注册核安全综合知识习题(1)

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的()是一回路压力边界的一部分，为核1级部件。

用人单位有责任改善孕妇的工作条件，以保证为胚胎和胎儿提供与公众成员()的防护水平。

AP1000反应堆冷却剂系统的减压是自动控制的，只有当压力减到约()MPa时才可以通过内置换料水箱(IRWST)实现注水。

按UF4产品的用途可分两种，一则用于生产UF6(称为“级联品位”)，强调()。

日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6号、7号机组是先进的沸水堆(ABWR)。它是满足用户要求文件(URD)要求的有电厂运行经验的第()代先进型核动力厂机组。

UO2芯块烧结工业上一般都采用()。

质子的轫致辐射比电子()。

一般γ辐射监测仪应对能量直到()MeV的β射线(90Sr/90Y源)无响应。

大多数沸水堆设置()台再循环泵。

压水堆核电厂()安注箱为非能动安全系统，不用安注信号启动。

模块式高温气冷堆全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第()道屏障。

压水堆的安全壳有严格密封性要求，在失水事故后()小时内安全壳总的泄漏率小于()。

核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多，共有()种化学元素。

核产品二氧化铀国家质量要求是：控制产品中吸收中子能力较弱的锂、硅、铁、铝、碳等元素量不超过()。

对安全实施()是一项国家责任。而且，辐射危险有可能超越国界，因此必须进行国际合作。

世界上第一座商用核电站的堆型为()。

组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价，自我评价是用内部的()参考指标和外部的其他组织的指标比较来评价其安全性能。

反应堆保护系统安全准则的多样性的重点应放在触发保护动作的保护参数的功能多样性上，这样有助于克服()。

下列属于研究堆的辐射屏蔽系统的是()。

反应堆压力容器长期工作在高压()MPa左右。

AP1000在LOCA下堆芯冷却的长期水源是()。

压水堆核电厂功率调节系统由()个电子逻辑回路组成。

加速器工业CT的工作原理是：由电子()产生的电子束打钨靶产生x射线，x射线穿透物体后被探测器接收并给出()信号，经变换后还原出物体内部的密度结构图。

压水堆核电厂最显著的特点即主要优点是()。

在民用核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中,必须采用()技术或工艺。

模块式高温气冷堆堆腔冷却器有独立的()组，每组都具有()%的余热排出能力。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)在燃料棒外壁铅焊上一些隔离块的作用是()。

()是核安全设备在设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、定期试验、维修和退役等活动中正确选用标准的依据。

燃料组件中燃料芯块的区域称为()。

电子的质量≈()u。

核燃料在反应堆内产生的锕系产物有钚、镎、镅、锔等，各核素的产额随其()。

工业辐照加速器主要应用于()。

下列γ外照射监测仪器中，灵敏度最高的是()。

流化床反应器干法生产UF4，现工业上常采用两级串联系统：第一级选用具有良好气-固相接触性能的()形流化床，以增大传热速率，避免物料烧结。

西安脉冲堆有()根稳态控制棒，稳态控制棒为()包壳，中子吸收体为()芯体。

目前最大核电站的功率已达到130万kW，最大饱和蒸汽轮记组的容量达()万kW。

华能山东石岛湾电站由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成，每一个模块堆的热功率为250MW。向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽，发电功率为()万kW。

对伴有γ射线很强的中子源，如镭-铍中子源，既需要防护中子照射，又必须同时防护γ射线的照射，选用的屏蔽材料是()。

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：经济目标，在运行()年后比非核动力厂成本低10%，在运行()年后比非核动力厂成本低20%。

现代压水堆核电厂普遍采用()稳压器。

蒸汽发生器传热管降质类型有()种。

主泵与反应堆压力容器之间的主管道称为()。

核电发展初期，重视设计的保守性和设备的可靠性，在设计保守性上，着重将()事故确立为“最大可信设计基准事故”。

安全壳作为放射性物质与环境之问的第()道屏障。

普雷克斯型工艺流程的第一循环阶段进行铀、钚共萃取，并用硝酸溶液洗涤，去除绝大部分()%以上的裂变产物杂质。

IAEA提出的基本安全原则：原则九是()。

堆芯内的燃料、结构材料和冷却剂吸收中子产生的(n，γ)反应也会放出能量，这部分约有()，这部分能量也是可以利用的。

在正常运行期间，对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽的是()。

应急照射情况下的通用优化于预水平和行动水平，通用优化干预水平用()的剂量表示，即当该剂量大于相应的干预水平时，则表明需要采取这种防护行动。

从安全运行角度考虑，反应堆设计中保证了反应堆有()的反应性温度系数(至少在额定温度工况下)，以提高反应堆的自调自稳特性和安全性。

中子发生器主要用于产生()MeV中子，开展各种应用。

U-235半衰期为()a。

()电站的运行表明高温气冷堆具有很低的辐照剂量水平。

在核动力厂发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，()将用来降低安全壳内压力和温度，使放射性蒸汽凝结下来。

