我
- A.极毒组
- B.高毒组
- C.中毒组
- D.低毒组
- E.无毒组
- A.安全政策声明
- B.治理结构
- C.资源
- D.自我控制
- E.奖励和惩罚
- A.没有水平管板，采用立式圆柱形联箱
- B.具有较大的蒸汽空间，单位蒸发面的负荷较立式蒸汽发生器的小
- C.采用较简单的汽水分离装置就能保证蒸汽质量满足标准
- D.出口蒸汽的湿度对水位波动比较敏感，对水位控制要求较高
- E.不便于在安全壳内布置
- A.能使钢的晶粒细化
- B.提高淬透性和热强性能
- C.高温时保持足够的强度和抗蠕变能力
- D.结构钢中加入钼，能提高机械性能
- E.可以抑制合金钢由于淬火而引起的脆性
- A.能完全实现气—固相的逆流接触，使UF4几乎完全地转化
- B.传热性能不良
- C.一般只适合在较低温度下氟化
- D.产率低
- E.容易发生中间氟化物的烧结，造成操作上的困难
- A.控制保护系统设计采用全数字化技术
- B.控制棒驱动机构的多样性设计
- C.主回路系统和重水冷却系统采用结构紧凑的板式换热器
- D.非能动的自然循环瓣阀设计
- E.抑制操作大厅辐射水平的热水层设计
- A.加速器射线源
- B.探测器系统
- C.数据采集系统
- D.信号传输及接口
- E.计算机系统、机械运动系统和控制系统
- A.能量响应特性好
- B.β、γ能量响应特性差
- C.灵敏度高
- D.电子线路简单
- E.易做小型的便携式仪表
- A.目前建得最多的是压力管式重水堆
- B.采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可不同
- C.压力管式重水堆分为立式和卧式两种，卧式堆芯结构的重水堆更便于设备的布置和换料维修
- D.立式的压力管是垂直的，可采用加压重水、沸腾轻水、气体或有机物冷却
- E.卧式的压力管水平放置，不宜用沸腾轻水冷却
- A.99mTC
- B.131I、125I
- C.60Co、137Cs、90Sr
- D.153Sm、192Ir、241Am
- E.18F
- A.大量的裂变过程是诱发裂变
- B.诱发裂变是当具有一定能量的某粒子轰击靶核时，形成的复合核发生裂变
- C.当形成复合核时，复合核一般处于激发态，其激发能超过它的裂变位高垒高度时，那么就会发生核裂变
- D.研究最多的诱发裂变是中子诱发裂变
- E.能量很低的中子就可以进入核内使其激发而发生裂变，如果裂变过程中又有中子发射，可能形成链式反应
- A.99TC
- B.131I
- C.106Rh
- D.237Np
- E.137Cs
- A.堆芯不仅有较高的热中子通量，而且也有较高的快中子通量
- B.能较好地适应不同堆型(包括快堆)的辐照任务
- C.堆芯中子能谱较硬，在中心设置水腔时，有利于超钚元素的生产
- D.堆芯装载灵活性较大，可按辐照任务的变化来改变堆芯的装载量
- E.在提供同样数量的辐照孔道的前提下，可显著减少高富集度铀燃料的装载量
- A.EPR
- B.ABWR
- C.APWR
- D.APRl400
- E.ESBWR
- A.α射线
- B.β射线
- C.γ射线
- D.x射线
- E.中子射线
- A.APl000先进压水堆
- B.EPR欧洲压水堆
- C.ABWR先进沸水堆
- D.APWR日本先进压水堆
- E.APRl400韩国先进压水堆
- F.ESBWR经济简化型沸水堆
- A.自我检查
- B.监护
- C.独立验证
- D.“三向”交流
- E.遵守程序
- F.工前会、工后会
- G.当面工作交接
- H.管理者的巡视
- A.堆芯中发生偏离泡核沸腾的后果比发生干涸时严重很多
- B.发生偏离泡核沸腾的必要条件是热流密度特别大，因而一旦传热能力下降时，传热面上热量的积聚和温度的升高将是非常迅猛的
- C.干涸的出现主要决定于流量和含汽率，通常热流密度并不很高
- D.在从泡核沸腾转变成膜态沸腾时，传热系数降低的幅度很大，这就更加剧了传热面温度的上升
- E.干涸发生后，蒸汽的流速通常很高，而且其中还夹带着液滴，所以发生干涸时传热系数降低的幅度较小
- A.利用压水堆装置自调节性，使外部控制系统简化
- B.一回路体积基本不变，稳压器体积小，功率变化时废水少
- C.二回路参数随输出功率变化幅度太大，蒸汽温度随负荷增加而下降，影响循环热效率
