注册核安全工程师考试综合知识模拟试题(2)
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目前用于脏器显像进行扫描的主要项目有甲状腺、肝、脑、肺、脾、肾、心脏、胰腺等。常用的放射性同位素诊断设备有()。
- 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)
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回路式钠冷快堆的特点是()。
- 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
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下列关于反应性控制的补偿控制说法正确的是()。
- 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
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研究堆的类型按燃料的形状分为()。
- 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
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要求采取防护行动的应急照射情况包括()。
- 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
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下列关于压水堆安全注入系统的三个子系统说法正确的有()。
- 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
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通常采用沉淀法将溶液中铀转化为固体状态并分离出来，沉淀剂是()。
- A.氨或氨水
- B.苛性钠(Na0H)
- C.氧化镁
- D.双氧水
- E.碳酸钠
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目前，国际上核动力厂建造主要遵循()几个国家的核电标准体系。
- A.美国
- B.法国
- C.德国
- D.俄罗斯
- E.日本、韩国
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研究堆的类型按中子产生的方式分为()。
- 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
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反应堆在运行过程中，反应性将不断发生变化，变化的主要原因有()。
- 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
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压水堆核电厂主管道的材料主要采用()。
- 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
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加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素相比，其优点是()。
- 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
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核反应堆按功能分为：()。
- A.民用堆
- B.研究实验堆
- C.生产堆
- D.动力堆
- E.军用堆
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西方国家以往曾发展镍、硌钢系统，我国则发展以()为主的合金钢系统。
- A.硅、硼
- B.锰
- C.钒、钛、铌
- D.铅
- E.稀土
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反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一，()堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。
- A.保护
- B.支撑
- C.包容
- D.定位
- E.密封
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美国建造了电功率为330MW的圣?符伦堡示范式高温气冷堆核动厂，该电站成功地论证了高温气冷堆(HTGR)的许多特性,包括()。
- 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
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核反应分类可以按入射粒子的能量来分类，分为()。
- 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
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压水堆的快速发展，除了由于水慢化能力及冷却能力强，因而结构紧凑外，还有()历史上的原因。
- 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
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放射性测同位素厚仪使用的放射源常为()源。
- A.α射线
- B.β射线
- C.γ射线
- D.x射线
- E.中子射线
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通常按照核燃料中铀-235等易裂变核素的加浓程度即富集度，把核反应堆分成()。
- 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
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下列属于天然放射性同位素的有()。
- A.235U、238U
- B.226RA
- C.232Th
- D.222Rn
- E.40K
- F.14C
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核反应堆停堆触发系统的核功率保护参数为()。
- 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
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研究堆的中子辐照应用系统包括()。
- 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
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安全壳钢衬里筒体壁板安装()及背面锚固在混凝土中的角钢、连接件(焊钉)等。
- A.牛腿
- B.贯穿件
- C.人员闸门
- D.设备闸门
- E.锚固件
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除了()之外，其它裂变产物的产生均称之为“结渣”。
- A.135XE
- B.137Cs
- C.149Sm
- D.210Po
- E.90Sr
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ICRP第103号出版物修订的防护体系中，将所有的辐射照射分为三类情况：计划照射情况、应急照射情况和现存照射情况，取代了关于实践和干预的分类方法。下列关于计划照射情况说法正确的有()。
- 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
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核安全文化建设分为()阶段。
- A.初级
- B.进步
- C.中级
- D.高级
- E.完善
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组装好的核燃料元件棒要经过()检查。
- 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
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下列核辐射静态性质不稳定的是()。
- A.β+射线
- B.氘
- C.氚
- D.γ射线
- E.中子
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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于高度辐射敏感性的有()。
- A.淋巴组织
- B.胸腺
- C.骨髓
- D.胃肠上皮
- E.性腺
- F.胚胎组织
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在高温气冷堆中不需要设置的系统和设备有()。
