核安全

• 301、

  强调并推行所期望的工作行为

• 302、

  推广预防失效产生的价值观

• 303、

  促进预防事件发生的价值观文化的建立。

• 304、

  探索的工作态度

• 305、

  严谨的工作方法

• 306、

  互相交流的工作习惯

• 307、

  以充分交流创造相互了解的工作氛围

• 308、

  提前干预失效状态

• 309、

  确认纵深防御屏障的完整性

• 310、

  持续不断地改进自己的工作能力

• 311、

  安全/质量意识

• 312、

  职业道德

• 313、

  根据《核安全文化》（INSAG-4），推进核安全文化应遵循以下原则：

• 314、

  一些重要的核安全文化理念

• 315、

  安全文化的理念可以在下述活动中得到充分的应用，并使可能许多实践中得到推动和发展：

• 316、

  IAEA安全文化评价组提供的支持

• 317、

  核安全文化的发展阶段

• 318、

  核电站——核安全文化建设

• 319、

  核安全文化建设

• 320、

  营运单位的安全管理体系

• 321、

  核辐射扩散范围有多广？

• 322、

  身边的辐射剂量知多少？

• 323、

  吃什么东西对抗辐射效果好？

• 324、

  遭遇核辐射应该怎么办？

• 325、

  体外照射的防护原则

• 326、

  体内照射的防护原则

• 327、

  服用碘片防辐射的机理

• 328、

  核电站安全吗？

• 329、

  核安全文化的内涵

• 330、

  核安全文化的有形导出

• 331、

  核安全文化的培育

• 332、

  在ISO9000质保体系中，公司不合格品按Qn/BB680.001《产品质量重要度分级》文件规定分成

• 333、

  ISO9001质量管理体系体系审核分为三类：即

• 334、

  变压器制造特殊工艺过程包括

• 335、

  符合项的处置方式分为：

• 336、

  “NCR”此缩写指（）

• 337、

  质保监查包括（）

• 338、

  设计接口程序中应规定（）

• 339、

  核电质保体系文件层次及记录强调“落地”，即有依据，可追溯，ISO9001强调过程方法和持续改进，不要

• 340、

  核电质量计划选择监督点的原则：一是应将关键工序和关键检验、试验选作监督点；二是要根据部件质保级的高低

• 341、

  对被监查方的每个错误，监查人员可给出相应的处理意见，如“纠正措施要求（CAR）”或“观察意见（OBS

• 342、

  国家核安全局对核设施营运单位和核安全设备活动单位作监督监查；必要时，也可以在营运单位陪同下，对承（分

• 343、

  核电质保体系强调核安全文化，一个企业的质量保证体系能否很好的建立，质量保证大纲能否有效的实施，其关键

• 344、

  所谓质量保证简单说来是为了保证物项和服务的质量所要采取的一套措施，在核电质量保证法规中包括14章，其

• 345、

  总的核安全目标

• 346、

  核安全基本原则纵深防御

• 347、

  设计基准事故

• 348、

  构筑物、系统和部件的可靠性设计要求

• 349、

  核电可接受的风险值

• 350、

  识别始发事件的方法

• 351、

  故障树分析中的基本元素

• 352、

  辐射防护的目的

• 353、

  对任何辐射工作人员的剂量控制

• 354、

  对公众的剂量控制

• 355、

  反应堆堆芯中的辐射源

• 356、

  压水堆主冷却剂水中放射性物质的来源为

• 357、

  国家核应急工作方针

• 358、

  国家核应急工作原则

• 359、

  国家核应急组织

• 360、

  应急状态分为四级：

• 361、

  三哩岛事故的经验教训

• 362、

  切尔诺贝利事故的经验教训

• 363、

  福岛核事故的教训

• 364、

  对民用核设施中的核级部件和设备在设计、制造、质量控制和监管等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊

