我
- A.降低乏燃料的生物毒性
- B.显著降低其放射性水平
- C.确保转换成易裂变物质
- D.让所有放射性很强的铀同位素衰变
- E.让某些放射性很强的铀同位素衰变
- A.中子通量
- B.燃料的释热率
- C.元件和包壳的材料
- D.冷却剂的温度
- E.冷却剂的流动状态
- A.技术上的欠缺
- B.人的失误和违章
- C.前苏联各级主管部门安全管理方面的缺失
- D.人员核安全意识的淡薄
- E.在引起事故的整个试验过程中，解列了安全保护系统
- A.慢化比比较大
- B.吸收截面小
- C.慢化能力比水小的多
- D.堆芯体积都要比轻水堆大得多
- E.可以使用天然铀作核燃料
- A.轴
- B.齿轮
- C.轴承
- D.叶片
- E.弹簧
- A.池式快堆可以防止失冷事故
- B.池式结构比回路式结构安全性好
- C.池式结构复杂，不便检修
- D.池式结构用钠多
- E.池式中间回路的压力高于一回路内的压力
- A.建立学习型组织
- B.提倡报告，并挑战不安全的行为
- C.保持沟通渠道
- D.鼓励员工参与安全事务
- E.制定积极的安全绩效指标
- F.承认文化冲突
- A.125I、131I
- B.137Cs
- C.198Au
- D.90Y
- E.天然铀
- A.在操作放射性物质之前必须做好准备工作，在采用新的操作步骤前需做空白(或称冷)实验
- B.进入放射性实验室必须正确使用外防护用品，佩戴个人剂量计。禁止在放射性工作场所内吸烟、饮水和进食
- C.保持室内清洁，经常用吸尘器吸去地面上的灰尘，用湿拖布进行拖擦
- D.尽量减少，以致杜绝因放射性物质弥散造成的污染。固体放射性废物应存放在专用的污物桶内，并定期处理
- E.防止玻璃仪器划破皮肤而造成伤口污染。万一有伤口时，必须妥善包扎后戴上手套再工作，若伤口较大时则需停止放射工作
- F.离开工作场所前应检查手及其他可能被污染的部位，若有污染则应清洗到表面污染的控制水平以下
- G.对放射工作人员必须进行定期健康检查，发现有不适应者，应作妥善安排
- H.放射工作人员必须参加就业前和就业期间的安全文化和安全技术教育、训练和考核
- A.锆合金管
- B.元件棒端塞
- C.上下管座
- D.定位格架
- E.控制棒导向管
- A.核反应堆
- B.压力容器
- C.核电厂一回路主设备
- D.反应堆安全壳钢覆面或钢制安全壳
- E.涉及核安全功能的所有管道、泵阀、换热器和容器
- A.非能动余热排出系统
- B.非能动安全注入系统
- C.非能动安全喷淋系统
- D.非能动安全隔离系统
- E.非能动应急补给系统
- A.使用中子源时应着重外照射的防护
- B.一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质，将快中子慢化
- C.一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质，慢化和吸收中子
- D.用吸收截面大的物质(如锂、硼等)吸收慢中子
- E.对中子源的屏蔽要进行中子和γ射线的混合屏蔽
- A.铀浓度
- B.酸度
- C.铀的化学价态
- D.镎的化学价态
- E.钚的化学价态
- A.能量响应
- B.角响应
- C.线性
- D.聚焦
- E.仪器刻度系数
- A.11C
- B.13N
- C.15O
- D.18F
- E.67GA
- A.初级碎片
- B.次级碎片(裂变的初级产物)
- C.稳定核
- D.β衰变前的初级产物
- E.β衰变子体
- A.干法过程有纯化作用
- B.干法铀的直接回收率高
- C.所产生的工艺废液量仅为湿法的十分之一
- D.工艺过程简化，设备数约减少一半
- E.工厂的基建、运行、维修、动力、辅料等费用均下降，生产成本较低
- A.投资和经营费用低
- B.劳动强度小
- C.生产劳动环境较好，矿工的职业受照剂量低
- D.生产工艺过程产生的废水、废渣量较少
- E.不需要建造废石场、尾矿库，对地表影响较小
- A.是一种通风型低耐压式安全壳
- B.限制放射性物质向周围环境的释放，提供屏蔽，保护厂区工作人员免受过量辐照
- C.保护反应堆不受外部事件损害
- D.不承受高压，无喷淋冷却、无可燃气体控制系统
- E.允许排风管道及排风竖井有一定的阻力
- A.确定可能发生的(或设计基准)事故
- B.分析事故的影响和后果
- C.规定事故工况下反应堆特性的安全界限
- D.选择用于触发系统动作的保护参数和敏感元件
- E.确定保护动作的类型和保护系统必须具有的性能特性
- A.x射线
