注册核安全工程师考试综合知识临考冲刺试题(1)
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常用γ放射源60Co的γ射线能量为()。
- A.511keV
- B.662keV
- C.1.17MeV
- D.1.33MeV
- E.2.08MeV
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压水堆辅助给水泵为了满足()原则，一般并列采用两种泵。
- A.单一故障
- B.冗余性
- C.独立性
- D.故障安全
- E.多样性
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反应堆压力容器由()组成。
- A.筒体
- B.顶盖
- C.底盖
- D.上封头
- E.下封头
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沸水堆堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯，进入压力容器上部空问的()。
- A.蒸汽发生器
- B.汽水分离器
- C.干燥器
- D.汽轮机
- E.喷射泵
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IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求管理体系必须体现安全文化，安全文化的内容是()。
- A.各级领导、管理部门和人员对安全作出个体承诺和集体承诺
- B.明确组织结构中不同层面的职责
- C.在安全问题上对各级组织和个人采取问责制
- D.有实施措施，鼓励对安全问题上采取勤学多问的学习态度，防止自满情绪
- E.提倡报告，并挑战不安全的行为
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铀精制过程中，要确保原料溶解和结晶煅烧设备及其他设施的气密性和空气净化装置的有效性，严格控制()外泄。
- A.氮氧化物
- B.α气溶胶
- C.铀微尘
- D.氡及氡子体
- E.γ射线
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由()设备及相关管路组成整个一回路冷却剂系统，有其特定的压力边界，通常称为一回路压力边界。
- A.压力容器
- B.蒸汽发生器
- C.主循环泵
- D.稳压器
- E.控制棒驱动机构的压力外壳
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针对()核事故，1988年IAEA出版了INSAG-3(1999年升版为INSAG-12)《核电厂基本安全原则》。
- A.三哩岛
- B.切尔诺贝利
- C.温茨凯尔
- D.圣朗
- E.基斯迪姆
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核反应堆保护系统的设计应满足：()。
- A.能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作
- B.保证发生预期运行事件时时不超过规定的设计限值
- C.能检测到设计基准事故
- D.能触发为把设计基准事故后果限值在设计基准范围内所需的动作
- E.能抑制系统的不安全动作
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模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热，用于()。
- A.冶炼钢铁和有色金属
- B.煤的气化
- C.氨和甲醇生产
- D.油页岩干馏、稠油注蒸汽开采、石油精炼
- E.热化学裂解水生产氢
- F.向轻纺、海水淡化、区域供热等需要低温工艺热的部门提供供热
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中子活化分析具有()特点。
- A.灵敏度高
- B.可进行痕量分析
- C.分析速度快
- D.精度高
- E.可进行多个元素的同时分析
- F.非破坏性分析
- G.可以对化学性质非常相近的元素进行分析
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压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，其中核3级的主要有()。
- A.再生热交换器
- B.下泄热交换器
- C.设冷水热交换器
- D.余热排出热交换器
- E.安全壳喷淋热交换器
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中子测井的方法有()。
- A.中子-γ测井
- B.中子-中子测井
- C.中子寿命测井
- D.能谱测井
- E.缓发中子测井
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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采，露天开采的缺点是()。
- A.需要剥离排弃大量废石
- B.压占土地较多
- C.受天气影响大
- D.生态环境问题较多
- E.损失、贫化率比较高
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影响辐射生物学作用的因素很多，基本上可归纳为()方面。
- A.物理因素
- B.化学因素
- C.生物因素
- D.遗传因素
- E.辐射因素
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核动力厂一回路辅助系统，按其所起的作用可以分为()。
- A.保证反应堆和一回路系统正常运行的系统
- B.为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统
- C.在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统
- D.控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统
- E.一回路其他辅助系统
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工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。常用的气溶胶取样方法有()。
- A.过滤法
- B.冲击法
- C.擦拭法
- D.射气法
- E.向心分离法
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安全壳可以是混凝土壳也可以是钢壳。混凝土安全壳也有多种形式，主要有()。
- A.带密封钢衬的预应力混凝土安全壳
- B.单层安全壳
- C.双层安全壳
- D.负压安全壳
- E.正压安全壳
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IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求只有在监管机构满意地认为所建议的安全措施是充分的情况下，有关设施才能够()，有关活动才可以开始进行。
- A.选址
- B.设计
- C.建造
- D.调试
- E.运行
