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反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的接管()均选用奥氏体不锈钢锻件,相应的供货技术条件为ASMESA182。
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反应堆控制棒驱动机构管座选用技术条件为SB167的()合金无缝管。
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蒸汽发生器传热管的材料选用SB163N06690的()合金无缝管(Inconel-690)。
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RCC-M将核电厂设备分成()大类零件。
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RCC-M将核电厂设备中分成两大类零件:()。
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法国RCC-M规范有一套非常完整而系统的体系来规范承压零件以及涉及安全功能的非承压零件所用金属材料的生产、采购和使用,具有较好的()。
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按我国的使用习惯,可以简单地按金属成分将金属材料分成()。
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在工业上还采用铬、镍、锰、钼、钴、钒、钨、钛等,这些金属主要用作合金成分,以改善金属的性能,其中()等多用以生产刀具用的硬质合金。
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金属材料可以按用途分类,其中可称为工业用金属的有()。
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贵重金属是指()。
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对于核安全设备,重要的金属材料是()。
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金属结构材料是指符合()等级的钢或合金等结构用材。
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金属材料的()等物理性能是力学性能的基础。
- 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。
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金属材料力学性能主要有:()等。
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强度是在外力作用下,材料抵抗塑性变形和断裂的能力。按作用力性质不同,强度可分为()。
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在工程上常用来表示金属材料强度等级的指标有()。
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利用试样拉伸试验,可以得到金属材料的()。
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金属材料抵抗其他更硬的物体压入其内的能力,叫硬度:它是材料性能的一个综合物理量,表示金属材料在一个小的体积范围内抵抗()的能力。
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用布氏硬度机测试出来的硬度叫布氏硬度(HB)。布氏硬度的特点是()。
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在洛氏硬度机上测试出来的硬度叫洛氏硬度(HR)。洛氏硬度的特点是()。
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由于疲劳破坏前没有明显的变形,所以疲劳破坏经常造成重大事故,所以对于()等承受交变载荷的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。
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一般来讲,结构钢分为()结构钢。
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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。
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碳对钢材的()性能有决定性的影响。
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随着碳含量的增加,钢材的()增加。
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随着碳含量的增加,钢材的()变坏。
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钢材中硫的存在会降低钢材的()性能。
- 对于结构钢来讲,()是典型的有害杂质。
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炼钢过程中,锰是良好的脱()剂。
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锰在含量不多时能显著提高钢的()。
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锰在含量不多时能够不过多地降低钢的()。
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“锰钢”跟一般的钢种比()。
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适量的硅可以提高钢的强度,而对钢的()无显著不良影响。因此,硅也是一种合金元素。
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下列属于合金元素的是()。
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铬能提高钢的()。
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铬能降低钢的()。
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下列关于合金元素镍说法正确的有()。
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下列关于合金元素钼说法正确的有()。
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下列关于合金元素钛说法正确的有()。
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在奥氏体不锈钢中加入适量的(),可防止和避免晶间腐蚀。
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下列关于合金元素铌说法正确的有()。
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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。
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下列关于合金元素铜说法正确的有()。
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下列关于合金元素铝说法正确的有()。
- 氮元素对钢的影响有()。
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西方国家以往曾发展镍、硌钢系统,我国则发展以()为主的合金钢系统。
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辐照效应可能产生种种缺陷,这些缺陷必然会使金属的性质和行为发生变化。特别值得注意的是在工程上很重要的现象:()。
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辐照效应对于核安全设备以()最为重要。
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美国ASME规范第卷NB-2330规定对核安全1级容器承压材料必须进行()以确定参考临脆转变温度RTNDT。
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压水堆核电厂主管道的材料主要采用()。
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RCC-M将核电厂设备中分成两大类零件:承压零件和非承压零件;非承压零件中还含有涉及安全功能的非承压零件。在RCC-M中要求承压零件以及涉及安全功能的非承压零件如()的采购必须遵照RCC-M规范。
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()既属于核反应堆也属于核电厂一回路主设备。
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反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一,在核电厂安全分析中,()。
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反应堆压力容器长期工作在高温()左右。
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反应堆压力容器长期工作在高压()MPa左右。
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反应堆压力容器属于在核电厂整个寿期内不可()的设备。
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目前只有俄罗斯采用()作为压水堆压力容器材料。
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我国和美、法、德、日等国均采用()作为压水堆压力容器材料。
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反应堆压力容器顶盖和本体是通过主法兰、螺栓及上下法兰间的()紧固密封。
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压水堆反应堆压力容器本体由()个筒节和下封头环形拼焊而成。
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反应堆压力容器本体有()个冷却剂进出入口接管。
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压水堆反应堆压力容器本体冷却剂进出入口接管一般是通过()焊缝连接到相应的筒节。
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压水堆由于主管道的材料一般为不锈钢,因此压力容器接管与主管道的连接处还需要焊接接口()。
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压水堆反应堆压力容器顶盖上有()个控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座。
- 压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过()装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上。
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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过液氮冷却装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上,然后进行()。
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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过液氮冷却装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上,然后进行镍基堆焊和J形剖口焊接,以防()。
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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座焊接时要考虑正确的焊接顺序,防止(),焊接工艺难度较大。
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为防止高温含硼水对反应堆压力容器材料的腐蚀,压水堆压力容器内表面所有与冷却剂接触的部位都有厚度不小于()mm的不锈钢耐蚀堆焊层。
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下列关于俄罗斯VVER堆型反应堆压力容器说法错误的是()。
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高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要(),且形状比较()。
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AP1000反应堆压力容器简体壁厚()mm。
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AP1000反应堆压力容器内部带有()厚的奥氏体不锈钢(308L)堆焊层。
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AP1000反应堆压力容器的()没有贯穿件,减少了贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。
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AP1000反应堆堆芯中子测量仪表从压力容器的()引入。
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压水堆堆内构件由()型的()合金钢制成。
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压水堆堆内构件主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。堆芯下部支承构件是堆芯的主要(),它是以()结构为特征的组合体。
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压水堆堆芯吊篮高约()m。
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压水堆堆芯吊篮由()而成,对机加工机床的能力要求比较高。
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压水堆堆芯燃料组件直立坐于()上。
- 压水堆堆芯导向管支承板是一块直径约()m,厚约()mm的圆板。
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压水堆堆芯导向筒支承板利用()与堆芯上栅格板连接成为一个整体。
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控制棒导向管一般采用()焊接保证其尺寸精度和预防变形。
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压水堆控制棒驱动机构的耐压壳是承压边界,该承压边界的破损将产生放射性的冷却剂外溢。因此,该组件的()密封环焊工艺和质量非常关键。
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()是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽。
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在俄罗斯和一些东欧国家使用较广的蒸汽发生器是()。
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我国目前只有()核电厂采用的是卧式自然循环蒸汽发生器。
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大亚湾核电厂的蒸汽发生器是()。
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大亚湾核电厂的蒸汽发生器共有()根传热管。
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大亚湾核电厂的蒸汽发生器传热管直径()mm,壁厚()mm。
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大亚湾核电厂的蒸汽发生器总高()m。
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压水堆蒸汽发生器的汽水分离器由()级组成。
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蒸汽发生器的汽水分离器由两级组成。一级汽水分离器是()分离器,除掉大部分水分,第二级分离器是()干燥器,进一步除湿。
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对于自然循环蒸汽发生器,其出口的蒸汽湿度一般要求在()%以下。湿度过高的蒸汽进入汽轮机会影响汽轮机叶片的寿命。
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蒸汽发生器筒体上筒体、锥形连接段及下筒体分别用厚()mm的低合金高强度()铁素体钢卷制或整体锻件环焊缝焊接成一个整体。
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压水堆蒸汽发生器的()内主要设置有汽水分离器和蒸汽干燥器。
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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()结构。
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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。
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高温气冷堆的蒸汽发生器传热管为盘管结构,材料为Inconel-()。
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高温气冷堆的蒸汽发生器顶部直接连接()台氦风机。
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AP1000采用()台典型的带有一体化汽水分离器的(直立倒u形管)自然循环蒸汽发生器。
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AP1000也采用2台典型的带有一体化汽水分离器的直立倒U形管自然循环蒸汽发生器。但最大的不同是蒸汽发生器下封头直接与()相连接。
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目前压水堆蒸汽发生器传热管采用的材料是()。
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影响蒸汽发生器传热管破损的因素是()。
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蒸汽发生器传热管降质类型有()种。
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蒸汽发生器传热管降质类型有两种:(1)晶间腐蚀;(2)晶间应力腐蚀。晶间腐蚀是在没有明显的应力下,化学侵蚀由()开始,沿管子金属的晶界扩散,()发展。
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蒸汽发生器传热管降质类型有两种:(1)晶间腐蚀;(2)晶间应力腐蚀。晶间应力腐蚀是材料制造和运行中产生较高应力,裂缝沿晶界向材料()扩散。
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为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括二次侧水处理由磷酸盐处理修改为()处理,防止区域性的耗蚀(管壁变薄)。
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防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括管束支撑板用(),改用()管孔。
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为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括传热管两侧压力小于()MPa。
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稳压器是对一回路冷却剂系统压力进行控制和()保护的重要设备。
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稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂在反应堆内发生()沸腾。
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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。
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按原理和结构形式的不同,压水堆稳压器分为()两种。
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现代压水堆核电厂普遍采用()稳压器。
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大亚湾核电厂稳压器为一立式上下为()封头的圆柱筒形高压容器。
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大亚湾核电厂稳压器高()m。
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大亚湾核电厂稳压器直径()m。
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大亚湾核电厂稳压器净重约()t。
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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。
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大亚湾核电厂稳压器容器内壁堆焊()耐蚀层。
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大亚湾核电厂稳压器电加热器由()根直管护套型电加热器元件组成,共分为()组。
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大亚湾核电厂稳压器电加热器的()电热丝放在管状不锈钢护套中心,用()粉末压紧绝缘。
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()是稳压器制造的关键工艺,具有一定的技术难度。
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EPR稳压器重()t。
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EPR稳压器长()m,直径()m。
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EPR所有的稳压器边界部件,除加热器贯穿件外,钢的等级同()。
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EPR所有的稳压器边界部件,除加热器贯穿件外,都是高强度低合金()铁素体锻钢制成,并有()层堆焊覆面。
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现代压水堆核电厂使用最广泛的主泵是()。
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大亚湾核电厂主循环泵是()冷却、立式、电动、单级(),带有可控泄漏轴封装置。
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立式冷却剂泵从底部到顶部可分为()个部分。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的泵壳为()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的()是一回路压力边界的一部分,为核1级部件。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的轴向进水口在下部,出水口与()成切线方向。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的叶轮为一个单级有()个螺旋叶片组成的(),装在泵轴的下端。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵高速旋转的叶轮将冷却剂经()及与之方向相同的切线出水口接管送至堆入口环路管()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的热屏蔽目的是在泵的上部和泵的下部之问进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等,要求保持在()左右;而泵的下部为高温高压的冷却剂。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵主泵机组装有双向推力轴承和()个导向轴承。
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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。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵通过轴密封组件连续的三级泄漏,将系统压力过渡到()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第一道轴封是()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第()道轴封是摩擦面密封。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第()道轴封是全设计压力的轴封。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第()道轴封是泄漏水导流轴封。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第()道轴封位于泵轴承上方,它是密封组件中最重要的部件,又称主轴封。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封是一种密封表面彼此不接触的依靠液膜悬浮的流体动力密封。液膜是由通过此级密封上下游间的()建立的,因而存在()泄漏。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封(1号轴封)的主要部件是一个随轴转动的动环和不转动的静环,动环和静环都是()圆环,表面涂(),动环和静环之间形成一层薄水膜,因而存在可控泄漏。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封(1号轴封)的泄漏量是预先确定的并受到控制,此种密封又称为“受控泄漏”密封,因为环与动环之问的间隙始终维持一个()。
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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,代替传统的一台轴密封泵。将屏蔽泵应用于核电厂,主要基于它的()优势。
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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,它的支承方式独特:两台泵直接与蒸汽发生器()连接。
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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,它的转动惯量大:电机设置上下()飞轮,以提高泵的转动惯量。
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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,它的整体占用空问小:泵启动时采用()调速控制,启动电流小,电机尺寸缩小。
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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,它的辅助系统简化:无()系统。
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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,它的主要缺点是()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分的惯性/惰转飞轮提高了主泵的惰转性能,当主泵突然断电时,泵仍能继续运行(),以保证有足够的堆芯冷却,以及及时采取应急措施,从而提高了全厂断电时堆芯的安全性。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分的惰转飞轮为余热排出相关的()部件。
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反应堆压力容器与蒸汽发生器之间的主管道称为()。
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反应堆蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为()。
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主泵与反应堆压力容器之间的主管道称为()。
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AP600和AP1000堆型核电厂主泵直接悬挂在蒸汽发生器下封头汇水腔下,省去了主管道()。
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除了()的主管道与其反应堆压力容器筒体材质类似以外,其他压水堆的主管道基本为()材料的。
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目前,国产压水堆主管道主要采用的是()工艺。
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目前,国产压水堆主管道主要采用的是铸造工艺。其中,直管段采用()。
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目前,国产压水堆主管道主要采用的是铸造工艺。其中,弯头和斜接管嘴采用()。
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目前,国产压水堆主管道的热套管采用()。
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压水堆主管道通常将()组件预制焊接、检验和试验完成后再运到核电厂安装现场进行焊接。
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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。
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在现场进行核电厂主管道焊接,一般采用()的组合方法。
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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。
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随着焊接技术的发展,在主管道焊接工程中()氩弧焊接设备也逐渐采用。
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EPR主管道材质采用奥氏体()不锈钢。
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EPR主管道的焊接工艺实施了重大改进,使用轨道窄间隙TIG焊接技术得到均匀的圆周焊缝。使用自动TIG机焊接大大减少了()并提高了焊接质量。
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在()安全壳内,一般有一层起密封作用钢衬里。
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安全壳钢衬里根据设计要求,其最小壁厚为()mm。
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安全壳钢衬里车间拼接采用(),现场焊接为()。
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安全壳钢衬里通过()与安全壳连接。
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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳主要受压元件材料为()。
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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳简体壁厚为()mm。
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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳设计压力为()MPa。
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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第三卷NE分卷()级设备。
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安全壳人员闸门是供工作人员经与()连接的专用通道以出入安全壳。
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安全壳人员闸门是供工作人员经与辅助厂房连接的专用通道以出入安全壳。另外通常还设有一个应急用人员闸门,供工作人员在应急情况通过()出入安全壳。
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安全壳人员闸门是一个直径约()m,长约()m的圆筒形结构。
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安全壳设备闸门的封头为椭圆形瓜瓣拼焊结构,直径达()m。
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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。
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安全壳贯穿件包括机械贯穿件和电气贯穿件两类。贯穿件是由一个穿过安全壳混凝土壁面并锚固在()上的钢套管及两个接头构成。
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大亚湾核电厂安全壳贯穿件分10个类型,有电缆贯穿件、管道贯穿件、核燃料运输管道贯穿件以及管道、电缆备用贯穿件等。其中,()的密封性由钢套筒内充满加压氮气来保证。
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大亚湾核电厂安全壳电缆贯穿件的密封性由钢套筒内充满加压()气来保证。
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大亚湾核电厂安全壳大部分贯穿件()于安全壳筒体壁面,()在安全壳内侧的侧板上。
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压水堆核电厂硼注箱位于高压安注泵(),高压安注水经硼注箱进入一回路()。
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压水堆核电厂硼注箱使用容积约为()m3。
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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。
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压水堆核电厂硼注箱内高浓度硼酸溶液的硼结晶温度较高,为防止硼结晶,硼注箱绝热并由(),以保持溶液温度。
