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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（）核反应堆热工力学的性质主要取决于（）下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数（）A领导关系线
部门关系线#
职能关系线#
质量监督关系线#
质保监查关系#冷却剂#
核燃
- 以下那种是UF6的尾气处理方法（）下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点（）：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
- 影响最终热阱的水文因素包括（）聘任为用电检查职务的人员,应具备（）条件。低水位的考虑#
高水位的考虑#
最终热阱的可用水温
影响最终热阱可靠性的其他因素
最终热阱的可用流量#作风正派,办事公道.廉洁奉公；#
已取
- 低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段（）重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍,吸收中子最弱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。设计基准地震动分两个级别SL—
- 滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素（）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（）放射性废气中可能含有（）营运单位质保大纲由（）批准。基准水位#
极端洪水事件#
波浪影响以及江河
- 核电厂选址必须考虑的基本因素（）矿井氡析出规律（）保护公众和环境免受放射性释放所引起的过量辐射影响。
厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件
确定厂址以及厂址与设施之间的适应性#
可能影响所释放的放射性
- UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化,反应器设计关键（）氟气利用率,良好气——固相接触。
最适宜的温度分布,良好气——固相接触。#
最适宜的温度分布和密闭性。
氟气利用率和密闭性E.密闭性和良好气——固相接触。
- 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承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据（）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
- 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。3个月
6个月
12个月
18个月#
24个月
- 核设施退役涉及技术（）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（）分离功乏燃料贮存设施的核临界安
- 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
- 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（）系统包容性降低或恶化#
辅助系统支持能力减弱,风、电、气、水等的提供要新建
- 核电站工艺废气中主要核素（）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。放射性废气中可能含有（）85kr#
90Sr#
133Xe
133I
14C60
- 高放玻璃固化必须关注安全问题（）矿井氡析出规律（）核设施退役涉及技术（）高放废液提取,泵送和进料安全性#
熔炉运行和维修的安全性#
产品浇注的安全性#
尾气处理的安全性#
高放废物处置的安全性与粒度成正比,与品
- 表征放射源的基本参数（）在国际核能史上,（）成为发生频率最高事故。放射性废气中可能含有（）乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括（）中国核安全观在核安全领域的行动落实和具体体现是（）。辐射类型
放射性活度#
- 热释光剂量计特点（）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#
- 实物保护设计要求包括哪些（）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（）原子物理学的主要内容是（）。探测
响应
均衡防护#
冗余原则
有效性和完整性#意外开口#
安全
- 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（）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。（）核电厂安全监督包括（）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
- 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括（）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（）为提高堆总输出功
- 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（）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。铀选冶厂尾矿废渣产生率（）质量保证工作职责分配要
- 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（）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,在
- 铀浓缩的核安全问题包括（）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（）废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物（）核电厂建立营运单位组织机构时,必须考
- 承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据（）《质量安全规定》并参考其有关导则
被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。
《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施
- 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
- 核反应堆按中子能谱分,快中子堆,堆内必须有足够慢化剂。a粒子的射程很短,以5Mev的a粒子为例,a放射性核素都是极毒类,体内最大容许积存量只有（）左右。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
- 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,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
- 核动力厂将应急初始条件按其性质分（）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（）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
自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素#
系
- 聘任为用电检查职务的人员,应具备（）条件。对于高放废物普遍接受的处理方法,多用（）法。放射性废物管理以（）为核心,（）为目标。（）1986年,（）发生重大核事故,堆芯严重损毁、大量放射性物质向环境释放,成为“人
- 紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护（）承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据（）核动力厂主要调试阶段试验（）低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段（）10Msv
100Msv
110Msv
10mGY
100mGY#《质量安全规定
- 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（）天然铀监测,排放废水的铀用什么方法检测（）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
- 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括（）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（）中国核安全观是我国基于国际环境、现实国情、客观条件和（）提出的（）。乏燃料贮存密集化
临界安
- 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
- 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（）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,
- 天然存在的核素的个数为（）280
332#
1600
2000
- 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（）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）（）下面那些属于工况Ⅳ——极限事故（）核电厂选址
- 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
- 核动力厂主要调试阶段试验（）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。气体离心法单级分离能力主要取决于（）和周边线速度。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
- 核电厂建立营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能（）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。废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物（）决策职能#
运行职能#
支持职能#
- 核电厂安全监督包括（）12Kg的锂,属于几级核材料（）160核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数（）检查#
处理#
罚款
处罚#
强制命令#特级
1级
2级
3级#
4级压力#
温度#
机械荷载#
循环次数#
瞬态值
- 核电厂运行限值和条件分几类（）10个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途（）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
川公网安备 51012202001360号