通用系列-HAF003
HAD102-07核电厂堆芯的安全设计
HAD102-07核电厂堆芯的安全设计HAD102/07核电厂堆芯的安全设计(1989 年 7 月 12 日国家核安全局同意公布)本导则自觉布之日起实行本导则由国家核安全局负责解择1引言 ........................- 6 -1.1概括 ....................- 6 -1.2范围 ....................- 6 -1.3堆芯和有关设备的范围 . .......- 7 -2安全设计原则 .....................- 8 -2.1总则 ....................- 8 -2.2中子物理和热工水力设计的基本考虑 -11 -2.3机械设计的基本考虑 . (12)3堆芯设计要求 (14)3.1燃料元件和燃料组件 . (14)燃料元件的设计要求 - 14 -燃料组件机械方面的安全设计要求 (19)3.2冷却剂 (23)轻水 (24)重水 (25)二氧化碳 (26)3.3慢化剂 (26)轻水 (27)重水 (27)石墨 (28)3.4 反响性控制手段 . (30)反响性控制手段的种类 -31 -最大反响性价值和反响性引人速率 (31)整体功率和局部功率控制 -32 -可燃毒物的影响 (33)辐照效应 (33)3.5堆芯监测系统 (33)3.6 反响堆停堆手段 . (36)停堆手段的种类 (38)靠谱性 (39)停堆和保侍停堆的有效性-40 -停堆速率 (42)环境考虑 (44)3.7堆芯及有关构造 (45)反响堆冷却剂压力界限 -46 -反响堆堆芯组件支承构造-47 -燃料组件支承构造 . - 48 -停堆装置和反响性控制装置的导向构造 (48)堆内仪表支承构造 . - 49 -其余堆内构件 (50)退伍考虑 (50)3.8堆芯管理 (51)安全限值 (51)反响堆运转设计资料 - 52 -反响堆堆芯剖析 (53)燃料装卸系统 (55)3.9瞬态剖析和事故剖析 . (56)假定始发事件 (56)剖析 (57)4 判定和试验 (60)4.1设备判定 (60)4.2 检查和试验的举措 . (61)5 设计、制造和运转的质量保证 (62)名词解释 (62)附录 I反响性系数 . (64)附录 II芯块—包壳相互作用 (66)II.1锆合金包壳 (66)II.2钢包壳 (68)附录 III设计中对堆芯管理方面的考虑-70-III.1功率整形 (70)III.2堆芯反响性水平易停堆 (72)附录 IV影响堆芯设计的假定始发事件的实例 -74 -1引言1.1 概括《核电厂设计安全规定》（ HAF102 ，以下简称《规定》）对核电厂堆芯设计提出了一定知足的最低安全要求。
注册核安全工程师考试大纲(2018版)
了解非密封源分类； 熟悉常见放射源所属类别； 掌握放射源分类原则。
了解制定本办法的依据； 熟悉常用射线装置所属类别； 掌握射线装置分类原则。
了解制定本办法的依据和本办法 适用的民用核燃料循环设施的范 围； 熟悉附表中各类别核燃料循环 设施所属类别； 掌握核燃料循环设施分类、各类 设施的基本安全要求。 了解制定本办法的依据； 熟悉附录中我国在役民用研究 堆安全分类示例情况； 掌握研究堆安全分类准则和安 全特性。 了 解 目 录 的 基 本 内 容 及 2016 年 目录修订的解释和说明； 熟悉相比2007年发布的《民用核 安全设备目录（第一批）》，在 2016年修订后的目录中，新增的 配电变压器等设备所属类别。 了解制定本名录的依据； 熟悉表一有关各类放射性物品 举例情况； 掌握放射性物品分类原则。 了解制定本办法的依据、总则、
