核安全综合知识考试模拟题(1)

干预的基本原则是()。

压水堆的特点：()。

核试验可以产生几百种放射性核素，但其中多数不是产量很少就是在很短时间内已全部衰变，对全球居民的有效剂量贡献大于1%的只有7种，从1965年起()是剩余累积沉积中主要的核素。

对短冷却期的乏燃料，()常成为普雷克斯型工艺萃取分离过程的“麻烦制造者”。

慢化剂温度系数可能是正的，也可能是负的。它与()有关。

下列关于核安全文化及组织核安全文化建设说法正确的有()。

研究堆的类型按中子能谱分为()。

核安全文化对员工响应的要求包括严谨的工作方法，其要求为()。

蒸汽发生器传热管材料由过去采用耐高温腐蚀合金改用Inconel-690合金，其优点是()。

标准的ASCOT研讨会采用专题研讨班的形式，在会上通过一系列()来达到研讨会的目标。

乏燃料后处理的尾端过程，往硝酸铀酰溶液中加入碳酸铵溶液，可通过沉淀获得三碳酸铀酰铵产品;也可以直接从含铀有机相中将其反萃沉淀出来。沉淀物经陈化、过滤、洗涤和干燥后，在H2气氛下的高温炉内煅烧即得UO2产品。此方法的特点是()。

钠冷快堆按结构分为()。

IAEA提出的基本安全原则原则二：政府职责，对监管机构的要求是必须有()，以履行职责。

压水堆核动力厂稳态运行方式大体上可以分为两大类型：一种是一回路冷却剂平均温度不变，而二网路蒸汽压力随负荷而变化。另一种是保持二回路蒸汽温度(即压力)不变。第二种运行方式的特点是()。

设备鉴定的目的是验证其在服役的各种工况下，特别是在事故工况下，设备的()能够满足预定的要求。

核燃料进入核反应堆前的加工过程称为核燃料循环的前段，包括()。

AP1000安全系统包括()。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求在设施以后的运行过程中，必要时应全部或部分地重复对设施和活动的安全评价过程，以便考虑到变化了的情况，包括()。

反应堆压力容器材料要求有较高的()。

核燃料在反应堆内裂变产额较大而半衰期又适中(或更长)且对乏燃料随后的工艺过程具有重要意义的固态核素有()。

氡及其子体瞬时测量的特点是()。

处于不同壳层的电子具有不同的位能，下列说法正确的有()。

下列关于模块式高温气冷堆一回路舱室说法正确的有()。

与压水堆核电厂相比，下列关于沸水堆核动力厂的缺点说法正确的是()。

为了形象地描述，根据核动力厂()要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。

压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，其种类有()。

β放射源主要用作β活度测量和β能量响应刻度时的参考源和工作源，还可用作()。

我国治疗癌症主要采取化疗、手术和放射治疗。放射治疗的优点是()。

核反应的入射粒子可以是()。

辐射防护临测的对象就是人与环境两大部分，具体监测有()方面。

利用试样拉伸试验，可以得到金属材料的()。

UF6干法转化为UF4的方法有()。

密封放射源按活度的不确定度可分为()等。

金属材料的()等性能是在各种环境和使用条件下维持力学性能的能力。

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对进行自我评价的工作细节作出解释，包括关于()等问题的考虑。

