核安全综合知识预测题及答案(1)

IAEA提出在核安全事务中凡争取有优异成绩者，其人品特性应该包括()。

钠冷快堆使用液态金属钠作为冷却剂，钠做冷却剂的缺点是()。

根据l986年10月29日国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》，下列属于核动力厂以外的其他反应堆的有()。

核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆应该有()基本特征。

放射性同位素在医学上的应用已有半个多世纪的历史。目前主要应用于()等。

AP1000反应堆压力容器的()焊接在一起。

核反应按入射粒子分类可分为()。

氦气是一种惰性气体，下列关于氦气性质说法正确的有()。

沸水堆通过()实现一回路水总量和压力控制。

工前会为在执行一项任务/工作前，相关工作员工之间要进行面对面的准备会，以便清楚地理解()，保证有效完成任务/工作。

碳素结构钢中往往存在()，它们的含量对碳素结构钢影响很大。

勘探阶段是对铀矿床进行全面工业评价的决定性阶段，勘探手段主要是()。

保证反应堆和一回路系统正常运行的核动力厂一回路辅助系统有()。

单光子发射计算机断层扫描仪(SPECT)影像诊断时使用的放射性核素主要是()。

德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆(即AVR)其特点是()。

下列关于合金元素铝说法正确的有()。

辐射防护的基本原则包括()。

下列关于放射性指数衰减规律说法正确的有()。

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，若屏蔽γ和X射线，用()。

在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，规定了在计划照射情况下所有被监管的源仍采用()的个人剂量限值，其值仍维持1990年建议书的值。

密封源腔内治疗源的外形一般制成()。

改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆，其特点是()。

安全壳钢衬里一般由()组成，形成整体压力“容器”。

压水堆控制棒驱动机构的耐压壳组件是()的包壳。

再循环铀的转化过程中，利用各种杂质元素氟化物的挥发性和化学特性的差异，可对产品实现净化。比UF6挥发性更强的杂质，如()，在UF6结晶过程中被分离出去。

INSAG-4《安全文化》中将组织分为决策层、管理层和基层三个层次，对于管理层的要求是()。

核安全2级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下()的各种设备。

我国的核安全设备现行规范标准是()。

下列关于合金元素镍说法正确的有()。

在普通低合金钢中加铌，可提高抗大气腐蚀及高温下抗()腐蚀能力。

根据国家制定的到2020年的“中长期科学和技术发展规划纲要”的总体框架，2004年1月，国家发展和改革委员会发布了组织实施“民用非动力核技术高技术产业化专项”的通知，明确了重点技术方向为()。

核电发展初期，重视()，实施纵深防御原则。

IAEA提出的基本安全原则：原则三是()。

乏燃料水法后处理工艺溶解结束后提出吊篮，经稀酸漂洗后用专门仪器检测其中的残余燃料量。若损失率小于()%，将包壳作为废物处理，否则返回再溶解。

1Ci=()Bq。

为减少或避免照射而要采取防护行动或补救行动的形式、规模和持续时间均应是()的，即在通常的社会和经济情况下，从总体上考虑，能获得最大的净利益。

一般压水堆燃料组件全长大约为()m，重量约在550-670kg之间，是一个大型而又精密的高技术产品。

个人防护用具主要用于防止放射性物质(或有毒有害物质)进人体内或污染体表。有些防护用具(如面罩、眼罩、铅橡胶围裙、铅橡胶手套等)对防止贯穿能力弱的β辐射、能量低于()电子伏的γ射线和x射线，也有一定效果，但对能量较高、贯穿能力较强的辐射无效。

在分析堆芯传热中，研究对流体换热的目的有()个。

下列核燃料循环模式也称为“闭路核燃料循环”的是()。

由设施和活动引发的危害性最大的后果来源于核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或其他辐射源的失控。防止和减轻事故后果的主要手段是()。

