核安全综合知识考核试题(1)

与当前核动力厂相比，欧洲压水堆(EPR)在()期间可以完成系统部件的试验和维修。

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计燃料组件卸料燃耗可达()MWd/tU。

在AP1000平衡循环的低泄漏装载方式中，每次换料更换()个燃料组件。

反应堆堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀属于()。

在现代热中子反应堆中，除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外，轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料，其中铀-235的丰度约为()%。

核燃料原子核裂变时放出的都是()能中子，其平均能量达到()，最大能量可达()。

压水堆用柱状燃料芯块被封装在细长的()包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以()排列为燃料组件。

快堆的链式反应由()进行控制。

乏燃料水法后处理工艺化学溶解过程使用的溶解液是()。

能使转化比CR()的反应堆称之为增殖堆。

中国先进研究堆CARR选用铀富集度为()%、芯体含铀密度为()g/cm3的()作燃料芯体。

安全措施包括为防止()发生而采取的行动。

全球地下核试验中释出的131I造成的集体有效剂量估计为()人.Sv。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)作为冷却剂的重水在()内流动以冷却燃料元件。

重铀酸铵(ADU)转化成UO2粉末时，其工艺参数对UO2粉末的性质影响极大。例如UO2粉末的比表面积、松装密度和流动性与()密切相关。

反应堆()是压水堆核电厂中最关键的设备之一，支承和包容堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。

核燃料循环分为闭路式和开路式两大类。闭路式(或闭合式)铀核燃料循环包括核燃料循环的()。

IAEA的安全标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)提出的安全原则适用于()。

用作氡累积测量的探测元件是()。

压水堆冷却剂入口水温一般在()左右，出口水温在()左右，堆内压力()MPa。

正电子发射计算机断层扫描仪(PET)一次诊断每个病人的18F注射量≈()Ci。

属材料的硬度可用专门仪器来测试，常用的有布氏硬度机、洛氏硬度机等。布氏硬度机常用于测定()材料的硬度。

比释动能是为了描述()过程的辐射量。

铀-235吸收中子后，除了发生裂变反应以外，也可能发生()反应。

将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线，当()时，曲线在趋势上升的同时有明显的起伏。

IAEA提出的基本安全原则原则九：应急准备和响应，要求许可证持有者、雇主、监管机构和适当的政府分支机构必须在现场、地方、地区和国家各级以及在各国商定的情况下在()一级上预先对核或辐射应急准备和响应做好安排。

正比计数器型剂量仪的灵敏度可比同等体积的空腔电离室高()倍。

欧洲压水堆(EPR)在18个月换料周期下，燃料组件的235U富集度是()%。

Xe135的热中子吸收截面非常大，在热能区平均的吸收截面大约为()靶。

小事件的数量进一步增多，较重大的事件也开始发生，发生在单位核安全文化水平衰退的()阶段。

压水堆分隔并连接一、二回路的关键设备是()。

世界上第一批反应堆大都采用()作慢化剂。

通常把宇宙射线和地面辐射统称为()。

运行核电厂对于在实际工作的口头交流广泛使用()管理措施。

压水堆的燃料元件活性区部分的高度目前主要有()两种。

从中子泄露观点看，圆柱形堆最佳高径比约为()。

金属材料的塑性通常用伸长率和断面收缩率来表示。下列说法正确的是()。

59Co在2×1013n/(cm2.s)热中子注量下辐照一年，生成的60Co的活度约为()Ci。

在国际上已确定为临床医学应用的放射性同位素中，用加速器生产的有()多种，用反应堆生产的有()种。

()亦称为吸收截面的1/V区。

能最大限度地回收铀资源的铀矿开采方式为()。

常用的α放射源，活度一般较低()Bq。

模块式高温气冷堆一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第()道屏障。

过量的硅会恶化钢材的()。

电功率300MW的秦山核电站，每天消耗的U235大约是()。

下列不属于计划照射情况的是()。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)的本体是一个大型()放置的()容器。

反应堆中氙-135的产生途径有两种，第一种是由铀-235裂变直接产生，第二种是由裂变产物碲-135经过两次β衰变得到，产额为()。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封是一种密封表面彼此不接触的依靠液膜悬浮的流体动力密封。液膜是由通过此级密封上下游间的()建立的，因而存在()泄漏。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)在排管容器内贯穿着成排的水平燃料管道，这种燃料通道由两层套管构成。外套管称为()。

()使钢材在低温时韧性降低并容易产生脆性破坏，称为“冷脆”现象。

()是燃料组件的关键部件，除对栅元的位置度及公差要求严格外，同时又对每个栅元对元件棒的夹持力有严格要求。

与比释动能相对应的随机量是()。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分的惯性/惰转飞轮提高了主泵的惰转性能，当主泵突然断电时，泵仍能继续运行()，以保证有足够的堆芯冷却，以及及时采取应急措施，从而提高了全厂断电时堆芯的安全性。