4.《核事故或辐射紧急援助公约》 了解第 7 条费用的偿还、第 9 条人员设备和财物的过境、第 12 条与其他国 际协定的关系、第 14 条生产、第 15 条暂时适用、第 16 条修正、第 17 条退约、 第 18 条保存人等条款的基本内容； 熟悉第 1 条一般条款、第 2 条援助的提供、第 3 条对援助的指导和管理、第 4 条主管当局和联络点、第 5 条机构的职责、第 6 条机密与公布情况、第 8 条特 权豁免和便利、第 10 条索赔和补偿（除第 2 款）、第 11 条援助的终止、第 13 条 争端的解决（除第 2 款）等条款的基本规定。 5.《核材料实物保护公约》 了解第 9、10、11、12、13、14、15、16、17、18、19、20、21、22、23 条， 附件一和附件二等条款的基本内容； 熟悉第 1、2、3、4、5、6、7、17（除第 2 款）条等条款的基本规定。
设计和建造、运行，第 3 章中保密等章节的基本规定。
核电设备培训讲义(3)
（4）承压设备的形位公差
①容器园筒节和锥形筒节
－椭圆度小于(D+1250)/200或D/100中的较小值 （D公称直径）
－直筒段的圆心偏差：当壁厚小于10mm时，不 应超过钢板厚度5%再加3mm
②容器封头的形位公差：最大与最小的内径之差 应小于(D+1250)/200或（D+300）/100 （取两 式中较小值）
②奥氏体不锈钢成形的注意点 －工具需清洗除油
－热成形应在低燃油炉、电炉或燃气炉内在中性 或氧化气氛中加热
－避免与碳钢接触 －在热弯前或弯后、热处理前应按规定洗涤除油 ③2级和3级热交换器管的弯管尺寸公差 －壁厚减薄不应大于直径最小壁厚10% －算弯值曲的部7分%椭圆度不超过(d最大-d最小)/dN×100计
17
③各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条 件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术 条件，IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件
④根据RCC-M编制的安装技术要求
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3.不同标准的处理情况
（1）问题的由来： －多国采购 －部分外商只能执行ASME （2）解决办法：
－ RCC-M与ASME作比较，主要区别在：材料，
BOP共有110个子项，其中PX子项包括海水循环 泵，海水蝶阀，鼓形滤网及水闸门等。
8
二.设备分级
1.设备分级目的
（1）保证执行安全功能的设备的可靠性。 安全功能包括： －反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态 －堆芯和安全壳厂房的冷却（中期和长期冷却） －放射性物质的封存和限制向环境的排放 （2）按分级规定不同的设计、制造和检验要求，
（2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、16
MR_J2_CT(1)
!
伺服电机的电磁制动器用于保持，不用作通常情况下的制动。
!
电磁制动器因寿命及机械结构（通过同步皮带将滚珠丝杠和伺服电机连接在一起时等）的原因可能出现 无法保持的情况。为确保设备安全请安装停止装置。
（5）异常时的处理
! 注意
!
