我
- A.对源的运行操作和管理制定严格要求
- B.确保实践中辐射源的防护与安全措施
- C.防止可能引起照射的事故
- D.减轻可能发生的任何这类事故的后果
- E.在任何这类事故之后，将辐射源恢复到安全状态
- A.机械密封
- B.水密封
- C.油密封
- D.软填料密封
- E.盘根密封
- A.职业照射
- B.医疗照射
- C.当地正常天然本底辐射的照射
- D.照射是被排除的
- E.引起照射的实践或辐射源是被豁免的
- A.胺类
- B.酸性磷类
- C.聚丙烯酰胺类
- D.碳酸钠
- E.氢氧化钠
- A.工艺简单
- B.能耗低
- C.公害小
- D.易自动化
- E.安全可靠
- A.反应堆压力容器、堆芯、堆内构件
- B.汽水分离器
- C.干燥器
- D.控制棒组件
- E.喷射泵
- A.55FE
- B.57Co
- C.125I
- D.238Pu
- E.241Am
- F.244Cm
- A.许可证持有者
- B.雇主
- C.监管机构
- D.适当的政府分支机构
- E.政府当局
- A.含放射性物质消费品
- B.密封源、非密封源、辐射装置和辐射发生器
- C.放射性矿石的开采或选冶设施
- D.放射性物质加工设施
- E.核设施和放射性废物管理设施
- A.平调节特性
- B.过调节特性
- C.中间调节特性
- D.组合调节特性
- E.加权调节特性
- A.单位体积中氢原子数比水、石蜡高
- B.慢化中子更有效
- C.便于加工和运输
- D.化学性能较稳定
- E.价格高
- A.卧式搅拌床
- B.流化床
- C.移动床
- D.火焰炉
- E.立式氟化炉
- A.自满
- B.失警
- C.否认
- D.危险
- E.崩溃
- A.极度敏感
- B.高度敏感
- C.中度敏感
- D.轻度敏感
- E.不敏感
- A.235U
- B.60Co
- C.137Cs
- D.125I
- E.198Au
- A.只有根据对健康保护和社会、经济等因素的综合考虑，预计干预的利大于弊时，干预才是正当的
- B.在干预情况下，为减少或避免照射，只要采取防护行动或补救行动是正当，则应采取这类行动
- C.在应急照射情况下，如果任何个人所受的预期剂量或剂量率接近或预计会接近可能导致严重损伤的阈值，则采取防护行动总是正当的
- D.在持续照射情况下，如果剂量水平接近或预计会接近国家标准的规定值时，则无论在什么情况下采取防护行动或补救行动总是正当的
- E.放射性污染非常严重和广泛，采取补救行动花费的代价太大时，采取补救行动不具有正当性
- A.堆浸
- B.离子交换
- C.萃取
- D.淋洗
- E.沉淀
- A.熔点低
- B.运行时燃料熔化的温度裕量小
- C.金属燃料辐照膨胀大
- D.一般很难实现高燃耗
- E.制造较困难
- A.质量流速
- B.通道进口处水的欠热度
- C.工作压力
- D.发生偏离泡核沸腾处冷却剂的焓
- E.加热表面的粗糙度
- A.功率密度很高
- B.为了提高反应堆的热效率，必须在高温条件下运行
- C.必须提高堆芯的压力
- D.无法采用天然铀，必须采用一定富集度的低富集铀作核燃料
- E.轻水在中子照射下会产生放射性，增加了堆的屏蔽防护要求
- A.也称为停堆冷却系统
- B.是低压系统
- C.排出的是衰变热
- D.一般由两个独立的系列组成，每个系列由一台余热排出泵、一台热交换器及相应的管道、阀门和仪表组成
- E.整个系统布置在安全壳内
- A.包括检查出入控制的效率和有效性
- B.包括检查工厂的泄漏、照明、标牌等工厂的一般状况
- C.包括检查垃圾及储存区域、清洁度等厂房管理
- D.包括检查戴安全帽、剂量胶片盒、警告标志等防护设备的使用
- E.包括检查控制室工作人员的警惕性、工作态度等
- F.包括检查控制室和电厂范围的规章和手册的可用性
- A.反应器的温度
- B.反应器的压力
- C.UF4产品的质量
- D.UF4产品的产率
- E.HF的利用率
- A.中子辐照
- B.冷却剂腐蚀
