核安全综合知识预测题及答案(4)

进行放射免疫分析需要具备放射性核素标记抗原、抗原标准品、特异抗体、稀释液、分离剂和放射性测量仪器。用于标记抗原的放射性核素主要有()。

选用辐射监测仪器，一般应掌握()原则。

中国先进研究堆CARR的应用领域包括()。

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：设计原则()。

放射性同位素体外远距治疗即用强()射线照射肿瘤组织，达到治疗目的。

内照射防护的一般方法是()。

压水堆安全注入系统的子系统分为()。

流化床UF4氟化反应器的特点()。

中等活度γ放射源由中等活度的()等核素制成。

压水堆核电厂功率调节的过调节特性特点是()。

核反应堆保护系统由()组成。

铀水冶工艺方法主要有()。

现在世界仅有美国、法国、俄罗斯、西欧三国(英国、德国、荷兰)、中国和日本等少数国家，拥有不同规模的工业化生产浓缩铀的能力，其中()还依赖早期建成的气体扩散法。

温度变化会使反应堆的反应性发生变化，其因素包括()。

下列关于压水堆稳压器说法正确的有()。

加速器主要由产生带电粒子系统、电磁场系统、真空系统、粒子束引出系统和控制系统组成，其中电磁场系统的作用是()。

核反应堆停堆触发系统由()组成。

中等活度的γ放射源中，高比活度的()等放射源可用于辐射照相探伤。

高温气冷堆的核燃料可以是()。

压水堆堆内上部堆内构件是由()等主要部件组成。

x射线机产生的x射线有两种类型，下列说法正确的有()。

欧洲压水堆(EPR)体现了法德两国超过1300堆年的核动力厂运行经验，采纳了法德两国最新投入的N4和KONVOI反应堆所应用的新技术，在核动力厂()方面进行了改进。

中国先进研究堆CARR燃料元件选用铝合金作为包壳材料的特点()。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求必须通过有效的管理体系来实现和保持安全。对这种管理体系的要求是()。

在以()为慢化剂的反应堆中，由于初始剩余反应性比较小，控制棒的效率又比较高，所以大部分都采用控制棒控制方式。

下列关于AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳说法正确的有()。

放射性同位素在农业上的应用包括()。

沸水堆的反应堆厂房，也称为二次安全壳。其功能是()。

在一个典型的原子能级图中，()是与电子轨道运动相关的量子数。

单位核安全文化弱化的征兆在管理层问题上的集中表现为()。

β粒子来源于原子核的β衰变，β衰变的类型有()。

必须控制适宜的重铀酸铵(ADU)沉淀条件、选择适宜的工艺参数，即控制适宜的()等影响沉淀的因素。

辐射的远期效应是一种需要经过很长时间潜伏期才显现在受照者身上的效应，是一种随机性效应，主要表现为()。

一般二代压水堆核电厂中，属核3级泵的有()。

核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的()必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”。

比结合能曲线的极大值出现在A=()。

氨还原法还原UF6，利用前段生成的UN4UF5，在大于()的温度下，于()中分解可得到UF4。

铀矿石湿式磨矿后通过()进行粒度分级。

如果反应堆中新生产出来的燃料超过了它所消耗的燃料，那么这种反应堆就称为()。

压水堆的燃料组件通常由()正方形排列的燃料元件组成。

燃料芯块装管前先在()下经()h烘干，以免元件棒带入过多的水分而影响堆内辐照行为。

民用核安全设备是民用核设施安全防护()的核心，其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。

一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器壁厚约()m。

AP1000非能动安全注入系统的水源之中，()执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间问向堆芯注射较小的安注流量。