压水堆堆芯又称为()，位于反应堆压力容器()的位置。

唯一天然存在的易裂变核素是()。

鉴于放射性废物管理可能跨越世世代代，因此必须考虑()对现有的和今后可能出现的操作所履行的责任。

往硝酸钚溶液中加入()溶液，即生成溶解度很低的含钚沉淀，可得较高的回收率。

与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20时最几速率是2200m/s，相应的能量为()ev。

反应堆为了维持一定功率水平，用()的自动调节来抵消各种引起功率波动的因素。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)燃料元件芯体合金中铀重量百分比为()%。

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：严重事故缓解，对累积发生频率>10-6/堆年的严重事故，在厂址边界处个人剂量<()rem。

铀矿地下开采必须有科学、合理的通风系统和有效的通风方式，目的是驱散和稀释()。

下列关于核动力厂设备冷却水系统说法错误的是()。

()是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。

当AP1000启动非能动余热排出系统时，()提供了长期的衰变热排出能力，而不需要操纵人员的行动。

西安脉冲堆堆芯靠池水()循环冷却，池水靠()循环冷却，将热量从堆芯载出，释放到外环境最终热阱。

在水慢化的反应堆中，平均中子寿命大约为()s。

2008年7月，IAEA在对早期ASCOT指南实践的基础上，正式颁发了SCART指南(ss-16)，系统地提出了安全文化评价的目的、评价的基础、评价的方法和评价的过程。ss-16提出单位核安全文化的()项主要特征和()种有形表征。

大亚湾核电厂的汽轮机新汽参数为()MPa、()。

在实际的换料程序中，并不是一次换全部的料，而是把新换进去的燃料放在()区。

欧洲压水堆(EPR)主泵为()。

安全壳贯穿件包括机械贯穿件和电气贯穿件两类，大亚湾核电厂安全壳贯穿件分()个类型。

在实际工作中，可以针对辐射监测中测量的()推导相应的导出限值。

压水堆使用UO2作为核燃料，燃料富集度为()。

下列不属于射线装置的是()。

欧洲压水堆(EPR)通过重力非能动或由安全壳排热系统的泵将()的水送入通道。通过上部水的蒸发和下部带大量散热片金属结构的冷却，实现熔融物的冷却。

锕-铀系是从U235开始的，经过()次连续衰变，到达稳定核素()。

不稳定的原子核会自发地发生衰变，放射出()等。

AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，大幅度地减少了()。

通常从()浸出工序得到的浸出液，不仅含有铀，也含有一定种类和数量的杂质，因此浸出液的提取工艺包括了提纯-沉淀工序，最终得到铀的化学浓缩物。

因为反应堆的功率输出是由()能力来决定的，所以局部的功率峰值会限制整个反应堆的输出功率。为了尽可能提高反应堆的总输出功率，就需要进行()。

沸水堆一次安全壳的功能是：冷凝蒸汽和包容一回路失水事故时放出的裂变产物，使()辐照剂量不超标。

反应堆功率控制系统的功能是在不超过额定功率时允许负荷有±()%阶跃变化，能使电厂恢复至平衡状态而不导致事故停堆、蒸汽排放或卸压阀动作。

微观截面的物理意义是一个中子入射到单位面积内()的靶子上所发生的反应概率。

目前在运行的压水反应堆的一回路系统中冷却剂的流量较大，冷却剂质量流量可达到每l0MW热功率()t/h。

在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，现存照射情况指在采取控制决策前就已经存在的照射情况。下列属于现存照射情况的是()。

用()还原UF6制备UF4是目前应用最广的方法。

在压水堆()时，需要考虑热辐射的作用。

沸水堆(BWR)装机容量占全世界核动力厂总功率的()%。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)电站可利用率为()%。

()年IAEA发布和实施了“单位核安全文化自我评价和国际原子能机构核安全文化评价组审评导则”(ASCOT导则)。

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，1955-1960年是核技术利用的开创时期，这一时期核技术利用主要是为()建设发展的需要服务。

欧洲压水堆(EPR)重要的安全系统及其支持功能设备都按四列(N+3)设计，按4列设计的理由是()，最后只有一列有限供使用。