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压水堆核电厂为了保持硼注入箱内温度和硼浓度均匀化,设有由再循环泵和()组成的再循环回路。
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压水堆核电厂硼注箱主体材料多为(),内表面堆焊不锈钢。
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压水堆核电厂硼注箱筒体直径()mm左右。
- 压水堆核电厂硼注箱筒体是由1-2块()mm左右的厚钢板卷焊而成。
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压水堆核电厂硼注箱筒体封头一般()而成。
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压水堆核电厂安全壳内每个环路的()上都接着一个安注箱。
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压水堆核电厂安注箱为()结构。
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压水堆核电厂安注箱总容积约()m3。
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压水堆核电厂安注箱内充()ppm的含硼水。
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压水堆核电厂安注箱内充含硼水,用加压()kg的()气覆盖。
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压水堆核电厂()安注箱为非能动安全系统,不用安注信号启动。
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压水堆核电厂安注箱现主体材料多为()。
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压水堆核电厂安注箱筒体是由板材卷焊而成,封头一般由()块瓜瓣压制成型后拼焊而成。
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一般二代压水堆核电厂中,除了核1级的主泵外,单堆核2级泵有()种()台。
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一般二代压水堆核电厂中,单堆核3级泵共()种()台。
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核电厂最常用的泵是()。
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压水堆核电厂上充泵是()系统的一个重要设备。
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压水堆核电厂上充泵在正常工况下向反应堆冷却剂系统输送()。
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压水堆核电厂在正常工况下向()输送净化水、泄漏补充水和主泵轴封水。
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下列关于压水堆核电厂上充泵的作用说法正确的是()。
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压水堆核电厂上充泵在一回路发生()事故或()事故而引起一回路温度、压力下降到一定值时,安注信号发生,又作为高压安注泵从换料水箱吸取含硼水通过硼注箱向RCP系统冷段注水,或直接注入RCP系统的冷段和热段,防止堆芯烧毁。
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压水堆核电厂上充泵的类型有()两种。
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大亚湾核电厂采用的是()上充泵。
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压水堆用离心式上充泵一般为()离心泵。
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压水堆辅助给水泵属于专设安全设施,作为主给水系统的后备,当主给水丧失时,一直处于热备用状态的辅助给水泵会立即启动向()提供给水。
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压水堆辅助给水泵一般为(),分为汽动和电动两种。
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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。
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压水堆汽动辅助给水泵提供()%额定流量。
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压水堆汽动辅助给水泵是()式汽轮机。
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压水堆汽动辅助给水泵是单级冲动式汽轮机,由主蒸汽管道上()个分管供汽,只要其中一个供汽就能满足供汽量。
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现新建的二代核电厂中采用()额定流量联体式单级卧式汽动辅助给水泵。
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在秦山二期2×650MW核电站中,核级阀门(不包括风阀)有3500台左右,其中核1级阀门约()台。
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核级阀门的阀体一般不允许采用()结构的阀体。
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核级阀门本身需要焊接的地方不多,除了主要铸锻件的补焊外,主要是硬密封阀门的密封面上堆焊硬质合金等材料,以提高核电阀门密封面()。
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压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核()级的热交换器。
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压水堆核电厂余热排出热交换器为()热交换器。
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压水堆核电厂余热排出热交换器为立式U形管壳式热交换器。()U形管内流过,()从壳体流过。
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下列关于压水堆核电厂再生热交换器说法错误的是()。
- 核电厂虽然堆型较多,但核安全机械设备主要是()等。
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核反应堆主要由()组成。
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核电厂一回路主设备包括()等。
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下列关于反应堆压力容器说法正确的有()。
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选取反应堆压力容器的材料时需要考虑()。
- 反应堆压力容器材料要求有较高的()。
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反应堆压力容器常用材料一般为()。
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下列关于反应堆压力容器封头顶盖说法正确的有()。
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下列关于压水堆反应堆压力容器本体说法正确的有()。
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AP1000反应堆压力容器由()组成。
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AP1000反应堆压力容器的()焊接在一起。
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下列关于EPR反应堆压力容器说法正确的有()。
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压水堆堆芯下部整个支承结构包括()。
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压水堆堆内上部堆内构件是由()等主要部件组成。
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压水堆堆芯上栅格板是压紧定位板,它直接压紧(),避免这些组件因水力冲击而“向上飞”。
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压水堆控制棒驱动机构包括()。
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压水堆控制棒驱动机构的耐压壳组件是()的包壳。
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下列关于压水堆控制棒驱动机构的耐压壳组件说法正确的有()。
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蒸汽发生器的种类繁多,但目前压水堆核电厂中使用较为广泛的是()。
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压水堆蒸汽发生器由蒸发段(下筒体)和汽水分离段(上筒体)组成,主要包括()。
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压水堆蒸汽发生器筒体由()组成。
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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()。
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影响蒸汽发生器传热管破损的因素包括()。
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蒸汽发生器传热管降质类型有()。
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为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施有()。
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大亚湾核电厂整个稳压器由()等部件组成。
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立式冷却剂泵从底部到顶部可分为()。
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立式冷却剂泵水力机械部分包括()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的泵壳是一回路压力边界的一部分,为核1级部件。应能承受设计工况以及事故状态下的各类载荷,如()。
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下列关于现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵泵轴说法正确的有()。
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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()。
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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分包括()等部件。
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安全壳是一个将()等设备包围集中在一起的密封建筑,是核电厂防止放射性物质向环境释放的最后一道屏障,是一个极其重要的建筑物。
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安全壳按材料分有()。
- 安全壳按结构分有()。
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安全壳钢衬里一般由()组成,形成整体压力“容器”。
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安全壳钢衬里筒体壁板安装()及背面锚固在混凝土中的角钢、连接件(焊钉)等。
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下列关于AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳说法正确的有()。
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下列关于安全壳设备闸门说法正确的有()。
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压水堆核电厂各系统中还用到很多核级容器,下列属于核级容器的有()。
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压水堆核电厂硼注箱由()组成。
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压水堆核电厂安注箱由()组成。
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一般二代压水堆核电厂中,属核2级泵的有()。
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一般二代压水堆核电厂中,属核3级泵的有()。
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下列关于压水堆辅助给水泵说法正确的有()。
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压水堆辅助给水泵为了满足()原则,一般并列采用两种泵。
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按阀门结构划分,主要有()等。
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目前较为常见的阀门密封面堆焊方法有()等方法。
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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()。
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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,其中核2级的主要有()。
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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,其中核3级的主要有()。
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压水堆核电厂一回路采用了大量的热交换器,有管壳式、管板式和板式,下列关于板式换热器说法正确的是()。
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核燃料是指含有(),在反应堆内使自持核裂变链式反应得以实现的材料。
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易裂变核素是指能与()作用而产生裂变的核素。
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核燃料是在反应堆内使自持式核裂变链式反应得以实现的材料,其主要组成成分是()。
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通常把含有一种或几种易裂变核素,并在适当条件下能达到临界的材料称为()。
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所谓可转换核素是指()后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。
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通常把含有一种或几种可转换核素的材料称为()。
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主要易裂变核素有235U、239Pu和233U,而()也具有良好的裂变性能。
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天然铀中238U占()%。
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天然铀(238U占99.28%)和天然钍(232Th)仍是最基础的核燃料,是因为他们()。
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从反应堆将达到预期燃耗值卸出的核燃料称为()。
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核燃料循环的后段是指()。
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核燃料循环分为闭路式和开路式两大类。闭路式(或闭合式)铀核燃料循环包括核燃料循环的()。
- 对不进行乏燃料后处理,将其长期暂存、永久贮存、直接处置,被称为()的核燃料循环,是一种开路式核燃料循环。
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核燃料循环过程中既不属于前段也不属于后段的是()。
- 铀核燃料闭路式循环流程中,贫化铀出现在()阶段。
- 核燃料所采用的主要的易裂变核素有()。
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主要的可转换核素有()。
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主要的可转换核素有238U、232Th,而()也能起可转换核素的作用。
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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()。
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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()。
- 对不进行乏燃料后处理,将其()被称为一次通过式的核燃料循环,是一种开路式核燃料循环。
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铀矿()是铀矿开采的基础。
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铀矿地质勘探是铀矿开采的基础,为铀矿的开采设计提供可靠的()报告。
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铀矿地质勘探根据铀矿成矿理论及已知成矿规律,根据工作地区地质特点,采用()方法进行找矿。
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铀矿找矿按照程序分为()个阶段。
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()在普查、勘探和对铀矿床进行评价中具有重要作用。
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下列属于放射性普查的是()。
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在我国,()是找铀的首要手段。
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现代铀矿勘探还配有()技术,进一步发现异常和确定进一步勘探范围。
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()阶段是对铀矿床进行全面工业评价的决定性阶段。
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铀矿找矿按照程序分为()阶段。
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野外放射性普查有()。
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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()。
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目前我国铀矿开采方式以()为主。
- 目前我国铀矿开采方式以地开采为主,约占()%。
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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()。
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铀矿地下开采的充填采矿法的胶结充填材料主要为()。
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铀矿化学采矿应用有一定的局限性只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床。矿床需大致呈(),底板不渗漏,矿层位于静止水位之(),且具有较好的渗透性。
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原地爆破浸出一般先采出()%的矿石,对余下的矿体采用微差挤压爆破等方法,将矿石按规定的矿块粒度要求进行崩落。
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铀矿原地爆破浸出与常规采冶工艺相比,减少了()的出矿量。
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原地爆破浸出的废水量较少,仅为常规工艺的(),可有效地保护地表及地下水环境。
- 原地浸出采铀建设投资约为常规采矿的()%。
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原地浸出采铀生产能耗约为常规采矿的()%。
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原地浸出采铀成本约为常规采矿的()%。
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能最大限度地回收铀资源的铀矿开采方式为()。
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原地浸出采铀能最大限度地回收铀资源,大大地提高了劳动生产效率,与常规采矿相比,生产效率提高()倍。
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世界许多国家都采用()采铀技术。
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铀矿开采一般采用()。
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铀矿开采方式选择的目的是在()的条件下,最大限度地将铀矿资源从地下回采出来。
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选择铀矿开采方法的具体要求有()方面。
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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采,露天开采与地下开采相比具有()优点。
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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采,露天开采的缺点是()。
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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采,地下开采的缺点是()。
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铀矿常规地下开采有()等多种成熟的采矿工艺技术。
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铀矿地下开采通风方式有压入式和抽出式通风方式,下列关于压入式通风说法正确的是()。
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铀矿地下开采通风方式有压入式和抽出式通风方式,下列关于抽出式通风说法正确的是()。
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铀矿地下开采的主要采矿方法有()。
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铀矿地下开采的充填采矿法的充填有()。
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铀矿化学采矿包括原地浸出和原地爆破浸出采铀。化学采矿与常规采矿相比的优点是()。
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铀矿化学采矿包括原地浸出和原地爆破浸出采铀。化学采矿的缺点是()。
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与常规采矿比较,原地爆破浸出采铀的优点有()。
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与常规采矿比较,原地爆破浸出采铀的缺点是()。
- 原地浸出采铀只需打钻孔将浸出液输送到水冶厂进行回收铀的新工艺。原地浸出采铀具有明显的优点是()。
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铀的提取必须用化学试剂把矿石中铀的有用组分转化为可溶性化合物,可用的化学试剂是()。
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铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后,得到的铀化学浓缩物重铀酸盐主要有()。
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铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后,得到的铀化学浓缩物重铀酸盐俗称()。
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重铀酸盐煅烧生产得到()。
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铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后,得到的铀化学浓缩物重铀酸盐俗称黄饼,也可由重铀酸盐煅烧生产得到八氧化三铀,以上产品称为()。
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在所有铀氧化物中,由于()是最稳定的,易于长期储存,所以当今世界铀交易市场中都是以此进行的。
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常规铀水冶过程铀的浸出率大约在()%以上,铀的总回收率大约在()%以上。
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铀矿石破碎后矿石通过()实现矿石粒度的分级。
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铀矿石湿式磨矿后通过()进行粒度分级。
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浸出工序是通过用酸或碱配制成的浸出剂与铀矿石发生化学反应,把铀从矿石中溶解并分离,形成铀的浸出液的过程。浸出剂由水、浸出试剂和()构成。
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铀浸出的酸法浸出多以()作浸出试剂。
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铀浸出的碱法浸出多以()作浸出试剂。
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铀浸出为使矿石中难溶的()价铀氧化为易溶的()价铀,浸出过程常需要添加氧化剂。
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利用某类细菌促进矿石中铀的浸出以降低(),通常称为细菌浸出。
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铀浸出的固液分离一般通过浓密-过滤来实现,为了强化浓密的澄清效果,通常加入()。
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铀浸出的固液分离一般通过浓密-过滤来实现,为了强化浓密的澄清效果,常用絮凝剂为()类絮凝剂。
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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。
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酸性浸出液的铀提取利用某些离子交换树脂对不同金属离子亲和力的区别,使铀与其他金属离子分离,实现铀溶液的提纯。离子交换过程,要通过()两道工序。
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酸性浸出液的铀提取工艺通常使()交换树脂进行吸附过程。
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铀矿酸性浸出液的溶剂萃取设备通常有以()为代表的卧式(分级式)设备。
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铀化学浓缩物的过滤,多采用()进行间歇式脱水,或采用真空过滤机、离心过滤机等连续过滤设备。
- 大多数碱法浸出的浸出液中杂质含量很低,不需要提纯即可以直接沉淀铀。通常采用()作为沉淀剂,从铀的()溶液中直接进行沉淀,过滤后得到重铀酸钠产品。
- 大多数碱法浸出的浸出液中杂质含量很低,不需要提纯即可以直接沉淀铀。通常采用氢氧化钠作为沉淀剂,从铀的碳酸钠溶液中直接进行沉淀,过滤后得到()。
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碱法浸出提铀也可以在固液分离得浸出液后,由季胺萃取、再用碳酸钠或碳酸铵反萃取、结晶、经三相分离和过滤后,获得()。
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碱法浸出提铀也可以在固液分离得浸出液后,由()萃取、再用()反萃取、结晶、经三相分离和过滤后,获得三碳酸铀酸铵((NH4)4UO2(CO3)3)。
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“堆浸”是堆置浸出法的简称,堆浸工艺要求堆场()。
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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。
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原地浸出简称地浸,地浸只适用于可地浸的()铀矿床。
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铀矿原地浸出简称地浸,地浸生产中,为了不使浸出液流散,有效地控制地浸的浸出范围,通常采用()的生产方式。
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原地爆破浸出提铀工艺可省去()矿体的开采量、贮运量和尾矿处置作业。
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原地爆破浸出提铀要特别重视和加强生产工艺过程对()污染的控制。
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在铀矿开采和铀水冶加工生产过程中,会产生数量相当庞大的(),它们将会对从业人员和环境造成危害。
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铀精制(纯化)是对铀水冶产品铀化学浓缩物或()进一步加工提纯的工艺过程。
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铀化学浓缩物和八氧化三铀在天然铀含量上得到浓缩和提高:铀化学浓缩物的铀品位达()%,八氧化三铀的铀品位达()%。
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核产品二氧化铀国家质量要求是:严格控制产品中吸收中子能力较强的镉、钼、钛、钨、钽、矾等元素含量不超过()。
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核产品二氧化铀国家质量要求是:控制产品中吸收中子能力较弱的锂、硅、铁、铝、碳等元素量不超过()。
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通常采用沉淀法将溶液中铀转化为固体状态并分离出来,沉淀剂是()。
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铀水冶工艺流程可根据溶浸剂的性质分为()。
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铀水冶工艺方法主要有()。
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铀水冶的常规铀水冶工艺特点是()。
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常规铀矿石加工的预处理,包括()。
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铀矿石破碎是采用机械撞击和挤压的方式,将矿石破碎到一定粒度范围之内,常用的机械有()。
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为获取更细颗粒的铀矿石,采用磨矿来实现,磨矿机有()。
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铀浸出为使矿石中难溶的四价铀氧化为易溶的六价铀,浸出过程常需要添加氧化剂,通常使用的氧化剂有()。
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酸性浸出液的铀提取工艺包括()。
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酸性浸出液的铀提取工艺的解析剂通常采用()。
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铀矿酸性浸出液的萃取过程主要经过萃取一反萃取两个工序,萃取工艺的萃取剂多采用()萃取剂。
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铀矿酸性浸出液的萃取过程主要经过萃取一反萃取两个工序,反萃取工艺的萃取剂多采用()反萃取剂。
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铀矿堆浸工艺特点()。
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为达到国家核产品标准要求,必须将铀化学浓缩物或八氧化三铀进行(),使铀氧化物进一步提纯。
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铀精制过程中,要确保原料()设备及其他设施的气密性和空气净化装置的有效性。
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铀精制过程中,要确保原料溶解和结晶煅烧设备及其他设施的气密性和空气净化装置的有效性,严格控制()外泄。
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()既可以是核原料生产工艺的一部分,又可以包容于核燃料循环的各个环节之中,称为联系各个环节的纽带。
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铀转化过程大多属于()相反应。
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铀转化过程大多属于气-固相反应,一般要求有较高()%的转化率。
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()是制备UF6和金属铀的原料。
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湿法生产UF4工艺以核纯级的()为原料,加入(),生成的沉淀经过滤、干燥和煅烧,得无水UF4产品。
