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[主观题]

在核动力厂应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应有概要的描述，在程序中应说明堆芯损伤状况与

一回路冷却剂中()参数的关系。

A.放射性核素比活度

B.安全壳γ辐射水平

C.堆芯裸露时间

D.以上三者均包含

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第1题

概率安全评价(PSA)在事件序列定量化分析中，利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析，集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期大释放频率LERF。在这种分析中，要做到识别出对CDF起明显作用的贡献者，如()。

A.始发事件

B.事件序列

C.基本事件

D.设备不可用度

E.人因失效事件

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第2题

GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值，对于压水堆核电厂，区域范围的确定一般

应考虑反应堆()的大小。

A.堆芯

B.热功率

C.燃料元件活度

D.放射性物质含量

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第3题

为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料，必须在装料前预先规定系统、设备、文仵和人员的先决条件。必须在()的基础上明确地陈述这些先决条件，并记录在文件上。

A.核安全管理要求

B.技术要求

C.安全分析报告

D.质量保证要求

E.应急要求

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第4题

对核动力厂应急准备状况的检查中，对核事故应急演习有效性的评价包括应急演习（)是否符合核安全法规要求。

A.计划

B.程序

C.频度

D.范围

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第5题

核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应说明在应急状态下，如何根据监测结果对操作干

预水平进行修改的原则与方法，在附件中给出针对本核动力厂及()特点建立的操作干预水平。

A.厂址

B.设计

C.运行

D.应急

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第6题

我国现正运行的核动力厂均为一址多堆。一址多堆厂址的应急计划区应有统一的考虑，其范围应包括对每

一反应堆机组所确定的应急计划区的范围，其边界可以是各机组应急计划区边界的()。

A.分维数

B.曲线簇

C.包络线

D.集合

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第7题

概率安全评价(PSA)在核动力厂运行中的应用体现在概率安全分析的结果能够为()提供很好的帮助，也能为核动力严重厂事故管理、应急计划的制定和评价提供合理的依据。

A.评价待解决的安全问题

B.评价运行事件

C.发展运行规程

D.改进应急运行程序

E.操纵员培训

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第8题

各国对核动力厂事故应急措施的研究重点是（)。A.严重事故机制及源项B.建立和完善事故监测及应急评

各国对核动力厂事故应急措施的研究重点是()。

A.严重事故机制及源项

B.建立和完善事故监测及应急评价系统

C.对各种应急行动进一步进行代价-利益分

D.核动力厂事故工程补救措施及工程抢险技术

E.辐照损伤的快速鉴别和诊断技术

F.严重放射性损伤病人的抢救和治疗

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第9题

GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值：对于压水堆核电厂，在符合安全准则的前

提下，其烟羽应急计划区“内区”的区域范围，一般应考虑反应堆热功率的大小，在以反应堆为中心、半径()km的范围内确定。

A.1-3

B.3-5

C.5-7

D.7-10

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第10题

核动力厂场内应急计划的“事故后果评价”部分应描述事故后果评价的目的、任务和主要工作内容，包括()。

A.事故工况评价

B.堆芯损伤评价

C.工作场所辐射水平监测与评估

D.场内场外辐射水平监测与评估

E.场外辐射后果的预测与评价

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