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俄罗斯ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》对对核电厂重要系统如()等做出具体要求。
- A.反应堆
- B.包容系统
- C.余热导出系统
- D.供电、仪控系统
- E.消防系统
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对β放射源的防护要()。
- A.防止最大能量的β粒子
- B.减少韧致辐射的产生
- C.采取措施屏蔽韧致辐射和伴随β衰变的可能的γ辐射
- D.可以采用复合屏蔽的办法
- E.先用低原子序数的吸收体阻止β粒子，然后用高原子序数的吸收体减弱韧致辐射
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低能β源的特点及用途包括()。
- A.由于低能β在固体中射程很短，源的活性层表面只能加很薄的保护膜
- B.有的甚至是裸源
- C.只能用做电离源
- D.在电子捕获鉴定器中和电子管中用做放电电离源
- E.主要用于薄层材料测厚
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下列关于反应堆压力容器说法正确的有()。
- A.核电厂安全分析中，不考虑其失效
- B.日本福岛第一核电厂的反应堆压力容器在极恶劣的环境下也未发生破裂
- C.长期工作在高温、高压、含硼酸水介质和高放射性辐照的条件下
- D.属于在核电厂整个寿期内不可更换的设备
- E.压水堆核电厂反应堆压力容器是一个底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器
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当今铀尾端工艺已改为先在流化床设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝，流化床脱硝的特点()。
- A.传热与传质好
- B.结构简单
- C.单器生产能力大
- D.适于集中控制
- E.操作技术难度大和产品活性低
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在核动力厂的许多系统中，如()，水与壁面之问的传热都是单相流体的强迫对流换热。
- A.燃料棒束通道中
- B.蒸汽发生器
- C.蒸汽发生器的传热管内
- D.凝汽器的传热管内
- E.稳压器的电加热器表面
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压水堆核岛中的系统设备主要有()。
- A.压水堆本体
- B.一回路系统
- C.汽轮机机组
- D.支持一回路系统正常运行的辅助系统
- E.保证反应堆安全的辅助系统
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反应堆内水腔的存在()。
- A.形成水腔内热中子通量峰
- B.消除了水腔内热中子通量高峰
- C.升高了元件表面的中子通量
- D.降低了元件表面的中子通量
- E.容易出现安全事故
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压水堆燃料组件气空间充3MPa压力的氦气，目的是()。
- A.补偿不同材料之间的热膨胀
- B.补偿燃料的辐照肿胀
- C.改善间隙的传热性能
- D.减小包壳的内外压差
- E.减少锆包壳的腐蚀
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。密封泵的缺点是()。
- A.效率比轴封泵低
- B.屏蔽电动机造价昂贵
- C.容量小
- D.不宜安装飞轮，因而转动惯量小
- E.维修不便
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干法生产UF4的缺点是()。
- A.适应性较差，对原料要求严格
- B.生产中无水HF的过剩量较大
- C.由于设备磨损和腐蚀会给产品带来杂质，而且纯化作用较差
- D.所需工序较多
- E.生产成本高
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到目前为止，压水堆核电厂的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向()的方向发展。
- A.标准化
- B.系列化
- C.规模化
- D.工业化
- E.模块化
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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计严重事故下大量放射性物质释放频率<()/堆年。
- A.1×10-4
- B.1×10-5
- C.1×10-6
- D.1×10-7
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对于反应堆特定的保护功能在需要非常高的可靠性的地方，有主张设立()个独立的和不同的反应堆停堆系统。
- A.2
- B.2-3
- C.2-4
- D.4
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在()安全壳内，一般有一层起密封作用钢衬里。
- A.钢
- B.钢筋混凝土
- C.预应力混凝土
- D.B和C
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根据IAEA的定义，“安全”系指保护人类和环境免于辐射危险，以及确保引起辐射危险的()的安全。
- A.设施
- B.人员
- C.活动
- D.A和C
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目前的商用、军用动力堆都是采用()作核燃料。
- A.铀-233
- B.铀-235
- C.铀-238
- D.钚-239
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IAEA提出的基本安全原则原则五：防护的最优化要求对于带来辐射危险的设施和活动所采用的安全措施，如果在设施或活动的整个寿期内，在对其使用无不当限制的情况下，提供了合理可行的()，则可以认为这些安全措施实现了最优化。
- A.最高级别安全水平
- B.最高级别安全措施
- C.最有效的安全水平
- D.最有效的安全措施
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)电站设计寿期为()a。
- A.30
- B.40
- C.50
- D.60
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()对设施和活动整个寿期或过程内的安全负主要责任，而且这种责任不能转托他人。
- A.政府
- B.许可证持有者
- C.运行管理者
- D.监管部门
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低能光子比较容易屏蔽，但要注意可能存在的()的影响。
- A.高能γ射线
- B.韧致辐射
- C.中子射线
- D.A或B
