注册核安全综合知识习题(2)

压水堆安全注入系统的蓄压箱内覆盖绝对压力约为()MPa的()气。

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

流体的动力黏度和密度通过()数而反映出流体的流动情况是层流还是紊流，进而影响换热系数。

乏燃料后处理产品的总回收率()%。

目前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()。

为了使工作人员减少所受辐射剂量，在放射源和操作人员之间放置防护屏蔽，对β射线最好用两种材料，靠近源的部分用()以减少轫致辐射，外面用()材料。

出射粒子与入射粒子不同，剩余核不同于靶核，也就是一般意义上的核反应。在这一类核反应中，当出射粒子为()时，我们把这类核反应称为辐射俘获。

()只用于量度x或γ射线在空气介质中产生的照射效应。

中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计的特点是()。

压水堆(PWR)最初是美国为()设计的一种热中子堆堆型。

在辐射生物学的研究中，辐射敏感性的判断指标多用研究对象的()来表示。

美国桃花谷高温气冷反应堆电厂热效率为()%。

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。其中，()年是核技术利用的开创时期。

原子物理学的主要内容是()。

下列属于放射性普查的是()。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件由最大外径为63mm的()层同心套管构成。

()是铀的一种同位素，在后处理过程中不可能与其他铀同位素分离，但它具有强放射性，会给后面再制燃料元件带来困难。

高温气冷堆堆芯出口氦气温度可达到()甚至更高。

()核能界对对核安全管理有了进一步的重视，并在全面总结事故原因的基础上，形成了核安全文化理念。

AP1000安全壳氢气控制系统在()，限制和降低安全壳内的整体氢浓度。

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在丧失厂内外交流电源的()内，燃料没有损坏。

西安脉冲堆稳态控制棒下方还装有()块UZrH1.6燃料跟随体和()块石墨芯体。

国际原子能机构(IAEA)的《安全丛书》第111-F号是()。

UF6的收集指从氟化反应器及其净化反应器排放出来的成品混合气中分离出UF6，再将其转装于专用产品容器中。成品混合气中UF6的含量范围为()%。

β衰变的半衰期一般是大于()s。

一个放射源的放射性活度随时间增加而()。

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：负荷调度为()负荷跟踪。

核燃料芯块装管采用机械化自动装管工艺，也有使用手工装管工艺。芯块的上端要装入()隔热块和弹簧。

西安脉冲反应堆水池内径2.5m、深8.5m，以()覆面衬里，其外部为()结构作屏蔽。

AP1000堆芯平衡燃料循环，堆芯燃料采用()泄漏装载方式。

AP1000氢气浓度监测系统有()个监测器。

核安全文化评价组对核安全文化进行评价，包括()。

重铀酸盐煅烧生产得到()。

在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的是()。

在()中，氙中毒的影响较小。

AP1000非能动主控制室应急可居留系统能够在主控制室内居留人员最多为()人的情况下，向主控制室供应的设计空气流量为110.4+8.5标准m3/hr，保持CO2的浓度小于()%。

单相对流换热中分为()对流换热。

压水堆燃料芯块叠放在壁厚()mm的()合金包壳中。

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，它的辅助系统简化：无()系统。

铀浸出的酸法浸出多以()作浸出试剂。

常用()来测定金属材料的冲击韧度。

模块式高温气冷堆()是阻止放射性外泄的第四道屏障。

在辐射防护监测中，有许多测量结果很难用当量剂量来直接表示。但是，可以根据()，通过一定模式推导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值称为()。

对孕妇应施加补充的剂量限制，并限制放射性核素摄入量<()ALI。

重铀酸铵(ADU)工艺流程中的分解还原利用()将氟除去，使氟含量降到2×10-4以下。

蒸汽发生器按()，可分为：(1)自然循环蒸汽发生器(2)直流(强迫循环)蒸汽发生器。

照射在()情况下，可以分为应急照射和持续照射。

对辐射和放射性物质应用可能对工作人员、公众和环境造成的辐射危险进行()，并在必要时加以()，这就是安全监管的目的。

核燃料循环过程中既不属于前段也不属于后段的是()。

压水堆的反应性控制主要通过改变()实现。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)每一个循环回路由()个蒸汽发生器和()台循环泵组成。

