注册核安全综合知识选择题(1)

()为对辐射危险进行防护，有效地保护人类和环境，奠定了坚实的基础。

冷却剂从蒸汽发生器的()传热管一次侧流过后，将热量尽可能多地传递给传热管外流动的二次侧工质。

()系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。

大亚湾核电厂稳压器容器用材料为()板卷焊或锻件加工焊接成一个整体。

对于职业照射，眼晶体平均年当量剂量限值为()mSv。

垂直放置的均匀加热通道，一般把环状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()。

安全壳钢衬里通过()与安全壳连接。

从天然铀原料生产1t丰度为3%的浓缩铀，大约需要4.3tSWU以及()t天然铀原料。

中子活化分析，就是把需要分析的样品放在中子源所提供的中子束中照射，样品中的各种同位素被中子活化产生放射性同位素，根据不同放射性同位素的()的差别，鉴定出样品中欲测的元素及其含量。

与湿法相比较，用干法生产UF4所产生的工艺废液量仅为湿法的()。

低LET辐射是指在()中的线碰撞阻止本领小于()keV/μm的辐射。一般指X、γ和β辐射等。

对于()级的放射源，根据点状源的原理，可采取远距离操作放射达到防护目的。

反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。全密封泵比轴封泵效率()。

裂变产生的能量中()在反应堆停闭以后很长一段时问内仍能继续释放，因此，必须考虑停堆后对燃料元件进行长期的冷却，对乏燃料发热也要引起足够的重视。

医用电子直线加速器的能量在50MeV以下，其中大部分运行在()MeV。

铀浓缩激光法分离技术的基本原理是：利用同位素质量差所引起的()差别，根据不同同位素原子(或由其组成的分子)在()上的微小差别(称为同位素位移)，用线宽极窄即单色性极好的激光，选择性地将某一种原子(或分子)激发到特定的激发态，再用物理或化学方法使之与未激发的原子(或分子)相分离。

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。实际扩散分离分离系数远低于此值，一般为()左右。

辐射育种使用中子辐照，一般使用的剂量范围为()n/cm2。

按UF4产品的用途可分两种：一是用于制备金属铀(称为“金属品位”)，在产品中UF4含量不小于()%。

AP1000堆芯有()个燃料细件，堆芯活性区高度为()英尺。

合金钢中的铜含量小于()%时对焊接性无明显影响。

1飞米=()米。

中子比γ射线对生物体具有更大的危害，中子防护屏蔽主要是对()。

AP1000提出了传统的堆芯()装载和()燃料装载两种首炉堆芯的燃料装载方式。

到目前为止，我国现有在役民用研究性核反应堆(包括临界装置和微堆)()座。

铝与()合用可显著提高钢的高温不起皮性能和耐高温腐蚀的能力。

目前，对核安全文化的所有评价都应按照IAEA的()的规定内容进行。

AP1000核动力厂非能动安全系统仅仅利用自然力因素，例如()来使系统工作，而不需要采用泵、风机、柴油机、冷水机或其他能动部件。

可以用于制成实验室用60Co源与核反应堆中著名的裂变核素的增殖反应的是()。

1毫靶=()微靶。

反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的接管安全端均选用()，相应的供货技术条件为ASMESA182。

钍系从()开始，经过连续衰变，最后到达稳定核素。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆石墨作为燃料元件和堆芯构件的材料在高温的堆芯内使用。在出现最大的()下也不会出现石墨材料的失效。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆在事故期问，对衰变热的载出通过非能动的传热机理，足以将衰变热带到表面冷却器。表面冷却器由放在反应堆()组成。

()的电离密度大，但穿透能力很弱，因此在外照射时，对机体的损伤作用很小，然而在内照射情况下，它对机体的损伤作用则很大。

我国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆，西安脉冲堆稳态额定运行功率()MW，最大脉冲峰功率()MW。

人类除了受到三种主要人工辐射源的照射外，其它人工辐射源所致的全球居民的集体有效剂量负担与天然辐射源所致相比一般都很小，总计不过天然辐射源的()%。

在国家层面，核安全文化建设所要解决的是核安全监管部门如何()与辐射危险以及带来辐射危险的设施和活动有关的组织履行核安全义务，承担核安全责任。

蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的()。只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性物质的泄漏及核动力厂长期停闭。

乏燃料后处理产品一般要求回收铀的β/γ放射性活度不大于老化后的天然铀放射性活度的()倍。

安全壳人员闸门是一个直径约()m，长约()m的圆筒形结构。

在组织层面，核安全文化建设所要解决的问题是()如何把对核安全问题的认识，化为组织的愿景和员工的行动。

γ射线在介质中的吸收是一个()减弱过程。

冷却剂在压力容器流动时，有一部分没有用来冷却燃料元件，此称为旁路流量。大亚湾核电厂旁路流量大约为()。

欧洲压水堆(EPR)在堆芯的物理设计上，采用大堆芯，有241组燃料组件，以()，提供了大的裕度。

下列关于压力管卧式重水堆(CANDU堆)结构说法错误的是()。

经化工转化工艺制备合格的UO2粉末首先要经过合批均匀化处理，其目的是使不同批次的粉末()更加均匀一致。

适量的硅可以提高钢的()。

U235俘获一个中子后会分裂为两个或三个较轻的原子核，同时发出2-3个中子以及约()能量。

核级阀门的阀体一般不允许采用()结构的阀体。

扩大的ASCOT研讨会每天进行一个主题，分别由3位IAEA和/或外部专家主持，每个主题分成()个单元组成。

游泳池式轻水反应堆是游泳池式、轻水慢化和冷却、()作反射层的多用途试验堆。

辐射类型包括辐射种类和能量。它们首先取决于源中放射性核素的()。

1942年12月1日由美国科学家费米领导在芝加哥大学运动场看台下面建立的世界上第一个反应堆是()。

IAEA提出的核基本安全原则要求对于带来辐射危险设施和活动，要达到合理可行的最高安全标准。为此，必须对于可能导致核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或任何其他辐射源失控的事件，()。

