我
- A.γ照相机
- B.x射线机
- C.x射线计算机断层扫描仪(CT)
- D.单光子发射计算机断层扫描装置(SPECT)
- E.正电子发射计算机断层扫描装置(PET)
- A.设备维修比较方便
- B.管线长，焊缝多，系统复杂易发生事故
- C.事故时增加了放射性钠泄漏的可能性
- D.中间热交换器可以布置较高，提高自然循环能力
- E.需要以液钠为工作介质的中间回路(二回路)和钠-钠中间热交换器
- A.用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性
- B.所要控制的反应性当量是大的
- C.在操作上要求既简单又灵活
- D.要求控制系统能迅速引入一个大的负反应性
- E.由于所要控制的反应性的变化是很缓慢的，所以相应的控制毒物的过程也是十分缓慢的
- A.棒状燃料堆
- B.板状燃料堆
- C.圆环型燃料元件堆
- D.各种形状的弥散体燃料堆
- E.液体燃料堆
- A.未执行应急计划或应急程序的事故情况与紧急情况
- B.已执行应急计划或应急程序的事故情况与紧急情况
- C.需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后的状态，有时也称为紧急状态
- D.立即采取超出正常工作程序的行动
- E.审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何应急照射情况
- A.蓄压箱注入系统是安全注入系统的中压安全注入系统
- B.根据事故引起反应堆冷却剂系统的降压情况，在不同的压力下分别投运安全注入子系统
- C.蓄压箱注入系统是非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备;高压安注泵和低压安注泵是能动系统，它由事故保护系统给出自动启动信号而投入运行
- D.在发生大破口失水事故时，一回路压力大幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系统将全部投入
- E.启动高压安注泵和低压安注泵有时间延迟，且流量也受限制，而蓄压箱注入系统能可靠、迅速地向堆芯注入大量含硼水，保证堆芯得到及时冷却
- A.氨或氨水
- B.苛性钠(Na0H)
- C.氧化镁
- D.双氧水
- E.碳酸钠
- A.美国
- B.法国
- C.德国
- D.俄罗斯
- E.日本、韩国
- A.零功率堆
- B.普通中子辐照反应堆
- C.次临界装置
- D.临界堆
- E.脉冲堆
- A.燃料和重同位素成分的变化
- B.裂变产物的产生和积累，造成“中毒”和“结渣”效应
- C.温度效应
- D.空洞效应
- E.气泡效应
- A.ASMESA451CPF8M离心铸造奥氏体不锈钢
- B.ASMESA182不锈钢锻件
- C.ASMESA376钢管
- D.ASMESA351CF8不锈钢铸件
- E.ASMESA540B24Gr.3合金钢
- A.所生产的放射性同位素与靶材料元素一般不相同，易于化学分离
- B.可进行无载体同位素的生产，从而获得高纯度、高比度放射性同位素
- C.加速器生产的同位素都是缺中子同位素，病人所受的剂量小
- D.用小型回旋加速器很容易制备11C,13N、15O等短寿命同位素，并可设置在医院内就近使用
- E.加速器操作简单，可以随时启动或停机，工作安全，检查维修方便，工作中放射性污染的危险性小
- A.民用堆
- B.研究实验堆
- C.生产堆
- D.动力堆
- E.军用堆
- A.硅、硼
- B.锰
- C.钒、钛、铌
- D.铅
- E.稀土
- A.保护
- B.支撑
- C.包容
- D.定位
- E.密封
- A.六角形石墨块燃料元件的结构
- B.TRI-S0的包覆颗粒燃料
- C.反应堆的构件
- D.蒸汽发生器
- E.燃料操作和氦净化系统
- F.具有很低的辐照剂量水平
- A.低能核反应
- B.中能核反应
- C.高能核反应
- D.超高能核反应
- E.特高能核反应
- A.压水堆的发展有军用堆的基础
- B.工业上有使用轻水的长期经验
- C.核工业的发展，为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件
- D.压水堆技术上已经成熟
- E.轻水堆失水事故后果比重水堆轻
- A.α射线