为防止设备停止运转或发生故障时可能发生的危险，作为保持请使用带有电磁制动器的伺服电机或安装 外部制动装置。
请勿用湿手操作开关。否则可能导致触电。
请勿使电缆受损或以重物挤压电缆。否则可能导致触电。
2. 火灾防范
! 注意
请将伺服驱动单元、伺服电机、回生电阻安装在非可燃物上。直接安装于可燃物上或接近可燃物均可能 引发火灾。
伺服驱动单元的电源输入，请务必按照本说明书的指示安装无熔丝断路器及接触器。请参照本说明书正 确选用无熔丝断路器及接触器。误用可能引发火灾。
（请参阅“第 3 章 安装”） 必要时，请在强电柜内部安装风扇，有助于驱动单元上部散热。在以下安装条件下进行的温度测试，需通过风扇
1
安全使用指南 1. 触电防范
实施接线作业、设备检查时，必须关闭电源。待电源关闭 10 分钟后，充电指示灯熄灭，用万用表等确认 P－N 端子间的电压，然后再进行作业。否则可能导致触电。 伺服驱动单元及伺服电机必须实行第 3 种以上的接地措施。 接线作业、设备检查必须由专业技术人员进行。
伺服驱动单元及伺服电机，在装配完成后方可进行接线。否则可能导致触电。
使用标准中包含与 EN 规格对应的产品、 EN 规格对应品。
电机系列名 HC-SF 系列 HC-RF 系列 HA-FF 系列
HC-MF 系列
EN 规格对应品
对应的标准品
HA-FF**C-UE HC-MF**-UE HC-MF**-S15
核工业试练习题库+答案
核工业试练习题库+答案一、单选题（共47题，每题1分，共47分）1.选择质量控制的“三点”中的 H 点是A、见证点B、机动点C、提供数据点D、停工待检点正确答案：D2.合格的仪器应具备 ( )A、合适的量程B、适当的精度和准确度C、正确的型号D、以上都是正确答案：D3.下列辐射射线源中，电离破坏性最大的是 ( )A、中子B、α粒子C、X 射线及γ射线D、β射线正确答案：B4.核电站反应堆压力容器和蒸发器所用的锻钢件是： ( )A、不锈钢B、高合金钢C、低合金钢D、碳钢正确答案：C5.电离辐射时按其照射方式可分为 ( )A、外照射和内照射B、外照射和表面照射C、环境辐射和直接照射D、以上都不对正确答案：A6.放射性的强度是用什么来度量的： ( )A、尺寸大小B、活度C、源的种类D、能量正确答案：B7.金属材料在制造工艺工程中裂纹的产生形式有 ( )A、热裂纹B、冷裂纹C、再热裂纹D、以上都有正确答案：D8.放射性的强度是用什么来度量的。
A、活度B、源的种类C、能量D、尺寸大小正确答案：A9.为确定流体包容部件边界的设计要求，将安全等级分为： ( )A、四级B、五级C、三级D、六级正确答案：C10.在核电站停堆检修期间，外照射的主要来源为： ( )A、γ射线B、α射线C、β射线D、中子正确答案：A11.压水堆和沸水堆又称为 ( )A、石墨堆B、重水堆C、气冷堆D、轻水堆正确答案：D12.剂量当量的单位 ( )A、伦琴B、贝克(居里)C、戈瑞(拉德)D、希沃特(雷姆)正确答案：D13.严重程度随剂量而变化，且存在阀值的效应是 ( )A、躯体效应B、随机效应C、确定性效应D、遗传效应正确答案：C14.剂量当量的单位： ( )A、伦琴B、戈瑞(拉德)C、希沃特(雷姆)D、贝克(居里)正确答案：C15.受照个体本身所产生的效应是： ( )A、躯体效应B、确定性效应C、遗传效应D、随机效应正确答案：A16.松散的表面污染对人具有的风险是： ( )A、外照射B、内照射C、AABD、无风险正确答案：C17.压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是A、受中子与γ射线辐射B、受高温C、受高压D、受循环载荷正确答案：A18.工程构件在运行中突然发生断裂的事故，断裂的主要形式是：( )A、低应力脆断B、疲劳断裂C、应力腐蚀D、以上都是正确答案：A19.核电站的构成： ( )A、核蒸汽供应系统B、发电系统C、辅助系统D、以上都是正确答案：D20.核总电发( )6 号文规定需要资格鉴定考核取证的证件有：A、5 种B、10 种C、4 种D、7 种正确答案：D21.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是： ( )A、确定所要求的技能B、选择合格的人员使用适当的设备C、明确承担任务者的个人职责D、以上都是正确答案：D22.