注册核安全综合知识单选题练习卷(1)

乏燃料运输容器在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。例如，在()高温下火烧半小时。

在中子活化分析中，反应堆中子的活化分析是最重要的一种。但是随着中子发生器产额的提高()和毫秒级“跑兔”系统以及数据获取分析系统的建立，14MeV中子活化分析也已进人痕量多元素分析技术的行列。

西安脉冲堆脉冲棒由()段构成。

吸入的放射性物质将按一定规律由体内排出，主要是通过()排出。

所有民用核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国务院核安全监管部门的()下实施，处于严格的受控状态。

经历了几代的改进，压水堆的堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约()MW/m3。

铀系也称为()。

反应堆乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件属于()设备。

辐射防护的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到()的水平。

西安脉冲反应堆安装有5台稳态控制棒驱动机构和()台脉冲棒驱动机构以及单晶硅辐照装置驱动机构。

压水堆安全注入系统的蓄压箱内是硼浓度()的含硼水。

由于中子氧增比小，生物效应比高，所以对缺氧的或对处于相对静止期的癌细胞有较大的杀伤作用，对某些用γ射线、电子的放疗效果差的癌症很有用，所以利用()对某些癌症(腮腺癌、前列腺癌等)的治疗起到了一定作用。

EPR稳压器长()m，直径()m。

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组净电功率约()MW。

典型压水堆在燃料和冷却剂之间的总热阻由4部分组成，其中热阻最大的是()。

对于同等体积的堆，中子泄露最小的是()堆，多数采用的是()反应堆。

CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击锌靶，由()反应得到放射性同位素67Ga。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)()型燃料元件。

核产品二氧化铀国家质量要求是：严格控制产品中吸收中子能力较强的镉、钼、钛、钨、钽、矾等元素含量不超过()。

()主要依靠自由电子的扩散作用产生热能传递。

乏燃料运输容器在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。例如，容器要做()m水深处的水压密封试验。

内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断()进入人体的各种途径，在()原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

AP1000堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，提高了()。

沸水堆燃料棒也是二氧化铀燃料芯块，以()合金作包壳，内部充满()气，端部加()合金端塞。

堆内裂变能的绝大部分(约90%)在燃料元件内转换为热能，()%是在反射层、热屏蔽等部件转换成热能。

癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量，OER()，说明杀伤力受癌细胞中含氧量的影响小，对乏O2癌细胞仍有较强的杀伤力;RBE()，说明能将癌细胞破坏到不可修复的程度。

高温气冷堆用来发电有()种热力循环方式。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的堆芯布置方案有()种。

所谓皮肤剂量就是指皮肤基底层所受到的剂量。其剂量限值是根据()效应而定。目前规定为每年()mSv。

原子核物理学起源于()的研究。

美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的转动惯量大：电机设置上下()飞轮，以提高泵的转动惯量。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第()道轴封位于泵轴承上方，它是密封组件中最重要的部件，又称主轴封。

铀系由238U开始，经过()次连续衰变而到达稳定核素()。

导热系数λ是表征导热性能优劣的参数，单位是()。

任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中右下标N表示()。

清华大学10MW的高温气冷实验堆(HTR-10)表明我国已初步掌握了()高温气冷实验堆的核心技术、设计技术和系统集成技术。

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：换料周期()个月。

沸水堆堆芯工作压力由压水堆的15MPa左右下降到()MPa左右。

微观截面通常采用“靶”作为微观截面的单位，1靶=()。

反应堆蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为()。

人工方法获得浓缩铀的方法有多种，()虽然理论上可在单级实现，但仍存在许多技术难关，需要继续投入大量的研究开发工作。

推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有独立验证，独立验证是将工作员工分为执行和验证两个小组先后派出执行同一任务，后派出的小组对先前派出的小组的执行结果加以()。

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。空气中1m处的中子和γ剂量率分别为()Sv/(h.g)和()Gy/(h.g)。

德国“THTR-00钍高温气冷堆电站”反应堆堆芯是一个球床，由()个直径为6cm的球形燃料元件构成。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)燃料内最大热中子通量()n/(cm2.s)。

为了提高经济性，需要提高机组的规模，德国西门子公司的模块式高温气冷堆电站采用()的技术方案。在HTR-PM示范工程拟采用此配置要求。

密封中子管是紧凑型中子发生器，将离子源、加速间隙、靶等密封在一个玻璃管中，管子的直径()，长()。

γ射线远距治疗机的准直器起()射线束的作用。

大亚湾核电厂采用的是()上充泵。

在事故工况下，任何链式裂变反应的不正常增加，将会被堆外()系统探测到，并发出警报信号，必要时产生自动停堆信号，使()落人堆芯以中止链式裂变反应。

在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，三个量程之间两两互有重叠至少()个数量级，确保从停堆直到满功率运行的整个阶段，系统都能连续提供信号控制和保护反应堆。