- B.β射线
- C.γ射线
- D.x射线
- E.中子射线
- A.贫铀燃料堆
- B.天然铀燃料堆
- C.低富集铀燃料堆
- D.高富集铀燃料堆
- E.纯铀燃料堆
- A.235U、238U
- B.226RA
- C.232Th
- D.222Rn
- E.40K
- F.14C
- A.高核功率
- B.高核功率的高正变化率
- C.高频率
- D.高中子通量
- E.燃料线功率
- A.辐照孔道
- B.低温通道
- C.同位素生产线
- D.跑兔气动样品自动输运系统
- E.处理放射性同位素的相关热室或手套箱
- A.牛腿
- B.贯穿件
- C.人员闸门
- D.设备闸门
- E.锚固件
- A.135XE
- B.137Cs
- C.149Sm
- D.210Po
- E.90Sr
- A.计划照射情况指引入或操作辐射源的情况
- B.患者的医疗照射也属于计划照射情况
- C.计划照射情况在照射发生之前可以对放射防护进行预先计划，可以合理地对照射的大小和范围进行预估
- D.计划照射情况既可以引起预期会发生的照射(正常照射)，也可以引起预期不会发生的照射(潜在照射)
- E.在计划照射情况下应建立一个剂量约束值
- A.初级
- B.进步
- C.中级
- D.高级
- E.完善
- A.芯块间隔
- B.同位素丰度
- C.划伤
- D.辐射剂量
- E.重量、几何尺寸
- A.β+射线
- B.氘
- C.氚
- D.γ射线
- E.中子
- A.淋巴组织
- B.胸腺
- C.骨髓
- D.胃肠上皮
- E.性腺
- F.胚胎组织
- A.稳压器
- B.能动余热排出系统
- C.应急给水系统
- D.安全注入系统
- E.安全壳喷淋系统
- F.可燃气体控制系统
- G.应急柴油机
- A.气体
- B.液体
- C.固体
- D.金属
- E.等离子体
- A.参考源
- B.工作源
- C.检查源
- D.标准源
- E.测量源
- A.采用高质量和高可靠性的设计、技术和硬件设备
- B.采用控制、限制和保护系统以及监视措施
- C.利用固有安全特性与工程安全措施的适当结合
- D.全面的运行规程
- E.事故管理程序
- A.自发裂变的母核与裂变碎片满足质量数和电荷数守恒
- B.自发裂变能Qf,s定义为裂变碎片的动能之和
- C.自发裂变发生的条件：Qf,s>0
- D.自发裂变发生的条件：裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能
- E.自发裂变核是一种很强的中子源
- A.质子、中子、电子
- B.α粒子
- C.重粒子
- D.光子
- E.介子
- A.风机安装在出风侧
- B.井下工作面处于负压状态
- C.井下氡的析出增加
- D.漏风率小
- E.便于管理
- A.费米
- B.哈恩和斯特拉斯曼
- C.依兰?居里-约里奥和萨维奇
- D.迈特纳和福里施
- A.微分放大
- B.微分耦合
- C.隔离耦合
- D.隔离放大
- A.岭澳
- B.辽宁红沿河
- C.广东阳江
- D.连云港田湾
- A.7.4×1012
- B.7.4×1013
- C.7.4×1014
- D.7.4×1015
- A.范围
- B.余量
- C.定值
- D.安全值
- A.大于
- B.小于
- C.相同
- D.不可比
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.干预
- B.防护
- C.行动
- D.控制
- A.原子
- B.原子核
- C.同位素
- D.原子能态
- A.发生衰变的次数
- B.发生衰变的原子核数目
- C.发生衰变的原子核放出的粒子数
- D.原子核衰变放出的能量总和
- A.10-12
- B.10-13
- C.10-14
- D.10-15
- A.单一故障准则确定风险评价
- B.单一故障准则概率风险评价
- C.多重故障准则确定风险评价
- D.多重故障准则概率风险评价
- A.是利用发射γ辐射(包括x辐射)的核素制备的
- B.γ辐射通常是其他类型核衰变的伴随辐射
- C.在β衰变时生成的子体核可能通过几个能态跃迁到基态并发射几种γ(或x)辐射
- D.γ放射源亦称做辐射源
- A.99.756%
- B.97.305%
- C.0.039%
- D.0.205%
- A.安全能力燃煤
