核安全综合知识预测题及答案(3)

研究堆的类型按中子通量的大小分为()。

随着碳含量的增加，钢材的()变坏。

模块式高温气冷堆可以在()方面达到应用。

压水堆核电厂的研究开发工作，主要是为了进一步提高其()。

γ外照射监测通常是使用便携式照射量率仪或剂量仪测量。用于描述辐射场的物理量-照射量(率)。常用的剂量仪有()。

池式即一体化方案快堆是将()浸泡在一个很大的液态钠池里。

下列关于沸水堆安全壳说法正确的有()。

用人工方法获得浓缩铀的方法有多种，但迄今为止，真正形成工业规模的生产方法是()。

常用的β放射性核素有()等。

核反应堆中，中子平均寿命包括()。

可溶毒物的优点()。

表征放射源的基本参数是()。

目前用于制备可烧结UO2粉末的化工转化湿法工艺流程主要有()。

“核安全文化”是国际原子能机构(IAEA)在总结前苏联切尔诺贝利事故经验教训的基础上，基于“核安全是核能与核技术利用的进步基础和世界和平与发展所必需”的这一国际共识，超越国家、组织和员工传统的保证核安全的共同()。

核燃料在反应堆内发生各种核反应后，除了仍剩有新燃料中原有的元素外，生成了()产物。

IAEA的安全标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)提出了()，并简要描述了其目的和宗旨。

在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的一回路辅助系统有()。

中能β源包括()源。

核反应堆主要由()组成。

氡累积测量常用的方法有()。

压水堆控制棒组件可由()根组成。

下列关于外照射特点说法正确的是()。

重铀酸铵(ADU)流程特点：()。

铀水冶工艺流程可根据溶浸剂的性质分为()。

我国目前采用的可烧结UO2粉末的化工转化工艺流程是()。

欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循简单化和多样化原则。关于其特点说法正确的有()。

乏燃料后处理回收的UNH溶液可先行脱硝制得的UO3，再直接转化为UF6，此方法可以省去()工序。

为了最大限度地利用氟气，大多须设置气体净化并循环利用系统，该系统使用的设备是()。

压水堆稳压器的具体作用是()。

西安脉冲堆脉冲棒由()构成。

将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线图，下列说法正确的有()。

下列关于快堆堆芯说法正确的有()。

射线装置是指能产生预定水平()等的电器设备或内含放射源的装置(高能加速器除外)。

针对三哩岛和切尔诺贝利两次核事故，1988年IAEA出版了INSAG-3(1999年升版为INSAG-12)《核电厂基本安全原则》，对()等方面作出了全面描述。

核安全文化要求每个组织都要公开发布核安全()。

下列关于60Co和60mCo说法错误的是()。

诱发裂变中，()诱发裂变是最重要的，也是研究最多的诱发裂变。

在()时，安全注入系统向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。

中子活化分析可进行痕量分析()g。

经验表明，对于按故障安全设计的反应堆，将保证()，以提高反应堆系统的安全性。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)汽轮机额定功率()MW。

放射性衰变规律是由原子核()所决定的。

高温的堆芯冷却水从压力容器上部出口管嘴离开反应堆后，经过冷却剂回路()，进入蒸汽发生器。

对()以下的光子，需要注意仪器的能量响应性能与被测光子的能量是否相适应。

135Te经过β衰变很快衰变成135I，半衰期()。

在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，对现存照射情况，最优化过程采用参考水平，参考水平通常设定在1-20mSv范围内，例如对氡的照射，个人剂量参考水平的上限为()mSv。

放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用241Am、137Cs源，活度为()。

目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是：工作压力在()MPa左右。

堆内裂变中子的平均能量约为()MeV。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的()根控制棒各占据一个固定栅元。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)燃料元件的芯块是烧结的()的短圆柱形陶瓷块。

IAEA提出的基本安全原则原则六：限制对个人造成的危险，要求控制辐射危险的措施必须确保不会给任何个人带来()的伤害的危险。

核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》()对核动力厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。

知道了x射线机的()，可从文献上查得离靶1m处产生的x射线的发射率Gy.m2/(m

三哩岛事故证明核电厂设计的()概念在严重事故下依然有效。

能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不超过()。

沸水堆从底部插入控制棒可以起到补偿作用，有利于展平功率分布，沸水堆控制棒数量上也比压水堆多，控制反应性量达()%。

在蒸汽管道破裂或其他蒸汽需求不正常增加的事故情况下，由于一回路()，导致反应性的不可控增加，在压水堆中设有的安全注入系统将会动作，将含()的冷却剂注入堆芯以终止链式裂变反应。

反应堆为控制室可居留性服务的冷冻水系统属于()设备。

按ASCOT评价方法给出的评价报告应避免给出有关()，事实已经证明不是好方法。

下列关于第三代核动力厂说法错误的是()。

微观截面σs表示()的作用截面。

除了K壳层外的其它壳层又可分成若干的支壳层，支壳层的数目等于()个，其中l=()。

AP1000堆芯()代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并且降低中子泄漏，提高了中子的经济性。

英国第一座20MW的试验高温气冷堆龙堆(Dragon)利用()富集度铀的包覆颗粒燃料，石墨作慢化剂，入口温度为()，出口温度为()。

压水堆核电厂硼注箱主体材料多为()，内表面堆焊不锈钢。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的冷却剂是()。

为确定核动力厂保护参数的动作()，必须进行安全分析。

所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得()。

()年IAEA为了加强在保障核安全方面的作用邀请了核安全领域的一流专家组成了国际核安全咨询组(INSAG)。

西安脉冲堆共有()根控制棒。

核燃料循环的后段是指()。

工作场所辐射防护监测的目的在于保证工作场所的辐射水平及放射性污染水平低于()要求，以确保工作人员处于合乎()要求的环境。

钢长期在高温下受到应力，发生变形，称()。

核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂()条件下，安全壳有足够的设计裕量。

与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，而且发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。lkW功率的射束相当于()Bq的60Co源。

铀核燃料闭路式循环流程中，贫化铀出现在()阶段。

料位计常用的γ射线源有60Co和137Cs，源的活度范围()。

利用电子直线加速器建成一个强x射线装置源，那就要选用()原子序数材料作靶子，既可屏蔽电子束，又能形成一个较强的x射线源。

从蒸汽发生器出来的高温蒸汽(即二回路的水)循环路径为()。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)每个循环回路带走反应堆()的热量。通过蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动发电机发电。

下列研究堆中，()具有一堆多功能的独特性能。

AP1000反应堆堆芯中子测量仪表从压力容器的()引入。

欧洲压水堆(EPR)燃料组件数为()。

核安全政策制定后，对于安全政策，要用“价值观”的概念去对待。涉及安全的价值观应当是()。

衰变常数λ是单位时间内一个原子核发生衰变的()。

人体受到照射的辐射源有两类，即()和人工辐射源。

辐射防护的()用于连续性作业，目的在于证明工作环境和工作条件的安全得到了保证，并证明没有发生需要重新评价操作程序的任何变化。