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铀浸出的固液分离一般通过浓密-过滤来实现，为了强化浓密的澄清效果，通常加入()。
- A.沉淀剂
- B.萃取剂
- C.絮凝剂
- D.解析剂
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在中国同位素与辐射行业协会完成的《同辐技术产业化发展与对策研究报告》中，建议把()个领域作为同位素产业化发展的重点，从根本上提高我国核技术利用产业的技术水平、产业规模和竞争能力，为国家经济和社会发展作出更大贡献，进而有助于推动世界社会经济的发展和人类生活质量的改善。
- A.6
- B.8
- C.10
- D.12
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快速运动的正电子通过物质除了发生与电子相同的效应外，还会产生()的γ湮灭辐射，在防护上还要注意对γ射线的防护。
- A.0.511keV
- B.0.511MeV
- C.0.208keV
- D.0.208MeV
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IAEA提出的基本安全原则：原则五是()。
- A.设施和活动的正当性
- B.防护的最优化
- C.限制对个人造成的危险
- D.保护当代和后代
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外照射个人剂量监测结果经过必要的()，对于低剂量受照人群的辐射流行病学调查也是有用的。
- A.修正
- B.补充
- C.评价
- D.分析
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安全注入系统通常分()个子系统。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
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1mCi=()Ci。
- A.10-2
- B.10-3
- C.10-6
- D.10-9
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核仪表系统由分布于反应堆压力容器外的一系列()来组成。
- A.温度探测器
- B.压力探测器
- C.中子探测器
- D.A与C
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EPR安全壳内装有氢复合器，能够在()小时内使氢含量降到4%以下。
- A.4
- B.8
- C.12
- D.16
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核子湿度密度仪内装有()个放射源。
- A.1
- B.2
- C.1-2
- D.3
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许多情况下，核安全文化的评价是()进行的。
- A.单位本身
- B.单位主管部门
- C.监管部门
- D.IAEA核安全文化评价组
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一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器重()t。
- A.200-300
- B.300-400
- C.400-500
- D.500-600
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()年7月，IAEA在对早期ASCOT指南实践的基础上，正式颁发了SCART指南(ss-16)。
- A.2005
- B.2006
- C.2007
- D.2008
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放射防护领域专业术语干预是指任何旨在()不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。
- A.预防和避免
- B.预防和排除
- C.减少或预防
- D.减少或避免
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核反应截面的物理意义为：一个入射粒子入射到单位()内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。
- A.面积
- B.体积
- C.质量
- D.厚度
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发展快堆可以使铀资源的利用率从单发展轻水堆的1%左右提高到()%。
- A.4-5
- B.6-7
- C.40-50
- D.60-70
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，对现存照射情况，最优化过程采用参考水平，参考水平通常设定在1-20mSv范围内，例如对氡的照射，个人剂量参考水平的上限为10mSv，相应的222Rn活度浓度值工作场所为()Bq/m3，室内为()Bq/m3。
- A.400200
- B.1000500
- C.1500600
- D.2100900
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辐照效应可能产生种种缺陷，这些缺陷必然会使金属的性质和行为发生变化。例如大量点缺陷的存在可以影响()。
- A.扩散
- B.碳化物析出
- C.相变
- D.以上三者均包含
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核反应可表示为A(a，b)B。其中b代表()。
- A.入射粒子
- B.靶核
- C.出射粒子
- D.剩余核
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IAEA总结了组织良好的核安全文化的主要特征有()项。
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
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1g的Cf252体积甚小于1cm3，而每秒可发射()个中子。
- A.2.31×1010
- B.2.31×1011
- C.2.31×1012
- D.2.31×1013
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆反应堆的停堆采用()的控制棒。
- A.燃料元件
- B.球床堆芯
- C.石墨基体
- D.反射层
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对操作大量的、危险性大的和情况多变的辐射源或放射性物质的单位的辐射安全组织，应()。
- A.配备专职辐射安全人员
- B.设置相应的辐射安全机构
- C.设置辐射安全委员会
- D.以上三者均包含
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16N的衰变将释放出能量为()MeV的γ射线，但其半衰期较短，仅为()s。
- A.5-65.37
- B.5-67.35
- C.6-75.37
- D.6-77.35