- B.安全措施天然气
- C.设计能力燃煤
- D.设计措施天然气
- A.1535
- B.2525
- C.3515
- D.455
- A.从低到高
- B.从高到低
- C.先低后高
- D.先高后低
- A.0.1
- B.0.15
- C.0.2
- D.0.3
- A.控制
- B.缓解
- C.减少
- D.减轻
- A.应急准备
- B.应急响应
- C.防护行动
- D.行动计划
- A.功率大小
- B.中子通量大小
- C.中子产生方式
- D.中子能谱
- A.添加燃料球
- B.调整控制棒
- C.调整可燃毒物
- D.A与B
- A.电离碰撞
- B.轫致辐射
- C.散射
- D.以上三者均包含
- 61
-
压水堆冷却剂为()。
- A.除盐含硼水
- B.除氧含硼水
- C.除氧NaOH水
- D.超纯水
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
- A.辐射剂量
- B.辐射类型
- C.辐射能量
- D.以上三者均包含
- A.107
- B.108
- C.109
- D.1010
- A.中压安注泵设备冷却水系统
- B.中压安注泵最终热阱
- C.低压安注泵设备冷却水系统
- D.低压安注泵最终热阱
- A.初始燃料装载量
- B.总的燃料装载量
- C.燃料的类型
- D.燃耗深度
- A.厂内
- B.厂外
- C.场内
- D.场外
- A.100
- B.150
- C.200
- D.250
- A.235U
- B.238U
- C.239Pu
- D.241Pu
- A.1×10-4
- B.1×10-5
- C.1×10-6
- D.1×10-7
- A.各环路的平均温度
- B.汽轮机的出力
- C.汽轮机第一级冲动压力
- D.核反应堆中子通量
- A.M4
- B.M5
- C.M6
- D.M7
- A.0.25
- B.0.37
- C.0.74
- D.1
- A.固-固
- B.液-气
- C.气-气
- D.气-固
- A.一堆带一机的蒸汽透平
- B.一堆带两机的蒸汽卡诺
- C.两堆带一机的蒸汽透平
- D.两堆带两机的蒸汽卡诺
- A.40
- B.50
- C.60
- D.70
- A.2.58×103
- B.2.58×104
- C.2.58×105
- D.2.58×106
- A.原子序数的提高
- B.原子序数的降低
- C.激发能的提高
- D.激发能的降低
- A.原子序数成反比
- B.原子密度成正比
- C.原子序数和原子密度的乘积成正比
- D.原子序数和原子密度的乘积成反比
- A.反冲质子
- B.γ射线
- C.α粒子
- D.以上三者均包含
- A.是20万kW级的模块式高温气冷堆
- B.由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成
- C.一个模块堆的热功率为250MW
- D.两个反应堆分别设置在两个反应堆厂房内
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
- A.1020
- B.1030
- C.2030
- D.2040
- A.13MeV质子
- B.26MeV质子
- C.13MeV电子
- D.26MeV电子
- A.审查
- B.批准
- C.认可
- D.发布
- 86
-
1μCi=()Ci。
- A.10-2
- B.10-3
- C.10-6
- D.10-9
- A.堆芯补水箱
- B.安注箱
- C.内置换料水箱
- D.A与B
- A.地质调查
- B.放射性测量
- C.化学分析
- D.钻探和硐探
- A.3
- B.5
- C.7
- D.9
- A.4.28cm的钢材料
- B.5.18cm的钢材料
- C.4.28cm的不锈钢材料
- D.5.18cm的不锈钢材料
- A.钢
- B.铸铁
- C.稀有金属
- D.放射性金属
- A.燃料的释热率
- B.不同的元件和包壳材料导致的不同的温度场
- C.冷却剂的温度状态
- D.冷却剂的流动状态
- A.蒸汽发生器
- B.停堆冷却系统
- C.设备冷却水系统
- D.化学和容积控制系统
- A.直流发电机供电励磁
- B.交流发电机供电励磁
- C.恒磁场励磁
- D.无刷旋转半导体励磁