快堆的二氧化铀增殖再生区的位置是()。

加速器的种类很多，按加速粒子的能量区分，有()。

中国先进研究堆CARR堆芯结构的设计特点主要包括()。

压水堆冷却剂自上而下又自下而上流动，目的是为了()。

()脉冲堆在科学技术研究方面具有广泛的应用价值，是一种具有固有安全特性的()辐照反应堆。

美国桃花谷高温气冷反应堆采用()燃料元件，燃料棒含有包覆颗粒燃料，弥散在石墨基体材料中，冷却孔道放在慢化剂的石墨块内。

压水堆核电厂控制棒驱动回路设有连锁装置，在核反应堆运行不正常时或控制系统故障时，()控制棒。

对于GE公司开发的BWR5/6型沸水堆堆芯有约800个燃料组件，燃料棒以8×8正方形排列，其中含有()根燃料元件和()根空的中央棒(水棒)。

乏燃料后处理过程中，溶剂降解程度较轻，容易排除降解产物，还有利于实现临界安全的几何控制的溶剂萃取设备是()。

反应堆保护系统的()将使反应堆失去保护。

在中子活化测井中，可以利用14MeV中子活化分析技术，测量()同位素的含量变化来寻找深部铀、钍矿。

铀-235、钚-239和铀-233等易裂变核的裂变截面随中子能量的变化呈现相同的规律。在低能区其裂变截面随中子能量减小而()。

质子能量在25-30MeV的回旋加速器可以生产()余种放射性同位素。

1988年，IAEA出版的INSAG-3(1999年升版为INSAG-12)《核电厂基本安全原则》中作了进一步阐述，核安全文化被强调为基本的()。

目前只有俄罗斯采用()作为压水堆压力容器材料。

中毒放射性核素毒性组别修正因子为()。

蒸汽发生按设备的结构特点可分为带或不带()的蒸汽发生器。

()的监测是整个辐射监测的基本组成部分;()的监测是整个辐射监测的重要组成部分。

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，这保证了在一回路进水的事故下引入的反应性较小，小于()带来的反应性。

在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，即()个源量程通道、()个中间量程通道及()个功率量程通道。

压水堆常规岛主要包括汽轮机组及()。

乏燃料运输容器的设计、制造和检验均有非常严格的规范和标准，且实行()制度。

IAEA提出的基本安全原则：原则十是()。

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，排出()，使反应堆进入冷停堆状态。

抗拉强度是金属材料()前所承受的最大应力，故又称强度极限。

第二代核动力厂是指20世纪()年代末期后投入商业运行的核电机组。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)汽轮机主蒸汽流量为()t/h。

一般地，人体内繁殖能力越()，代谢越()，分化程度越()的细胞对辐射越敏感。

Th-232的半衰期为()a。

天然放射性同位素的种类很多，已达()种。

沸水堆的()安全壳主要由干阱和湿阱(抑压水池)组成，称为一次安全壳。

平均自由行程是宏观截面的()。

x射线机的种类很多，如诊断x射线机、治疗x射线机、工业探伤x射线机、x射线分析仪等。x射线机的核心部分是()。

在进行医疗照射时，必须认真实施医疗照射的辐射防护体系基本原则是()。

工作场所中氡持续照射达到()Bq222Rn/m3时宜考虑采取补救行动，达到()Bq222Rn/m3时应采取补救行动。

民用核安全设备是民用核设施安全防护实体屏障的核心，其()直接关系到核设施的安全稳定运行。

反应堆无保护事故率等于()。

模块式高温气冷堆压力壳的设计、制造具有很高的可靠性，几乎可以排除发生()事故的可能性，其完整性可以得到充分的保证。

辅助给水触发系统自动启动辅助给水泵，操纵相应的控制阀，保证()必须的事故给水，以维持反应堆的热阱。

IAEA提出的基本安全原则：原则二是()。

设施的正确设计是保证辐射安全的基础，设施的设计必须遵从辐射防护()的原则。

核电厂主管道属于厚壁大口径奥氏体不锈钢，对焊接过程要求极为严格，在保证各种优良的力学性能和使用性能的前提下，其()应控制在所规定的范围之内，焊接难度很大。

热中子反应堆内发生(n，α)反应的是()。

铀氢锆脉冲堆的冷却剂是()。

压水堆核电厂上充泵的类型有()两种。

由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降，导致传热壁面湿度骤然升高的现象称为()。

AP1000安全壳的功能是在()下包容空气中的放射性物质。

热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，热中子的扩散时间一般在()s，扩散过程要比慢化过程慢的多。

60Co的衰变伴随两组强度(每一个核衰变时放出该辐射的几率)均大于99%的γ辐射，其能量分别为()MeV。

为了争取延长反应堆有效工作时间，防止掉入“碘坑”，应争取检修工作抢在掉入“碘坑”之前完成，譬如在紧急停堆后()内完成。

中国先进研究堆CARR反应堆进口管道连接在()上，出口管道连接在()上。

组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价，自我评价应由()主导。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求必须有对运行经验进行反馈和分析的()，以便能够吸取和分享这些经验教训并就此采取行动。

IAEA提出的基本安全原则：原则八是()。

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()范围内。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的泵壳为()。

大亚湾核电厂的蒸汽发生器总高()m。

反应堆压力容器属于在核电厂整个寿期内不可()的设备。

沸水堆使用UO2作为核燃料，燃料富集度为()。

吸收剂量在剂量学的实际应用中是一个非常重要的基本的剂量学量。吸收剂量是单位质量受照物质中所吸收的()。

在反应堆内，()中子通过与16O的()反应生成的16N是堆内水或重水系统放射性的重要来源。

β射线的粒子是()。