从蒸汽发生器产生的高温蒸汽流过汽轮机，带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给()。

对于核安全1级设备，必须按照实际可能的最高()标准来进行设计、制造、安装和试验。

反应堆保护系统的()设计可应用冗余性的原则。

压水堆核电厂功率调节的平调节特性是当负荷变化时，维持一回路的平均温度不变，蒸汽参数将随负荷下降而变化，平均每增加l%负荷，蒸汽温度()，影响汽轮机热效率。

燃料元件内的导热分析，在柱状燃料块内，是()的导热问题，锆合金包壳是()的导热问题。

用于工作场所监测的仪器，从测量方法上大体可分为三种：瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器和γ谱仪。γ谱仪采用()就地γ谱仪。

当六氟化铀气体通过扩散分离时，在()铀-235被贫化。

在核安全防护研究中，用中子发生器测量()MeV中子通过空气、水和各种材料的中子衰减和屏蔽性能。

对于常用的诊断性医疗照射，应通过广泛的质量调查数据推导，并根据规定，由相应的专业机构与审管部门制定医疗照射的()，并根据技术的进步不断对其进行修订，供有关执业医师作为指导使用。

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：设计可利用率()%。

年浅表个人剂量当量，它是身体上指定点下面深度()mm处的软组织的剂量当量，它适用于()贯穿辐射。

经历了几代的改进，压水堆的热能利用效率由28%提高到()以上。

入射的γ光子束中由于同介质作用而被移去的γ光子称作介质对γ光子的()。

密封中子管发射的14MeV脉冲中子与地层和井眼中元素发生作用而降低能量变为热中子，并不断被周围物质吸收。从脉冲快中子变为热中子的瞬间到大部分，约()%热中子被周围物质吸收止，热中子所经过的这段平均时间称为热中子寿命。

中国先进研究堆CARR在()上安装()个非能动的自然循环瓣阀，当其内外压差降低到某一定值，瓣阀非能动打开，可以建立自然循环。

α粒子在空气中的平均电离能等于()。

由于从后处理得到的铀产品要像天然铀一样进行直接操作，钚产品也只在具有薄屏蔽层的工作箱内加工，所以必须充分去除带有()放射性的裂变产物。

关于随机性效应概率与剂量学量之间的关系，可用概率系数，例如死亡概率系数为剂量增量引起的死亡数与该剂量增量大小之商，这里所讲的剂量为()。

由人工方法发现的放射系为()。

核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆须留给操纵员足够的时间()或更长时间。

AP1000非能动主控制室应急可居留系统执行()功能。

反应堆压力容器主螺栓材料主要选用的是ASMESA540B24Gr.3合金钢螺栓用钢，SA540技术条件按照不同钢号和钢材尺寸将机械性能数据划分为若干个级别，如B24钢分为()个级别，B24V钢分为()个级别。

西安脉冲堆有()根脉冲棒。

IAEA的安全标准系列适用于为()目的运行设施和进行活动(现有的和新的)可能使人类遭受天然源或人造源的辐射照射危险。

压水堆核电厂安注箱现主体材料多为()。

生产UF6过程中废气处理的固体化学阱法，可用作捕集剂的有活性Al2O3、无水CaSO4、活性炭和碱石灰等,其中()可以处理废气中的全部有害成分，不致产生过高的热效应，吸附层温度可维持在10-42，而且回收铀也较方便。

欧洲压水堆(EPR)对于安全壳排热系统(CHRS)的启动，允许在堆芯熔化后有()小时宽限期。

经历了几代的改进，压水堆的单堆电功率已由18.5万kW增加到()万kW或更大。

核反应堆停堆触发系统的启动保护参数为源量程和中间量程的高中子通量或()。

实验表明，任何放射性物质在单独存在时的衰变都服从()规律。

电子的质量为()kg。

过剩增殖系数的相对值ρ，简称反应性，可以用百分比为单位，由于ρ量较小，在实际中常以pcm为单位，1pcm=()。

核反应堆的()必须提供能对付可能发生的安全事件和事故所需要的功能，并在需要时必须正确地工作(即可靠性)。

对于相对湿度，要求在10%─95%范围内辐射监测仪读数变化在±()%以内。

反应堆堆芯温度测量是通过热电偶实现的。热电偶由()制成，包壳用()，并用()作绝缘材料。

反应堆稳压器到热管段的管道称为()。

饱和蒸汽汽轮机一般在高压与低压缸之间装有()，以提高循环效率和减少叶片水蚀。

20t天然水中含有()重水。

重水堆转换比接近()。

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：失水事故，对于>()破口，无燃料损坏。

在二分裂情况下，对()的核素，其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变。

大亚湾核电厂的汽轮机为英国GEC—A公司设计制造的饱和蒸汽、中问再热、()式汽轮机。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆考虑到控制棒的反应性当量，堆芯的直径限定在()m以下。

用氢气还原UF6制备UF4是目前应用最广的方法，工业上已开发出两种提供起始反应所需能量的方法：热壁法、冷壁法。下列关于热壁法操作的严重缺点说法错误的是()。

137Cs的γ辐射强度为()%。