- B.γ射线
- C.α射线
- D.β射线
- E.中子
- A.设备闸门贯穿筒节预埋在安全壳混凝土内，并与安全壳钢衬里焊接
- B.设备闸门的封头为椭圆形瓜瓣拼焊结构
- C.设备闸门的封头拼焊较难保证尺寸准确，因此焊接工艺复杂，需设计专用的辅助工装进行组焊
- D.设备闸门封头与筒节法兰在安全壳封顶前运入安全壳存放
- E.设备闸门是安全壳上的重要设备，在反应堆运行时，它处于关闭状态
- 24
-
可燃毒物的优点()。
- A.延长堆芯的寿期
- B.简化堆芯设计
- C.减少可移动控制棒的数目
- D.简化堆顶结构
- E.改善堆芯功率分布
- A.功能
- B.中子能谱
- C.慢化剂
- D.冷却剂
- E.核燃料
- F.温度
- G.压力
- H.反应堆结构形式
- I.核燃料形态
- 26
-
压水堆堆内构件包括()。
- A.下部支承构件
- B.上部支承构件
- C.堆芯仪表支承结构
- D.控制棒驱动机构
- E.进出口
- A.原料的性状
- B.HF的利用率
- C.有最适宜的温度分布
- D.良好的气-固相接触
- E.反应设备的类型
- A.天然铀
- B.低富集铀燃料
- C.高富集铀燃料
- D.Pu-239
- E.U-233
- A.技术方面的记录和存档材料贫乏或缺乏管理
- B.设备维修不及时
- C.对安全事件的收集、监督和处理不当
- D.自我检查和自我评价体制不健全
- E.未受过适当培训的人数比例偏高
- A.慢化能力最强
- B.慢化比比较小
- C.吸收截面较大
- D.水作慢化剂的反应堆堆芯体积可以做的较小
- E.水堆必须使用浓缩铀作为核燃料
- 31
-
氘核引起的核反应有()。
- A.(d，n)
- B.(d，p)
- C.(d，α)
- D.(d，2n)
- E.(d，αn)
- A.电离室-静电计法
- B.闪烁室法
- C.库兹涅茨法
- D.气球法
- E.双滤膜法
- A.主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应所引起
- B.燃料温度升高将使共振峰展宽，吸收增加
- C.在低富集铀的燃料中238U吸收共振峰的展宽的影响是主要的，而235U裂变共振峰展宽的影响与前者相比是次要的
- D.燃料温度系数称为瞬时温度系数，燃料温度效应是一个快效应
- E.由于多普勒效应，燃料温度系数总是负值，它对抑制功率增长起着重要的作用
- A.分离级是级联的组成单位
- B.级联是分离级之间串联形成的组合
- C.分离级可以是一个分离单元(扩散单机或离心单机)，也可以是并联的数个分离单元，其中每个分离单元的入口和出口处的铀-235同位素丰度相同
- D.在实际分离工厂中，通常将每一级的精料作为下一级的供料，同时将每一级的贫料返回到上一个较低丰度的级再参与分离，形成与不断浓缩的精料流反向流动的贫料流，称为逆流型级联
- E.理想级联是一个锥形级联，在实际工厂的级联设计中，通常采用按流量大小排列成接近于理想级联的阶梯矩形级联
- A.季夫格劳法(三点法)
- B.改进的季夫格劳法(三段法)
- C.库兹涅茨法
- D.马尔柯夫法
- E.罗尔法
- A.总吸收剂量
- B.总有效剂量
- C.有关器官和组织的总当量剂量
- D.待积有效剂量
- E.总照射量
- A.原料的性状
- B.原料的制备方法
- C.生产工艺
- D.HF的纯度
- E.生产设备
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.2
- B.4
- C.6
- D.8
- A.30D
- B.120D
- C.5A
- D.10A
- A.1012
- B.1013
- C.1014
- D.1015
- A.1μ
- B.10μ
- C.1m
- D.10m
- A.燃料芯块
- B.燃料元件
- C.冷却剂
- D.堆芯
- A.法国不锈钢
- B.法国Mn-Mo-Ni合金钢
- C.俄罗斯不锈钢
- D.俄罗斯Mn-Mo-Ni合金钢
- A.预计运行事件
- B.稀有事故
- C.设计基准事故
- D.极严重事故
- 46
-
钠沸点()。
- A.668.8
- B.688.6
- C.866.8
- D.886.6
- A.成正比
- B.平方成正比
- C.成反比
- D.平方成反比
- A.重视
- B.警惕
- C.判断
- D.共识
- A.630
- B.660
- C.690
- D.720
- A.碘-131
- B.碘-133
- C.碘-135
- D.碲-135
- A.6G
