核安全专业实务模拟试题及答案
- 推荐等级：
- 发布时间：2020-05-19
- 试卷题量：60题
- 浏览次数：939次
- 试卷分类：核安全专业实务
- 试卷类型：模拟试题
试题列表
- 核部件和设备的安全分级包括哪些内容（）
- 环境影响报告表行政审批的时限（）。
- 铀浓缩工厂主工艺回路是处用于（）下工作。
- 气体离心法单级分离能力主要取决于( )和周边线速度。
- 分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位，把一定量的铀富集到一定的铀—235 丰度所需投入的工作量叫做分离功。从天然铀原料生1T 丰度为3%的浓缩铀，大约需( )分离功。
- 以下那种是 UF6的尾气处理方法：（）
- 铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF4，再转化成六氟化铀 (UF6)及其还原的主要工艺过程。一般要求有较高转化率≥（）
- UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化，反应器设计关键（）
- 以下那个不是氡累积测量常用方法（）
- 对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层(喷涂)如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%密闭可用 PVC 单面、双面维纶布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固定，其密闭阻风效果可达90%，防氡效果可达（）
- 地浸工艺对地下水复原技术措施：⑴地下水清除法⑵反渗透法⑶自然净化法⑷还原沉淀法还原沉淀法所采用的还原剂是（）。
- 矿井氡析出规律：（）
- 铀选冶厂尾矿废渣产生率（）。
- 铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量（）。
- 天然铀监测 ,排放废水的铀用什么方法检测（）。
- 核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由( )统一管理。
- 紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护（）。
- 核材料管制的例行检查，一般由局组织、日常检查和非例行检查由( )负责。
- 12Kg 的锂，属于几级核材料（）160。
- 安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的（）。
- 为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件和设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（）以上的裕度。
- 纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行（）。
- 构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，( )和采用故障安全设计等来实现。
- 核反应堆热工力学的性质主要取决于：（）
- 重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱。
- 钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2 其燃料富集度为（）。
- 可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。下列哪项不是可熔毒物的优点：（）
- 在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和（）。
- 核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（）ev 低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。
- 核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（）。
- 堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程. 高压过程一般以失( )为先导事件。
- 在国际核能史上， ( )成为发生频率最高事故。
- 压水堆反应性控制主要通过改变( )实现。
- 和介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（）ev。
- 核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大( )Mev，
- 绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为（）。
- 在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过和（）非弹性散射能量也会有所降低。
- 对于不符合项处理方式（）。
- 低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段（）
- 影响最终热阱的水文因素包括：（）。
- 滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素：（）
- 核电厂选址必须考虑的基本因素：（）
- 核设施退役涉及技术( )。
- 乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括：（）
- 工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题，但铀水混合达到一定条件就会发生临界( )。
- 铀浓缩的核安全问题包括：( )
- 生产 UF4 的主要设备：①卧式搅拌床反应器②流化床反应器③移动床反应器卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标（）
- 核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷，在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展（）。
- 核动力厂主要调试阶段试验( )
- 核电厂建立营运单位组织机构时，必须考虑的管理职能：( )
- 核电厂运行限值和条件分几类：( )
- 安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括哪些：（）
- 核机械部件和设备的使用荷载包括哪些参数：（）
- 核动力厂概率安全分析通常的三个级别, 1 级概率安全分析工作包括：（）
- 安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要，在各种安全壳失效中，特别重要的是事故发生前的（）
- 导致堆芯严重损坏的初因事件：（）
- 核电厂事故分析基本假设有哪些（）
- 下面那些属于工况Ⅳ——极限事故( )。
- 为提高堆总输出功率需功率展平，功率展平主要措施：（）
置顶