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干法生产UF4工艺,即在高温下用气态()与UO2发生气—固相反应直接制得几乎不含水的UF4的方法。
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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()。
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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()%。
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按UF4产品的用途可分两种,一则用于生产UF6(称为“级联品位”),在产品中UF4含量不小于()%。
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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”),振实密度要不小于()g/cm3。
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按UF4产品的用途可分两种,一则用于生产UF6(称为“级联品位”),强调()。
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UO2干法生产UF4转化过程的核心是()。
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干法生产UF4,在单个流化床内不易建立温度和物料浓度的梯度,HF的过剩率一般在()%以上。
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流化床反应器干法生产UF4,现工业上常采用()系统。
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流化床反应器干法生产UF4,现工业上常采用两级串联系统:第一级选用具有良好气-固相接触性能的()形流化床,以增大传热速率,避免物料烧结。
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流化床反应器干法生产UF4,现工业上常采用两级串联系统:第二级用能减小固相返混的()形流化床。
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流化床反应器干法生产UF4,现工业上常采用两级串联系统,两级反应法当使用具有高活性的分解原料时,可得到高质量的UF4产品,同时HF的过剩率降至()%左右。
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()是唯一的一种既稳定又具高度挥发性的铀化合物,至今一直被用于铀同位素富集工厂的供料。
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生产UF6的工业方法几乎都是用核纯级的()。
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在特定情况下,也可以用氟气直接氟化铀的氧化物生产UF6,下列描述正确的是()。
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在氟化工艺中,为了最大限度地提高UF6的转化率和氟气的利用率,要使用过量的氟气,以确保铀的直接回收率大于()%。
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在氟化工艺中,为了最大限度地提高UF6的转化率和氟气的利用率,要使用过量的氟气,过量的氟气须再循环,使其总利用率不低于()%。
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UF6生产过程主要由氟化、UF6冷凝收集、氟气回收和尾气处理四部分组成,其基本流程中含有()级UF6冷凝收集器。
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UF4细粉末均匀地分散在()的氟气中时会发生燃烧。
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火焰炉UF4氟化反应器的缺点是残渣量较多()%。
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火焰炉UF4氟化反应器的缺点是氟气过剩量大()%。
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流化床UF4氟化反应器的缺点是氟气过剩量较大约()%。
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流化床UF4氟化反应器的缺点是灰渣率较大()%。
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()是流化床反应器氟化反应的重要操作参数。
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为了顺利地解决流化床UF4氟化床层的温度控制问题,并把氟化过程中产生的非稳态效应降低到不影响正常流化的水平,已开发出一种填充流化床反应器,即以惰性粒子()构成床料的主体。
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UF4氟化的立式氟化炉可在保持良好气-固相接触的条件下实现一定程度的物流逆流流动,因此可在小于()%的氟气过剩量下运行。
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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()%。
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能完全实现气—固相的逆流接触,因而能在氟气耗量接近化学计算量的条件下,使UF4几乎完全地转化的UF4氟化设备是()。
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UF6的收集指从氟化反应器及其净化反应器排放出来的成品混合气中分离出UF6,再将其转装于专用产品容器中。成品混合气中UF6的含量范围为()%。
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UF6的凝华过程是一种()的传热过程。
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UF6凝华过程,为确保UF6冷凝完全,通常采用()操作。
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当将含UF6的混合气体压缩至()kPa(三相点压力)以上且导入以水冷却的冷凝器中时,UF6即被液化。
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UF6的三相点温度为()。
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在某些场合,为了让产品极度均匀化,在凝华冷凝器卸料时,将其中的固体UF6加热到()(压力为202.6-405.2kPa)使其直接液化。
- 装运UF6的容器是特制的钢瓶。由于受临界质量的限制,富集度超过()%的产品,一般仅用内径()mm的钢瓶。
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UF6以液态形式装瓶,钢瓶允许的最大装填量依据()时液体UF6的()来确定。
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UF6以()态形式装瓶,钢瓶中的UF6在常温下为()态。
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由氟化反应器排出的气体中,除含有UF6、F2和作为稀释气的N2以外,还含有少量的HF、O2等不凝性气体。此混合气体在冷凝器中,绝大部分的UF6被冷凝成固体,排出的不凝性气体中还含有()%的F2。
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为了最大限度地利用氟气,大多须设置气体净化并循环利用系统。约占()%总产量的UF6是在辅助冷凝器中被收集的。
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利用塔式氟气净化反应器,净化后的气体含氟量约为()%。
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利用塔式氟气净化反应器,F2的总利用率可达()%以上。
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下列关于流化床氟气净化反应器优点说法错误的是()。
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流化床氟气净化反应器当床温为370~400、进气中F2,浓度为5%~30%时,氟的回收率大于()%。
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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。
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()(沸石型固体)的晶格间隙可吸附HF和UF6,也是一种良好的吸附剂。
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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。
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UF4氟化生产UF6,尾气排放前的最终处理步骤是()。
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UF4氟化生产UF6,多数工厂都直接用碱液(KOH或K2C03溶液)洗涤第二级冷凝器排出的尾气,之后再从碱液中回收铀,并用()沉淀氟。
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再循环铀指由乏燃料后处理过程回收得到的铀,通常以()的形式,因此又称后处理铀。
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()是天然铀或其富集铀在辐照时产生的两种特有同位素。
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乏燃料后处理过程回收得到的铀,其中()衰变子体的积累会使其γ剂量率随时间而显著增加。
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乏燃料后处理过程回收得到的铀中,由于()是一种中子吸附剂,用再循环铀再富集时需要额外的分离功。
- 从化学转化过程看,再循环铀与天然铀并无区别。对由富集铀燃料得到的再循环铀应注意()问题。
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无论天然铀、富集铀还是贫化铀的六氟化物,其最终都要加工成UO2或金属铀。前者用于反应堆的燃料芯体制造;后者则先要将其转化成(),再用Ca或Mg还原成金属。
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用()还原UF6制备UF4是目前应用最广的方法。
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用氢气还原UF6制备UF4是目前应用最广的方法,其特点是()。
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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。热壁法是是经由高温约()反应器壁供给。
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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()。
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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。冷壁法由引入的F2与H2燃烧释放的反应热来供给。为使此过程更经济,还开发了以()取代F2作为引发剂的方法。
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当还原小批量的高富集度UF6时,控制温度在()以上并且让CCl4大量过剩,UF6即可氟化CCl4,并发生取代反应,被完全还原成UF4。
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用四氯化碳还原小批量的高富集度UF6,反应要在()中批式地进行。
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用四氯化碳转化大量的低富集度或贫化的UF6时,可在()下用回转炉处理。
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氨还原法还原UF6,是在()发生反应,先生成()。
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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。
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氨还原法还原UF6,前段工序采用();后段工序采用()。
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铀转化过程大多属于气-固相反应,其工艺特点有()。
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湿法生产UF4工艺的特点()。
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与湿法相比较,用干法生产UF4的优点是()。
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干法生产UF4的缺点是()。
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干法生产UF4所得产品的物理和化学性质主要取决于()。
- UO2干法生产UF4工艺过程由()组成。
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UO2干法生产UF4转化过程的核心是UO2的氢氟化,其反应器设计的关键在于()。
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UO2干法生产UF4所使用的设备主要有(),也可将其组合成新型反应器。
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UO2干法生产UF4所使用的设备主要有卧式搅拌床、流化床和移动床三类,也可将其组合成新型反应器。这些设备性能差异的主要指标是()。
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UO2干法生产UF4工艺,卧式搅拌床反应器在大规模工业上不常应用。其原因是()。
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流化床反应器干法生产UF4的特点()。
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移动床反应器干法生产UF4的特点()。
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乏燃料后处理回收的UNH溶液可先行脱硝制得的UO3,再直接转化为UF6,此方法可以省去()工序。
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UF6生产过程主要由()部分组成。
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UF4氟化成UF6所使用的反应器有()。
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火焰炉UF4氟化反应器特点()。
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流化床UF4氟化反应器的特点()。
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UF4氟化的立式氟化炉的特点()。
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UF4氟化的卧式搅拌炉设备特点()。
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UF4氟化后成品UF6混合气中UF6的含量范围为30%--90%,其余为()等不凝性气体。
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工业上用于收集UF6有()过程。
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UF6的液化与凝华相比,其特点是()。
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为了最大限度地利用氟气,大多须设置气体净化并循环利用系统,该系统使用的设备是()。
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塔式氟气净化反应器的缺点是()。
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为了最大限度地利用氟气,大多须设置气体净化并循环利用系统。从第二级冷凝器排出的不凝气体中,通常尚残留有UF6、F2和少量HF等有害气体,在将其排放前必须进行处理,以回收其中的铀并防止铀和氟对环境的污染,可使用的方法有()。
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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()。
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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。
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再循环铀的转化过程中,放射性元素,包括超铀元素(Np、Pu、Am、Cm)和裂变产物(Ru、Tc、Te、Nb),利用其不同的化学性质与UF6分离,采用的方法有()。
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UF6干法转化为UF4的方法有()。
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四氯化碳还原法还原UF6与氢还原法相比,其缺点是()。
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唯一天然存在的易裂变核素是()。
- 铀-235是唯一天然存在的易裂变核素。它在天然铀中的铀丰度为()%。
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在现代热中子反应堆中,除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外,轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料,其中铀-235的丰度约为()%。
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一些研究试验堆和快中子堆要求富集度更高的燃料。高通量的材料试验堆则需要富集到()%以上的高浓铀。
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铀浓缩是指用人工方法使()丰度增加的过程。因此,铀同位素分离(铀浓缩)工厂是核燃料循环中的重要环节。
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分离功是一种仅用于()工业的度量单位。
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从天然铀原料生产1t丰度为3%的浓缩铀,大约需要()tSWU。
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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。
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从天然铀原料生产1t丰度为3%的浓缩铀,浓缩过程中剩下4.5t贫化铀,其铀-235丰度下降到()%左右,一般无工业应用价值,作为尾料贮存。
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人工方法获得浓缩铀的方法有多种,()虽然理论上可在单级实现,但仍存在许多技术难关,需要继续投入大量的研究开发工作。
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铀浓缩最早实现工业应用的大规模生产方法是()。
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当六氟化铀气体通过扩散分离时,在()铀-235有微小的加浓。
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当六氟化铀气体通过扩散分离时,在()铀-235被贫化。
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铀浓缩的扩散分离级的分离器一般做成()。
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铀浓缩的扩散分离级的分离器内安装扩散膜,扩散膜常制成管状,直径几厘米,长为()m。
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铀浓缩的扩散分离级的每一个分离器内可装有()支膜管。
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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()。
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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()。
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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。
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由于扩散分离单级的分离效果极小,为了达到丰度为3%的低浓铀产品,需把()多级扩散级串联起来组成级联。
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气体扩散法生产浓缩铀的大型扩散厂每kgSWU约需消耗()kWh电能。
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在高速旋转的离心机中,从中心引出气体流,得到的是()流分。
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与气体扩散法相比,气体离心法的主要优点是()。
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与气体扩散法相比,气体离心法比能耗低,约为气体扩散法的()%,也就是生产单位产品的耗电量少。
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气体离心法单机浓缩系数(分离系数与1之差)在()左右。
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要得到丰度为3%的低浓铀产品,气体离心法需要()级的级联。
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要得到丰度为3%的低浓铀产品,气体离心法与气体扩散法的级联相差()个数量级。
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为实现相当的产量,铀浓缩工厂在各级中必须()很多离心机。
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一个实用的离心机分离工厂往往需要安装()台离心机。
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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。
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激光法的突出优点是分离系数大,()次分离即可获得适于制造核武器的高浓缩铀,但因其技术上难度较大,目前离工业应用尚有较大距离。
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浓缩铀生产的主要工艺过程为:原料UF6容器放入压热罐中加热,UF6以气态形式供入级联进行分离,当235U被浓缩到所需丰度时,装入冷冻状态下的产品容器,再经(),取样合格后存入成品库房。
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铀浓缩工厂的工作介质为()。
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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()采用气体离心法。
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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。
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用人工方法获得浓缩铀的方法有多种,但迄今为止,真正形成工业规模的生产方法是()。
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用扩散法分离同位素的条件是()。
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铀浓缩的扩散分离级的主要组成部分包括()。
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铀浓缩的气体离心机主要由()等零部件组成。
- 铀浓缩的气体离心机的生产能力取决于()。
- 气体离心机单机分离能力主要取决于()。
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铀浓缩离心机的实际应用关键在于()。
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下列关于级联说法正确的有()。
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铀浓缩工厂主工艺系统设置有()。
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铀浓缩工厂的特点()。
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铀浓缩工厂级联装置一旦启动,就要求常年连续运行,因此,铀浓缩工厂要求非常可靠的供电,必须配置后备电源,此外铀浓缩工厂的()供应等均不允许中断。
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—座1000MW级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约()t低浓铀。
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一般燃料组件大约在反应堆内使用()年的时间。
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燃料组件的()是对可靠性和安全性的主要影响因素。
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核燃料包壳的应力分析应满足反应堆()有关设计规范的规定,应有足够的机械强度和刚度。
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核燃料包壳的应力分析应满足反应堆压力容器有关设计规范的规定,应有足够的机械强度和刚度。包壳的最大容许应变量不超过()%。
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核燃料组件寿期终了时包壳的最大腐蚀深度应低于壁厚的()%。
- 核燃料在寿期终了时包壳含氢量一般不允许超过()。
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核燃料组件制造从低浓六氟化铀开始到生产出燃料组件成品,主要有()个工序。
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()工艺流程是最早实现工业规模生产陶瓷二氧化铀粉末的方法。
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UF6蒸气溶解于水,生成氟化铀酰溶液,反应式为:UF6(气)+2H2O(液)-UO2F2(液)+4HF(液),此反应为()热反应,水解槽在()压下工作。
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以UF6为原料采用重铀酸铵(ADU)工艺流程制备陶瓷UO2粉末的ADU的沉淀工艺过程,氟化铀酰溶液用()沉淀时形成多种铀酸盐沉淀。
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重铀酸铵(ADU)沉淀是颗粒细小且粘聚的浆体,一般是几个()大小。
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经过滤洗涤除去以物理状态吸附于重铀酸铵(ADU)上的氟,可脱氟近()%,所以洗涤是脱氟的重要措施。
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重铀酸铵(ADU)的洗涤过程洗涤剂通常采用()。
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过滤后的重铀酸铵(ADU)滤饼含水30%—60%,经过干燥使ADU含水分降到()%以下。
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重铀酸铵(ADU)工艺流程中的分解还原在()气氛下进行。
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重铀酸铵(ADU)工艺流程中的分解还原利用()将氟除去,使氟含量降到2×10-4以下。
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重铀酸铵(ADU)工艺流程中的分解还原利用水蒸气将氟除去,使氟含量降到()以下。
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重铀酸铵(ADU)转化成UO2粉末时,其工艺参数对UO2粉末的性质影响极大。例如UO2粉末的比表面积、松装密度和流动性与()密切相关。
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一体化干法(IDR)工艺流程是将()送入回转炉反应器。
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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。
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UO2芯块制备中的关键工序是()。
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UO2芯块烧结工业上一般都采用()。
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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。
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UO2芯块烧结温度一般控制在()左右。
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UO2芯块的烧结密度一般控制在理论密度的()%。
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核燃料组件的上下管座一般由()制成。
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()是燃料组件的关键部件,除对栅元的位置度及公差要求严格外,同时又对每个栅元对元件棒的夹持力有严格要求。
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燃料组件的()的位置度公差有严格要求,目前我国由精密程控加工中心来完成。
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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。
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核燃料芯块装管采用机械化自动装管工艺,也有使用手工装管工艺。芯块的上端要装入()隔热块和弹簧。
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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。
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燃料棒组装时,不论采用何种方法防止划伤,划伤深度必须小于包壳厚度()%。
- 采用或含有()燃料的元组件称为MOX燃料元(组)件。
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目前常用的压水堆核电站核燃料组件主要由()组成。
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就燃料组件设计而言,通常应考虑的技术要求有()。
- 核燃料组件制造从低浓六氟化铀开始到生产出燃料组件成品,主要有()个工序。
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目前用于制备可烧结UO2粉末的化工转化工艺流程主要有()。
- 目前用于制备可烧结UO2粉末的化工转化湿法工艺流程主要有()。
- 目前用于制备可烧结UO2粉末的化工转化干法工艺流程主要有()。
- 我国目前采用的可烧结UO2粉末的化工转化工艺流程是()。
- 重铀酸铵(ADU)流程特点:()。
- 以UF6为原料采用重铀酸铵(ADU)工艺流程制备陶瓷UO2粉末的工艺过程包含()。
- 从重铀酸铵(ADU)的特性往往可以预示U02粉末及其烧结芯块的特性。所以要求ADU具有()。
- 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。
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重铀酸铵(ADU)沉淀是颗粒细小且粘聚的浆体,过滤比较困难。工业上采用的效果较好的过滤设备是()。
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过滤后的重铀酸铵(ADU)滤饼含水30%—60%,必须经干燥脱水后才能进入后边工序。目前用于ADU干燥的方法有()。
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控制重铀酸铵(ADU)的()是制得性能适宜的UO2粉末的关键所在。
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一体化干法(IDR)工艺流程的特点是()。
- UO2芯块烧结送舟方式有()。
- 核燃料组件零部件制造是指()的制造。
- 核燃料元件棒制备工序主要包括()。
- 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()。
- 组装好的核燃料元件棒要经过()检查。
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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多,共有()种化学元素。
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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多,其原子序号自()至()。
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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多,其质量数从()。
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核燃料在反应堆内产生的锕系产物由铀同位素()反应而生成。
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核燃料在反应堆内产生的锕系产物中最重要的是钚的各种同位素,尤以()为主。
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核燃料在反应堆内产生的锕系产物大多具有半衰期较长的()放射性,而且伴有一定的中子发射率。
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核燃料在反应堆内产生的锕系产物有钚、镎、镅、锔等,各核素的产额随其()。
