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《核动力厂环境辐射防护规定》规定:运行状态下,热功率3000MW 的轻水反应堆,液载放射性流出物中14C的年度控制值是()Bq/a。
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核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下任何厂址的所 有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人
0.25mSv
2.5mSv
0.25Sv
2.5Sv
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下营运单位应针 对核动力厂厂址的环境特征及放射性废物处理工艺技术
1
2
3
5
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的重水反应堆液载放射性流出物中14C的年度
7.5×10¹³
3.5×10¹⁴
1.5×10¹¹
2×10¹¹
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的重水反应堆液载放射性流出物中氚的年度控制
7.5×10¹³
3.5×10¹⁴
1.5×10¹¹
2×10¹¹
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下对于内陆厂 址槽式排放应保证排放口下游1km处受纳水体中总β放
0.1
1
10
100
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下核动力厂的年 排放总虽应按季度和月控制每个季度的排放总量不应超
1/2
1/3
1/4
1/5
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的轻水反应堆气载放射性流出物中14C的年度
7×10¹¹
1.6×10¹²
1.5×10¹²
4.5×10¹⁴
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下对于内陆厂 址槽式排放应保证排放口下游1km处受纳水体中氚浓度
0.1
1
10
100
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的轻水反应堆液载放射性流出物中氚的年度控制
7.5×10¹³
3.5×10¹⁴
1.5×10¹¹
2×10¹¹
核动力厂设计安全规定规定保证在所有运行状态下核动力厂 内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性
总目标
辐射防护目标
技术安全目标
纵深防御要求
核动力厂核安全的辐射防护目标是
保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低
保证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
保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低
防止人员、公众和环境接受超剂量的照射
保证减轻任何事故的放射性后果
核动力厂设计安全规定规定核动力厂核安全的辐射防护目标 是保证在状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动
正常运行
预计运行事件
事故工况
所有运行状态
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的重水反应堆气载放射性流出物中氚的年度控制
7×10¹¹
1.6×10¹²
1.5×10¹²
4.5×10¹⁴
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下核动力厂的年 排放总量应按季度和月控制每个月的排放总量不应超过
1/2
1/3
1/4
1/5
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的重水反应堆气载放射性流出物中14C的年度
7×10¹¹
1.6×10¹²
1.5×10¹²
4.5×10¹⁴
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下对于内陆厂 址槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和14C外其他
100
500
1000
5000
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下核动力厂必须 按每堆实施放射性流出物的控制
日排放总量
日平均排放量
年排放总量
年平均排放量
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下对于滨海厂 址槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和14C外其他
100
500
1000
5000
核动力厂环境辐射防护规定规定运行状态下热功率3000MW 的轻水反应堆气载放射性流出物中氚的年度控制
7×10¹¹
1.6×10¹²
1.5×10¹²
4.5×10¹⁴
核动力厂设计安全规定规定核动力广核安全的辐射防护目标 是保证在所有运行状态下的辐射照射或由于该核动力
核岛
反应堆厂房
核动力厂内
核动力厂内和厂外
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设计基准事故是指按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的 那些事故工况并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在限值 以内
民用核安全设备无损检验人员资格证书由颁发
核材料管制条例实施细则规定核材料许可证持有单位法人代表 对所持有的核材料负有责任
同时申请领取民用核安全设备设计和制造许可证的单位应当在模 拟件制作过程中完成相应的试验
负责核准民用核安全设备无损检验人员的资格核准在国内从 事无损检验活动的境外人员的资格并组织对民用核安全设备无损检验人员及 相关考核活动的监督检查
持有中华人民共和国研究堆操纵员执照或高级操纵员执照 的人员方可担任类研究堆正副值长和运行部主任或相当的技术职 务
申请研究堆首次装料批准书需在首次装料前个月提交研 究堆运行试验和应用规程清单
假设始发事件是指设计期间确定的可能导致及其后续故障效应 的事件
保护系统是由各种电器件机械器件和线路从传感器到执行机构 的端组成的产生与保护功能相联系的系统
事故工况是指以状态的形式出现的事故事故工况下放射性物 质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受限值以内
国务院核安全监管部门对申请领取民用核安全设备设计制造安 装或者无损检验许可证单位提交的申请文件应当自受理之日起个工作日内 完成审查
用于保证反应堆安全停堆从堆芯排出余热或限制预计运行事件和 事故工况的后果的系统称为系统
ⅡⅢ类研究堆每个运行值班中必须有名持照人员其中至少 应有一名持有研究堆高级操纵员执照
事故管理是在发展过程中所采取的一系列行动
民用核安全设备焊工焊接操作工考试用试件的坡口表面和坡口两侧 各mm范围内应当清理干净去除铁屑氧化皮油锈和污垢等杂物
申请领取民用核安全设备制造或者安装许可证的单位应当根据其 申请的设备类别核安全级别活动范围制造和安装工艺材料牌号结构 型式等制作具有代表性的
核电厂操纵人员执照的有效期为三年欲延长其有效期者必须办 理换发新执照手续离开本职工作以上者原有执照自行失效
民用核安全设备无损检验人员资格核准委员会委员应当具有年 以上相关管理工作经验或者高级专业技术职称能准确理解并严格执行国家有 关法律法规和标准
民用核安全设备焊工焊接操作工考核中心的人员组成至少包括工 程师职称以上的专职焊接专业技术人员名
核电厂核事故应急管理条例实施细则之一核电厂营运单位的应急 准备和应急响应适用于核电厂营运单位的应急准备和应急响应活动以及国 家核安全部门对这些活动的
申请领取民用核安全设备设计制造安装或者无损检验许可证的 单位应当有与拟从事活动相关或者相近的工作业绩并且满年以上
申请注册登记的民用核安全设备活动境外单位使用的民用核安全 设备设计制造安装和无损检验技术是的
研究堆操纵人员执照分为研究堆
国务院核安全监管部门可以根据需要设立民用核安全设备焊工焊 接操作工资格委员会具体履行相关职责
持有中华人民共和国研究堆高级操纵员执照的人员方可担任 类研究堆正副值长和运行部主任或相当的技术职务
申请民用核安全设备焊工焊接操作工考试的焊工焊接操作工应当 具有或者以上学历
民用核安全设备焊工焊接操作工考核中心应具有5年以上的核级焊 工焊接操作工考核业绩且考核焊工焊接操作工不少于人次
对民用核安全设备设计制造安装和无损检验活动实施监督 管理
申请研究堆首次装料批准书需在首次装料前个月提交研究堆营运单位拥有核材料许可证的证明
核电厂核事故应急管理条例实施细则之一核电厂营运单位的应急 准备和应急响应规定在核电厂阶段应对核电厂事故状态包括严重事 故及其后果作出分析对厂内的应急设施应急设备和应急撤离路线作出安 排
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