目前，国产压水堆主管道的热套管采用()。

核动力厂功率控制的基本目的是()。

研究堆的类型按()分为次临界装置、临界堆和脉冲堆。

压水堆堆芯燃料组件直立坐于()上。

在临床医学中，放射性同位素()用以判断甲状腺的功能和状态。

反应堆为冷却、润滑安全l、2、3级设备所需部件属于()设备。

ASCOT导则分别给出了对政府及其部门、营运单位、研究单位和设计单位提出的“INSAG基本提问”;“引导提问”;之后给出了针对该基本提问的()，用来说明好的核安全文化的具体表现形式。

我国秦山三期两台机组是电功率为72.8万kw的重水堆核动力厂，采用的是由()设计建造的()重水堆，称为CANDU型重水堆。

压水堆核电厂功率调节系统的出力不一致回路信号来源是()。

核燃料在反应堆内产生的锕系产物中最重要的是钚的各种同位素，尤以()为主。

在外照射个人剂量监测中，用于监测β、x、γ辐射最常用的是个人剂量计，目前主要为热释光剂量计，核电厂同时采用()。

核动力厂余热排出系统(也称为停堆冷却系统)排出的是()。

下列核电厂一回路辅助系统作用与核安全无关的是()。

核反应能应等于反应前后体系()。

适用于天然水、铀选矿、水冶厂排放废水中226Ra含量的方法是()。

AP1000先进燃料装载技术在()高富集度区燃料组件内的燃料棒有不同富集度，以()。

欧洲压水堆(EPR)非计划容量因子的损失率小于()%。

对238U，中子能量大于()才能发生非弹性散射。

核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂采用更()的专设安全系统。

中国先进研究堆CARRU3Si2-Al弥散型燃料芯块具有较高的起泡温度阈()。

对于职业照射，手和足平均年当量剂量限值为()mSv。

目前一座压水反应堆配()台汽轮机。

核电发展初期，重视设计的保守性和设备的可靠性，实施()原则。

按照射方式可将密封源治疗分为近距离治疗和远距离治疗两类，不属于近距离治疗的是()。

人类应该在最大限度利用电离辐射源和核能的同时加强()，尽量避免和减少电离辐射可能引起的对人的健康危害。

密封放射源按()可分为检查源、工作源、参考源、标准源等。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)总长可达()m的排管两端有法兰固定，与排管容器的壳体连成一体。

放射性测井法中目前常用的中子源为()中子源。

必须对核电厂保护系统进行连续的监测，在()之间监测保护系统的工作状态。

乏燃料后处理由溶剂萃取获得的产品还须对其浓缩并转形以获得最终固体产品，称此为“尾端过程”。此过程对产品通常还具有()的作用。

压水堆每一子组内的所有控制棒束同时移动，控制棒束的移动速度为每分钟()步。

乏燃料采用干式贮存方式的贮存时间可长达()。

控制棒附带有()以防提升后形成水腔。

中国先进研究堆CARR自然循环过程是从()处吸水进行循环。

放射性测井法中目前常用的γ放射源为()。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的慢化剂是()。

西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，元件两端还各装有1块()芯块，用作堆芯的()。

铀矿化学采矿应用有一定的局限性只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床。矿床需大致呈()，底板不渗漏，矿层位于静止水位之()，且具有较好的渗透性。

根据核安全文化的定义，核安全文化工作分为()推进核安全文化建设以及提高()核安全文化素养。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第()道轴封是全设计压力的轴封。

高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式：(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式效率可高达()%。

辐射诱发细胞死亡、突变及恶性突变的部位是在细胞核内，()是主要靶，电离和激发主要通过对其的作用使细胞受到损伤，导致各种健康危害。

()构成了包容放射性物质的第一道安全屏障屏障。

根据()确认单位核安全文化弱化的征兆包括四个方面：决策层问题、管理层问题、员工问题和技术问题。

核动力厂的机械设备分为()个等级。

通过()MW高温气冷堆的建造，我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权，初步建立了自主设计、制造和建造的能力。

压水堆核电厂上充泵在一回路发生()事故或()事故而引起一回路温度、压力下降到一定值时，安注信号发生，又作为高*压安注泵从换料水箱吸取含硼水通过硼注箱向RCP系统冷段注水，或直接注入RCP系统的冷段和热段，防止堆芯烧毁。

选用辐射监测仪器，一般要求测量仪器的量程下限值至少应在个人剂量限值的()以下，上限根据具体情况而定。

压水堆事故给水系统主要由给水贮存箱、()台电动给水泵、()台汽动给水泵(或柴油机驱动泵)和与()相连的给水管线组成。