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现代轻水堆的乏燃料在停堆后,其比活度过()即衰减一个数量级。
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现代轻水堆的乏燃料在停堆的瞬间(约一秒钟后),其比活度高达()Bq/kgU。
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现代轻水堆的乏燃料在停堆一年后,其比活度仅为()Bq/kgU。
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乏燃料经()冷却后,其放射性衰减就大大变慢了。
- 对于较难处理而放射毒性又大的挥发性131I(T1/18.05d)而言,乏燃料需经至少()的冷却使其衰变殆尽,才能避免在元件溶解过程中逸出,造成事故。
- 乏燃料中某些可转换的核素吸收中子后生成的中间产物须有足够的衰变时间才能完全转化为易裂变物质。例如,239Np(T1/22.35d)转化为239Pu至少要()才比较完全。
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()是铀的一种同位素,在后处理过程中不可能与其他铀同位素分离,但它具有强放射性,会给后面再制燃料元件带来困难。
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为使乏燃料中的237U衰减到与天然铀相当的放射性水平,一般需冷却()。
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目前,轻水堆乏燃料在反应堆现场至少贮存()才被运出。
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在反应堆现场,一般就是反应堆附设的燃料水池贮存乏燃料的方式称为()。
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目前绝大部分乏燃料贮存方式采用“湿式”,湿式贮存时间可长达()。
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乏燃料采用干式贮存方式的贮存时间可长达()。
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为增加水池的贮存容量,应尽可能使乏燃料的排列紧密,这就会带来核临界安全的问题。()可使乏燃料贮存更加密集化。
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用于装运燃耗大于()Wd/tU乏燃料的容器,还须设置中子吸收层(水或有机树酯材料)。
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乏燃料运输容器内装有金属篮筐,对于()燃料,此篮筐由含有中子毒物的材料制成。
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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。
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乏燃料运输容器在研制过程中,容器要经受一系列极其苛刻的试验,以模拟各种可信事故下容器的性能。例如,容器要做()m水深处的水压密封试验。
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乏燃料运输容器在研制过程中,容器要经受一系列极其苛刻的试验,以模拟各种可信事故下容器的性能。例如,跌落在()m高垂直的金属立棒上的贯穿试验。
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乏燃料运输容器在研制过程中,容器要经受一系列极其苛刻的试验,以模拟各种可信事故下容器的性能。例如,从()m高处自由跌落在刚性平台上。
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乏燃料运输容器在研制过程中,容器要经受一系列极其苛刻的试验,以模拟各种可信事故下容器的性能。例如,在()高温下火烧半小时。
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目前用于大型轻水堆核电站乏燃料的容器重量已达()t级,一次可装运()个组件以上。
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乏燃料运输具有“门到门”的优点的运输方式是()。
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乏燃料输适于中长距离,对沿途的影响较小,费用适中的方式是()。
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燃料运输适于中长运距,一次也可装运多个容器,成本低而效率高的方式是()。
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下列关于乏燃料运输说法错误的是()。
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下列核燃料循环模式也称为“闭路核燃料循环”的是()。
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为了获取武器级钚装料,必须采用的乏燃料循环模式是()。
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下列核燃料循环模式也称为“开路核燃料循环”的是()。
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先将压水堆的乏燃料只经简单的高温氧化挥发处理以去除气态裂变产物,再将粉末状的二氧化铀烧结成芯块,制成供CANDU堆使用的燃料的乏燃料循环模式称为()。
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对反应堆中用过的乏燃料进行后处理便于更安全地处理和处置放射性废物,因为回收了铀、钚以后,大大地降低了废液中()放射性核素的含量。
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以发展压水堆核电站为例,如果不对其乏燃料后处理(即只让燃料“一次通过”),铀资源的利用率仅为()%。
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如果对压水堆核电站乏燃料实施后处理,让回收的铀与钚再制成燃料在压水堆中再循环使用一次,就可节省约()%的天然铀。
- 如果对压水堆核电站乏燃料实施后处理,让回收的铀与钚再制成燃料在压水堆中再循环使用一次,就可节省约25%的天然铀;若返循环多次,则铀资源的利用率可提高到()%左右。
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如果将由后处理得到的钚与铀富集后得到的贫铀制成快增殖堆燃料并实现快堆燃料循环,则铀资源的利用率可高达()%。
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将由后处理得到的钚与铀富集后得到的贫铀制成快增殖堆燃料并实现快堆燃料循环,如此做法可使铀资源的利用期限由50年延长至约()年。
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乏燃料后处理产品的总回收率()%。
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乏燃料后处理产品每一步操作的回收率要()%。
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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。
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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。
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乏燃料后处理常用()这一术语来表征对裂变产物的去除程度。
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乏燃料后处理工厂的总去污系数往往高达()。
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乏燃料后处理对铀、钚两种产品的分离也有一定要求,可用分离系数β(指两种物质在分离前原料中含量的比值与分离后产品中含量的比值之比)来表征,一般在()量级。
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乏燃料后处理产品铀中超铀核素的总α放射性比活度≤()。
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乏燃料后处理铀中去钚产品的分离系数较高,铀中含钚约()。
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乏燃料后处理钚中去铀的分离系数则可稍低,允许钚产品中含有很少量的铀≤()。
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乏燃料后处理产品对化学杂质的含量一般都在()数量级。
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乏燃料后处理产品所有杂质的中子吸收截面最多只能相当于含10B()的中子吸收截面。
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乏燃料后处理工艺可以分为湿法(水法)和干法两大类,目前水法分离使用的是()。
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当今,各国在乏燃料后处理工业规模中得到应用的全部是以()为核心的水法后处理工艺。
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乏燃料水法后处理工艺可分为()段过程。
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下列不属于乏燃料水法后处理工艺的首端过程的是()。
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下列不属于乏燃料水法后处理工艺的首端过程的是()。
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乏燃料水法后处理工艺化学溶解过程使用的溶解液是()。
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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。
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对于以铝合金作包壳的生产堆天然铀金属燃料,先用()溶液溶去包壳,用水漂洗后再用硝酸溶解芯体。
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对以铝(或镁)合金作包壳、以铝(或镁)与富集铀金属弥散体为芯体的研究试验堆辐照燃料,则也可用()一次性予以溶解。
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乏燃料水法后处理化学溶解过程,无核临界限制的溶解器常为()。
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乏燃料水法后处理化学溶解,须考虑核临界安全的溶解器为几何安全或几何良好的(),对于形状和尺寸均有一定限制。
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乏燃料在溶解以后,铀自然处于最易被萃取的()价。
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乏燃料在溶解以后,钚必须靠()才能几乎全部稳定在易被萃取的()价。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最普遍也最为成功的是以()为萃取剂、以()为盐析剂的普雷克斯(PUREX)流程。
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使用磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂因其黏度较大,使用时要以烷烃(如煤油、正烷烃混合物等)作稀释剂,通常配制成()的浓度。
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下列关于磷酸三丁酯(TBP)萃取铀、钚说法错误的是()。
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普雷克斯型工艺流程经历一个()的过程称为一个溶剂萃取循环。
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典型的普雷克斯流程对每种产品而言须经历()个循环。
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普雷克斯型工艺流程的共去污-分离循环(第一循环)通常由()台接触器组成。
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普雷克斯型工艺流程的第一循环是()。
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普雷克斯型工艺流程的第一循环阶段进行铀、钚共萃取,并用硝酸溶液洗涤,去除绝大部分()%以上的裂变产物杂质。
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普雷克斯型工艺流程为避免各循环溶剂之间相互混合,每个溶剂萃取循环都设有独立的溶剂净化系统,依次用()溶液和()溶液洗涤,以除去降解产物。
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乏燃料后处理过程中,长期运行时溶剂降解严重,产生的界面污物会影响操作,因而不宜在高辐照条件下应用的溶剂萃取设备是()。
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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()。
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乏燃料后处理过程中,适于强辐照场合下使用的溶剂萃取设备是()。
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乏燃料后处理由溶剂萃取获得的产品还须对其浓缩并转形以获得最终固体产品,称此为“尾端过程”。此过程对产品通常还具有()的作用。
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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。
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草酸钚沉淀经过滤与洗涤后,在空气中于()的高温下煅烧,即得黄褐色的二氧化钚松散粉末。
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往硝酸铀酰溶液中加入()溶液,可通过沉淀获得含铀产品。
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往硝酸铀酰溶液中加入碳酸铵溶液,可通过沉淀获得()产品。
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当今乏燃料后处理的铀尾端工艺已改为先在()设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝转化成UO3。
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核燃料在反应堆内发生各种核反应后,除了仍剩有新燃料中原有的元素外,生成了()产物。
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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挥发性气态核素有()。
- 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()。
- 乏燃料冷却的目的在于()。
- 按乏燃料贮存设施的所在地可分为()。
- 乏燃料贮存过程的安全主要考虑()。
- 由于乏燃料的固有特性,给其运输带来了()等复杂问题,因而在运输过程中一定要确保其安全,以免造成危害。
- 乏燃料运输容器圆筒和顶盖内设有能阻挡各种射线(特别是γ放射性)的屏蔽层,可选用的屏蔽材料有()。
- 乏燃料可采用()运输。
- 对反应堆中用过的乏燃料进行后处理的目的和任务是()。
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鉴于乏燃料的特性,后处理的工业化过程具有的特点是()。
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乏燃料后处理工厂的总去污系数具体数值取决于()。
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乏燃料后处理工厂凡有易裂变物质存在且可能达到核临界状态而造成事故的场合均需严加防范。具体做法有()。
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乏燃料后处理工艺可以分为湿法(水法)和干法两大类,干法可按处理原理的不同分为()。
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乏燃料水法后处理工艺澄清所得料液还要加入若干化学试剂来调节()。
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乏燃料后处理工艺的溶剂萃取法使用的有机溶剂应具有()特点。
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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”。
- 在普雷克斯型工艺中,对于长冷却期高燃耗的燃料,()的去除则须加以格外重视。
- 普雷克斯型工艺流程的第一循环阶段采用()将钚还原成不被萃取的价状态,从而实现钚与铀的分离。
- TBP(磷酸三丁酯)的降解产物为()。
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乏燃料后处理工厂中使用的溶剂萃取设备主要有()。
- 往硝酸钚溶液中加入草酸溶液,即生成溶解度很低的草酸钚沉淀,其特点是()。
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当今铀尾端工艺已改为先在流化床设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝,流化床脱硝的特点()。
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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()。
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辐射源是指可以通过()而引起辐射照射的一切物质或实体。
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辐射源的种类很多,从辐射源的()可分为天然辐射源和人工辐射源两种。
- 核技术利用是指核领域中()的应用技术。
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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。
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密封放射源是指密封在包壳里的或紧密地固定在覆盖层里并呈()形态的放射性物质。
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密封放射源按()可分为检查源、工作源、参考源、标准源等。
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常用的α放射源,活度一般较低()Bq。
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常用的α放射源,α粒子的能量一般低于()MeV。
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常用的α放射源,α粒子的能量一般低于7MeV,在空气中的射程小于()。
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β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强()倍。
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能量超过()的β粒子可穿透皮肤表层,常用的β放射源的β粒子能量均大于此值,故应考虑β外照射的防护。
- 在使用β放射源时不能忽视()的防护。
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屏蔽β射线应选用低原子序数的材料(),以减少轫致辐射,外面再用高原子序数的材料屏蔽轫致辐射和其他γ光子。
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利用发射低能γ射线和x射线的放射性核素,或利用β辐射体与靶物质产生的轫致辐射制成的源统称为()。
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低能光子比较容易屏蔽,但要注意可能存在的()的影响。
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由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源,当活度较高时,不能忽略其自发裂变和()反应产生的中子。
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低能光子的()效应相当显著,使用时应考虑对其的防护。
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低能光子源常用()密封。
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低能光子源常用铍窗密封,铍不耐(),使用和存放时应保持干燥,防止受潮,以免铍窗变质。
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()放射源是使用最多的放射源,广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部门。
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γ放射源是使用最多的放射源,为了获得高剂量率的辐射场,装源量多数在()Bq范围内,大于百万居里的γ辐照装置已不少见。
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活度在()Bq的γ放射源主要用于各种核仪表(如料位计、核子秤、密度计等)、工业射线照相(无损探伤)和人体腔内治疗。
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活度在()的γ放射源主要用于各种核仪表(如料位计、核子秤、密度计等)、工业射线照相(无损探伤)和人体腔内治疗。
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γ射线辐照装置常用的核素是60Co、137Cs,活度范围>()Bq。
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使用γ放射源主要防止()。
- γ射线的贯穿能力很强,其辐照范围往往超出工作场所之外。下列说法错误的是()。
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活度小于()的γ源,一般可利用时间防护和距离防护,对工作场所外的影响很小。
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利用(),可制成中子源。
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中()中子源应用最多。
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。它的半衰期为()年。
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。它的半衰期为2.65年,自发裂变中子产额为()n/(S.g)。
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。中子能谱与()裂变中子能谱相似。
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。中子能谱与235U裂变中子能谱相似,中子平均能量为()MeV。
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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。空气中1m处的中子和γ剂量率分别为()Sv/(h.g)和()Gy/(h.g)。
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非密封源主要用于()。
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非密封源主要用于医学诊断、治疗用放射性药物、放射免疫药盒,农业、生物、水文、地质、科研用放射性同位素(),等等。
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非密封放射源的特点()。
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在防护条件相同的条件下,非密封源操作的()(操作量)越大,可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。
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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求,将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为()个等级。
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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求,将非密封源工作场所按放射性核素日等效()操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。
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甲级非密封源工作场所日等效最大操作量()Bq。
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乙级非密封源工作场所日等效最大操作量()Bq。
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丙级非密封源工作场所日等效最大操作量()Bq。
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非密封源工作场所日等效最大操作量0.1Ci,为()级工作场所。
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放射性核素的日等效操作量等于()。
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极毒放射性核素毒性组别修正因子为()。
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高毒放射性核素毒性组别修正因子为()。
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中毒放射性核素毒性组别修正因子为()。
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低毒放射性核素毒性组别修正因子为()。
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非密封源操作方式与放射源状态修正因子的范围是()。
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Co、90Sr、210Pb、237Np放射性核素毒性分组为()。
- 下列按放射性核素毒性分组,毒性最高的是()。
- 下列不属于射线装置的是()。
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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()。
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x射线机的核心部分是x线管。通常由安装在真空玻璃壳内的阴极和阳极组成。阴极通常是()制灯丝,阳极是根据应用需要由某种材料(如钨、钼等)制成的靶。
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x射线有两种类型,一种是高速电子在靶原子核附近经过时,受靶核的强库仑场吸引而损失其部分或全部动能,转变为具有()的轫致辐射。
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一般x射线机的管电压(峰值)为()。
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知道了x射线机的(),可从文献上查得离靶1m处产生的x射线的发射率Gy.m2/(mA.min)。
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加速器是利用()使带电粒子(如电子、质子、氘核及重离子等)获得高能量的装置。
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能量低于()的加速器称为低能加速器。
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轫致辐射的发射率随靶材料的()的增加而增加。
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轫致辐射的发射率随靶材料的原子序数和电子能量的增加而增加,当电子的能量低于l0MeV时,一定的束流强度在向前方向产生的x射线强度,几乎与电子能量成()关系增加。
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在电子加速器上,电子与靶材料相互作用产生轫致辐射,轫致辐射又与靶材料及其他材料相互作用得到中子,习惯上将这种反应称为()反应。
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在电子加速器上,电子与靶材料相互作用产生轫致辐射,轫致辐射又与靶材料及其他材料相互作用得到中子,习惯上将这种反应称为(γ,n)反应,中子的能谱为连续谱,其最大能量()。
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(γ,n)反应的阈能≈()MeV。
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通常对能量大于()的电子加速器会产生中子,在辐射屏蔽设计时,要考虑中子的影响。
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加速器的()受中子照射会产生感生放射性。
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能量在10MeV以上的加速器停机后,粒子进入加速器厅或靶厅时,要考虑()的影响。
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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。
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中子发生器是利用直流电压,能量在1MeV以下,通过()反应产生快中子的小型加速器。
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中子发生器加速离子的能量不高,多数在()以下,也有的到()。
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中子发生器的电源电流容量较大,能提供较强的离子流,一般能达到()数量级。
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由于中子发生器加速的能量有限,通常只能利用D(d,n)3He和T(d,n)4He反应获得()MeV能量的单能中子。
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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。
- 由于T(d,n)4He反应截面在氘核能量近于110keV处出现共振截面峰值达到5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。一般中子产额在()n/s左右,强流中子发生器的中子产额可达到()n/s。
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中子发生器主要用于产生()MeV中子,开展各种应用。
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中子发生器主要用于产生l4MeV中子,开展14MeV中子的各种应用。所利用的核反应为()。
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密封中子管是紧凑型中子发生器,将()密封在一个玻璃管中。
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密封中子管是紧凑型中子发生器,将离子源、加速间隙、靶等密封在一个玻璃管中,管子的直径(),长()。
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密封中子管是紧凑型中子发生器,由氘氚反应产生的14MeV中子产额一般为()n/s,高的可达到()n/s。
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密封中子管是紧凑型中子发生器,寿命为()h。
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天然辐射源主要来自()。
- 密封放射源按其辐射的射线可分为()等。
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密封源按放射源的几何形状可分为()等。
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密封放射源按活度的不确定度可分为()等。
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密封放射源按用途可分为()等。
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α放射源主要用于()等的离子发生器。
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常用的α放射性核素有()。
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关于常用的α放射源,下列说法正确的是()。
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β放射源主要用作β活度测量和β能量响应刻度时的()。
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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()。
- 常用的β放射性核素有()等。
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β放射性核素衰变时,常伴随有γ辐射或其他形式的光子,只有少数核素,如()例外。
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下列关于β放射源说法正确的有()。
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利用()制成的源统称为低能光子源。
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低能光子源主要用于()等仪表。
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发射低能光子的常用放射性核素有()等。
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由()等α放射性核素制成的低能光子源,当活度较高时,不能忽略其自发裂变和(α,n)反应产生的中子。
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活度在(3mCi-60Ci)的γ放射源主要用于()。
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γ射线辐照装置常用的核素是()。
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γ放射源的主要用途包括()。
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中子源在()等领域得到广泛应用。
- 利用α粒子与轻元素(如铍)的(α,n)反应或高能γ射线与铍(或氘)的(γ,n)反应,可制成具有不同能谱的中子源。常用的中子源有()。