- D.在低功率时，蒸汽压力相对较高，要求设备有较高的耐压能力，给水泵、自动阀和汽轮机提出了苛刻要求
- E.陆地上发电用途的核动力厂采用此种方案
- A.中子吸收截面小
- B.在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能
- C.只有少量氚穿过Zr管
- D.正常运行时，与水不发生反应
- E.熔点高
- A.全身计数器
- B.肺部计数器
- C.甲状腺碘测量仪
- D.伤口探测器
- E.热释光探测器
- A.平硐开采
- B.竖井开采
- C.斜井开采
- D.陡帮开采
- E.复合开采
- A.介绍国际认可的有关核安全文化的指标
- B.展示ASCOT的基本方法和原则，即用于评价核安全文化的一套方法
- C.给出全世界不同核电厂正反两种工作方法的实例
- D.用事件分析和以前ASCOT审评及研讨会获得的实例来形象地表示核安全文化对核安全的影响
- E.组织参加者之间的讨论，得到对该国进一步传播核安全文化做法的见解
- A.设备冷却水系统
- B.重要厂用水系统
- C.余热排出系统(也称为停堆冷却系统)
- D.通风系统
- E.安全壳喷淋系统
- A.电子
- B.x射线
- C.快中子
- D.热中子
- E.γ射线
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-
中子通量也称()。
- A.中子通量率
- B.中子通量密度
- C.中子注量率
- D.中子注量密度
- E.中子核反应率
- A.应该奖励那些在核安全方面有突出表现的员工，并且给予一定的物质奖励
- B.当发生差错时，注意不要放在错误本身，而应更注意从中吸取经验教训，使管理体系进行不断完善
- C.员工暴露安全错误而不担心受到惩罚，否则就不能从这些错误中能吸收到教训
- D.奖励制度不要鼓励那些危及安全的高产值
- E.对于重复出现的问题玩忽职守，蓄意破坏或严重的失误要采取纪律措施，但是具体做法要谨慎，处罚不应导致人们隐瞒错误
- A.可供利用的防护与安全选择
- B.照射的性质、大小和可能性
- C.经济和社会因素
- D.利益和代价的取舍
- E.审管部门的规定
- A.是在医用CT的基础上发展起来的
- B.用于对工业产品进行探伤、无损检测
- C.能快速、精密、准确地再现物体内部的三维立体结构
- D.能够定量地提供物体内部的物理、力学特征，如缺陷的位置及尺寸、密度的变化，物体内部的杂质及分布等
- E.也被广泛用于航空、航天工业中精密工件内部结构的测量及缺陷的检测，兵器工业中弹药填充密度的检测和武器关键部件的质量检查，海关违禁走私物品的检查
- A.X射线
- B.β射线
- C.γ射线
- D.α射线
- E.中子
- A.4HE
- B.12C
- C.16O
- D.20NE
- E.24Mg
- A.50
- B.100
- C.150
- D.200
- A.辐照装置
- B.核仪表
- C.工业照相
- D.医疗照射
- E.仪表刻度、检查
- A.减少腐蚀降低放射性水平
- B.降低放射性水平减少腐蚀
- C.减少腐蚀调整反应性
- D.调整反应性降低放射性水平
- A.监督
- B.控制
- C.管理
- D.指导
- A.>99
- B.≥99
- C.>99.9
- D.≥99.9
- A.3370
- B.3820
- C.4500
- D.5400
- A.低燃耗
- B.中燃耗
- C.高燃耗
- D.中、高燃耗
- A.小于5
- B.5-20
- C.小于10
- D.10-20
- A.0.1
- B.0.253
- C.2.0
- D.2.5
- A.>100
- B.=100
- C.<100
- D.以上三者均有可能
- A.质量数
- B.原子数
- C.电荷数
- D.中子数
- A.11
- B.12
- C.21
- D.22
- A.总吸收剂量
- B.平均吸收剂量
- C.总吸收当量
- D.平均吸收当量
- A.1
- B.1.5
- C.2
- D.2.5
- A.0.756×1013
- B.0.756×1014
- C.0.756×1015
- D.0.756×1016
- A.6
- B.12
- C.24
- D.36
- A.4-8MW
- B.5-9MW
- C.6-10MW
- D.7-11MW
