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文檔簡介
專業(yè)實物模擬試題
一、單選題(每題一分,共60分)54
1、在熱中子反映堆中,中子慢化重要依靠()
A彈性散射B非彈性散射C俘獲反映D裂變反映
2、微觀截面是中子與()發(fā)生互相作用概率大小的一種度量。
A單位體積內原子核B單位面積內原子核C單個靶核D1平方厘米內的原子核
3、反映堆每發(fā)出3MWd的能晟,理論上要()克的鈾-235
A3.69gB3.15gC6gD1.1kg
4、安全故障是指()
A反映堆系統(tǒng)故障B反映堆設備檢修故障C保護系統(tǒng)故障導致系統(tǒng)拒動故障D保護系
統(tǒng)故障導致系統(tǒng)誤動做故障。
5、下面事故案例屬于工況IV的是()
A發(fā)生概率在10』一IO1/堆年的事故B反映堆一根傳熱管破裂C反映堆冷卻劑喪失事故
D稀有事故
6、概率安全分析通??梢栽谌齻€級別上進行,2級概率安全分析用以()
A擬定安全殼失效B擬定嚴重堆芯損壞概率C評價放射性釋放的廠外后果及公眾的風險
7、下面屬于直接使用核材料的是()
A天然鈾B高富集度的238puc含量大于80%的壞D低富集度的社
8、美國三里島事故之前,縱深防御重要針對()采用對策
A防止和緩解多重故障C防止和緩解人因事故D嚴重事故C設計基準事故
9、營運單位的場內應急計劃至少要()年進行一次必要的修訂并報國家核安全局審評
A一年B二年C三年D五年
10、礦石氨射氣系數(shù)隨礦石含水量呈一個峰值變化,含水率在()之間時出現(xiàn)峰值
A14%—27%B15%—26%C15%—28%D13%—28^
11、為了保護公眾安全健康,必須制定相應的氫及氨子體控制限值標準,環(huán)境大氣氨濃度限
值是()
A3.7Bq/m3B0.74Bq/m3C200Bq/m3D0.37X102Bq/m3
12、鈾礦井下工作場合空氣中氮子體濃度限值為()
A3.7kBq/m3B4.6用/m3C6.4叼/mI)37kBq/m3
13、工作面入風風流的氫濃度應不大于()
A0.1kBq/m3B0.2kBq/m3C0.5kBq/m3I)1.0kBq/m3
14、鈾選冶過程中,B射線與Y射線不同,它的強度只與()有關
A放射性物質總量B暴露面積C干法作業(yè)0濕法作業(yè)
15、目前我國油礦冶工業(yè)重要是用物理和化學方法進行廢水解決,其中()應用最普遍
A化學沉淀B離子互換C電滲析D廢水固化
16、六氨化鈾的三相點溫度為()
A64.1度B64,4度1<的/11?C151.7KpaD6L4度
17、鈾濃縮活動正常運營情況下向環(huán)境釋放的放射性物質對公眾成員導致的年有效劑量控制
限值為()
AImSvB2mSvc0.ImSvd0.2mSv
18、U尺除了化學毒性外,犒射危害重要是()
Aa輻射BB輻射C丫輻射DB輻射和Y輻射
19、鈾濃縮廠個人劑量監(jiān)則重要是()
A空氣中鈾氣溶膠濃度B工藝回路物料大量堆積處的Y照射C尿樣檢測D內照射
20、U—235其豐度大于與()必須考慮核臨界安全問題
A、0.771B0.711C0.95D1
21、()流程是最早實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模生產陶瓷二氧化鈾粉末的方法
AAUCBADUCIDRDFBP
22、燃料組件劃傷深度要小于包殼厚度的()
A1%B5%C10%D15%
23、武器級於裝料重要是通過()獲得
A礦選冶B核反映堆C核燃料后解決分離D乏燃料冷卻
24、陽UO2(NOJ均勻水溶液的單參數(shù)質量富集度次臨界安全限值是%()
A1.0B5.5C2.07D5.7
25、2?Pu金屬單體的單參數(shù)平板厚度(cm)次臨界安全限值是()
A1.3B0.3C0.36D0.65
26、UF6轉換為ADU工序臨界控制方法規(guī)定,產生的廢液用()貯存
A防滲漏池B小直徑圓筒容器C鍋式容器D平板型容器
27、正常運送條件下,獨家使用的運送貨包外表面的輻肘水平是()mSv/h
A0.1B小于2C等于2D小于10
28、貨包表面非固定污染,低毒a發(fā)射體污染水平限值為()/cm?