对不同类型的辐射，α 、β 、γ射线引起的外照射的防护较容易的是： ( )A、γB、βC、不一定D、α正确答案：D23.用中子轰击原子核产生链式裂变则 ( )A、释放出巨大能量B、分裂和放出中子C、发生放射性辐射D、以上都是正确答案：D24.压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成的回路，叫： ( )A、二回路B、一回路C、一次侧D、二次侧正确答案：B25.详细说明一项活动目的和范围，规定在什么时候、什么地方、由谁怎样执行这项活动，称为：A、质量保证B、程序C、监督D、质量控制正确答案：B26.射线检验人员的平均年照射的最大允许剂量当量为 ( )A、50mSvB、50RemC、100mSvD、100mRem正确答案：A27.放射性的强度是用什么来度量的？A、活度B、能量C、源的种类D、源的尺寸大小正确答案：A28.核电站构成： ( )A、核岛B、常规岛C、BOP 系统D、以上全部正确答案：D29.压力容器在压力作用下，受到中子辐射，其脆性转变温度将会：( )A、不变B、降低C、升高D、不可知正确答案：C30.工程上常把金属材料的性能分为 ( )A、机械性能B、物理性能C、工艺性能D、以上都对正确答案：D31.重水堆型是属于 ( )A、示范堆B、热中子反应堆C、快中子反应堆D、原型堆正确答案：B32.核安全法规 HAF003 原则除适用于核电厂外，还适用于 ( )A、核供热堆B、军用核反应堆C、移动式反应堆D、以上都是正确答案：A33.核电厂主要放射性物质有： ( )A、裂变产物B、活化产物C、活化的腐蚀产物D、以上都有正确答案：D34.对工作质量负主要责任的人是 ( )A、检验人员B、管理人员C、工作执行人员D、上级主管部门正确答案：C35.核安全法规 HAF003 是A、强制执行文件B、参考性文件C、指导性文件D、以上说法都不正确正确答案：A36.对工作质量负主要责任的人是： ( )A、上级主管部门B、检验人员C、工作执行人员D、管理人员正确答案：C37.用于核反应堆的核燃料为： ( )A、碳-14B、铱-192C、钴-60D、铀-235正确答案：D38.无损检测的操作规程要求 ( )A、对检验对象的描述B、对检验设备和方法的描述C、对检验过程及结果记录等的描述D、以上都是正确答案：D39.质量保证活动是一种有效的管理，它是：A、全过程的管理B、针对某一过程的管理C、柔性的管理D、以上都不正确正确答案：A40.用来检测χ射线或γ射线辐射场的物理量是 ( )A、照射量B、有效剂量C、剂量当量D、吸收剂量正确答案：A41.核电站的潜在危险是： ( )A、裂变反应B、放射性核素外溢C、核燃料短缺D、战争正确答案：B42.压水堆核电站防止事故发生和减轻事故后果的核安全级部件是：( )A、核 II 级B、核 I 级C、核 IV 级D、核 III 级正确答案：A43.记录是质量的客观证据，因此记录必须A、字迹清楚B、内容完整C、与所记述的物项相对应D、AABAC正确答案：D44.核电站中防止事故发生和减轻事故后果的设备和部件称为 ( )A、三级部件B、二级部件C、一级部件D、四级部件正确答案：B45.根据国外对压水堆核电厂事故统计表明，在一回路核设备中发生事故最高的设备部件为 ( )A、蒸汽发生器传热管B、冷却主泵壳体C、压力容器封头D、稳压器电加热器正确答案：A46.核工业无损检测人员资格鉴定的无损检测方法有 ( )A、5 种(RT、UT、ET、MT、PT)B、7 种(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT)C、2 种(表面方法、体积方法)D、9 种(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT、TM、AE)正确答案：B47.压水堆和沸水堆又称为： ( )A、重水堆B、石墨堆C、气冷堆D、轻水堆正确答案：D二、判断题（共55题，每题1分，共55分）1.辐射防护的三原则：辐射实践的正当性、辐射防护的最优化和个人剂量限值。
核岛施工中检查与试验计划(ITP)的有效运用
核岛施工中检查与试验计划(ITP)的有效运用摘要:本文主要介绍了核岛施工现场的itp的三要素及itp管理的起步、发展及改进。