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由于252Cf中子源(),因此用它作为中子源在各个领域得到了广泛应用。
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下列关于中子源说法正确的有()。
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不满足密封源定义中所列条件的源为非密封源,也称开放源或开放型放射源。非密封源最常用的核素有()。
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下列关于非密封放射源说法正确的是()。
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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求,将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为()等级。
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放射性核素毒性分组可分为()。
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放射性核素毒性分组为极毒组的有()。
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放射性核素毒性分组为中毒组的有()。
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下列气态核素中,属于中毒组的有()。
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放射性核素毒性分组为低毒组的有()。
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下列气态核素中,属于低毒组的有()。
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射线装置是指能产生预定水平()等的电器设备或内含放射源的装置(高能加速器除外)。
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x射线机产生的x射线有两种类型,下列说法正确的有()。
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x射线机产生的x线的强度正比于()。
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x线机的()是影响x线强度的直接因素。
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加速器是可以使()获得高能量的装置。
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加速器的种类很多,按加速粒子的能量区分,有()。
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加速器是一个重要的辐射源,它具有()等特点。
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加速器主要由()组成。
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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()。
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下列关于低能加速器(能量低于100MeV)产生的辐射说法正确的有()。
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电子直线加速器,当粒子能量在1-10MeV时,可能存在的辐射种类有()。
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电子直线加速器,当粒子能量在>10MeV时,可能存在的辐射种类有()。
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在加速器上,中子是由各种核反应产生的,中子的发射率、能量和角分布强烈地依赖于()。
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加速器的结构材料、冷却水及加速器厅和辐照厅内的空气受中子照射会产生感生放射性,其辐射水平取决于()。
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密封中子管是紧凑型中子发生器,其特点是()。
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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()。
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辐射能否从源中有效发射出来还取决于源的()。
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在单位时间内(),称为放射性活度,也称衰变率,表征放射源的强弱。
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放射性活度的定义是:在给定的时刻,处于特定能态的一定量放射性核素在时间间隔dt内发生()。
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活度的单位为Bq(1Bq=1蜕变/s),曾用单位为Ci,1Ci=()Bq。
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短半衰期核素放射源的使用期限主要与()有关。
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长半衰期核素放射源的使用期限主要考虑放射源的()。
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在已发现的2600多种同位素中,稳定的核素只有()种左右。
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原子核具有的放出()的性质,叫做放射性。
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能够自发地放出射线从而变成另一种元素的同位素,叫做()。
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天然放射性同位素的种类很多,已达()种。
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通常把宇宙射线和地面辐射统称为()。
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人工放射性同位素是利用核反应方法制造的。现在应用核反应堆和加速器生产的放射性同位素已达()多种。
- 根据需要,可将人工放射性同位素制成放射性活度不同量级的放射源,放射性活度可做到()Bq量级至()Bq量级。
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α放射源放出的α粒子能量一般为()。
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α放射源放出的α粒子能量一般为4-8MeV,在空气中的射程为()。
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α放射源放出的α粒子能量一般为4-8MeV,在固体中的射程为()。
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目前工业用量最大的是α源是()。
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β放射源按发射的粒子的最大能量可分为()类。
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中能β源主要用于()。
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下列关于高能β源说法错误的是()。
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γ放射源是以发射γ辐射为主要特征的放射源,下列说法错误的是()。
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Co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()%的γ辐射,其能量分别为1.173MeV和1.332MeV。
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Co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。
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Cs的γ辐射强度为()%。
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γ放射源按辐射的能量和活度可分为()类。
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轫致辐射源属于()。
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中等活度γ放射源大多用于()。
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中等活度的γ放射源中,高比活度的137Cs、60Co、192Ir和170Tm等放射源可用于()。
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用于辐射照相探伤的是()。
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强γ放射源是活度大于()Bq的60Co、137Cs放射源。
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强γ放射源是活度大于1013Bq的()放射源。
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表征放射源的基本参数是()。
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放射源的基本参数取决于()。
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放射性核素衰变可能会发射一定能量的()。
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密封源的典型结构主要由()等构成。
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下列属于天然放射性同位素的有()。
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地球上到处都存在着天然放射性同位素,它们衰变时放出()。
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下列属于人工放射性同位素的有()。
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在核技术利用中常用的主要放射源有()。
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常用的α放射源主要有()。
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目前工业用量最大的是α源是241Am,因为241Am()。
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β放射源是包括发射()的放射源。
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β放射源按发射的粒子的最大能量可分为()。
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低能β源包括()源。
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低能β源的特点及用途包括()。
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中能β源包括()源。
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高能β源包括()源。
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高能β源主要用于()。
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γ放射源按辐射的能量和活度可分为()。
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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。
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中等活度γ放射源由中等活度的()等核素制成。
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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。
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强γ放射源用于()。这类放射源亦称做辐射源。
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自然界有()多种天然放射性核素。
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目前广泛应用的各种同位素的来源是()。
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目前广泛应用的各种同位素的来源几乎都是由()。
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目前应用的放射性核素,按活度计算,绝大多数是由()生产的。
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核反应堆生产放射性同位素是将样品(靶料)置于反应堆辐照室(如活性区)或辐照管道(如孔道)内经()辐照,使样品中的稳定同位素变为放射性同位素。
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核反应堆生产60Co放射性同位素时,将金属钻丝(或钴片、钻棒)装于不锈钢壳内并用氩弧焊密封,然后放入反应堆中照射,由59Co()60Co反应得到放射性同位素60Co。
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Co在2×1013n/(cm2.s)热中子注量下辐照一年,生成的60Co的活度约为()Ci。
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反应堆生产放射性同位素3H和125I的样品盒,对其密封性必须进行严格的检查,必要时要采用()。
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在用反应堆生产放射性同位素()时,由于其能腐蚀金属,它的泄漏会直接影响反应堆的安全,必须予以充分重视,必须选用耐腐蚀性的样品盒
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反应堆生产放射性同位素的品种受核反应类型的限制,因此,利用加速器生产放射性同位素,特别是()同位素方面愈益显示出其重要性。
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在国际上已确定为临床医学应用的放射性同位素中,用加速器生产的有()多种,用反应堆生产的有()种。
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用CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击锌靶,由(P,2n)反应得到放射性同位素()。
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用CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击()靶,得到放射性同位素67Ga。
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用CS-30型回旋加速器产生的()轰击锌靶,由68Zn(P,2n)67Ga反应得到放射性同位素67Ga。
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CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击锌靶,由()反应得到放射性同位素67Ga。
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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的制靶是在()靶基上用()法镀锌(天然锌)。
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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的制靶是在紫铜靶基上用电镀法镀锌(天然锌),镀层厚()mg/cm2。
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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的靶经照射达到预期的产额后,从回旋加速器中取出,放置铅罐中冷却()天以降低()杂质水平,然后移至放射性操作箱内进行化学分离。
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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液,按要求配制的放射性67Ga-枸橼酸镓注射液,将注射液经()的微孔膜过滤后进行分装,分装后再经高压蒸汽消毒,再经检验消毒效果合格后发货,同时留样作无菌检查。
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加速器生产的同位素都是缺中子同位素,衰变时大多是(),所以可用γ相机或正电子发射计算机断层扫描(PET)进行医学诊断,病人所受的剂量小。
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甲状腺诊断采用加速器生产的123I,病人所受的剂量只有用反应堆生产的131I的()%。
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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。
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质子能量在()MeV的回旋加速器可以生产20余种放射性同位素。
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一台60MeV回旋加速器的造价约为一台26MeV回旋加速器的()倍。
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用反应堆生产放射性同位素主要包括()等步骤。
- 靶材经反应堆中子照射后,产生的放射性同位素的活度与()等有关。
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在用反应堆生产放射性同位素时,为了确保人员的辐射安全,防止放射性污染,在辐照同位素操作过程中必须采取一系列安全措施。其中包括()。
- 加速器通可过()等反应得到放射性同位素。
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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的生产过程是()。
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下列关于加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素说法正确的是()。
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加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素相比,其优点是()。
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加速器生产放射性同位素的产额决定于()。
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选择生产放射性同位素用的加速器时,需要考虑其主要性能指标如能量和束流强度,下列说法正确的有()。
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()是核医学科最基本的显像仪器。
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()是性能最为全面的核医学显像仪器,是我国三级甲等医院中核医学科不可缺少的设备。
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正电子发射计算机断层扫描仪(PET)是专为探测体内正电子发射体湮没辐射时同时产生的方向相反的能量为()Mev的两个γ光子的显像仪器。
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在临床医学中,放射性同位素()用以判断甲状腺的功能和状态。
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()是目前所有放射性显像技术中分辨率最高的显像装置,特别适用于心脏、脑神经和肿瘤的代谢显像,进行肿瘤的早期诊断。
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正电子发射计算机断层扫描仪(PET)一次诊断每个病人的18F注射量≈()Ci。
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骨密度仪是利用放射性同位素对人体骨骼中的钙、磷含量进行无损检测,可诊断原发性、继发性骨质疏松等,一般使用的放射性核素为(),活度为()Ci。
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辐射对()的治疗效果十分明显。
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()产生的辐射均可用于临床治疗。
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由于()具有设备简单、使用灵活、操作方便等优点,所以在辐射治疗中应用最广。
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按照射方式可将密封源治疗分为近距离治疗和远距离治疗两类,不属于近距离治疗的是()。
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密封源近距离治疗分为表浅治疗和腔内治疗,表浅治疗一般利用()放射源。
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密封源表浅治疗以()用得最多。
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密封源表浅治疗以90Sr-90Y用得最多,90Sr的活度可达()Ci。
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密封源腔内治疗源的尺寸一般为()级别。
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密封源腔内治疗目前更趋向用()作为永久性“种子”植入组织中治疗肿瘤。
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密封源腔内治疗目前更趋向用125I作为永久性“种子”植入组织中治疗肿瘤,每个125I种子源的活度≈()Ci。
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放射源治疗的后装机,因为()的γ射线能量较低(0.317MeV),容易屏蔽,半衰期适用(74d),所以使用较多。
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放射源治疗的后装机,因为192Ir的γ射线能量较低(0.317MeV),容易屏蔽,半衰期适用(74d),所以使用较多,活度约为()。
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γ射线远距治疗机的()是γ放射源的贮存和照射部分。
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γ射线远距治疗机的准直器起()射线束的作用。
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γ射线远距治疗机使用最普遍的是()放射源。
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γ射线远距治疗机使用最普遍的是60Co放射源,因为其()。
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γ射线远距治疗机使用最普遍是60Co,60Co的活度通常为()。
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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。临床大多采用()标记抗原。
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生产厂家将放射性标记物、标记抗原、抗体、稀释液、分离剂组装成试剂盒,通常称放免分析试剂盒或放免药盒。每个药盒中125I的活度为()Bq量级。
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利用射线()的特点可制成各种用途的核仪表。
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核子秤是根据()与物质相互作用原理制造的一种新型计量设备。
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核子秤使用的放射性核素主要是()。
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核子秤使用的放射性核素主要是137Cs,活度范围()。
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核子秤是一种对运输皮带上的固态散装物料进行在线连续称重计量的核仪表,它可以测量()。
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核子秤除皮带输送机外,还可应用于()输送机。
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料位计是利用(),对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。
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料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同,对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。特别适用于()条件下对物料位置的测定及远距离自动测量和控制。
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料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同,对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。主要由放射源、探测器、()和主机组成。
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料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同,对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。放射源装在()制源容器内。
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料位计有单点式、双点式(上、下料位)和连续料位多种型式。料位计常用的γ射线源是()。
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料位计常用的γ射线源有60Co和137Cs,源的活度范围()。
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一般大口径料仓、壁厚、料层厚的料位计可选用()做射线源。
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一般小口径料仓、壁薄、料层薄的料位计可选用()做射线源。
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放射性测同位素厚仪放射源与探头的距离一般为()cm。
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放射性测同位素厚仪一般测量纸张厚度使用β粒子能量较低的()。
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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()源。
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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()。
- 放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用241Am、137Cs源,活度为()。
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核子湿度密度仪可测量()的密度和含水量或湿度密度。
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核子湿度密度仪内装有()个放射源。
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核子湿度密度仪内装有两个放射源,一个是()放射源,活度为(),用于测量密度。
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核子湿度密度仪内装有两个放射源,一个是()放射源,活度为(),用于测量水分。
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核子湿度密度仪测量密度时,137Cs源发出γ射线进入被测材料,穿过被测材料的γ射线被装在仪器内的探测器()接收并给出计数。
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核子湿度密度仪测量水分时,中子源发射的中子进入被测材料,高能中子与被测材料水分中的氢原子相互作用而降低能量成为慢中子,慢中子被仪器内的()探测器接收。
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核子湿度密度仪经常用于沥青路面测量,以确定混合料的()。
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放射性测井法中目前常用的γ放射源为()。
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放射性测井法中目前常用的γ放射源为137Cs,活度一般为()。
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放射性测井法中目前常用的中子源为()中子源。
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放射性测井法中目前常用的中子源为241Am-Be中子源,活度约为()。
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下列关于γ射线照相(探伤)机说法错误的是()。
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γ射线照相(探伤)机的工作容器的屏蔽体材料是()。
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γ射线照相(探伤)机在工作时操作遥控器长度大于()m。
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工业照相常用的γ放射源为()。
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工业照相用的γ放射源因为()的γ射线能量低,容易屏蔽,所以目前用得最多。
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工业照相用的γ放射源因为192Ir的γ射线能量低,容易屏蔽,所以目前用得最多,其活度一般为()左右。
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放射性静电消除器是利用放射性同位素发出的()使空气电离,中和静电而达到消除静电的目的。
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火灾报警器上使用的()烟雾探测器,当有烟雾时,使其发射的()粒子的电离减弱,并发出报警信号。
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进行辐射育种的辐射用得最多放射性同位素源是()。
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辐射育种使用x射线和γ射线辐照时,一般使用的剂量范围为()。
- 辐射育种使用中子辐照,一般使用的剂量范围为()n/cm2。
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农副产品的辐照保鲜用辐射源主要为()放射源。
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辐照保鲜用辐射源主要为60Co放射源,活度在()以上。
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采用适宜剂量的()照射柞蚕卵能够刺激蚕的生长、促进蚕的发育、增强蚕的体质、减少蚕病、提高蚕丝产量。
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在()辐射作用下,也可以得到增加柞蚕丝产量、提高小鸡孵化率和促进雏鸡的生长发育、提高雏鸡成活率的效果。
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放射性同位素在食品加工中主要用于()。
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放射性测井根据使用射线的不同可分为()测井。
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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。
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放射性同位素在医学上的应用已有半个多世纪的历史。使用的放射性核素主要有()。
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目前用于脏器显像进行扫描的主要项目有甲状腺、肝、脑、肺、脾、肾、心脏、胰腺等。常用的放射性同位素诊断设备有()。
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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()。
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正电子发射计算机断层扫描仪(PET)显像诊断使用的正电子发射核素主要有()。
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下列属于放射性药物诊断仪器的是()。
- 密封源表浅治疗常将()等密封,制成各种敷贴器,贴在患部,用来治疗血管瘤、皮炎等皮肤病及眼疾病。
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密封源腔内治疗常用的放射性核素为()。
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密封源腔内治疗源的外形一般制成()。
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下列关于放射源治疗的后装机说法正确的有()。
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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。
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体外远距治疗即用强γ或β射线照射肿瘤组织,达到治疗目的,此方法一般用于浅表肿瘤的治疗,如()等。
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γ射线远距治疗机主要由()组成。