- 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
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通过其微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能的是()。
- A.气体
- B.液体
- C.固体
- D.金属
- E.等离子体
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β放射源主要用作β活度测量和β能量响应刻度时的()。
- A.参考源
- B.工作源
- C.检查源
- D.标准源
- E.测量源
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可以通过良好设计和工程措施提供安全裕度、多样性和冗余性来实现纵深防御，主要采用()措施。
- 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
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在没有外来粒子轰击下,原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，下列关于自发裂变说法正确的有()。
- 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
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宇宙辐射，即来自宇宙空间的高能粒子流，其中有()。
- A.质子、中子、电子
- B.α粒子
- C.重粒子
- D.光子
- E.介子
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铀矿地下开采通风方式有压入式和抽出式通风方式，下列关于抽出式通风说法正确的是()。
- 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
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裂变(Fission)一词就是由()提出来的。
- 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
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反应堆保护系统的模拟电路产生的逻辑信号经()电路传给几个逻辑电路，以实现它们空间的电气隔离。
- A.微分放大
- B.微分耦合
- C.隔离耦合
- D.隔离放大
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我国()核电厂执行的是俄罗斯标准。
- A.岭澳
- B.辽宁红沿河
- C.广东阳江
- D.连云港田湾
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现代轻水堆的乏燃料在停堆一年后，其比活度仅为()Bq/kgU。
- A.7.4×1012
- B.7.4×1013
- C.7.4×1014
- D.7.4×1015
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封(1号轴封)的泄漏量是预先确定的并受到控制，此种密封又称为“受控泄漏”密封，因为环与动环之问的间隙始终维持一个()。
- A.范围
- B.余量
- C.定值
- D.安全值
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在原子序数大的物质中，其轫致辐射能量损失()原子序数小的物质。
- A.大于
- B.小于
- C.相同
- D.不可比
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辐射防护的基本原则有()条。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，现存照射情况指在采取()决策前就已经存在的照射情况。
- A.干预
- B.防护
- C.行动
- D.控制
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根据()的稳定性,可以把核素分为稳定的核素和不稳定的放射性核素。
- A.原子
- B.原子核
- C.同位素
- D.原子能态
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在单位时间内()，称为放射性活度，也称衰变率，表征放射源的强弱。
- 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
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核裂变时裂变中子分为两类，一类中子是在裂变后约()s内放出的，称为瞬发中子。
- A.10-12
- B.10-13
- C.10-14
- D.10-15
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AP1000非能动系统被设计成能满足()，并且采用()来验证它们的可靠性。
- 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
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γ放射源是以发射γ辐射为主要特征的放射源，下列说法错误的是()。
- 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
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天然存在的氧的同位素有三种核素,其中16O的同位素丰度为()。
- A.99.756%
- B.97.305%
- C.0.039%
- D.0.205%
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第三代是指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()要求的，具有预防和缓解严重事故()，经济上能与()机组相竞争的核电机组。
- 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
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欧洲压水堆(EPR)安注箱的水体积是()m3，气空间体积()m3。
- A.1535
- B.2525
- C.3515
- D.455
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AP1000先进燃料装载技术堆芯采用六区燃料装载方式，六区燃料分别为A、B、C、D、E和F，其富集度()。
- A.从低到高
- B.从高到低
- C.先低后高
- D.先高后低
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欧洲压水堆(EPR)蒸汽湿度由最大0.25%变为()%。
- A.0.1
- B.0.15
- C.0.2
- D.0.3
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IAEA提出的核基本安全原则要求对于带来辐射危险设施和活动，要达到合理可行的最高安全标准。为此，必须对于可能导致核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或任何其他辐射源失控的事件，限制其发生的可能性，如果发生这类事件，()事件的后果。
- A.控制
- B.缓解
- C.减少
- D.减轻
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对于带来辐射危险的任何设施或活动或对于实施减轻辐射照射的()负有责任的人员或组织必须对安全负有主要责任。
- A.应急准备
- B.应急响应
- C.防护行动
- D.行动计划
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研究堆的类型按()分为零功率堆、普通中子辐照反应堆和高通量堆。
- A.功率大小
- B.中子通量大小
- C.中子产生方式
- D.中子能谱
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对于球床高温气冷堆，燃料燃耗所需要的反应性控制可以采用()的方法加以实现。
- A.添加燃料球
- B.调整控制棒
- C.调整可燃毒物
- D.A与B
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当β粒子通过物质时，影响其径迹的因素是()。
- A.电离碰撞
- B.轫致辐射
- C.散射
- D.以上三者均包含
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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
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影响辐射生物学作用的因素基本上可归纳为()个方面。
- A.2
- B.3
- C.4
- D.5