- A.能够采用天然铀作为燃料
- B.堆芯体积大
- C.平均功率密度比压水堆低得多
- D.热能利用效率高
- A.失去电源
- B.失去压力
- C.接收到安全保护启动信号
- D.A或C
- A.1000-1100400
- B.1100-1200500
- C.1200-1300600
- D.1300-1400700
- A.5
- B.10
- C.15
- D.20
- A.以满足美国核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)为设计要求
- B.具有预防和缓解严重事故措施
- C.经济上能与天然气机组相竞争
- D.以上三者均包含
- A.混合澄清器
- B.脉冲筛板柱
- C.搅拌床
- D.流化床
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
- A.原子序数
- B.原子质量数
- C.电子能量
- D.A和C
- A.108-1091010-1012
- B.109-10101012-1014
- C.1010-10111014-1016
- D.1011-10121016-1018
- A.0.5
- B.1.0
- C.1.5
- D.2.0
- A.设备冷却水冷却
- B.冷却器冷却
- C.电加热器加热
- D.二回路循环水加热
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
- 61
-
Zr的熔点()。
- A.820
- B.1300
- C.1500
- D.1800
- A.2.0
- B.3.0
- C.4.0
- D.5.0
- A.D(d，n)3HE
- B.T(d，n)4HE
- C.9Be(α，n)12C
- D.A或B
- A.高过
- B.高欠
- C.低过
- D.低欠
- A.0.37
- B.1
- C.2.14
- D.60-70
- A.1、1、1、1
- B.1、1、2、2
- C.1、2、2、1
- D.1、2、1、2
- A.单晶硅
- B.多晶硅
- C.有机硅
- D.金属硅
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-
在美国三哩岛核事故后，在原来压水堆技术基础上，开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术，形成了非能动安全的先进压水堆()和下一代欧洲压水堆()，满足了《核动力厂用户要求》文件对下一代核动力厂的要求。
- A.ERPAP600
- B.AP600ERP
- C.EPRAP1000
- D.AP1000EPR
- A.1-2
- B.2-3
- C.3-4
- D.4-5
- A.冗余性
- B.独立性
- C.多样性
- D.多重性
- A.1
- B.2
- C.3
- D.B和C
- A.1000
- B.10000
- C.2000
- D.20000
- A.硅
- B.锰
- C.铝
- D.硼
- A.0.01
- B.0.1
- C.0.02
- D.0.2
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.2008.72009.7
- B.2009.72010.7
- C.2010.72011.7
- D.2011.72012.7
- A.冷却剂出口
- B.冷却剂入口
- C.下封头
- D.本体
- A.氢
- B.氧
- C.氮
- D.氨
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口
- B.主泵出口到和压力容器上冷却剂入口管嘴
- C.蒸汽发生器出口到主泵入口
- D.稳压器到热管段
- A.上封头
- B.上筒体
- C.锥形链接段
- D.下筒体
- A.1300
- B.1900
- C.2600
- D.3200
- A.256
- B.265
- C.322
- D.332
- A.表面均匀
- B.表面不均匀
- C.内部均匀
- D.内部不均匀
- A.单级
- B.两级串联
- C.两级并联
- D.多级串联或并联
- A.UO2
- B.UO3
- C.U3O8
- D.UO2(NO3)2
