确定需要考虑下列因素()。
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定期安全审査的范围必须考虑核动力厂的实际状况、()。
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核动力厂在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能有()。
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为提高核动力厂系统的可靠性可在设计中保持()独立性特征。
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由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷,以及设备材料中难于检查出的缺陷,在运行阶段,一定的条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效。这样的条件至少包括()。
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在确定核动力厂设计基准时,必须考虑核动力厂与环境之间的各种相互作用,包括()等因素。
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反应堆功率控制要求某些控制元件动作迅速,及时补偿由于()引起的微小的反应性瞬态变化。
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必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在整个设计运杆寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。考虑的环境条件必须包括()期间的变化。
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到2011年年底为止世界商用核动力厂发生过严重事故的是()。
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对于工况II事件,通常应用的验收准则为()。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到证明整个设计是平衡的,没有任何一个设施成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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核动力厂正常运行限值和条件应包括()。
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在各种核电厂安全壳失效模式中,特别重要的是事故发生前的()。
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在()的设计基准中,必须采用保守的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内,并合理可行尽量低。
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核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。
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必要时,灭火系统必须能自动启动,系统的设计和布置必须保证往其出现()时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能,并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障淮则所采取的措施变得无效。
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核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
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根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()。
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设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时,除满足其他安全要求外,还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持()的能力。
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核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故的典型事例有:()。
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可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质轻水堆往往以硼酸溶解往冷却剂内用作补偿控制。下列关于可溶毒物化学补偿控制说法正确的有()。
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关于运行人员方面,运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的()的原则要求。
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核动力厂运行限值和条件可以分为()。
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把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()。
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核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)由于设计时已采取适当的措施,当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆,可防止事故的进一步扩大,不会()。
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若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种先效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是()或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应.
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为了保证防火屏障总的效果和可靠性,应尽量减少防火屏障的贯穿。()等应具有与防火屏障同等的耐火极限。
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运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的,为核动力厂的安全运行列举的()等一整套规定。
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根据核动力厂(),核动力厂的安全分析必须不断更新,并必须与当时的状态或竣工状态相一致。
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在一级PSA中,集中关注()。
-
质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
-
下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
-
目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
-
核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
-
应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
-
质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
-
质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
-
下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
-
国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
- 下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
-
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》,将()纳入核安全监管体系。
-
营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
-
为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
-
核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
-
核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
-
质量保证部门的职能、活动包括()。
-
下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
-
为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
-
服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
-
《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
-
《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
-
核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
-
质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
-
1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
-
质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
-
《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
-
供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
-
《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
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下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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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》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。