作者结合核岛建造的施工实践,对itp的定义、要素及实施改进等方面的内容作了细致的描述并提出了能有效提高其工作效率及可操作性的研究总结。
关键词:itp三要素有条件开启典型itp分次放行1 概述质量管理的发展历史在经历了“操作者的质量管理”、“工长的质量管理”、“检验员的质量管理”及“统计质量管理”后,进入了“全面质量管理”时代,这就对质量的过程控制提出了更高的要求。
haf003第9章“检查和试验控制”9.1.1要求:“必须对保证质量所必需的每一个工作步骤都进行检查。
对安全重要物项或活动的检查必须由未参加被检查活动的人员进行。
”itp正是适应该质量管理要求的产物。
itp是inspection and test plan的首字母缩写,意为检查与试验计划,它是某项活动中一系列质量相关工序的序列总和,它涵盖了某一施工活动所涉及的所有步骤、执行依据、质量控制点情况,它是质量过程控制的重要工具。
2 itp的格式及itp三要素不同的阶段、不同的厂家单位对itp类质量文件的命名各有不同,有的称之为质量计划,也有的称之为流转卡,但其本质及目的都是一样的,即都是为了确保质量的过程控制;其格式也具有共性,即都存在“质量相关工序”、“执行依据(或适用文件)”、“质量控制点”三要素。
不管表格格式如何变化,其它元素有无增加,这三要素都是必不可少的,它们是质量控制的根本。
现场核岛施工用itp格式见图1.“操作/检查项目”即施工活动中的质量相关工序或对质量有影响的工序。
“验收标准”、“方法”即施工过程所执行的程序方案、验收所执行的标准。
“验收”栏则是由qc人员设立质量控制点、进行见证控制及签字放行的地方。
3 itp的发展及完善3.1 itp的有条件开启itp开启时先决条件检查内容包括人、机、料、法、环五方面,先决条件全部具备后,才能开启itp进而开工。
三星DDR3 DRAM产品系列
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1. SAMSUNG Memory : K
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3. DRAM Type B : DDR3 SDRAM
10. Revision M : 1st Gen. A : 2nd Gen. B : 3rd Gen. C : 4th Gen. D : 5th Gen. E : 6th Gen. F : 7th Gen. G : 8th Gen. H : 9th Gen. 11. "-" 12. Package Type H M B E O : : : : : FBGA (Halogen-free & Lead-free) FBGA (Halogen-free & Lead-free, DDP) FBGA (Halogen-free & Lead-free, Flip Chip) FBGA(Lead-free & Halogen-free, QDP) FBGA(Lead-free & Halogen-free, QDP for 64GB LRDIMM)
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Dec. 2012
DDR3 SDRAM Memory
Package & Power, Temp. & Speed BCF8/H9/K0/MA BCF8/H9/K0/MA BYF8/H9/K0 BYF8/H9/K0 HCF8/H9/K0 HCF8/H9/K0 HYF8/H9 HYF8/H9 HCF8/H9/K0/MA HCF8/H9/K0/MA HYF8/H9/K0 HYF8/H9/K0 BCH9/K0/MA BCH9/K0/MA BYH9/K0 BYH9/K0 HCF8/H9/K0/MA HCF8/H9/K0/MA HCH9/K0 HYF8/H9/K0 HYF8/H9/K0 HYH9/K0 BCH9/K0/MA BCH9/K0/MA BYH9/K0 BYH9/K0 BCH9/K0/MA BCH9/K0/MA BYH9/K0 BYH9/K0 MCK0 MYH9/K0 MCH9/K0 MYH9/K0 ECH9/K0 EYH9/K0 OCK0 OYF8/H9/K0 Org. 256M x 4 128M x 8 256M x 4 