核安全综合知识考试模拟题(2)

核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆的抗事故能力要求包括()。

当今世界使人类受到照射的主要人工辐射源是()。

核电厂一回路补给水系统由()部分组成。

下列关于放射源治疗的后装机说法正确的有()。

低能γ(X)放射源(亦称低能光子源)由发射γ射线或x射线的核素()等制成。

快堆可用的燃料形式有氧化物燃料，氧化物燃料的优点是()。

通过l0MW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，下列说法正确的有()。

IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务有对自我评价的支援方式，该方式的特点是()。

中子源在()等领域得到广泛应用。

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。氦气循环方式的特点是()。

我国()核电厂执行的是法国RCC规范。

辐射防护中最常用的参考水平有()。

在不同的事故中，安全注入系统的功能可以是()。

我国核事故应急管理的方针是()。

下列关于AP1000非能动安全壳系统描述正确的有()。

乏燃料后处理工厂中使用的溶剂萃取设备主要有()。

燃料元件棒制备为保证端塞焊接的可靠性，常用的检测方法有()。

下列关于合金元素铜说法正确的有()。

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，它的主要技术特点是()。

根据核安全文化的定义，核安全文化工作分为组织推进核安全文化建设以及提高员工核安全文化素养。下列说法正确的有()。

根据经验反馈确认单位核安全文化弱化的征兆包括()方面。这些问题表明单位核安全文化开始弱化，如不采取积极有效措施，势必引起单位核安全文化的恶化。

IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务有对自我评价的支援方式，自我评价前的支援可以采用()形式。

在核技术利用中常用的主要放射源有()。

反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。下列关于全密封泵叙述正确的有()。

沸腾分为池式沸腾和流动沸腾两种，()属于流动沸腾。

核燃料循环是指核燃料的提取、加工、使用、回收再利用的全过程。包括()。

高能β源包括()源。

铀转化过程大多属于气-固相反应，其工艺特点有()。

快中子引起的核反应主要有()。

下列关于核动力厂容积控制基本原理描述正确的有()。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的主要应用包括()。

快堆可用的燃料形式有氧化物燃料，氧化物燃料的缺点是()。

核反应堆停堆触发系统的堆芯保护参数为()。

控制棒可以用()材料制成。

对轻水堆核动力厂汽轮机转速选择应该考虑()因素。

UO2芯块烧结送舟方式有()。

在一个典型的原子能级图中，j是与电子的()相关的量子数。

通常用分离系数表示分离效果。分离系数就是在分离级前后所需同位素(铀-235)的相对丰度比。理论上，扩散分离系数最大值等于两种组分的分子量()。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求管理体系为防止个人和组织的失误，必须考虑()，而且必须对良好表现和良好实践加以支持。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求必须根据分级的处理方法对所有设施和活动的安全进行评价。安全评价涉及为控制危害所需采取的安全措施，对设计和专设安全设施进行评定的目的在于论证其是否达到了()安全功能。

大亚湾核电厂的稳态运行方式是在负荷变化下是保持()不变。

核反应堆保护系统的设计应满足能检测到()。

反应堆控制棒中的调节棒的功能是()。

由于辐射危险有可能超越国界，因此，实施核安全()是一项国家责任，必须进行国际合作。

堆内裂变能的绝大部分约()%在燃料元件内转换为热能。

在快中子反应堆中，虽然没有慢化剂，但中子通过与()的非弹性散射能量也会有所降低。

在大多数压水堆中，事故给水系统属于专设安全设施之一。在其发生安全作用阶段，堆芯导出的热量通过()产生蒸汽，蒸汽排人冷凝器或向大气排放。

活度的单位为Bq(1Bq=1蜕变/s)，曾用单位为Ci，1Ci=()Bq。

由于轻水堆热容量()，所以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大地()，因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆()。

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()，涉及单位评价应当强调的主要方面。

核技术利用的技术基础与技术手段就是放射性同位素(放射源)和射线装置中的()技术。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的关键部件是其轴封组件，轴封组件由自下而上串联的()级轴封组成。