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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APl000和下一代欧洲压水堆EPR，满足了()文件对下一代核动力厂的要求。
- A.《核动力厂用户要求》
- B.《核动力厂基本安全原则》
- C.《核动力厂安全规定》
- D.《核安全公约》
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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求，将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为()个等级。
- A.3
- B.4
- C.5
- D.6
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导热系数λ是表征导热性能优劣的参数。不同材料的导热系数值不同，即使是同一材料，导热系数值亦随温度而变。一般而言()。
- A.λ金属>λ液>λ气
- B.λ金属>λ气>λ液
- C.λ气>λ金属>λ液
- D.λ气>λ液>λ金属
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UO2芯块的烧结密度一般控制在理论密度的()%。
- A.97±1.0
- B.97±1.5
- C.95±1.0
- D.95±1.5
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核反应堆保护系统的设计应满足能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作，以保证发生预计运行事件时不超过规定的()。
- A.安全限值
- B.设计限值
- C.整定值
- D.触发值
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快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它由()组成。
- A.燃料区
- B.增殖再生区
- C.燃料区、增殖再生区
- D.以上都不正确
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压水堆控制棒驱动机构的耐压壳是承压边界，该承压边界的破损将产生放射性的冷却剂外溢。因此，该组件的()密封环焊工艺和质量非常关键。
- A.两道O密封
- B.三道O密封
- C.两道Ω密封
- D.三道Ω密封
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IAEA提出的基本安全原则原则四：设施和活动的正当性，要求对患者实施的医疗辐射照射，首先应当论证所采用具体程序的()。
- A.正当性
- B.合理性
- C.有效性
- D.安全性
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欧洲压水堆(EPR)安注/余热载出系统在正常运行工况下执行余热载出功能，在反应堆冷却剂温度低于()、压力小于()MPa时，通过低压安注泵将反应堆冷却剂系统的热量经过余热载出系统热交换器输送给设备冷却水系统。
- A.1806
- B.1605
- C.1404
- D.1203
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非密封放射源的特点()。
- A.使用的都是非密封容器
- B.放射源只能是固态或液态形式
- C.在使用或操作过程中它们的物理化学性质可能变化
- D.非密封放射源的活度一般小于10Ci
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欧洲压水堆(EPR)的应急给水系统与标准900MWe机组的两列不同，按4×100%设计，在飞机坠落情况下，依靠()列就能够过渡到RHR(余热载出)系统投人的工况。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)的本体是一个大型水平放置的圆筒形不锈钢容器，通称为排管容器，里面盛有()。
- A.低温、低压的重水慢化剂
- B.高温、高压的重水慢化剂
- C.低温、低压的重水冷却剂
- D.高温、高压的重水冷却剂
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括建立学习型组织，一个组织如果停止通过对目标获取()来寻求改进的机会，那它就有滑坡的危险。
- A.最佳实践
- B.安全绩效
- C.安全事物
- D.自我评价
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IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务有对自我评价的支援方式，该类服务由1或2位专家组成自我评价前支援小组，通常工作()。
- A.3天
- B.5天
- C.一周
- D.10天
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从天然铀原料生产1t丰度为3%的浓缩铀，大约需要()tSWU。
- A.2.7
- B.3.9
- C.4.3
- D.5.5
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能量低于()的加速器称为低能加速器。
- A.100keV
- B.1MeV
- C.10MeV
- D.100MeV
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反应堆压力容器本体有()个冷却剂进出入口接管。
- A.2-4
- B.4-6
- C.4-8
- D.6-8
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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第三卷NE分卷()级设备。
- A.MA
- B.MB
- C.MC
- D.MD
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括分析事件、探讨错误，必须研究确定纠正和预防措施，不仅要考虑直接原因和根本原因，还应检查整个防护过程的()。
- A.安全性
- B.有效性
- C.可靠性
- D.合理性
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下列哪项不是可溶毒物的优点()。
- A.毒物分布均匀
- B.减化堆芯
- C.反应性引入速率大
- D.易于调节
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对任何可能向环境释放放射性物质的辐射源，()还应确保对该辐射源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和辐射源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员(包括其后代)()所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。
- A.剂量约束在任何一年里
- B.剂量约束年平均
- C.管理限值在任何一年里
- D.管理限值年平均