压水堆核电厂正常运行状态下，箱内充满()ppm的高浓度硼酸溶液。

欧洲压水堆(EPR)安全壳热量载出有()种方式。

核动力厂汽轮机有全速和半速之分，()MW以上机组，多数属半速机组。

高温气冷堆的蒸汽发生器与压水堆的蒸汽发生器结构差异较大，传热管为盘管结构，共()组。

带电粒子与物质原子中核外电子的()，导致原子的电离或激发，是带电粒子通过物质时动能损失的主要方式。

沸水堆汽水分离器组件是由圆顶形底板、焊在底板上的许多立管以及每根立管顶部的()级汽水分离器组成的。

放射性测同位素厚仪测量金属薄膜选用β粒子能量较高的90Sr源，其活度范围()。

氡累积测量是在给定时间内对氡或氡子体活度浓度或α潜能浓度进行连续累积测量。α潜能浓度表示为()。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)电站名义电功率为()MWe。

RCC-M规范主要适用于压水堆核岛机械设备，其中()方面的规定是基于美国ASME规范第卷核动力装置设备，同时吸收了法国在工业发展实践中所取得的成果。

下列关于压水堆燃料组件说法错误的是()。

对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量变化的特性，可以发现大体上存在三个区域。快中子区的能量区间为()。

整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过()与一个环路的()相连。

在燃料元件呈l7×17正方形排列的组件中有289个位置，其中()位置由燃料元件占据。

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，对堆物理影响较小，此时控制棒参加的调节量较小，仅需补偿()引起的反应性变化。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求对于长时间持续的运行，必要时，应当审查和重复评价工作。设施是否继续运行取决于这些再评价工作是否能够让监管机构满意，认为其安全措施仍是()的。

年龄小于()周岁的人员不得接受职业照射。

AP1000的非能动堆芯冷却系统(PXS)提供了自动降压系统(ADS)()个阶段的减压，以保证反应堆冷却剂系统相对缓慢且受控地减压。

为了阻挡某种能量的β粒子所需要的屏蔽体的厚度随其()的增加而减少，轫致辐射随着屏蔽材料的()的升高而增加。

比放射性活度(或比活度)的量纲是()。

生产UF6过程中废气处理的UF4吸收法,实质上是一种改进的固体化学阱法，现已有工厂采用()实现此过程。

AP1000的压力容器工作压力()MPa，寿命()年。

医学研究中志愿者所受的医疗照射不能给受照个人带来直接利益，审管部门应对这类人员的防护最优化规定相应的()。

原子核具有的放出()的性质，叫做放射性。

从同位素中子源放射出的中子几乎都是()。

反应堆安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第()个隔离阀属于核安全2级设备。

反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是()。

放射性测井法中目前常用的γ放射源为137Cs，活度一般为()。

反应堆每发出1MWd的能量需要()铀-235裂变，考虑到在裂变的同时必然有一部分铀-235由于发生(n，γ)反应而浪费掉，因此发出1MWd的能量实际上要消耗的铀-235为()。

《民用核安全设备监督管理条例》规定民用核安全设备行业标准，由()组织拟定。

IAEA的安全标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)提出的安全原则适用于为和平目的利用的一切现有的和新的设施和活动的整个寿期或过程，并适用于为减轻现有辐射危险而采取的()。

国际原子能机构(IAEA)在1995年6月核准出版了关于辐射防护和辐射源安全的安全标准(《安全丛书》第()号《辐射防护和辐射源安全》)。

IAEA提出的基本安全原则：原则六是()。

IAEA在《发展核活动中的核安全文化》(《安全丛书》11号)中指出了组织核安全文化建设的()个发展阶段。

压水堆两台电动辅助给水泵由应急电源供电，每台提供()%额定流量。

下列()是影响快中子堆反应性的因素。

在中子活化分析中，反应堆中子的活化分析是最重要的一种。但是随着中子发生器产额的提高和毫秒级“跑兔”系统以及数据获取分析系统的建立，()MeV中子活化分析也已进人痕量多元素分析技术的行列。

目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是：反应堆的出口温度为()。

AP1000非能动安全注入系统由()以及相连的阀门和管道组成。

一般的原子核物理只涉及()能核反应。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)中子反射层的材料是()。

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()不变。

一回路压力边界内所有的设备的安全等级、质量等级和抗震等级为()。