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γ射线远距治疗机常用的是()放射源。
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在当前医学临床诊断中,将同位素标记技术与抗原、抗体反应的特异性相结合的检测方法称为放射免疫分析技术。这种分析方法具有()等特点,一直是临床诊断的一种重要手段。
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放射免疫分析技术用于测定体内各种微量生物活性物质,如()等,在很多领域起着重要作用。
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进行放射免疫分析需要具备()。
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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()。
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放射性同位素在工业上的应用包括()。
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下列属于核仪表的是()。
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由于核子秤(),因此被广泛应用于水泥、煤炭、化肥、化工、矿山冶金、电力、盐业、港口等行业的在线计量与控制。
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放射性测同位素厚仪用于测定()等的厚度。
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放射性测同位素厚仪使用的放射源常为()源。
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放射性测同位素厚仪测量塑料薄膜用()源。
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放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用()源。
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中子测井的方法有()。
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γ射线照相(探伤)机一般由工作容器、挠性源导管、遥控器和其他附件组成。工作容器由()等构成。
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利用放射性同位素()等制作的放射性静电消除器,具有结构简单、安装容易、使用方便和不用电等优点,广泛用于纺织、印刷、造纸、塑料、电子感光胶片等行业,还可清除唱片、幻灯片、照相底片、摄影镜头等上的灰尘。
- 放射性同位素在农业上的应用包括()。
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与杂交育种相比,辐射育种具有的优势是()。
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进行辐射育种的辐射可以是()。
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农业上常用放射性核素()进行农药、化肥示踪。
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我国已批准对()等农副产品进行辐照保鲜、贮存食用。
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下列属于放射性药物影像诊断的是()。
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核仪表的特点是()。
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x射线用于治疗是基于肌体的组织细胞受到x射线作用后使其()发生电离,使细胞在分裂和代谢方面遭到破坏。
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x射线主要用于()治疗,是放射治疗的一种方法。
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X射线计算机断层扫描仪(CT)检查对()疾病的诊断价值较高,应用普遍。
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X射线计算机断层扫描仪(CT)对()等病诊断效果好,诊断较为可靠。
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加速器产生的x射线、γ射线、中子、质子等照射肌体的组织细胞,可以(),从而达到治疗的目的。这就是加速器放射治疗的基本原理。
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我国治疗癌症主要采取化疗、手术和放射治疗,有()%的癌症病人采取放射治疗。
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放射治疗能否有效地杀死癌细胞,主要取决射线的()特征,即癌细胞对该射线的敏感度。
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放射治疗能否有效地杀死癌细胞,主要取决射线的生物学特征,即癌细胞对该射线的敏感度。敏感度以()个参数来衡量。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,x、γ、电子等低LET(传能线密度)射线的OER(),RBE()。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,快中子、质子、重离子等高LET(传能线密度)射线的OER(),RBE()。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,OER(),说明杀伤力受癌细胞中含氧量的影响小,对乏O2癌细胞仍有较强的杀伤力;RBE(),说明能将癌细胞破坏到不可修复的程度。
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由于x、γ、电子等射线容易得到,加速器结构简单,造价低,所以目前医用()是放射治疗的主要手段。
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医用电子直线加速器的能量在()MeV以下。
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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。
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由于中子氧增比小,生物效应比高,所以对缺氧的或对处于相对静止期的癌细胞有较大的杀伤作用,对某些用γ射线、电子的放疗效果差的癌症很有用,所以利用()对某些癌症(腮腺癌、前列腺癌等)的治疗起到了一定作用。
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高能质子不属于高LET射线,但它的深度剂量分布好,在人体内的剂量吸收曲线存在一个()的布拉格峰。
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一般质子治疗能量为()MeV,流强要求不高,()即可。
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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT,()在安全检查中发挥了重要作用。
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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT,加速器射线源工业CT主要用于()。
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加速器工业CT的工作原理是:由电子()产生的电子束打钨靶产生x射线,x射线穿透物体后被探测器接收并给出()信号,经变换后还原出物体内部的密度结构图。
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加速器工业CT的电子直线加速器能量一般为()MeV。
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加速器工业CT的电子直线加速器能量一般为6-20MeV,可检测的厚度等效成钢约()m。
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加速器工业CT电子直线加速器能量一般为6-20MeV,可检测的厚度等效成钢约0.3m,一般检测工件的长度可达()m,工件最大重量约为()kg。
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与钴源辐照装置相比,加速器的束流强度大,而且发散角小,束流密度大,特别适用于作为大功率辐照源。lkW功率的射束相当于()Bq的60Co源。
- 与钴源辐照装置相比,加速器的束流强度大,而且发散角小,束流密度大,特别适用于作为大功率辐照源。一台加速器的平均功率输出最高可达l50kW,相当于()的60Co源。
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工业辐照加速器一般采用()。
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工业辐照加速器通常电子能量的范围是()。
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工业辐照加速器功率通常()。
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工业辐照加速器电子扫描宽度为()m。
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工业辐照加速器主要应用于()。
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我国电子束辐照始于20世纪()年代。
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由于中子发生器体积小、流强大、造价低、易于操作维护、可提供()MeV中子,所以是核技术利用的重要工具之一。在工业、农业、医学、科研等各个领域有着广泛的应用。
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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。
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中子活化分析可进行痕量分析()g。
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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。
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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,14MeV中子活化分析也已进人痕量多元素分析技术的行列。
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用产额为1011n/s的中子发生器对钢样品照射10s,再用2s将样品用压缩氮气运送到γ探测器前,经过20s计数,即可在1min内给出钢样中的含氧量,灵敏度达到(),这对氧气顶吹转炉的快速炼钢很有意义。
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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()%。
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中子发生器用于测井指的是用()进行测井。
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中子发生器用于测井指的是用密封中子管进行测井,也就是()测井。
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对于快中子测井,大约()n/s的平均中子产额是必要的。
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快中子测井要能经受井下高温高压的工作环境,目前,最小的中子发生器具有()的直径并能承受()个大气压力。
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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。
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中子寿命测井是利用中子在油中的平均寿命大约()与在水中的平均寿命()的差别,来区分地层中是水层还是油层。
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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。
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由于中子的相对生物效应高、电离密度大、能够诱发产生较多的对人类有益的突变而日益受到育种工作者的重视。用γ射线和快中子照射水稻种子,结果发现在适宜的引变剂量下,快中子诱发的叶绿素突变率较γ射线诱发的高()倍。
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用于治疗癌症的快中子源应满足下列条件:产额约()n/s,中子能量在()MeV以上。
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()是最适宜的快中子治癌装置。
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在核参数测量中,用中子发生器测量()MeV中子的反应截面等参数经常用作标准截面。
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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。
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下列属于射线装置在医疗诊断和治疗上的应用的是()。
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医用X射线机目前主要的诊断方法是()。
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x射线在医学上的应用是()。
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下列关于X射线计算机断层扫描仪说法正确的有()。
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下列关于介入放射诊疗说法正确的有()。
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介入放射诊疗目前在我国已普遍开展,应用最多的是()。
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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()。
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放射治疗能否有效地杀死癌细胞,主要取决射线的生物学特征,即癌细胞对该射线的敏感度。敏感度以()参数来衡量。
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属于低LET(传能线密度)射线的有()。
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属于高LET(传能线密度)射线的有()。
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()属于常规放疗射线。
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由于中子(),对某些用γ射线、电子的放疗效果差的癌症很有用,所以利用快中子对某些癌症(腮腺癌、前列腺癌等)的治疗起到了一定作用。
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利用高能质子进行放射性治疗,下列说法正确的是()。
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质子治疗加速器类型可为质子()。
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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT,下列说法正确的有()。
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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT,可分为()。
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加速器工业CT由()等组成。
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由于加速器()所以在工业辐照上得到了广泛应用。
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与钴源辐照装置相比,加速器()。
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加速器工业辐照是利用加速器产生的电子束对产品进行辐照,产品受大剂量辐照后,产生生物、化学或物理效应,达到()等目的。
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加速器工业辐照具有()等优点。
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中子发生器的应用包括()。
- 中子活化分析具有()特点。
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MeV中子活化分析可以用来分析一些不宜用热中子作活化分析的元素()。
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在地质学中,通过测定由快中子非弹性散射、慢中子俘获和放射性核素发射的脉冲中子技术进行岩石分析将更有发展前途,它可以实现井中岩石的定量分析,特别是对()的分析。
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中子发生器是最适宜的快中子治癌装置,其特点是()。
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国内外核技术利用的研究与开发早在19世纪末就开始了,但核技术利用真正形成规模则起步于20世纪()年代。
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核技术利用真正形成规模则起步于20世纪40年代,其标志是1946年()采用()大量生产放射性同位素取得成功。
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中国核技术利用的创建始于20世纪()。
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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,()年是核技术利用的开创时期。
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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。
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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。在20世纪()年代是核技术利用的应用研究开发时期。
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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。20世纪80年代以来,我国核技术利用进入了一个以()应用为重点的全面发展时
期。
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国家发改委委托中国同位素与辐射行业协会召开了“民用非动力核技术高技术产业化专项”的通知宣贯座谈会,提出了要在5年左右使我国核技术利用产业产值达到1000亿元的产业规模,并保持年均()%的增长速度,这是对发展核技术利用产业的极大支持和鞭策。
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在中国同位素与辐射行业协会完成的《同辐技术产业化发展与对策研究报告》中,建议把()个领域作为同位素产业化发展的重点,从根本上提高我国核技术利用产业的技术水平、产业规模和竞争能力,为国家经济和社会发展作出更大贡献,进而有助于推动世界社会经济的发展和人类生活质量的改善。
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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()。
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在中国同位素与辐射行业协会完成的《同辐技术产业化发展与对策研究报告》中,建议把()领域作为同位素产业化发展的重点,从根本上提高我国核技术利用产业的技术水平、产业规模和竞争能力,为国家经济和社会发展作出更大贡献,进而有助于推动世界社会经济的发展和人类生活质量的改善。
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辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支,是专门研究防止()对人体危害的综合性边缘学科,与许多学科存在交叉领域。
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辐射防护的基本任务是:既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全,保护好环境,又要允许进行那些可能会产生辐射的()以造福于人类。
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辐射防护的目的是防止有害的确定性效应,并限制随机性效应的发生概率,使它们达到()的水平。
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辐射防护的目的是防止有害的确定性效应,并限制随机性效应的发生概率,使它们达到被认为可以接受的水平。也就是说,要将()对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下。
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要将人工辐射源对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下,即在不过分限制会产生或增加辐射照射的有益的人类活动的基础上,根据()原则,为人们提供必要和适当的防护。
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要将人工辐射源对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下,即在不过分限制会产生或增加辐射照射的有益的人类活动的基础上,根据辐射防护的最优化原则,为人们提供必要和适当的防护,充分理解并运用辐射效应中随机性效应与确定性效应的特点,杜绝发生使人们所受到的剂量超过(),减少()的发生率,以最大限度地保证人们的辐射安全。
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辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支,其主要内容要求涉及的学科有()。
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辐射防护的基本任务是:既要保护(),又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。
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辐射防护的目的是()。
- 人体受到照射的辐射源有()类。
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人体受到照射的辐射源有两类,即()和人工辐射源。
- ()是迄今人类受到电离辐射照射的最主要来源。
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人体受到照射的辐射源有两类,即天然辐射源和人工辐射源。天然辐射源按其起因分为()类。
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宇生核素,主要是由宇宙射线与大气中的原子核相互作用产生的,下列不属于宇生核素的是()。
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原生核素是存在于()中的天然放射性核素。
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天然辐射照射(天然本底照射)世界范围平均年有效剂量约为()。
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世界范围平均年有效剂量约为2.4mSv,在引起内照射的各种辐射源中,()最为重要。
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世界范围平均年有效剂量约为2.4mSv,在引起内照射的各种辐射源中,222Rn的短寿命子体最为重要,由它们造成的有效剂量约为所有内照射辐射源贡献的()%。
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天然辐射源的外照射中宇宙射线的贡献()原生核素。
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天然辐射源引起的外照射中宇宙射线的贡献略低于原生核素。在年有效剂量中,()系起着重要作用。
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天然辐射源引起的外照射中宇宙射线的贡献略低于原生核素。在年有效剂量中,238U系起着重要作用,约占全部天然本底照射水平的()%。
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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。
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由于空气、水、食品中都含有放射性物质,因此一个参考人每天食人一定量的放射性物质,以()为最多。
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由于空气、水、食品中都含有放射性物质,因此一个参考人每天食人一定量的放射性物质,以40K为最多,每天食入()Bq。
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下列关于国际放射防护委员会提出的参考人说法错误的是()。
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天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为()。
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天然本底照射的特点是它涉及世界的全部居民,并以比较()的剂量率为人类所接受。
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()的特点是它涉及世界的全部居民,并以比较恒定的剂量率为人类所接受。所以可将该水平作为基准,用以与各种人工辐射源的照射水平相比较。
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当今,世界人口受到的人工辐射源的照射中,()居于首位。
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对病人个人诊断照射产生的剂量是相当低的,有效剂量介于()mSv,其原则是只要达到取得所需足够诊断信息即可。
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治疗是采用很高的剂量,精确地照射肿瘤部位,处方的典型剂量介于()Gy,以便消除疾病或者减缓症状。
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全世界由于医疗照射所致的年集体有效剂量约为天然辐射源产生的年集体有效剂量的()。
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全世界由于医疗照射所致的年集体有效剂量约为天然辐射源产生的年集体有效剂量的1/5。与此相应的世界居民的年人均有效剂量约为()mSv。
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()是环境中人工辐射源对全球公众产生照射的最主要原因。
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全球地下核试验中释出的131I造成的集体有效剂量估计为()人.Sv。
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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()种。
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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,对人体照射水平最大的是()。
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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,对人体照射水平最小的是()。
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核试验对居民照射的主要途径是(),其次是()。
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1980年底前由大气层核试验造成的集体有效剂量负担总计为3×107人.SV,相当于当今世界人口额外受到大约()年的天然本底辐射的照射。
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就核试验引起的人均年剂量而言,1963年最大,相当于天然辐射源所致平均年剂量的7%,1966年则下降为2%左右,目前则低于()%。
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按现有的技术水平,核电生产持续到2500年时由核燃料循环所致的年集体有效剂量和人均有效剂量的预计值是天然辐射源照射水平的()%。
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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()%。
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在全球人口集体剂量估算值中,天然辐射源所占的份额为最大;在人工辐射源所致公众照射的集体剂量估算值中,则以()所占的份额为最大。
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人体受到照射的辐射源有两类,即天然辐射源和人工辐射源。属于天然辐射源的有()。
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宇宙辐射,即来自宇宙空间的高能粒子流,其中有()。
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当今世界使人类受到照射的主要人工辐射源是()。
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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。
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照射是指受照的()。
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照射在()情况下,可以分为应急照射和持续照射。
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对于未排除的天然源照射或未被豁免的天然源,除了()所致的照射低于审管部门所制定的持续照射行动水平的情况以外,对涉及天然源的实践所产生的流出物的排放或放射性废物的处置所引起的公众照射,仍应遵循国家标准的有关规定。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,应确保进入()的参观访问人员有了解该区域防护与安全措施的工作人员陪同。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,应在参观访问人员进入()前,向他们提供足够的信息和指导。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,应在()设置醒目的标志,并采取其他必要的措施,确保对来访者进入实施适当的控制。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,应确保进入控制区的参观访问人员有了解该区域()的工作人员陪同。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,应在监督区设置醒目的标志,并采取其他必要的措施,确保对来访者进入监督区实施适当的()。
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对于含有放射性物质的消费品,除了()种情况外,任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品。
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对于含有放射性物质的消费品,除了()情况外,任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品。
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对于含有放射性物质的消费品,除了下列三种情况外,任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品:所引起的照射是被()的;消费品中的放射性含量是被()的;该消费品已经审管部门()可以销售的。
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下列人群所受照射不属于医疗照射的是()。
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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()。
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医疗照射对与临床指征无关的放射学检查和医学研究中志愿者的照射都必须进行()。
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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。
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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()。
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()是指有一定把握预期不会受到但可能会因辐射源的事故或某种具有偶然性质的事件或事件序列(包括设备故障和操作错误)所引起的照射。
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从实质上来说,对潜在照射的控制,就是对辐射源的()的控制。
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应对个人所受到的潜在照射危险加以(),使来自各项获准实践的所有潜在照射所致的个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于()水平。
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除()外,对于来自一项实践中任一特定辐射源的照射,其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类辐射源规定或认可的值,并不能大于可能导致超剂量限值和潜在照射危险限值的值。
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对任何可能向环境释放放射性物质的辐射源,()还应确保对该辐射源历年释放的累积效应加以限制,使得在考虑了所有其他有关实践和辐射源可能造成的释放累积和照射之后,任何公众成员(包括其后代)()所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。