从安全性和防止核扩散特性考虑，国际原子能机构建议民用研究堆采用富集度不超过()%的低富集度铀来制造核燃料。

大亚湾核电厂稳压器净重约()t。

国际原子能机构(IAEA)的《安全丛书》第120号是()。

5MeV的α粒子在空气中的射程是()。

西安脉冲堆控制棒驱动机构在反应堆稳态运行工况下，能带动脉冲棒上下移动，使其作()使用。

假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变，其中放出最大能量为1.17MeV的电子有()个。

组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价，组织开展自我评价的目的是识别、纠正和预防阻碍达成组织目标的()问题。

密封源表浅治疗以90Sr-90Y用得最多，90Sr的活度可达()Ci。

组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括提倡报告，并挑战不安全的行为，鼓励将()事件上报。

铀-235裂变时一般产生两个中等质量的核，叫做裂变碎片，同时发出平均()个中子，还释放出约()的能量。

内照射防护的包容方法是指密闭()。

()通常是最有效的传热机理，在压水堆中它存在于蒸汽发生器、稳压器的电加热器表面等传热设备之中。

核动力厂大型发电机的冷却方式，普遍采用()。

在商用动力反应堆从冷态启动到热功率运行时，堆芯温度要变化()，甚至更大。

下列()是影响气冷堆反应性的因素。

硼俘获中子后释放()MeV的γ射线，易被吸收。

通过龙堆等三个实验反应堆的运行，高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方面都积累了成功的经验，开始进入发电和工业应用的商用化阶段。特别是取得了()成果。

压水堆除了有主给水系统从蒸汽发生器带出热量产生蒸汽供给汽轮机发电以外，还有应急给水系统(也称为辅助给水系统)，以保证停堆后第()阶段从反应堆带走余热。

若有效增殖系数K有效>1，则堆芯内的中子数目将随时间而不断增加，这种状态称为()。

为了保证反应堆的安全，在设计中要求燃料元件表面的最大热流密度()临界热流密度。

对于较快核动力厂一回路水体积的负荷变化，如每分钟±()%额定功率的线性功率变化，或±()%额定功率的功率阶跃改变，化容系统与稳压器共同承担容积补偿。

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组可利用率≥()%。

压水堆余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器，通过()排放到()。

往硝酸铀酰溶液中加入碳酸铵溶液，可通过沉淀获得()产品。

任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中左下标Z表示()。

在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，规定在计划照射情况下应建立一个剂量约束值，此值必须小于()，并由()规定。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)控制棒插在()之间，在这种低温低压重水慢化剂内，可()方向运动。

核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相()”。

压水堆核电厂主管道的材料主要采用ASMESA451CPF8M()奥氏体不锈钢，或技术条件为SAl82和SA376的不锈钢锻件和钢管。

核动力厂主发电机与火电站发电机不同点在于采用()机组。

反应堆中子通量分布的形状只取决于反应堆的()。

原地浸出采铀建设投资约为常规采矿的()%。

氙中毒造成的反应性量约为()。

放射源治疗的后装机，因为()的γ射线能量较低(0.317MeV)，容易屏蔽，半衰期适用(74d)，所以使用较多。

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7g，这保证了在()的事故下引入的反应性较小。

下列关于燃料温度系数和慢化剂温度系数说法错误的是()。

压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过液氮冷却装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上，然后进行镍基堆焊和J形剖口焊接，以防()。

空气中长寿命α气溶胶浓度的监测，是用取样泵通过滤膜采集空气样，()后测量滤膜上的α放射性，计算得到α气溶胶浓度。

从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂，是一座()快中子堆商用示范性核电厂。

流化床反应器干法生产UF4，现工业上常采用两级串联系统，两级反应法当使用具有高活性的分解原料时，可得到高质量的UF4产品，同时HF的过剩率降至()%左右。

压水堆燃料芯块的上下两端设有()隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。

中国先进研究堆CARR燃料组件为()做包壳的()形燃料组件。