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辐射与人体相互作用会导致某些特有生物效应。效应的性质和程度主要决定于人体组织吸收的()。
- A.辐射剂量
- B.辐射类型
- C.辐射能量
- D.以上三者均包含
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对于快中子测井，大约()n/s的平均中子产额是必要的。
- A.107
- B.108
- C.109
- D.1010
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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120、压力小于3MPa时，通过()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()。
- 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
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堆芯寿期的长短通常取决于反应堆()。
- 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
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：对于非能动型轻水堆，从技术上看只需简单的()应急汁划。
- A.厂内
- B.厂外
- C.场内
- D.场外
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华能山东石岛湾核电站由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成，每一个模块堆的热功率为()MW。
- A.100
- B.150
- C.200
- D.250
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。中子能谱与()裂变中子能谱相似。
- A.235U
- B.238U
- C.239Pu
- D.241Pu
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆专设安全系统应满足执照申请的设计基准要求，有大的安全裕量，堆芯损坏频率小于()/堆年。
- A.1×10-4
- B.1×10-5
- C.1×10-6
- D.1×10-7
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压水堆核电厂功率调节系统的整定值确定回路信号来源是()。
- 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
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欧洲压水堆(EPR)卸料燃耗(最大)大于70000MWd/tU，包壳材料()已经辐照到78000MWd/tU。
- A.M4
- B.M5
- C.M6
- D.M7
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以发展压水堆核电站为例，如果不对其乏燃料后处理(即只让燃料“一次通过”)，铀资源的利用率仅为()%。
- A.0.25
- B.0.37
- C.0.74
- D.1
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铀转化过程大多属于()相反应。
- A.固-固
- B.液-气
- C.气-气
- D.气-固
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在华能山东石岛湾电站(HTR-PM)中采用了()循环方案。
- 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
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：设计寿命()年。
- A.40
- B.50
- C.60
- D.70
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照射量的单位是C/kg。过去，照射量的专用单位是伦琴，符号为R。1R=()C/kg。
- A.2.58×103
- B.2.58×104
- C.2.58×105
- D.2.58×106
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随()，非对称裂变向对称裂变过渡。
- 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
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电离能量损失率与介质的()。
- 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
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中子与物质作用产生的次级粒子可以是()。
- A.反冲质子
- B.γ射线
- C.α粒子
- D.以上三者均包含
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下列关于华能山东石岛湾电站描述错误的是()。
- 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
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。自满是阶段()。
- A.1
- B.2
- C.3
- D.4
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：经济目标，在运行l0年后比非核动力厂成本低()%，在运行30年后比非核动力厂成本低()%。
- A.1020
- B.1030
- C.2030
- D.2040
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用CS-30型回旋加速器产生的()轰击锌靶，由68Zn(P，2n)67Ga反应得到放射性同位素67Ga。
- A.13MeV质子
- B.26MeV质子
- C.13MeV电子
- D.26MeV电子
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《民用核安全设备监督管理条例》规定民用核安全设备行业标准，由国务院核行业主管部门组织拟定，经国务院核安全监管部门()。
- A.审查
- B.批准
- C.认可
- D.发布
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1μCi=()Ci。
- A.10-2
- B.10-3
- C.10-6
- D.10-9
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AP1000在非LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，()为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。
- A.堆芯补水箱
- B.安注箱
- C.内置换料水箱
- D.A与B
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()在普查、勘探和对铀矿床进行评价中具有重要作用。
- A.地质调查
- B.放射性测量
- C.化学分析
- D.钻探和硐探
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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每个燃料元件的铀含量选为()g。
- A.3
- B.5
- C.7
- D.9
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沸水堆MarkI型安全壳的干阱和湿阱由()组成。
- 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
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金属结构材料是指符合特定强度和可成型性等级的()或合金等结构用材。
- A.钢
- B.铸铁
- C.稀有金属
- D.放射性金属
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决定燃料元件内温度场的首要因素是()。
- 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
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当反应堆停堆后，最初由()将剩余功率热量导出。
- 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
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核动力厂大型发电机的励磁方式，目前已较多地采用()。
- 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