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- 核设施退役涉及技术（）源项调查#
去污#
切割解体
运输
场地清污
- 中国核安全观是世界观和方法论,是高于态度和意识之上的观念,是（）。核文化
核安全#
核安全文化
核设施
- 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。（）装有易裂变材料的工业货包
装有易裂变材料的A型货包
装有50g六氟化铀的货包#
B型货包
C型货包
- 低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段（）规划选址#
区域调查#
厂址特性评价#
厂址确定阶段#
废物处置
- 营运单位质保大纲由（）批准。核动力厂将应急初始条件按其性质分（）国家核安全局#
核行业主管部门
地方环境保护部门
地方核主管部门
本单位法人辐射水平或放射性水平异常升高#
裂变产物屏蔽失效#
非计划紧急停堆
自
- 以下那种是UF6的尾气处理方法（）固体中和法
UF4吸收法#
氨还原法
氯气还原法
酸液洗涤法
- 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（）表面剂量报告#
废物货包等级报告
环境影响报告
退役审批报告
放
- 调节系统电子逻辑回路组成有那些（）核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数（）主控制回路#
辅助控制回路
整定值确定回路#
出力不一致回路#
控制棒驱动回路。#压力#
温度#
机械荷载#
循环次数#
瞬态值
- 环境影响报告表行政审批的时限（）热释光剂量计特点（）60
30#
20
15
10灵敏度高#
量程范围小#
重量小、体积小#
能量响应差
受环境影响大#
- 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括（）中国核安全观是世界观和方法论,是高于态度和意识之上的观念,是（）。乏燃料贮存密集化
临界安全控制参数与条件#
Keff操作限制选取：#
将燃料组件在水下由单层改为双层
往水中
- 核电厂运行限值和条件分几类（）安全限值#
安全系统整定值#
在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间。
正常运行限值和条件#
监督要求。#
- 矿井氡析出规律（）与粒度成正比,与品位成正比,与含水量成反比。
与粒度成反比,与品位成正比,与含水量成正比。
与粒度成反比,与品位成反比,与含水量成正比。
与粒度成反比,与品位成正比,与品位成正比,与含水量成正比
- 放射性废物管理以（）为核心,（）为目标。（）滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素（）防护、处置
安全、防护
安全、处置#
处置、防护
处置、安全基准水位#
极端洪水事件#
波浪影响以及江河洪水
潜在自然因素引起的
- 压水堆反应性控制主要通过改变（）实现燃料芯块数量
中子注量率
慢化剂浓度
控制棒在堆芯位置#
控制棒的数量
- 压水堆反应性控制主要通过改变（）实现高放废物的处置库,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（）404燃料芯块数量
中子注量率
慢化剂浓度
控制棒在堆芯位置#
控制棒的数量10
1
- 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（）水解反应#
局部冷凝
金属腐蚀#
氟油溶解
晶界转换
- 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（）水解反应#
局部冷凝
金属腐蚀#
氟油溶解
晶界转换
- 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。下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数（）营运单位保卫部门
营运单位监督部门
营运单位监督员
地区监督站负责#
地区环保部门压力
压力波
产生
- 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（）设施的分区布置#
设施的密封原则
气流组织
人流控制#
档案管理
- 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。外部自然事件
外部人为事件
设计基准外部自然事件
设计基准外
- 下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数（）导致堆芯严重损坏的初因事件（）压力
压力波
产生的飞射物#
地面振动
毒气释放失水事故后,失去应急堆芯冷却#
失水事故后,失去再循环#
失去公用水或失去设备冷却水#
全厂断
- 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。（）Z为90左右的重核,稳定核的中子和质子的比例约为（）装有易裂变材料的工业货包
装有易裂变材料的A型货包
装有50g六氟化铀的货包#
B型货包
C型货包0
川公网安备 51012202001360号