- B.60G
- C.6T
- D.60T
- A.压水堆和沸水堆的冷却剂是轻水
- B.重水反应堆的冷却剂是重水
- C.液态机化合物也以作为反应堆的冷却剂
- D.液态金属钠反应堆属于液体冷却反应堆
- 53
-
由氟化反应器排出的气体中，除含有UF6、F2和作为稀释气的N2以外，还含有少量的HF、O2等不凝性气体。此混合气体在冷凝器中，绝大部分的UF6被冷凝成固体，排出的不凝性气体中还含有()%的F2。
- A.5-15
- B.10-30
- C.20-40
- D.30-45
- A.人体皮肤的角质层就可把它挡住
- B.绝大多数α辐射源同时存在外照射危害问题
- C.当它进入体内时，由于它的射程短、电离本领高，会造成集中在辐射源附近组织的损伤
- D.要特别注意防止α粒子进入体内
- A.光子
- B.电子
- C.中子
- D.质子
- A.64.1
- B.151.7
- C.202.6
- D.405.2
- A.欠热沸腾区、单相液对流区、泡核沸腾区、缺液区、液膜强迫对流区、单相汽对流区
- B.单相液对流区、泡核沸腾区、欠热沸腾区、缺液区、液膜强迫对流区、单相汽对流区
- C.单相液对流区、欠热沸腾区、泡核沸腾区、缺液区、液膜强迫对流区、单相汽对流区
- D.单相液对流区、欠热沸腾区、泡核沸腾区、液膜强迫对流区、缺液区、单相汽对流区
- A.安全壳内主给水管道破裂
- B.丧失全部给水
- C.丧失厂内外交流电源
- D.控制棒全部弹出
- A.NaF
- B.CaF2
- C.KF
- D.AlF3
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.主管道
- B.压力容器
- C.蒸汽发生器
- D.堆内构件
- A.重铀酸铵
- B.三碳酸铀酰铵
- C.流化床法
- D.火焰反应法
- A.核反应堆
- B.核动力厂
- C.压水堆
- D.核岛
- A.沸水堆堆芯
- B.稳压器
- C.蒸汽发生器
- D.蒸汽发生器传热管二次侧
- A.控制棒
- B.控制毒物
- C.可燃毒物
- D.可溶毒物
- A.30氮气
- B.30氦气
- C.50氮气
- D.50氦气
- A.10
- B.11
- C.12
- D.13
- A.5mm
- B.5cm
- C.10mm
- D.10cm
- A.内核燃料组件
- B.内压力容器
- C.外压力容器
- D.外冷却剂出入口
- A.10-20
- B.20-30
- C.30-40
- D.40-50
- A.2.35
- B.2.53
- C.3.25
- D.3.52
- A.25
- B.50
- C.75
- D.100
- A.保护
- B.包容
- C.屏蔽
- D.冷却
- A.压水堆
- B.沸水堆
- C.重水堆
- D.高温气冷堆
- A.金属材料测厚
- B.辐射照相探伤
- C.工业辐照装置
- D.远距离治疗
- A.减小增加正
- B.增加减小正
- C.减小增加负
- D.增加减小负
- A.低温侧
- B.低压侧
- C.一次侧
- D.二次侧
- A.混合澄清槽
- B.脉冲筛板柱
- C.离心接触器
- D.重力萃取柱
- A.2.08
- B.4.43
- C.5.11
- D.7.62
- A.都小
- B.都大
- C.相同
- D.不可比
- A.γ光子12MeV
- B.γ光子21MeV
- C.中微子12MeV
- D.中微子21MeV
- A.有效
- B.可靠
- C.分类
- D.分级
- A.堆功率
- B.经济性
- C.设备装卸的空间
- D.满足能量释放所需的净自由容积
- A.10a-20A
- B.20a-30A
- C.30a-40A
- D.40a-50A
- A.0.035
- B.0.0035
- C.0.007
- D.0.0007
- A.堆芯全部
- B.堆芯相关
- C.电站全部
- D.电站相关
- A.俘获
- B.吸收
- C.慢化
- D.热化
- A.堆芯活性区和重水箱的下方
- B.堆芯活性区和重水箱的上方
- C.堆芯活性区和重水箱的上方和下方
- D.堆芯活性区和重水箱的两侧
- A.民用核动力厂
- B.民用核动力厂以及研究堆、实验堆、临界装置等
- C.需要严格监督管理的核设施
- D.民用核设施
- A.80
- B.85
- C.90
- D.95
- A.射程
- B.路程
- C.射距
- D.距离
- A.1.82.43.1
- B.1.83.12.4
- C.3.12.41.8
- D.3.11.82.4