- C.冷却剂冲刷
- D.冲刷引起的振动
- E.LOCA
- A.原子核物理学
- B.核化学、核电子学
- C.辐射剂量学、核辐射探测技术
- D.放射生物学、放射卫生学、放射生态学
- E.辐射评价学
- A.自我检查是一种连续的动作序列，如果这一序列被打断，则要求重新开始执行
- B.在具有实体操作(如头脑思考)的工作中，同样应该使用自我检查这一工具并认同其可以有效避免失误的产生
- C.当无法观察自我检查时，应询问执行者所使用的工具
- D.确保在工前会、班组会、管理者会议中定期强调使用自我检查这一工具
- E.要选择合适的时间和方式，以免打扰执行者或分散其注意力，进而使其产生失误
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-
对流换热可以分为()。
- A.单相对流换热
- B.两相对流换热
- C.单相沸腾换热
- D.两相沸腾换热
- E.多相沸腾换热
- A.弹性散射可以表示为A(a，a)A
- B.在此过程中反应物与生成物相同
- C.散射前后体系的总动能不变,只是动能分配发生变化
- D.原子核的内部能量不变
- E.散射前后核往往都处于基态
- A.辐照生长
- B.辐照肿胀
- C.辐照蠕变
- D.辐照硬化
- E.辐照脆化
- A.汽轮机回路
- B.主蒸汽系统
- C.循环冷却水系统
- D.电气系统
- E.疏排水系统
- A.所获得的粒子种类多，能量范围广
- B.能量、强度和方向可以调节
- C.能量、强度和方向能精确地控制
- D.可以随时启动或停机
- E.工作安全，检查维修方便
- A.拉伸试验
- B.冷弯曲试验
- C.落锤试验
- D.系列冲击试验
- E.疲劳试验
- A.强度
- B.塑性
- C.韧性
- D.硬度
- E.焊接
- A.筒体
- B.封头
- C.筒式支座
- D.接管
- E.人孔
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-
铬能提高钢的()。
- A.强度
- B.硬度
- C.耐磨性
- D.抗氧化性
- E.耐腐蚀性
- A.轻水堆
- B.重水堆
- C.石墨堆
- D.铍堆
- E.铍化合物堆
- A.指令性限值不一定只用于剂量，也可用于其他可由运行管理部门直接控制的对象，在设置指令性限值时就应明确其目的
- B.管理限值只用于特定场合
- C.不能替代防护最优化的过程
- D.管理限值应低于基本限值或相应的导出限值
- E.在导出限值和管理限值并存情况下，优先使用管理限值，即管理限值要求更严，以保证基本限值得以实施
- A.常备不懈
- B.积极兼容
- C.统一指挥
- D.统筹兼顾
- A.铀-钚快堆
- B.钍-铀快堆
- C.铀-钚高温气冷堆
- D.钍-铀高温气冷堆
- A.中子扩散
- B.中子泄露
- C.U238对中子的共振吸收
- D.重水对中子的吸收截面
- A.6
- B.12
- C.24
- D.36
- A.变压
- B.变流
- C.变频
- D.无级
- A.安全性
- B.可回收性
- C.经济性
- D.基本参数
- A.3060
- B.4070
- C.5080
- D.6090
- A.散射
- B.俘获
- C.慢化
- D.激发
- A.水离心泵
- B.水轴流泵
- C.空气离心泵
- D.空气轴流泵
- A.预热器
- B.冷凝器
- C.冷却剂
- D.最终热阱
- A.控制棒在堆芯中的位置
- B.冷却剂中的硼酸浓度
- C.反射层的位置
- D.可燃毒物的数量
- A.(e，n)
- B.(e，γ)
- C.(γ，n)
- D.(n，γ)
- A.高压可行性和合理性
- B.高压经济性和安全性
- C.超高压可行性和合理性
- D.超高压经济性和安全性
- A.略为贫化
- B.略为富集
- C.高度贫化
- D.高度富集
- A.12
- B.18
- C.24
- D.30
- A.裂变碎片动能
