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核动力

101核动力厂营运单位应按照国家有关法律法规要求，委托具有（）的工程监理单位对核岛工程实施监理。
102核动力厂营运单位培训大纲必须规定对（）人员进行定期考核及定期再培训。
103俄罗斯ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》对对核电厂重要系统如（）等做出具体要求。
104国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动包括现场检查，由现场监督员进行的检查活动是（）。
105在异常事件后，核动力厂营运单位必须重新确认由于异常事件可能受影响的部件或系统的安全功能和功能完整性。必要的补救措施必须包括适当的（）。
106核动力厂场内应急计划的“总则”部分描述编制应急计划的目的，列出所依据的法规、规章标准和文件，说明应急计划的（）。
107核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能：保障在应急期间（）的通信联络和数据信息传输。
108核动力厂营运单位核事故应急准备，从（）开始，各阶段工作都要考虑核事故应急准备方面的要求。
109国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动涉及（）方面。
110核动力厂外部事件包括自然事件或人为外部事件。核动力厂外部事件的事例以及设计基准输入的确定通常要求核动力厂物项设计考虑附加的（）。
111日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6号、7号机组是先进的沸水堆（ABWR）。它是满足用户要求文件（URD）要求的有电厂运行经验的第（）代先进型核动力厂机组。
112核动力厂场内应急计划的“记录”部分应描逑对记录的基本要求和基本内容，包括（）应急计划的记录，应急响应的记录，以及应急终止与恢复阶段的记录。
113核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计，技术安全目标可以归纳对（）个基本核安全功能的保证（即提供必要的手段）。
114《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）规定：核动力厂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（）mSv剂量约束值。
115失水事故后恢复期内需考虑的地震随机组合，其严重程度可按（）核动力厂设计基准地震计。
116AP1000核动力厂满足URD要求，其设计严重事故下大量放射性物质释放频率<（）/堆年。
117核动力厂场内应急计划的“核动力厂及其环境概况”部分应标出（）。
118核动力厂在为响应某一假设始发事件而不需要立即动作的情况下，可允许手动启动系统或操纵员的其他行动，条件是需要有足够的时间来判断这种行动的必要性和确定合适的（）规程，以保证这些行动的可靠性。
119核动力厂核裂变每次产生总能量约（）MeV。
120核动力厂严重事故必须采用（）相结合的方法来考虑这些严重事故序列，针对这些序列确定合理可行的预防或缓解措施。
121可以在核动力厂使用的反应堆堆型有（）。
122核动力厂事故后果超越场区边界，场外某个区域的放射性照射水平大于（），应宣布场外应急状态。
123下列关于核动力厂营运单位与国务院核安全监管部门的关系说法正确的是（）。
124第三代核动力厂包括了改革型的能动（安全系统）核动力厂和先进型的非能动（安全系统）核动力厂，并完成了（），它们将成为下一代（第三代）核动力厂的主力堆型。
125按国际原子能机构（IAEA）推荐的核与辐射事件分级表（INES），法国圣洛朗核动力厂核反应堆一燃料通道熔化，没有放射性向场外的释放属于（）级核事故。
126国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管在例行/非例行检查结束后，检查组编制检查报告，由国务院核安全监管部门批准并发送核动力厂营运单位，（）将跟踪检查其实施情况。
127核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析，燃料Doppler反应性系数取±（）%不确定性。
128欧洲压水堆（EPR）体现了法德两国超过1300堆年的核动力厂运行经验，采纳了法德两国最新投入的N4和KONVOI反应堆所应用的新技术，在核动力厂（）方面进行了改进。
129核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计，技术安全目标必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后的（）提供必要的手段。
130核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析，慢化剂温度（密度）反应性系数取±（）%不确定性。
131国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动的文件审查包括（）。
132必须考虑到在（）的核动力厂状态下的设备老化和磨损效应。
133核动力厂汽轮机有全速和半速之分，（）MW以上机组，多数属半速机组。
134对于较快核动力厂一回路水体积的负荷变化，如每分钟±5%额定功率的线性功率变化，或±10%额定功率的功率阶跃改变，（）承担容积补偿。
135调试阶段质量保证大纲的编制依据有（）。
136所谓割集是故障树底事件集合的一个子集合，对于核动力厂安全系统不允许有（）阶最小割集。
137核动力厂在建造或运行方面，纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证，这些分析和验证文件也被称为（）文件。
138《核动力厂质量保证安全规定》规定：对于严重的有损于质量的情况，必须用（）阐明其鉴别、起因和所采取的纠正措施，并向有关各级的管理部门报告。
139概率安全评价（PSA）在核动力厂运行中的应用体现在可以为维修、试验和检查等活动确定合理的（），使核动力厂的这些活动在较低的风险水平下进行。
140核动力厂的机械设备分为（）。
141AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（）/堆年。
142为确定核动力厂保护参数的动作（），必须进行安全分析。
143下列关于第三代核动力厂说法错误的是（）。
144鉴于核动力厂严重事故时往往伴有大量放射性废气释放和废水产生，核动力厂（）时应该考虑并安排应对放射性废气和废水外泄的管控及滞留措施，以期万一核动力厂发生严重事故时，能有效减少放射性废物的排放量。
145核动力厂场外应急计划（预案）必须切实可行而又周密严谨，其重点内容包括落实各项管理措施，确保应急响应的（）。
146安全分级必须在核动力厂不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的（），以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不会蔓延到划分为较高级别的系统。