空位和()的聚集可以造成辐照肿胀，它表现为材料的体积和密度随辐照发生变化。

慢化能力是慢化剂的()。

在现场进行核电厂主管道焊接底层时，用()气在外面和里面进行保护。

堆浸过程铀的浸出率大约在()%，铀的总回收率大约在()%，均略低于常规铀水冶。

UF4氟化的立式氟化炉由于底部装有分布板，可使落在它上面的未转化料继续与浓度较高的氟气反应，因而灰渣率可降至()%。

由于T(d，n)4He反应截面在氘核能量近于()处出现共振截面峰值达到()靶。因此，可利用此反应在中子发生器上获得中子产额较高的14MeV中子。

在热中子反应堆中，中子慢化主要依靠与慢化剂的()。

核反应分类可以按入射粒子的能量来分类，入射粒子的能量范围可以是()。

中国先进研究堆CARR反应堆运行时冷却剂中的氧在中子照射下会被活化形成的()在衰变箱中能够得到适当衰减，极大地降低了主回路系统工艺问的辐射水平。

从实质上来说，对潜在照射的控制，就是对辐射源的()的控制。

UF4细粉末均匀地分散在()的氟气中时会发生燃烧。

疲劳破坏是机械零件失效的主要原因之一。据统计，在机械零件失效中大约有()%以上属于疲劳破坏。

由氙毒造成的反应性()，是因碘-135的衰变引起的K有效减少而称之为“碘坑”。

UO2芯块烧结把压制好生坯放在()中，再连续送入有还原气氛()的烧结炉中烧结。

1947年,我国物理学家钱三强和何泽慧夫妇等发现了用中子轰击铀时的三分裂现象，即形成三块裂片,其中一块就是α粒子。三分裂的概率很小，约为()。

下列属于黑色金属的是()。

每当一个钚-239核裂变时，除了维持自身链式反应，还可以剩余()个中子。

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，还应设置辐射安全委员会，在辐射安全机构中，除主管领导及专业人员外，为确保辐射源的安全，还应有()参加，以及相关部门参加。

动力堆中，氙主要靠()而消失。

金属材料的塑性通常用()来表示。

大多数现代轻水堆的转化比CR≈()。

安全壳钢衬里车间拼接采用()，现场焊接为()。

针对三哩岛和切尔诺贝利两次核事故，1988年IAEA出版了INSAG-()，1999年升版为INSAG-()《核电厂基本安全原则》。

中国先进研究堆CARR应急堆芯冷却系统()台应急泵随堆运行，事故时，当主回路压力低于某一值时应急泵开始将池水注入堆芯实现应急冷却。

压水堆核电厂主设备反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的封头、筒节、法兰和管板锻件等主要采用的是()钢。

高温气冷堆中可以是非安全级的设备是()。

反应堆应急电源、水源，以及柴油机的润滑油、燃油和冷却水系统属于()设备。

()与碳形成的碳化物可提高在高温高压下抗氢腐蚀能力。

垂直放置的均匀加热流道，一般把()流动时的液膜中断或烧干称为沸腾临界(CHF)，有时将这种沸腾临界称为烧干沸腾临界。

AP1000的设计是一个两回路、百万级压水堆核电厂，采用非能动安全设施以及简化的电厂设计，从而使核电厂具有良好的()。

压水堆核电厂汽轮机回路也称为二回路系统，其主要功能是将蒸汽发生器产生的()蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用。

AP1000非能动安全注入系统的水源之中，()执行高压安全注射功能，在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量。

1Bq=()。

压水堆核电厂的汽轮机与火电站汽轮机在原理上没有什么差别，都是建立在()循环基础之上的，只是由于反应堆冷却剂温度的限制只能产生压力较低的()蒸汽。

炸药和喷射药中的低浓度杂质能影响操作中的安全，大多数炸药和喷射药中包含大量的氮，用14MeV中子活化分析，由14N(n，2n)13N反应测定总的氮含量来控制纯度，对50mg黑索今炸药样品，测量氮含量的绝对误差为()%。

辐射监测仪器刻度通常有()种方法。

从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂，热能利用效率达到()%。

天然本底照在任何一个大的群体中，约()%的人预期年有效剂量在1-3mSv，约()%的人预期年有效剂量小于1mSv，而其余()%的人年有效剂量大于3mSv。

常用γ放射源137Cs的γ射线能量为()。

中子发生器是利用()，能量在()以下，通过(d，n)反应产生快中子的小型加速器。

铀、镭被称为()。

沸水堆MarkI型安全壳干阱自由空间约()m3。