大亚湾核电厂的蒸汽发生器共有()根传热管。

()是唯一的一种既稳定又具高度挥发性的铀化合物，至今一直被用于铀同位素富集工厂的供料。

安全壳钢衬里根据设计要求，其最小壁厚为()mm。

如果将由后处理得到的钚与铀富集后得到的贫铀制成快增殖堆燃料并实现快堆燃料循环，则铀资源的利用率可高达()%。

燃料温度升高会使燃料的中子共振吸收()，即存在()。

欧洲压水堆(EPR)为了降低发电成本，对一些主要因素进行了最优化考虑，提高了()。

()是迄今人类受到电离辐射照射的最主要来源。

我国第一座研究性反应堆是()实验堆。

在使用β放射源时不能忽视()的防护。

根据点状源的原理，可采取远距离操作放射源达到防护目的。在进行工作时，要先按()，算出安全距离，然后运用长柄工具或远距离操作机械加大人与放射源的距离。

压水堆核电厂功率调节的中间调节特性介于平调节特性和过调节特性之间，负荷每增加l%，一回路平均温度()()，而蒸汽温度()。

安全壳的尺寸取决于堆功率，安全壳尺寸是由满足能量释放所需的净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定，而高度直径也取决于()。

AP1000非能动安全壳冷却系统，是一个安全相关系统，其功能是在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过()。

待积当量剂量是个人在单次摄人放射性物质之后，某一特定器官或组织中接受当量剂量率在时间τ内的积分，τ是摄入放射性物质之后经过的时间，当没有给出积分限τ时，对于儿童隐含()年时间。

炼钢过程中，锰是良好的脱氧剂和脱硫剂，一般钢中含锰()%。

压水堆核电厂上充泵在正常工况下向反应堆冷却剂系统输送()。

核子秤是一种对运输皮带上的固态散装物料进行在线连续称重计量的核仪表，它可以测量()。

目前国际上已投入运行的重水堆核动力厂共30余座，总装机容量为19921MW电功率，约占全世界核动力厂总功率的()%。

高能质子不属于高LET射线，但它的深度剂量分布好，在人体内的剂量吸收曲线存在一个()的布拉格峰。

中国先进研究堆CARR反应堆活性区不裸露的设计。堆本体浸没在一个深()m的水池内，其活性区安装在水池底部的衰变箱上()m处(活性区中心标高)。

能量为2MeV的中子慢化到1eV，中子必须与水中的氢原子核平均碰撞()次。

理论上通过乏燃料的后处理，快中子堆可以将235U、238U及239Pu全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他核素，快堆只能利用()%以上的铀资源。

研究堆利用()研究物质的静态结构和动态信息，已成为具有特殊的研究手段，在物理、化学、生物学、冶金学和材料科学等方面，得到了广泛的应用。

一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器直径约为()m左右。

1911年卢瑟福(R.

在流动沸腾中有两种沸腾危机，一种沸腾危机是干涸(Dryout)，这种沸腾危机发生在()中。

第二代核动力厂主要是实现核电商业化、标准化、系列化、批量化，以提高()。

料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同，对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。放射源装在()制源容器内。

有色金属又称非()金属，指除黑色金属外的金属和合金。

原子核裂变，发射中子后的裂变碎片的激发能小于核子的平均结能()MeV。

冷却剂在压力容器流动时，有一部分没有用来冷却燃料元件，此称为旁路流量。大亚湾核电厂从安全上留有余量，旁路流量的热工设计值为总流量的()。

中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。20世纪80年代以来，我国核技术利用进入了一个以()应用为重点的全面发展时期。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的叶轮为一个单级有()个螺旋叶片组成的()，装在泵轴的下端。

目前动力堆普遍采用的元件为圆柱形，对于组件内的一根燃料棒，()方向为热流的主要方向。

核动力厂的补给水系统中的()提供给要求无氧和无放射性的系统和设备，用于冲洗、浸泡等。

目前热中子反应堆主要采用()作核燃料。

欧洲压水堆(EPR)核燃料利用率高，同等发电量下EPR比一般轻水堆节省()%的铀燃料。

压水堆15×15排列的燃料组件有()根控制棒组件。

欧洲压水堆(EPR)卸料燃耗(最大)大于()MWd/tU。

从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂，增殖比可达()。

当今乏燃料后处理的铀尾端工艺已改为先在()设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝转化成UO3。

西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，内充()MPa()气。

核燃料组件的上下管座一般由()制成。

压水堆的燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m(12英尺)和4.27m(14英尺)两种。在3.66米活芯区高度的每根燃料元件中装有()块二氧化铀燃料芯块。

堆内裂变产物衰变产生β射线的射程也很短，<()。

核安全文化要求每个组织都要公开发布核安全政策声明。下列关于核安全政策声明说法正确的是()。