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应使辐射源始终处于受保护状态,防止被盗和损坏,并防止任何人未经批准进行辐射()。
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应使辐射源始终处于受保护状态,防止被盗和损坏,并防止任何人未经批准进行辐射实践;并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知()。
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对可移动的辐射源应定期进行(),确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。
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应在不同阶段(包括选址、设计、制造、建造、安装、调试、运行、维修和退役)对实践中辐射源的防护与安全措施进行()。并对所需要的参数进行()。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,作了()规定。
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职业照射是指工作人员在其工作过程中所受的所有照射,下列不属于职业照射的是()。
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公众照射是指成员所受的辐射源的照射,下列不属于公众照射的是()。
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除了放射工作人员外的一般公众,当他们前来参观访问时,应在参观访问人员进入控制区前,向他们提供足够的()。
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应对辐射源的使用与其潜在照射的大小和可能性采取相适应的多层防护与安全措施(即纵深防护),以确保当某一层次的防御措施失效时,可由下一层次的防御措施予以弥补或纠正,以达到()。
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实践中辐射源的(),均应以行之有效的工程实践为基础,而这些工程实践应符合法规、标准和有关文件的规定等。
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人类应该在最大限度利用电离辐射源和核能的同时加强(),尽量避免和减少电离辐射可能引起的对人的健康危害。
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辐射与人体相互作用会导致某些特有生物效应。效应的性质和程度主要决定于人体组织吸收的()。
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辐射诱发细胞死亡、突变及恶性突变的部位是在细胞核内,()是主要靶,电离和激发主要通过对其的作用使细胞受到损伤,导致各种健康危害。
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下列关于机体放射损伤过程说法错误的是()。
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()的电离和激发是辐射生物效应的基础。
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影响辐射生物学作用的因素基本上可归纳为()个方面。
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()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。
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在其他条件相同的情况下,就α射线、β射线、γ射线引起的辐射危害程度来说,外照射时(),内照射时()。
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影响辐射效应严重程度的因素,来自机体方面的也很多,最核心的问题是不同的种属、细胞、组织和器官对辐射有着不同的()。
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在辐射生物学的研究中,辐射敏感性的判断指标多用研究对象的()来表示。
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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。
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根据辐射效应的发生与剂量之间的关系,可以把辐射对人体的危害分为随机性和确定性效应两类,随机性效应的特点是()。
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由辐射引起的显现在受照者本人身上的有害效应叫躯体效应。急性的躯体效应发生在短时间内受到大剂量照射事故情况下,属于()效应。
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辐射造成的()属于随机性效应。
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使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量,大约为()。
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使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量,大约为0.1-1Gy,代表值为()Gy。
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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。
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2Gy的x射线照射造成新生儿死亡的最高峰是在妊娠的第()天左右。
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影响辐射生物学作用的因素很多,基本上可归纳为()方面。
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影响辐射生物学作用的因素很多,基本上可归纳为两个方面:一是与辐射有关的,称为物理因素;二是与机体有关的,称为生物因素。物理因素主要是指()。
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不同类型的辐射对机体引起的生物效应不同,这种不同主要取决于辐射的()。
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下列关于辐射引起的生物效应说法正确的有()。
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外照射情况下,影响人体内的剂量分布的因素包括()。
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内照射情况下的生物效应取决于进入体内的放射性核素的()。
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影响辐射效应严重程度的因素,来自机体方面的也很多,最核心的问题是不同的种属、细胞、组织和器官对辐射有着不同的辐射敏感性。下列关于辐射敏感性叙述正确的有()。
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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体的组成按辐射敏感性的高低大致可分为()。
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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体的组成属于高度辐射敏感性的有()。
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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体的组成属于中度辐射敏感性的有()。
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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体的组成属于轻度辐射敏感性的有()。
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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体的组成属于不敏感的有()。
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根据辐射效应的发生与剂量之间的关系,可以把辐射对人体的危害分为随机性和确定性效应两类,确定性效应的特点是()。
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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()。
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照射量的单位是()。
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照射量的单位是C/kg。过去,照射量的专用单位是伦琴,符号为R。1R=()C/kg。
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照射量是一个用来表示X射线或γ射线在()介质中产生电离能力大小的辐射量。
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()只用于量度x或γ射线在空气介质中产生的照射效应。
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只有在满足()的条件下,才能严格按照定义精确测量照射量。
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鉴于现有技术条件和对精确度的要求,能被精确测量照射量的光子能量限于()范围以内。
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鉴于现有技术条件和对精确度的要求,能被精确测量照射量的光子能量限于10keV-3MeV范围以内。在辐射防护中,能量的上限可扩大到()MeV。
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与比释动能相对应的随机量是()。
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比释动能是为了描述()过程的辐射量。
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比释动能的单位是(),专门名称是()。
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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()。
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吸收剂量的单位是(),专门名称是()。
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历史上曾用过拉德(rad)作为比释动能和吸收剂量的专用单位,1rad表示质量为1g的受照射物质吸收l00erg的辐射能。1rad=()Gy。
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器官剂量定义为一个器官或组织的()。
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为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小,辐射防护中采用了()这个辐射量。
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当量剂量的单位是(),专门名称是()。
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历史上曾用过雷姆(rem)作为当量剂量的专用单位。1rem表示质量为1g的受照射物质吸收100erg的辐射能,1rem=()Sv。
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随机性效应发生概率与当量剂量之间的关系还随受照器官或组织的不同而变化,为了计算受到照射的有关器官和组织带来的总危害,相对随机效应而言,在辐射防护中引进了()的概念。
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人体受到的任何照射,几乎总不只涉及一个器官或组织,为了计算受到照射的有关器官和组织带来的总危害,相对()而言,在辐射防护中引进了有效剂量的概念。
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有效剂量与当量剂量的()相同。
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有效剂量的单位是(),专门名称是()。
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有效剂量表示了在非均匀照射下随机效应发生几率与均匀照射下发生几率相同时所对应的全身均匀照射的()。
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有效剂量也可以表示为身体各器官或组织的双叠加权的()之和。
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在内照射情况下,为了定量计算放射性核素进入体内所造成的危害,辐射防护中引进一个叫()的辐射量。
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待积当量剂量是个人在单次摄人放射性物质之后,某一特定器官或组织中接受()。
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待积当量剂量是个人在单次摄人放射性物质之后,某一特定器官或组织中接受当量剂量率在时间τ内的积分,τ是摄入放射性物质之后经过的时间,当没有给出积分限τ时,对于成年人隐含()年时间。
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待积当量剂量是个人在单次摄人放射性物质之后,某一特定器官或组织中接受当量剂量率在时间τ内的积分,τ是摄入放射性物质之后经过的时间,当没有给出积分限τ时,对于儿童隐含()年时间。
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受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量,经加权处理后的总和称为()。
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()可用来预计个人因摄入放射性核素后将发生随机性效应的平均几率。
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辐射防护中使用的宏观量中属于基本防护量是()。
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照射量是一个用来表示()在空气介质中产生电离能力大小的辐射量。
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下列关于吸收剂量描述正确的有()。
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在给出吸收剂量数值时,必须同时指明()。
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当量剂量的辐射权重因子无量纲,是根据辐照到身体上(或当辐射源在体内时由辐射源发射)的辐射()来选定的。
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下列关于有效剂量的组织权重因子描述正确的是()。
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下列关于当量剂量与有效剂量叙述正确的有()。
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下列关于集体当量剂量与集体有效剂量描述正确的有()。
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放射防护领域专业术语干预是指任何旨在()不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。
- 放射防护领域专业术语干预是指任何旨在减少或避免不属于()实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的()。
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对实践的主要要求是()。
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对实践的主要要求包括凡没有被()的实践全部受审管部门管理,按有关管理要求接受管理。
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()中首次提出了一个新的概念,即干预的辐射防护体系。
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建立和充实“干预的辐射防护体系”,仍要充分贯彻在实践中建立的辐射防护基本原则;同时,对()情况采用干预行动与补救行动,加强应急的准备与响应。
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需要实施干预行动一般有()种情况。
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持续照射是指没有任何不间断人类活动予以维持而长期持续存在的非正常(),这种照射的剂量率基本上是恒定的或者下降缓慢的照射。
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防护行动是指为避免或减少()在持续照射或应急照射情况下的受照剂量而进行的一种()。
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补救行动是指在涉及()的干预情况下,当超过规定的()时所采取的行动,以减少可能受到的照射剂量。
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在放射性污染和剂量水平很低,不值得花费代价去采取补救行动,或是放射性污染非常严重和广泛,采取补救行动花费的代价太大的情况下,()。
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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。
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为实现干预的最优化,作出在应急情况下的干预()应作为正常运行手续中的不可少的一部分。
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在应急照射情况时:急性照射的剂量行动水平,即器官或组织受到急性照射,在任何情况下预期都应进行干预的剂量行动水平,例如对全身(骨髓)受到急性照射,两天内预期吸收剂量()。
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应急照射情况下的通用优化干预水平和行动水平,通用优化干预水平用()的剂量表示,即当该剂量大于相应的干预水平时,则表明需要采取这种防护行动。
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在持续照射情况下,器官或组织受持续照射时,任何情况下预期都应进行干预的剂量率行动水平,例如性腺受到持续照射吸收剂量率为()/年。
- 在大多数情况下,住宅中氡持续照射的优化行动水平应在年平均活度浓度为()Bq222Rn/m3范围内。
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用于已建住宅氡持续照射的优化行动水平,氡的平均活度浓度为()Bq222Rn/m3。
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对待建住宅氡持续照射的优化行动水平,氡的平均活度浓度为()Bq222Rn/m3。
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工作场所中氡持续照射情况下补救行动的行动水平是在年平均活度浓度为()Bq222Rn/m3。
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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。
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在ICRP第60号出版物中把引起辐射照射的事件和情况分为()两大类。
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中,已由基于过程的方法发展为基于()种辐射照射情况特征的方法。
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下列不属于计划照射情况的是()。
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中,规定在计划照射情况下应建立一个剂量约束值,此值必须小于(),并由()规定。
- 对工作人员的潜在照射,ICRP推荐的危险约束值为()/年。
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对公众的潜在照射,ICRP推荐的危险约束值为()/年。
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中,应急照射情况指在计划照射情况运行中可能发生,或由恶意行为引起的,需要采取()的意外情况。
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中,应急照射情况包括应急准备和应急响应的考虑,在应急响应时,()水平将作为评估防护效果的准则,并作为是否需要采取下一步行动的依据。当发生的照射超过该水平时就判断为不符合要求,应实施有效的防护行动。
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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()决策前就已经存在的照射情况。
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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()。
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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。
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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1-20mSv范围内,例如对氡的照射,个人剂量参考水平的上限为()mSv。
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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1-20mSv范围内,例如对氡的照射,个人剂量参考水平的上限为10mSv,相应的222Rn活度浓度值工作场所为()Bq/m3,室内为()Bq/m3。
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放射防护领域专业术语实践,是特指(),从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。
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下列属于放射防护领域实践范围的有()。
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下列属于放射防护领域中“源”范围的有()。
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对实践的主要要求包括应全()地执行辐射防护基本原则(体系)。
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对实践的主要要求包括全面的科学管理,下列叙述正确的有()。
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建立和充实“干预的辐射防护体系”,仍要充分贯彻在实践中建立的辐射防护基本原则;同时,对持续照射情况()。
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辐射防护领域的实践与干预,需要实施干预行动一般有()情况。
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要求采取防护行动的应急照射情况包括()。
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要求采取补救行动的持续照射情况包括()。
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干预的基本原则是()。
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下列关于干预的正当性说法正确的是()。
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干预的最优化过程是指决定干预行动的()以谋取最大的利益。
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应在应急计划中根据标准所规定的准则给出不同的干预水平需相应采取的紧急防护行动,包括()。
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中,已由基于过程的方法发展为基于()辐射照射情况特征的方法。
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在ICRP第103号出版物修订的防护体系中,将所有的辐射照射分为(),取代了关于实践和干预的分类方法。
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ICRP第103号出版物修订的防护体系中,将所有的辐射照射分为三类情况:计划照射情况、应急照射情况和现存照射情况,取代了关于实践和干预的分类方
法。下列关于计划照射情况说法正确的有()。
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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。
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辐射防护的基本原则有()条。
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对于任何一项辐射实践,在综合考虑了社会、经济和其他有关因素之后,经过充分(),权衡利弊,只有当该项辐射对受照个人或社会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害时,该辐射实践才是()的。
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对与辐射有关的实践活动的()分析在防护标准中被专门突出出来确定为一条基本原则,反映出入们对辐射实践是采取严肃慎重态度的。
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在辐射实践中所使用的辐射源(包括辐射装置)所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束的前提下,在充分考虑了经济和社会因素之后,()保持在可合理达到的尽量低的水平,这有时被称为ALARA原则。
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防护与安全最优化的过程,可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析,以便实现:根据最优化的结果制定相应的(),据此采取预防事故和减轻事故后果的(),从而限制照射的大小及受照的可能性。
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在考虑辐射防护时要根据社会和经济因素的条件下,使辐射照射水平降低到可以合理达到的()的水平。
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在实际工作中,辐射防护与安全的最优化主要在()时使用。
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最优化的一个重要特点是选定剂量约束值,即选定与辐射源相关的个人剂量值。对于职业照射,剂量约束是一种与()相关的个人剂量值,用于限制最优化过程所考虑备选方案的选择范围。
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最优化的一个重要特点是选定剂量约束值,即选定与辐射源相关的个人剂量值。对于公众照射,剂量约束是公众成员从任何受控辐射源的计划运行中接受的()。
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辐射实践中所使用的辐射源,审管部门对人们所受剂量及在辐射实践中所使用的辐射源都作了限制,除了有一种例外,那就是对()将有专门的规定。
- 辐射防护的基本原则包括()。
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防护与安全最优化的过程,可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析,以便实现:相对于起决定作用所确定的最优化的防护与安全措施,确定这些措施时应考虑()。
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必须对个人受到的正常照射加以限制,以保证来自各项得到批准辐射实践的综合照射所致的个人()不超过国家标准中规定的相应剂量限值。
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我国目前执行的《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是()。
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辐射防护剂量限值一般可分为()个级别。
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对于职业照射,平均年有效剂量限值为()mSv。
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对于公众照射,平均年有效剂量限值为()mSv。
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对于职业照射,眼晶体平均年当量剂量限值为()mSv。
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对于职业照射,皮肤平均年当量剂量限值为()mSv。
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对于职业照射,手和足平均年当量剂量限值为()mSv。
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对于公众照射,眼晶体平均年当量剂量限值为()mSv。
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对于公众照射,皮肤平均年当量剂量限值为()mSv。
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年龄小于()周岁的人员不得接受职业照射。
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对于年龄为16-18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工或在学习过程中需要使用辐射源的学生,应控制其职业照射使之不超过年有效剂量()mSv。
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对于年龄为16-18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工或在学习过程中需要使用辐射源的学生,应控制其职业照射使之不超过眼晶体的年当量剂量()mSv。
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对于年龄为16-18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工或在学习过程中需要使用辐射源的学生,应控制其职业照射使之不超过四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量()mSv。
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孕妇和喂乳妇女应避免受到()。
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对孕妇应施加补充的剂量限制,对腹部表面(下躯干)不超过()mSv。
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对孕妇应施加补充的剂量限制,并限制放射性核素摄入量<()ALI。
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用人单位有责任改善孕妇的工作条件,以保证为胚胎和胎儿提供与公众成员()的防护水平。
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用于外照射的次级限值有浅表剂量当量限值和深部剂量当量限值:浅表剂量当量限值为每年()mSv,用以防止皮肤的()效应的发生。
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用于外照射的次级限值有浅表剂量当量限值和深部剂量当量限值:深部剂量当量限值为每年()mSv,用以限制()效应的发生率达到可以接受的水平。
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用于内照射的次级限值是()限值(ALI)。
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发生内照射时,人员只要监测体内的该核素的()就可算得该人员所受的剂量。
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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。
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在辐射防护监测中,有许多测量结果很难用当量剂量来直接表示。但是,可以根据(),通过一定模式推导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值,这种限值称为()。
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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。
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导出空气浓度DAC等于()。
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导出空气浓度DAC所使用的参考人一年工作时间内吸入的空气量为()m3;ICRP第103号出版物中采用按性别平均的参考人一年工作时间内吸入的空气量为()m3。
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管理限值是()机构用()限值作为管理的约束值的一种形式。
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管理限值是审管机构用指令性限值作为管理的约束值的一种形式,要求()部门根据()进一步降低。
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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()。
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每单位()引起的致死癌症的概率称为标称致死概率系数。它适用于所有剂量率下的小剂量与低剂量率下的大剂量。
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根据统计,职业性放射工作人员每年所接受的平均有效剂量不超过年限值的()。
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根据统计,职业性放射工作人员每年所接受的平均有效剂量不超过年限值的1/10。这是因为年有效剂量的分布通常遵从()函数分布,即大多数工作人员受照剂量是很低的,接近或超过限值的人数很少。
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年有效剂量的分布通常遵从对数正态函数分布,即大多数工作人员受照剂量是很低的,接近或超过限值的人数很少,其算术平均值为()mSv。