• 365、

  反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总

• 366、

  核安全3级主要是指下述一些系统的设备：

• 367、

  反应堆压力容器

• 368、

  反应堆冷却剂泵

• 369、

  泵壳

• 370、

  叶轮

• 371、

  什么是泵轴

• 372、

  热屏蔽是什么

• 373、

  主泵轴承

• 374、

  核电厂的风险来自于

• 375、

  固有安全性是指

• 376、

  列举反应堆系统中固有安全特性的应用实例

• 377、

  列举几种极限事故：

• 378、

  安全壳喷淋系统有两种运行方式，即

• 379、

  导致安全壳早期失效的原因

• 380、

  导致安全壳晚期失效的原因

• 381、

  放射性物质向主回路系统的释放机理有：

• 382、

  严重事故管理的内容包括

• 383、

  设计基准事故

• 384、

  严重事故

• 385、

  三大安全功能

• 386、

  堆芯时间常数

• 387、

  主回路时间常数

• 388、

  30分钟不干预原则

• 389、

  汽腔小破口事故

• 390、

  堆芯重新定位机理

• 391、

  我国对核电站规定了哪三个安全目标？

• 392、

  维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？

• 393、

  什么是ATWS事故，在安全分析报告中为什么要考虑ATWS事故？

• 394、

  什么是确定论的安全分析？它是基于怎样的假设前提下进行分析的？

• 395、

  我国的核电站事故分类

• 396、

  核电厂风险评价的任务

• 397、

  核电厂PSA结论

• 398、

  超瞬发临界瞬变

• 399、

  产生功率振荡的原因

• 400、

  设计基准事故

• 401、

  严重事故

• 402、

  三大安全功能

• 403、

  堆芯时间常数

• 404、

  主回路时间常数

• 405、

  30分钟不干预原则

• 406、

  汽腔小破口事故

• 407、

  堆芯重新定位机理

• 408、

  核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）

• 409、

  我国对核电站规定了哪三个安全目标？具体内容是什么？

• 410、

  维持一回路自然循环对压水堆核电站的运行有什么作用？建立自然循环流动必须具备的条件是什么？

• 411、

  什么是ATWS事故，在安全分析报告中为什么要考虑ATWS事故？

• 412、

  什么是确定论的安全分析？它是基于怎样的假设前提下进行分析的？

• 413、

  主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。

• 414、

  如何区分蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和小破口失水事故。

• 415、

  冷管段大破口和热管段大破口会出现几个包壳峰值温度？出现时间和大小有何不同？

• 416、

  大破口事故中__安注系统在事故中起何作用？为什么？

• 417、

  欠热卸压和饱和卸压阶段如何界定？

• 418、

  为什么不需要紧急停堆系统动作？

• 419、

  操纵员不干预时蒸汽发生器传热管破裂事故的趋向工况及其危害性，操纵员干预时的主要干预内容及其出发点。

• 420、

  给水丧失未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）的物理过程。

• 421、

  自然循环维持阶段

• 422、

  ATWS缓解系统启动线路（AMSAC）的功能及其出发点。

• 423、

  热电偶至少（）要标定一次，必要时应更换。

• 424、

  涂料喷涂前型筒内壁确保清理干净，以免浇注时涂料脱落造成缺陷。（）

• 425、

  离心铸造机运行状况的好坏将直接影响直管质量。如：离心机运行不平稳，将造成直管出现（）缺陷。

• 426、

  停机后将型筒连同直管吊至地面上水平放置，当直管在型筒内自然冷却至（）再进行脱模。

• 427、

  浇注时（），中途不得断流。

• 428、

  为了防止空气中的氧气侵入钢水中造成二次氧化夹杂缺陷，在浇注阶段进行（）保护。

• 429、

  所有铸造弯头、铸造斜接管、离心铸造直管和接管用锻棒固溶处理的下道工序是（）。

• 430、

  不锈钢固溶处理的保温温度为（）。

• 431、

  对于尖锐伤痕以及不锈钢容器防腐蚀表面的局部伤痕、刻槽等缺陷应予修磨，修磨范围的斜度至少为（）

• 432、

  根据核电主管道机加工工艺规程的规定，核电专用刀具尾部刷有（）油漆。

• 433、

  放射性治疗能否有效的杀死癌细胞取决于癌细胞对射线的敏感度。敏感度是以哪两个参数来衡量的？（）

• 434、

  医疗照射的辐射防护基本原则包括：（）

• 435、

  放射源

• 436、

  放射性污染

• 437、

  辐射事故

• 438、

  放射源转让