开放型放射工作场所放射性废水在排放前应根据污水性质和被污染的放射性核素特点，可选用()方法进行净化处理，以降低水中放射性物质的浓度。

大亚湾核电厂稳压器电加热器的()电热丝放在管状不锈钢护套中心，用()粉末压紧绝缘。

辐射防护的()是当某一项特定操作开始时进行的监测，这种监测特别适用于短期操作程序的管理。

应在不同阶段(包括选址、设计、制造、建造、安装、调试、运行、维修和退役)对实践中辐射源的防护与安全措施进行()。并对所需要的参数进行()。

AP1000原来在底部安装的可移动的堆内仪表用在顶部安装的固定式仪表代替，实现堆芯功率分布的在线监测，并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件，降低了在严重事故情况下()的概率。

天然存在的放射系中，缺少了()系。

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计大量早期释放频率<5.94×()/堆年。

快堆使用钠做冷却剂时只需()个大气压，冷却剂的温度即可达500-600。

对操作大量的、危险性大的和情况多变的辐射源或放射性物质的单位，任何可能影响辐射安全的工作，均应经过()讨论并提出意见，再报()批准。

核电厂的()在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境。

对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量变化的特性，可以发现大体上存在三个区域。低能区的能量区间为()。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆利用TRIS0包覆颗粒的燃料元件中碳化硅层十分致密，直至燃料温度在()以下，对裂变产物，这种包覆颗粒能够滞留所有放射性裂变产物。

反应堆启动、停堆以及改变反应堆的功率时，反应堆通过直接控制反应堆内的()数目来改变反应堆的有效增殖系数。

1991年，IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用，出版了INSAG-()《安全文化》专门报告。

在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，安全注入系统用来向一回路补水，以重新建立()。

对于较难处理而放射毒性又大的挥发性131I(T1/28.05d)而言，乏燃料需经至少()的冷却使其衰变殆尽，才能避免在元件溶解过程中逸出，造成事故。

用产额为1011n/s的中子发生器对钢样品照射10s，再用2s将样品用压缩氮气运送到γ探测器前，经过20s计数，即可在1min内给出钢样中的含氧量，灵敏度达到()，这对氧气顶吹转炉的快速炼钢很有意义。

乏燃料后处理过程中，长期运行时溶剂降解严重，产生的界面污物会影响操作，因而不宜在高辐照条件下应用的溶剂萃取设备是()。

部分二回路管道属于核安全设备，管道的参数比常规电厂低得多，但存在()问题。

以U235(n，f)反应为例，入射中子能量为()的热中子即可产生诱发裂变。

一个实用的离心机分离工厂往往需要安装()台离心机。

试样所承受的载荷几乎不变，但产生了不断增加的塑性变形，这种现象称为()。

洛氏硬度在()中应用最多。

按照目前的情况，快堆的倍增时间是()年。

在已发现的2600多种同位素中，稳定的核素只有()种左右。

质量和能量的相互关系为()。

安全壳设备闸门的封头为椭圆形瓜瓣拼焊结构，直径达()m。

在内照射情况下，为了定量计算放射性核素进入体内所造成的危害，辐射防护中引进一个叫()的辐射量。

核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第二阶段，即在一回路温度降到()以下、绝对压力降到()MPa以下时，排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷停堆状态。

U-238的半衰期为()a。

分析一维导热过程的基本公式是()。

压水堆核电厂功率调节的过调节特性是当负荷变化时，()维持不变，但()变化较大。

从中子动力学方程推导出，当K过剩一次增加量()缓发中子的总份额时，反应堆中子通量增长e倍所需的时间就与缓发中子无关了。

用四氯化碳还原小批量的高富集度UF6，反应要在()中批式地进行。

可以在堆内各处释热并有可能将堆内裂变时释放出的能量带出堆外的是()。