A4BqB0.4BqC4kBqD0.4kBq
29、下面屬于應急行動程序的是()
A告知B通訊保障C應急啟動D記錄及其保存
30、《鈾加工與核燃料制造設施輻射防護規(guī)定》D類鈾規(guī)定()
A吸入量小于20mSvB吸入量小于20mSv,一年中不超過4()mSvC吸入量小于2()mg
31放射源活度取決于(D、)
A放射源核素的種類B放射源核素的能量C放射源體積的大小I)放射源核素的數(shù)量
328粒子是()
A原子發(fā)射的核外電子B原子核外發(fā)射的電子流C原子核內發(fā)射的電子D原子核內
發(fā)射的電子流。
33、環(huán)境y輻射監(jiān)測點距離周邊建筑物距離應大于()
A30mB10mC5mD3m
34、距離某點源10cm處照射量率為0.IR/h,50cm處為()R/h
A0.02B0.03C0.04D0.05
35、假定一Y放射源活度為能量為o.66MeV,經驗計算Im處的空氣照射量率是
()C/Kg.s
A0.22BO.32C0.33I)0.66
36、低放廢氣放射濃度水平為()
A<4X107Bq/m3B4X107Bq/LC<4X106Bq/m:,D<4X10?Bq/Kg
37、Co-60放射性廢物的比活度>5X10噌q/Kg,分類標準應為()
A低放廢物B中放廢物C高放廢物
38、豁免廢物按導致公眾年吸取劑量衡量和判斷是指小于()mSv的放射廢物。
A0.01B0.001C0.05D0.10
39、加速器感生放射性一般是由()引起的
A被加速的粒子B中子C質子D丫射線
40、放射性廢物消除危害的方法有()
A物理的固化B化學結構的改變C任其衰減D固化、生物解決等綜合方法
41、廢物的固化最重要的品質指標是()
A不具有游離體B抗水性C足夠的機械強度D輻照和熱穩(wěn)定性
42、固化添加劑膨潤土能減少()
A鈉浸出B錮浸出C1-131浸出D消除硼干擾
43、核電廠選址外部認為事件調杳,飛機航線篩選距離為()
A5-10KmB4KmClOKmD8Km
44、結合我國已建的核電廠洪水評價,反映出我國東部和南部的海濱廠址()是最重
要的洪水事件
A風暴潮B假潮C海嘯D波浪影響和極端江河洪水的組合
45、所規(guī)定最終熱井隨時可用的水源最小可接受容量為()天
A15B25C30D35
46、我國GB”核電廠抗震設計規(guī)范”規(guī)定核電廠相應安全地震SL-2級地震的地面水平峰值
加速度為()
A0.1gB0.15gC0.015I)不小于0.15g
47、質保大綱由本單位質保部門人員編寫,由()審核
A本單位法人B本單位質保部門負責人C國家核安全局D質保人員
48、分包單位的質保大綱由()認可
A承包單位B營運單位C分包單位D國家核安全局
49、工作程序是()
A工作的操作規(guī)程B質量活動程序C工作流程D質量保證大綱工作程序
50、不符合項報告一般由()填寫
A質量檢查人員B質量監(jiān)督人員C發(fā)現(xiàn)人員D工作實行人員
51、%屬于()毒性廢物
A低B中C高D低微
52、用有機玻璃防護B粒子,當B粒子能量最大能量為。.7MeV時,用()mm厚度有機
玻璃安全既可以保證
A1.0B1.4C2.1D2.5
53、大量的氣態(tài)UF6()
A用濃度控制臨界安全B用幾何和質量控制核臨界C不用緊張核臨界安全問題1)用濃度
和幾何控制和臨界安全
54、中子防護屏蔽重要是對()
A快中子B熱中子C丫射線D感生射線
55、y密封放射源表面污染大于()Bq應停止使用
A85B125C155D185
56、無論評價出的地震危險性如何低,建議每一核電廠相應安全水平SL_2級地震的最小值
采用(A)g地面水平峰值加速度()?
A0.15B0.1C大于0.15D1.5
57、30Kgi5%的未輻照過的的濃縮鈾核材料實物保護等級為()
AIBIICIII
58、國際原子能機構固體變物分類標準:豁免廢物的處置()
A地質解決B送放廢庫解決C無需放射學限制D近地表解決
59、壓水堆平調節(jié)特性,其特點是當負荷變化時()
A蒸汽參數(shù)維持不變B負荷增長,回路溫度增長C維持一回路平均溫度不變D負荷
增長,蒸汽溫度上升
60、機械部件與設備在地震載荷與動力載荷下,設備的結構完整性取決于其()
A位移B速度C加速度D應力水平
二、多選題(每題2分,每題至少有兩個答案,多選和少選不得分,共80分)
1、下面屬于場內重要應急設施的有()
A核島B輔助控制點C監(jiān)測和評價設施I)壓力容器E應急指揮中心
2、反映堆內的水腔的存在()
A形成水腔內熱中子注量率峰B消除了水腔內熱中子注量高峰C升高了元件表面的中
子注量率D減少了元件表面的中子注量率E容易出現(xiàn)安全事故
3、功率調節(jié)系統(tǒng)性能規(guī)定()
A15%—105%的功率范圍內穩(wěn)定工作,B15%—100%的功率范圍內穩(wěn)定工作C小于
±10%的負荷階躍變化后不導致事故停堆D小于每分鐘±5%的負荷階躍變化后時,系統(tǒng)有
較好的負荷跟蹤能力E額定功率的15%以下,采用手動控制
4、啟動保護參數(shù)為()
A控制棒失控B原量程C偏離泡核沸騰比1)中間量程的高中子注量率E短周期
5、根據(jù)核安全法規(guī)HAF1C2(2023)可以認為核動力廠工況按其發(fā)生頻率分類為(
)
A正常運營B預計運營工況C設計基準事故D嚴重事故E極限事故
6、核電廠安全的基本功能()
A保證停堆B安全的防火設計C排除余熱I)包容放射性物質E應急行動計劃
7、在整個核燃料循環(huán)過程中,()是核材料最易流失的環(huán)節(jié),
A鈾選冶B鈾濃縮C元件制造D乏燃料運送E貯存和后解決
8、在鈾礦山測量()中的鈾用熒光法
A空氣B水C尿I)生物樣品E排放廢水
9、對于氫的活度濃度瞬時測量常用()法
A雙濾膜法B三點法。氣球法D閃爍法E電離室一靜電計法
10鈾礦石的儲運過程重要危害()?