- B.裂变中子动能
- C.瞬发γ射线
- D.裂变产物衰变产生的能量
- A.包容
- B.隔离
- C.净化
- D.稀释
- A.104-106
- B.106-108
- C.107-109
- D.1010-1011
- A.轻水
- B.重水
- C.石墨
- D.铍或铍化合物
- A.结构
- B.运动
- C.结合能
- D.能态
- A.汗
- B.尿
- C.粪便
- D.A和B
- A.1/1843
- B.1/1844
- C.1/1845
- D.1/1846
- A.液态金属
- B.气体
- C.有机物
- D.A与B
- A.阀门
- B.开关
- C.交换器
- D.环路镉室
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-
镭的化学性质与()相似。
- A.铯
- B.钡
- C.钛
- D.钯
- A.5.67×10-5
- B.5.67×10-6
- C.5.67×10-7
- D.5.67×10-8
- A.HAF601或HAF602
- B.HAF601或HAF604
- C.HAF602或HAF603
- D.HAF602或HAF604
- A.50年代初期
- B.50年代中期
- C.50年代末期
- D.60年代初期
- A.抗拉强度
- B.抗压强度
- C.抗剪强度
- D.屈服强度
- A.增加或减少核燃料
- B.增加或减少慢化剂
- C.增加或减少反射层
- D.插入或抽出控制棒
- A.整定
- B.放大
- C.输出
- D.采集
- A.中子
- B.γ射线
- C.裂变产物
- D.A和B
- A.0.1-0.15
- B.1-1.5
- C.0.2-0.25
- D.2-2.5
- A.贝克勒尔
- B.居里夫妇
- C.卢瑟福
- D.海森堡
- A.核岛
- B.冷却剂系统压力边界
- C.压力容器
- D.堆芯
- A.有效的监管机构
- B.独立的监管机构
- C.有效的安全机构
- D.独立的安全机构
- A.安注箱
- B.换料水箱
- C.中间冷却水系统
- D.设备冷却水系统
- A.氢氧化钠碳酸钠
- B.碳酸钠氢氧化钠
- C.氢氧化钠草酸钠
- D.草酸钠氢氧化钠
- A.12-18
- B.18-24
- C.24-30
- D.30-36
- A.硫
- B.氧
- C.氮
- D.硅
- A.氮气半陶瓷型包覆颗粒铍化合物
- B.氮气全陶瓷型包覆颗粒铍化合物
- C.氦气半陶瓷型包覆颗粒石墨
- D.氦气全陶瓷型包覆颗粒石墨
- A.止回阀压力
- B.止回阀重力
- C.爆破阀压力
- D.爆破阀重力
- A.U233
- B.U234
- C.U235
- D.U238
- A.5
- B.10
- C.15
- D.20
- A.进行应用研究与开发
- B.利用电离辐射技术
- C.不作为动力
- D.在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和教学等领域
- A.安全系统配置
- B.安全支持系统
- C.安全级设备及抗震构筑物
- D.安全级能动设备
- A.应急措施
- B.应急行动
- C.应急响应
- D.应急状态
- A.高压安全注入系统
- B.中压安全注入系统
- C.低压安全注入系统
- D.常压安全注入系统
- A.3.7×107
- B.3.7×108
- C.3.7×109
- D.3.7×1010
- A.控制安全壳压力
- B.确保余热的载出
- C.阻止余热效应使安全壳升压
- D.以上三者均包含
- A.堆内中子通量
- B.堆外中子通量(泄漏)
- C.堆内冷却剂出入口的温差和流量
- D.A和B
- A.《反应堆安全》
- B.《核装置安全》
- C.《放射性废物管理原则》
- D.《辐射防护和辐射源安全》
- A.微安
- B.毫安
- C.安
- D.十安
- A.去除系数
- B.分离系数
- C.回收系数
- D.去污系数