128M x 8 512M x 4 256M x 8 512M x 4 256M x 8 512M x 4 256M x 8 512M x 4 256M x 8 512M x 4 256M x 8 512M x 4 256M x 8 1G x 4 512M x 8 256M x 16 1G x 4 512M x 8 256M x 16 1G x 4 512M x 8 1G x 4 512M x 8 1G x 4 512M x 8 1G x 4 512M x 8 DDP 512M x 16 DDP 512M x 16 DDP 256M x 32 DDP 256M x 32 QDP 4G x 4 QDP 4G x 4 QDP 4G x4 QDP 4G x4 1.5V 78 ball FBGA 1.35V Now 1.35V 1.5V 78 ball FBGA Now VDD Voltage1 1.5V 78 ball FBGA 1.35V Now PKG Avail. NOTE
核安全文化、核质保体系培训.ppt
1.3.2核安全法规文件体系介绍 核安全法规分为四个层次，包括行政 法规、部门规章、核安全导则和技术文 件，其中第一层次和第二层次的文件通 称为“核安全法规”。
1.3.3生产过程中涉及到的核安全法规
HAF003 核电厂质量保证安全规定 HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定 HAF602 民用核承压设备无损检验人员培训、考 核和取证管理办法 HAF603 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、 考试和取证管理办法 HAD003/01~05 核电厂质量保证要求等
★技术标准
★记录缺陷
1.3核安全法规
1.3.1核安全法规简介 1.3.2核安全法规文件体系介绍 1.3.3我公司生产过程中涉及到的 核安全法规
1.3.1核安全法规简介 1984年，国务院决定成立国家核安全 局，并赋予其独立监督管理中国民用核 设施安全的职责；1986年以后，全国人 民代表大会、国务院、国家核安全局先 后发布了一系列核安全方面的法律、法 规。
核安全文化、核质保体系培训 2012.09
质保部
目录
1.核安全文化培训 1.1核安全文化 1.2核安全文化的建设和意识的培养 1.3核安全法规 2.核质保体系培训 2.1核质保大纲简介 2.2质保部的分工与职责 2.3核质保大纲基本内容
1.核安全文化培训
1.1核安全文化 1.1.1核安全文化的定义； 1.1.2文化的形成； 1.1.3安全文化的要求； 1.1.4安全文化工作习惯； 1.1.5核安全文化的几点理念。
◆ 5个绝不宽容：
-对于发生或发现质量事故，隐瞒不报的，绝 不宽容； -对于质量达不到设计标准，未按不符合项要 求彻底处理的，绝不宽容； -发生事故，没有找出根本原因，没有采取有 效预防措施而仍然盲干的，绝不宽容； -对于违反安全规章、野蛮操作的，绝不宽容； -对于工作懈怠、不作为的，绝不宽容。
核工业模拟题及参考答案
核工业模拟题及参考答案1、压水堆核电站运行经验表明，在主设备中易发生破损事故的是： ( )A、压力容器中的驱动机构B、主管道中的支座管道C、蒸汽发生器中的传热管D、稳压器中的波动管答案：C2、压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制的，还可以通过调节冷却剂中的什么参数来控制？A、压力B、温度C、流量D、硼浓度答案：D3、质量保证大纲的有效实施取决于工作的： ( )A、管理人员B、执行人员C、检验人员D、上述三类人员答案：D4、在Γ点源与人之间设置 3 个半值层的屏蔽物质，则人员处Γ射线的强度将减至原来的 ( )A、三分之一B、六分之一C、八分之一D、九分之一答案：C5、目前核电站把核能转为热能，通常的反应形式为： ( )A、核聚变B、核裂变C、化学合成D、物理能量转换答案：B6、反应堆冷却剂系统(RPC ) 的主要功能为：A、压力控制功能B、裂变产物放射性屏障C、温度控制功能D、把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽发生器答案：D7、选择质量控制的“三点”中的 W 