A氨及氨子體B鈾塵CY輻射Da氣溶膠EaB表面污染
11、油礦冶設施退役(關閉)治理(處置)程序重要有()
A前期準備B施工管理C竣工驗收D工程移交E長期監(jiān)護
12、地浸工藝過程對地下水更原重要措施有()
A地下水清除法B滲透法C反滲透法D自然凈化法E還原沉淀法
13、鈾濃縮職業(yè)照射監(jiān)測內容有()
A空氣監(jiān)測B外照射監(jiān)測C個人計量監(jiān)測D內照射E尿樣監(jiān)測
12、六氟化鈾的性質()
A化學性質高度穩(wěn)定B有較強的刺激和腐蝕作用C具有輻射危害D重要為a輻射
E伴有B和少量丫輻射
13、由于乏燃料固有的特性,給其運送帶來了()等復雜問題
A防止核擴散B密閉C屏蔽I)散熱E防和I缶界
14、對于組分已經擬定的燃料,保證次臨界的最簡樸和最嚴格的條件是控制()
A易裂變核素和可轉化核素各自所占的份額B易裂變核素的質量C易裂變核材料
在溶液中的濃度D慢化劑的性質和濃度E盛裝容器的形狀和尺寸
15、LQ粉末轉運和貯存工序的核臨界控制方法()
A質量控制B濃度控制C慢化控制D幾何控制E間距控制
16、核燃料加工、解決設施的輻射防護大綱應涉及()
A輻射防護原則B輻射安全設計C輻射安全監(jiān)測D輻射安全措施E輻射安全監(jiān)督檢查
17、GB11806的規(guī)定,下列貨包的設計必須經核安全監(jiān)管部門審批()
A裝有超過1%的六筑化鈾的貨包B裝有易裂變材料的所有貨包CB型貨包DC型貨
包E裝有放射性物質的例外貨包
18、放射源按其輻射的類型分()源等
AaBBCyD中子E低能光子源
19、加速器的類型很多,其基本原理是運用電磁場使()等獲得高能量
A電子B中子C質子D負核E氮核
20、感生放射性重要產生在()
A加速器結構材料B冷卻水C周邊土壤D治療室的空氣E操作室
21、輻射監(jiān)測按對象分()
A公眾監(jiān)測B放射工作場合監(jiān)測C環(huán)境監(jiān)測D個人劑量監(jiān)測E流出物檢測
22、放射性核素進入人體的途徑()
A輻射進入B吸入。攝入D皮膚E氣溶膠
23、下列屬于放射性廢物的有()
A含1.8Xl()1q/KgCs-137的污染物B具有2.5XlO’Bq/KgK—40的污染物C含
2.2X10lq/KGo-60的污染物D具有8.1XlO^Bq/KgC-14的污染物E豁免廢物
24、城市放射性廢物庫是()
A非贏利公益型運營組織B實行有償服務C暫存性質D只收貯核技術應用領域產生的
放射性廢物E暫存時間一般不超過5年
25、玻璃固化工藝廢氣中的重要核素為()
ACs—137B1—131CSr—90DKr—85EPu—239
26、國際上廢物包裝的劑量率水平規(guī)定是()
A表面劑量率W2.OmSv/hB1m處劑量率WlmSv/hC1m處劑量率WO.ImSv/hDa發(fā)
射體V4Bq/cm2E丫/8發(fā)射體<0.4Bq/cm?
27、低、中放射性廢物安全解決所要考慮的重要核素(B)
AKr—85BCs—137C1—1311)Sr—90DPu—239
28、核燃料循環(huán)后段核設施污染重要核素是()
A鈾B室不C鋒I)鋁E長壽命裂變產物
29、源項調查方法重要有()
A文檔調行B計算C現(xiàn)場檢測調壹D污染水平評價E繪制放射性污染分布圖
30、極端氣象參數(shù)涉及()
A極端風B極端降水C極端水位D極端
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