首页
试卷库
试题库
当前位置:
X题卡
>
所有题目
>
题目详情
当需要迅速面可靠的动作来响应假设始发事件时,研究堆反应堆设 计必须设置自动触发装置,以使必要的()动作。
查看本题答案
包含此试题的试卷
注册核安全工程师《试卷三》真题及答案
点击查看
你可能感兴趣的试题
对于研究堆试验监督点管理调试A阶段监督重点为确认正常运行以及在预 计的运行事件期间和之后的工况下反应
在研究堆设计分析假设始发事件及其后果时事故必须按分 组以便只对每组中的极限事件进行定量分析
风险
类型
概率
后果
研究堆运行安全规定中研究堆一词包括
反应堆堆芯
实验装置
反应堆厂址内与反应堆有关的其它设施
反应堆厂址内与实验装置有关的其它设施
安全壳
研究堆运行安全规定规定任何一名都必须拥有充分的 职权使用紧急停堆按钮或等效装置以便出于安全目的而使反
反应堆运行人员
反应堆实验员
反应堆技术人员
A或B
2011年3月11日日本仙台以东海域发生大地震并引发海啸.海浪具有巨大的能致使褔岛核电站冷却系统受损
一级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
类型
频率
风险
概率
在研究堆设计分析假设始发事件及其后果时事故必须按分 组以便只对每组中的极附事件进行定量分析
风险
类型
概率
后果
世界上装机容量最多的核反应堆是
轻水反应堆;
重水反应堆;
石墨反应堆;
铍堆。
一级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
类型
频率
风险
状态
下列关于轻水反应堆的表述错误的是
轻水反应堆是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆
轻水反应堆是和平利用核能的一种方式
轻水反应堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种
轻水反应堆的建设研究威胁人类生存安全
当需要迅速而可靠的动作来响应时研究堆反应堆设计必须设 罝自动触发装置以使必要的安全系统动作
假设始发事件
预计运行瞬态
设计基准事故
严重事故
2011年3月11日日本仙台以东海域发生大地震并引发海啸.海浪具有巨大的能致使褔岛核电站冷却系统受损
2007年11月中国国务院已经正式批准了国家发展改革委上报的核电中长期发展规划2005-2020年这
热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆
快中子反应堆—热中子反应堆—受控核聚变堆
热中子反应堆—受控核聚变堆—快中子反应堆
受控核聚变堆—热中子反应堆—快中子反应堆
国家核安全局颁发研究堆建造许可证后许可营运单位才能开 始反应堆
建造
反应堆厂房基础混凝土浇灌
主要设备安装
以上三者均包含
以下关于核反应堆分类正确的是
按照核反应堆的用途可分为:热中子堆、快中子堆。
按反应堆采用的冷却剂分类:水冷堆、气冷堆、有机介质堆、液态金属冷却堆。
按反应堆采用的慢化剂分类:轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。
按核燃料的分布分类:天然铀堆、浓缩铀堆、钚堆。
2011年3月11日日本仙台以东海域发生大地震并引发海啸.海浪具有巨大的▲能致使褔岛核电站冷却系统受
研究堆运行安全规定规定研究堆反应堆操纵人员必须持有颁发的 反应堆操纵人员执照
国家核安全部门
能源局
省级生态环境保护部门
核能行业协会
我国核能发展史上具有理程碑意义的863计划能源领域重大项目―――中国实验快堆工程建设.快堆全称快中子
钾冷反应堆
钠冷快堆
铀反应堆
在压水堆中对堆芯损坏频率起主要贡献的是的始发事件
主蒸汽管道破裂事故
控制棒弹出事故
反应堆冷却剂泵卡死及泵轴断裂
一回路失水事故
在核电站中核反应堆是通过的方式来将核能释放出来的.在2011年日本大地震时福岛核电站冷却系统受损反
热门试题
更多
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造成的有效剂量每年 必须小于的剂量约束值
放射性物质安全运输规程所导出的特殊形式放射性物质的放射 性活度值用表示
放射性物质安全运输规程规定表面污染是指在表面上存有超 过一定量的放射性物质对所有其他非低毒性α发射体其量超过Bq/cm2
核动力厂环境辐射防护规定规定在发生选址假想事故时考 虑保守大气弥散条件规划限制区边界上的任何个人在亊故的整个持续期间内 可取30天通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量不得大 于
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂气载放射性流出物 必须经处理后经出烟囱释入大气环境
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放射性不超过 Bq/L
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过所批准的年排放总 量的
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的年度控制值是Bq/a
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂厂址半径km范 围内不应有10万人以上的城镇
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值是Bq/a
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂运行期间常规环境 γ辐射水平的调查范围的半径一般取km
核动力厂环境辐射防护规定规定在发生选址假想事故的整个 持续期间内厂址半径80km范围内公众群体通过烟云浸没外照射和吸入内照射 途径接受的集体有效剂量应小于人.Sv
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂常规环境辐射监测 大纲要根据环境监测的经验反馈监测技术进步以及厂址周围可能的环境变 化定期通常为年进行优化并报环境保护行政主管部门认可
核动力厂环境辐射防护规定规定在核动力厂时应考 虑未来便利于实施退役的要求制定初步退役计划
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂流出物监测对于 低于探测限的相关测量应通过实验分析进行合理估算确实无法估算的在排 放量统计时按探测限的取值进行
放射性物质安全运输规程的全部技术内容为
核动力厂坏境辐射防护规定规定核动力厂运行前的环境调 查环境γ辐射水平的调查范围的半径一般取km
放射性物质安全运输规程规定表面污染是指在表面上存有超 过一定量的放射性物质对β和γ发射体及低毒性α发射体其量超过 Bq/cm²
核动力厂环境辐射防护规定规定在发生选址假想事故时考 虑保守大气弥散条件非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任意小 时内通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25Sv
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
核动力厂环境辐射防护规定规定在核动力厂营运单位 必须制定环境监测大纲
放射性物质安全运输规程规定散货集装箱容积不大于 m 3
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂事故工况的环境影 响评价可采用设计基准事故在设计中应采取针对性措施使设计基准事故的 潜在照射后果符合下列要求在发生一次稀有事故时非居住区边界上公众在 事故后2小时内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到 的有效剂量应控制在mSv以下甲状腺当量剂量应控制在mSv以下
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂液态放射性流出物 的监测项目应包括和其他核素
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂放射性废物在暂存 库内暂存期限不应超过年
核动力厂环境辐射防护规定规定同一厂址后续建造的机组应 至少获得最近年的辐射环境水平现状调查数据
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外其他放射性核素浓度不 应超过Bq/L
核动力厂环境辐射防护规定规定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水平遵循可合理达到的尽量低的原 则在向审管部门申请放射性流出物排放量
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值是Bq/a
核动力厂环境辐射防护规定规定核动力厂的设计应来 用安全先进的生产工艺和设备合理选择和利用原材料尽可能实施废物的 循环利用尽量减少放射性固体废物的产生量
热门题库
更多
医疗救护员
无人机巡检工
注册核安全工程师
研学指导师
工业视觉系统运维员
超声波探伤工
铁路旅客运输
中级安全工程师金属冶炼安全
中级安全工程师建筑施工安全
活门装配工
机构装配工
农产品购销员
一级造价工程师
物流服务师
初级保险经济师
互联网营销师