147我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定，核动力厂营运单位应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平；在申请（）时应提交修改后的应急行动水平供审评。
148福岛事故后，国务院核安全监管部门对运行和在建核动力厂进行了一次较全面（包括核事故应急准备）的核安全大检查属于（）。
149核动力厂事故工况的辐射防护设计目标是把核动力厂可能释放的放射性物质给公众带来的风险以及由于这些释放和直接照射给厂区人员带来的风险限制在（）的水平。
150应特别注意保证核动力厂运行规程与其预期的（）相一致。
151核动力厂通信系统在应急情况下应有（）的能力。
152核动力厂所有与将来退役有关的重要资料都应该适当（），以便于将来使用时检索。
153核动力厂宣布进入（）状态时，场内非应急人员应从场区撤离。
154核安全设备活动的申请单位进行具体核安全设备活动前，向（）提交《申请单位项目核安全设备活动质量保证分大纲》。
155核动力厂应急响应能力的保持包括（）。
156核动力厂的设计必须是对范围广泛的（）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一层次或至多不超出第二层次的措施。
157第二代核动力厂主要是实现核电商业化、标准化、系列化、批量化，以提高（）。
158对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围，通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA确定核动力厂造成（）的事件系列，并作出定量化分析，求出各事件序列的发生频率，给出反应堆每运行年发生的概率。
159核动力厂标准技术规格书把监督要求应用分为4类。除了监督要求（）规定的以外，不能在规定的频度内执行监督就是不满足正常运行限制条件。
160核动力厂调试阶段，营运单位必须对放射性排出流排放进行（），证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。
161国核安函[2011]52号文件提出模拟件的施工图纸和制作技术要求可由（）。
162核动力厂标准技术规格书把正常运行限制条件应用分为6类，正常运行限制条件Ⅲ适用于（）模式。
163AP1000核动力厂非能动安全系统仅仅利用自然力因素，例如（）来使系统工作，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷水机或其他能动部件。
164核动力厂1kg裂变材料完全裂变将产生（）裂变。
165核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能：具有向（）进行实时在线传输核动力厂重要安全参数的能力。
166在核动力厂场外应急响应期间，省级场外应急指挥部在场外核应急指挥中心（）场外所有应急响应行动。
167核动力厂的补给水系统中的（）可以减少核动力厂向环境排放的废水量。
168在核动力厂停堆后，主要的辐射源是来自裂变产物和活化产物的（）辐射。
169核动力厂必须根据（）的政策和国务院核安全监管部门的要求制定全面地适用于正常运行、预计运行事件和事故工况下的运行规程。
170地震危险性分析是为核动力厂提供有关地震危险性的（）。
171核动力厂营运单位和核动力厂所在省的核应急组织所准备的应急支援力量与物资器材，在其他核设施发生核事故或发生其他辐射紧急情况时，（）亦将根据需要调用，实施应急支援。
172（）是迄今人类受到电离辐射照射的最主要来源。
173核动力厂营运单位应在签署核岛工程总承包合同前1个月，将确认的核动力厂核岛工程总承包单位上报国务院核安全监管部门（）。
174核动力厂营运单位编制的场内应急计划在经过（）的预审后，正式报国务院核安全监管部门审查，经批准后才正式生效。
175一个核动力厂的事故始发事件在数量上是很大的，对于（）相同的各个始发事件，应该分在同一组内加以统一分析。
176AP1000核动力厂非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解（）。
177核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责是（）。
178核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应概要说明对应急计划进行评议和修改的（）。
179核动力厂物项的质量保证等级的划分可以有（）种办法。
180概率安全评价（PSA）所考虑的核动力厂始发事件的确定可以采取（）种方法。
181核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向（）报告事故情况。
182《核动力厂质量保证安全规定》规定：“采取适当的措施，以保证鉴别和纠正有损于质量的情况，例如（）以及其他方面的不符合项。
183在核动力厂（），须编制完备的应急计划、相关技术支持性文件及必要的实施程序，并切实落实各项应急准备措施。
184核动力厂的设计，包括后来的变更或安全的改进，必须（）。
185核动力厂退役所产生的废物量相当于其运行所产生的废物量的总和，而极低放废物所占的比例要占核动力厂退役废物量的（）%。
186营运单位必须制定评价和改进核动力厂培训大纲的（）。
187核动力厂的补给水系统中的（）提供给要求无氧和无放射性的系统和设备，用于冲洗、浸泡等。
188必须（）有关核动力厂维修、试验、监督和检查的数据，以确认性能符合设计假设和对设备可靠性的预期。
189欧洲压水堆（EPR）（）的安全系统使预防性维修得到了优化。与当前核动力厂相比，在运行期间可以完成系统部件的试验和维修，即可进行不停运的日常保养维护。
190《核动力厂质量保证安全规定》规定：“采取适当的措施，以保证（）有损于质量的情况，例如故障、失灵、缺陷、偏差、有缺陷或不正确的材料和设备以及其他方面的不符合项。
191核动力厂（）%以上的放射性物质被包容在反应堆内。
192在我国的核安全法规HAF102《核电厂设计安全规定》中明确规定：“核动力厂布置必须便于进行标定、试验等活动，并能按照与所执行的安全功能的重要性一致的标准进行，同时系统可用性没有显著减少，但（）不至于受过量的照射。
193核动力厂废水多用水过滤器直接过滤除悬浮物和颗粒物，去污因子DF=2-10，常用作（）法的预处理。
194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。
195核动力厂场内应急计划的“应急通信、报告与通知”部分应描述对应急通信系统的基本要求包括（）。
196核动力厂余热排出系统（也称为停堆冷却系统）排出的是（）。
197AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组净电功率约（）MW。
198下列关于欧洲压水堆（EPR）的应急给水系统（EFWS）说法错误的是（）。
199纵深防御概念必须在核动力厂设计过程中加以体现：（）。
200AP1000核动力厂满足URD要求，其设计非能动安全系统保证了在事故发生后，操作员可不干预时问至少为（）h。
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