点是： ( )A、提供报告点B、停工待检点C、见证点D、机动点答案：C8、核工业无损检测人员技术资格考试包括： ( )A、核基本知识B、方法知识C、实践能力D、以上都有答案：D9、在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢的目的在于：A、屏蔽中子辐照B、减少冷却剂的腐蚀及材料因氢化而变脆C、增强容器强度D、提高容器气密性，防止泄漏答案：B10、核电站一回路系统中常用的结构材料是： ( )A、锻钢、铸钢、结构钢B、低碳钢、中碳钢、高碳钢C、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D、钛合金答案：C11、反应堆核燃料中用于裂变的元素是 ( )A、钴B60B、铱B192C、铀B235D、碳B 14答案：C12、记录是质量的客观证据，因此记录必须A、字迹清楚B、内容完整C、与所记述的物项相对应D、AABAC答案：D13、用于核反应堆的核燃料为： ( )A、钴-60B、铱-192C、铀-235D、碳-14答案：C14、核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是 ( )A、提高抗拉强度B、提高耐腐蚀C、提高耐磨性D、以上都对答案：B15、实施文件分发控制目的为： ( )A、上级领导的要求B、使参与活动的人员能得到有效的文件C、档案管理的要求D、以上都不对答案：B16、剂量当量的单位 ( )A、伦琴B、戈瑞拉德C、希沃特雷姆D、贝克居里答案：C17、在役检查注重检查的缺陷是：A、裂纹B、气孔C、夹渣D、设备结构答案：A18、中华人民共和国环境保护法是由： ( )A、国务院发布的行政法规B、人大常委会通过并发布的法律C、国家环保总局发布的规章D、国家核安全局发布的法规答案：B19、核工业无损检测人员技术资格笔试包括： ( )A、核工业基本知识B、无损检测通用技术C、核工业无损检测技术D、以上都有答案：D20、在核电站停堆检修期间，外照射的主要风险来源为： ( )A、中子B、γ射线C、β射线D、α射线答案：B21、核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强的 ( )A、可持续发展的能源B、裂变能C、太阳能D、无机能答案：A22、放射工作人员的平均年照射的最大允许剂量当量为： ( )A、100mRemB、50RemC、20mSvD、100mSv答案：C23、国家核安全局发布的核安全法规代码为 ( )A、GB/TB、HAFC、IAEAD、EJ24、大纲程序的基本内容有 ( )A、目的和范围B、责任C、正文描述D、以上都是答案：D25、放射性的强度是用什么来度量的。
高温气冷试验堆核安全审评及监督文件编制总结-近代物理研究所
一、FSAR审评
1.2 审评中关注的主要安全问题
（1）燃料元件问题： ➢ 包覆颗粒球形燃料元件的质量是保证高温气冷堆安全性的关 键，审评过程中，审评者要求对燃料元件进行正常运行工况 下的辐照试验、模拟事故工况的等温加热试验和辐照后的燃 料包覆颗粒在高温空气流下的氧化腐蚀试验等三项试验。 ➢ 审评基本结束前，燃料元件辐照考验的第一阶段（ 30000MW/TU）已完成，辐照考验结果基本可以接受，第二 、第三阶段辐照考验正在进行中。燃料元件的其它试验结果 经确认，满足要求。
一、FSAR审评
――蒸汽发生器多根管同时破断进水事故； ――热气导管双端断裂、紧急停堆失效迭加堆腔冷却系统 失效； ――严重的外部事件。 其中对于热气导管双端断裂进气事故，部分专家认为应对 该事故进行全面分析，但也有专家认为该事故序列发生概 率较低，可不予以考虑。
一、FSAR审评
（10）安全壳设置问题： HTR-10的包容体并不是一道安全屏障，因为当发生
一、FSAR审评
审评中还参照了以下文件： ――《HTR-10安全分析报告标准格式与内容》； ――《10MW高温气冷实验堆(HTR-10)设计准则》，1993.2； ――《核电厂安全分析报告标准格式和内容(高温气冷堆版)》 WASH 12； ――美国和德国有关高温气冷堆的法规和导则； ――美国ASME规范、IEEE规范。 考虑到HTR－10具有较好的固有安全性、反应堆功率小的特点 ，遇到与现有法规、标准和规范不符合的情况，具体问题具体 分析。