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根据统计,职业性放射工作人员每年所接受的平均有效剂量不超过年限值的1/10。与此相应的职业照射时致死癌的平均死亡率为每百万人平均死亡()人。
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ICRP认为每年死亡率不超过()的危险度大概可被公众和个人所接受。
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根据公众中个人实际受到的平均照射水平约为0.1mSv(不包含医疗照射和天然本底照射),全人口的致死癌的危害为5.0×10-2/Sv,公众的个人危险度相当于()。
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对于职业照射,平均年有效剂量限值为20mSv,在任一年内的有效剂量不得超过()mSv。
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辐射防护剂量限值一般可分为()。
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基本限值是辐射防护标准的基本标准,它包括()的限值。
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下列关于导出限值说法正确的有()。
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管理限值是审管机构用指令性限值作为管理的约束值的一种形式,要求运行管理部门根据最优化进一步降低。下列说法正确的有()。
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下列关于辐射防护中的参考水平叙述正确的有()。
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辐射防护中最常用的参考水平有()。
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在辐射防护领域,危险的主要分量为()随机量。
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外照射防护的基本原则是尽量减少或避免射线从外部对人体的照射,使所受照射不超过()所规定的剂量约束值。
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外照射防护可以归纳为()个基本手段(基本方法)。
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外照射防护三要素指的是()。
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对发射x、γ射线的点源来说,当空气和周围物质对于射线的吸收、散射可以忽略时,某一点上的剂量与该点到辐射源之间的距离()。
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在()的应用中,单靠缩短操作时间和增大距离远远达不到安全防护的要求,此时,必须采用适当的屏蔽措施。
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在辐射源外面加上足够厚的屏蔽体,使之在()由辐射源产生的剂量降低到有关标准所规定的限值以下,在辐射防护中把这种方法称为屏蔽防护。
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β辐射选择屏蔽材料时,必须先用()原子序数材料置于近β辐射源的一侧,然后视情况,在其后附加()原子序数材料。
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β辐射选择屏蔽材料时,如果先用高原子序数材料置于近β辐射源的一侧,会形成一个相当强的新()源。
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利用电子直线加速器建成一个强x射线装置源,那就要选用()原子序数材料作靶子,既可屏蔽电子束,又能形成一个较强的x射线源。
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在应用外照射的辐射源时,除外照射防护外,还需注意采取相应的措施,防止()对人体的危害。
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内照射防护的基本原则是制定各种规章制度,采取各种有效措施,阻断()进入人体的各种途径,在()原则的范围内,使摄入量减少到尽可能低的水平。
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完好的皮肤提供了一个有效防止大部分放射性物质进入体内的天然屏障。但是()能通过完好的皮肤而被吸收。
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()的放射性物质,称为开放型或非密封放射性物质。
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内照射防护的包容方法是指密闭()。
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下列属于内照射防护包容方法的是()。
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在操作高活度放射性物质时,应在密闭的热室内用机械手操作,这样使之与工作场所的空气隔绝,属于内照射防护方法中的()。
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根据放射性核素的毒性大小,操作量多少和操作方式等,将工作场所进行分级、分区管理是内照射防护方法中的()。
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内照射防护的隔离方法就是根据放射性核素的(),将工作场所进行分级、分区管理。
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开放型放射工作场所()是造成工作人员内照射的主要途径。
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开放型放射工作场所空气净化是根据空气被污染性质的不同,分别可以选用()方法降低空气中放射性气体、气溶胶和放射性粉尘的浓度。
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开放型放射工作场所放射性废水在排放前应根据污水性质和被污染的放射性核素特点,可选用()方法进行净化处理,以降低水中放射性物质的浓度。
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开放型放射工作场所放射性废水经净化处理后,将放射性物质充分浓集,然后将剩余水平较低的含放射性物质的空气或水进行稀释,()后才可排放。
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在开放型放射操作中,“包容、隔离”和“净化、稀释”往往是联合使用。如在()放射操作中,要在密闭手套箱中进行,把放射性物质包容在一定范围内,以限制可能被污染的体积和表面。同时要在操作的场所进行通风,把工作场所中可能被污染的空气通过过滤净化经烟囱排放到大气中得到稀释,从而使工作场所空气中放射性浓度控制在一定水平以下。
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放射工作人员的个人防护措施包括在操作放射性物质之前必须做好准备工作,在采用新的操作步骤前需()。
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放射工作人员必须(),这是使防护工作做到预防为主,减少事故发生的一项重要措施。
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对点状源(可把放射源看作一个点)来说,距离增加1倍,照射量率可降到原来的()。
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对点状源(可把放射源看作一个点)来说,照射量率与距离()。
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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。
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根据点状源的原理,可采取远距离操作放射源达到防护目的。在进行工作时,要先按(),算出安全距离,然后运用长柄工具或远距离操作机械加大人与放射源的距离。
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照射量率与距离的平方成反比的关系仅适用于点状源,这个关系与()有关系。
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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。屏蔽的材料和厚度要根据所需屏蔽的辐射的()来决定。
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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,对β射线最好用两种材料,靠近源的部分用()以减少轫致辐射,外面用()材料。
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5MeV的α粒子在空气中的射程是()。
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5MeV的α粒子在身体组织内的射程只有()。
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α放射性核素都是极毒类,体内最大容许积存量只有()Bq左右。
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β粒子的穿透能力与其能量有关,β粒子能量小于100keV,其在空气中的射程不到()。
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β粒子的穿透能力与其能量有关,β粒子能量小于100keV,在水中或组织中不到()。
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根据经验,当用玻璃、铝、有机玻璃及其他轻质材料来防护β粒子时,若这些材料的厚度(以mm为单位)等于()Eβ。安全即可保证,Eβ是β粒子的最大能量,以MeV为单位。
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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。
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对一个最大能量为1MeV的β源,用铅(原子序数Z=82)作屏蔽材料时,β粒子由轫致辐射损失的能量约为()%,而用铝(Z=13)时,下降到约为()%。
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β粒子可能伤害眼睛的玻璃体,因此在操作β放射源时,用()板防护。
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γ射线在介质中的吸收是一个()减弱过程。
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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()。
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从同位素中子源放射出的中子几乎都是()。
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中子防护的原则是对()减速。
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中子防护的原则是对减速了的()吸收。
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在室内常用()来屏蔽中子,但不宜在室外使用。
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对伴有γ射线很强的中子源,如镭-铍中子源,既需要防护中子照射,又必须同时防护γ射线的照射,选用的屏蔽材料是()。
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屏蔽如镭-铍中子源时,()是较好的材料,而且价格便宜,可做成固定性的屏蔽物。
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屏蔽中子对吸收剂的要求是在捕获吸收中子时,放射出来的粒子能量小,而且容易被阻挡、被吸收,但是多数情况下,当捕获中子时,所放出来的辐射能量均在()MeV左右,需另加γ防护。
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()浮获中子时释放的γ射线很少,可以忽略。
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硼俘获中子后释放()MeV的γ射线,易被吸收。
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单用一种材料屏蔽中子不能提供满意的防护效果,通常是把减速剂和吸收剂组合在一起做成防护屏,如用含()%硼酸的水溶液或含()%硼砂的石蜡。
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下列关于内照射特点说法正确的是()。
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内照射的常见致电离粒子是()。
- 下列关于外照射特点说法正确的是()。
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外照射的常见致电离粒子是()。
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外照射防护的基本方法是()。
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在进行辐射屏蔽防护时,应考虑()问题。
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根据防护要求和操作要求的不同,屏蔽体可以是固定式的,也可以是动式的,属于移动式屏蔽体的有()。
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辐射防护在选择屏蔽材料时,要考虑()。
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放射性物质进入人体后,()辐射的所有能量均将在组织或器官内耗尽。
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放射性物质进入人体内的途径有()。
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从事开放型放射性物质的操作,称为开放型放射工作。进行开放型放射工作时应考虑()。
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内照射防护的一般方法是()。
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开放型放射工作场所在污染控制中,()是主要的,特别是放射性毒性高、操作量大的情况下更为重要。
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开放型放射工作场所内照射防护的净化方法就是采用()等方法,尽量降低空气、水中放射性物质浓度、降低物体表面放射性污染水平。
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放射工作人员的个人防护措施主要有()。
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外照射的防护,可从()方面着手。
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外照射防护控制受照时间的方法()。
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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()。
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对β放射源的防护要()。
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γ射线屏蔽,利用()可以简便地估算屏蔽材料的厚度。
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()是通用的中子屏蔽材料。
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用石蜡作为中子屏蔽材料的特点是()。
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用聚乙烯或聚氯乙烯作为中子屏蔽材料的特点是()。
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屏蔽中子对吸收剂的要求是在捕获吸收中子时,放射出来的粒子能量小,而且容易被阻挡、被吸收。()是符合吸收剂要求的材料。
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辐射防护监测是指()工作人员和公众所受辐射剂量而进行的测量。
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辐射防护监测是指估算和控制()所受辐射剂量而进行的测量。
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下列关于辐射防护监测说法错误的是()。
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辐射防护临测的对象就是人与环境两大部分,具体监测有()个方面。
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选用辐射监测仪器,一般要求测量仪器的量程下限值至少应在个人剂量限值的()以下,上限根据具体情况而定。
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对剂量率仪表一般要求与137Cs源相比,在50keV到3MeV的能量范围内能量响应不大于±()%。
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从几种探测器的能量响应来看,下列排序正确的是()。
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对()以下的光子,需要注意仪器的能量响应性能与被测光子的能量是否相适应。
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对于温度,要求在-10─40的温度范围内辐射监测仪器读数变化在±()%以内。
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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。
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一般γ辐射监测仪应对能量直到()MeV的β射线(90Sr/90Y源)无响应。
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辐射监测仪器测量的方向性误差不应大于±()%。
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对于一些瞬时的辐射场的测量(如用诊断X线机摄片的辐射场测量),一般要求仪器响应时间在()s以下,最好为()级。
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外照射个人剂量监测是指用()进行测量以及对这些测量结果作出()。
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外照射个人剂量监测的主要目的是对明显受到照射的器官或组织所接受的()作出(),进而限制工作人员所接受的剂量,并且证明工作人员所接受的剂量是否符合有关标准。
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外照射个人剂量监测的主要目的是对明显受到照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量作出估算,进而限制工作人员所接受的剂量,并且证明工作人员所接受的剂量是否符合有关标准。其附加目的是提供()。
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外照射个人剂量监测结果经过必要的(),对于低剂量受照人群的辐射流行病学调查也是有用的。
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辐射防护的()用于连续性作业,目的在于证明工作环境和工作条件的安全得到了保证,并证明没有发生需要重新评价操作程序的任何变化。
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辐射防护的()是当某一项特定操作开始时进行的监测,这种监测特别适用于短期操作程序的管理。
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辐射防护的()是在异常情况发生或怀疑其发生时进行的监测。
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目前在外照射个人剂量监测中,用于监测β、x、γ辐射最常用的是()。
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在外照射个人剂量监测中,用于监测β、x、γ辐射最常用的是个人剂量计,目前主要为()。
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在外照射个人剂量监测中,用于监测β、x、γ辐射最常用的是个人剂量计,目前主要为热释光剂量计,核电厂同时采用()。
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中子个人剂量监测方法除对()外还不是令人满意的。
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内照射个人剂量监测根据工作性质、现场条件,应定期对有可能吸人放射性物质的工作人员测出(),但在有任何可疑情况下,还要及时进行针对性的监测。
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内照射个人剂量监测检验方法分()两类。
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吸入的放射性物质将按一定规律由体内排出,主要是通过()排出。
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吸入的放射性物质将按一定规律由体内排出,()的测量可以说明已进入血液循环的放射性核素的情况。
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只要知道代谢参数(或排除规律)就能由()中放射性核素的活度计算出摄入量。
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内照射个人剂量监测检验方法分生物检验与体外直接测量两类。关于生物检验说法错误的是()。
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工作人员的体表污染也是一项重要的监测项目,在较大的放射性()出口,设有全身表面污染仪,以利有效地防止工作人员带出放射性物质。
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皮肤的厚度随身体部位不同而有较大的变化,表皮的基底细胞层是受到危险最大的皮肤组织,深度为50-100μm,平均为()μm。
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所谓皮肤剂量就是指皮肤基底层所受到的剂量。其剂量限值是根据()效应而定。目前规定为每年()mSv。
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皮肤本身污染一般是不均匀的,体表某些部位,特别是手部更易受到污染,但污染不会持续数星期之久,而且不一定重新发生在完全相同的部位,作为常规监测应当以此为依据来进行评价,并将()上的皮肤剂量的平均值与皮肤剂量的控制值相对照。
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工作场所辐射防护监测的目的在于保证工作场所的辐射水平及放射性污染水平低于()要求,以确保工作人员处于合乎()要求的环境。
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工作场所辐射防护监测还要能及时发现偏离预定及防护要求的情况,以利及时纠正或采取补救的防护措施,从而防止或及时发现()事件的发生。
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工作场所外照射的监测应该制定一个监测方案,制定该方案需要进行的工作依次为()。
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工作场所外照射的监测,当一个新的装置投入使用或对一个已有的装置做了一些实质性的改变或可能已发生了这样的改变时,要进行()的监测。
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工作场所空气的污染通常是()测量法进行监测。
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用于工作场所监测的仪器,从测量方法上大体可分为()种。
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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。用于测量累计剂量的仪器常采用()。
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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。
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HP(Ge)就地γ谱仪的特点是()。
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NaI(Tl)就地γ谱仪的特点是()。
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辐射监测仪器刻度通常有()种方法。
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电离室型剂量仪在电离室壁厚度满足()而对γ射线的减弱可以忽略的情况下,剂量仪测量照射量(率)的灵敏度(响应),在()光子能量范围内基本保持不变。
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正比计数器实际就是具有放大作用的电离室。放大倍数取决于加到计数管上的电压,这个放大倍数在电一定的情况下是一个常数,一般可高达()。
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正比计数器型剂量仪的灵敏度可比同等体积的空腔电离室高()倍。
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下列γ外照射监测仪器中,灵敏度最高的是()。
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下列γ外照射监测仪器中,一般不用于低能射线的测量的是()。
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下列γ外照射监测仪器中,()不仅用于工作场所的γ辐射监测,还广泛应用与环境的γ辐射监测。
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α表面污染的监测的直接监测法是用α表面污染仪进行,污染仪的探头是采用()-光电倍增管组成。
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α表面污染的监测的直接监测法是用α表面污染仪进行,污染仪的探头是采用硫化锌-光电倍增管组成,硫化锌探头面积为()cm2。
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空气中长寿命α气溶胶浓度的监测,是用取样泵通过滤膜采集空气样,()后测量滤膜上的α放射性,计算得到α气溶胶浓度。
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在铀矿山测量空气、水、尿和生物样品中铀采用()。
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在铀矿山测量排放废水中的铀是用()。
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在镭的同位素中有228Ra、226Ra、224Ra、223Ra。分别来自铀系、钍系和锕系。其中()的半衰期最长,毒性最大,所以在环境和生物样品测量中是主要测定对象。
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镭的化学性质与()相似。
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适用于天然水、铀选矿、水冶厂排放废水中226Ra含量的方法是()。
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钋-210的监测在样品预处理时,要用()灰化。
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氡的瞬时测量是在对氡或氡子体的放射性活度浓度或()潜能浓度进行测量。
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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。其活度浓度通常表示为()。
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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()。
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用作氡累积测量的探测元件是()。
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氡累积测量常用的方法中适合于大规模本底调查的是()。
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将装有热释光片的仪器收集室放置于待测场所,氡自由扩散进入收集室,新生成的子体,主要是()。
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氡累积测量的优点是()。
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辐射防护监测包括纲要的制定、测量和结果的()。
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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。
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辐射防护监测可分为()。
- 选用辐射监测仪器,一般应掌握()原则。
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选用辐射监测仪器,需要考虑的环境因素包括()。
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选用辐射监测仪器,除了要考虑射线性质、量程范围、能最响应、环境特性和对其他辐射的响应外,还需要考虑的其他因素包括()。
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个人剂量监测是直接对人进行的监测,包括()的监测。
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辐射防护应当根据监测的()来制定监测计划。
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中子个人剂量监测方法除对热中子外还不是令人满意的,目前在用的有()。
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内照射个人剂量监测,对于发射()射线的核素可以在体外用较灵敏的仪器直接测量,经过探测效率的修正,可以得出体内现存核素含量。
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内照射个人剂量监测可用于体外直接测量的有()。
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工作场所外照射的监测应该制定一个监测方案,制定该方案需要()。
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工作场所外照射的监测一般有()监测需予以考虑。
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工作场所空气被放射性气溶胶污染时监测的目的是()。
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工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。常用的气溶胶取样方法有()。
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工作场所放射性表面污染监测的主要目的是()。
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表面污染的监测方法可分为()监测法。
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用于工作场所监测的仪器,从测量方法上大体可分为()。
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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。用于瞬时剂量率测量的仪器有()。
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用于瞬时剂量率测量的电离室的特点()。
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用于瞬时剂量率测量的GM计数管的特点()。
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用于瞬时剂量率测量的闪烁剂量率仪的特点()。
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辐射监测仪器的刻度是为了保证仪器的正常工作和准确,刻度内容包括()。
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γ外照射监测通常是使用便携式照射量率仪或剂量仪测量。用于描述辐射场的物理量-照射量(率)。常用的剂量仪有()。
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下列关于正比计数器型剂量仪说法正确的有()。
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下列关于GM计数管型剂量仪说法正确的有()。
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α表面污染监测方法的种类有()。
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α表面污染的监测在间接法中应用最多的有()。
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天然铀在环境和生物样品中含量很低,需要灵敏度高的监测方法,常用的有()。
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镭的测量方法主要有()。
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氡的测量方法有()。
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氡瞬时测量的方法很多。对于氡的活度浓度,最常用的测量方法有()。
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氡子体活度浓度的瞬时测量,典型的测量方法有()。
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氡子体的α潜能浓度瞬时测量,可通过采样后一次α计数法测量。其典型的方法有()。
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氡及其子体瞬时测量的特点是()。
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氡累积测量常用的方法有()。
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为实现可合理达到的尽可能低的原则,必须制定和建立一个()的辐射防护大纲。
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辐射安全组织的形式及规模与其所从事的工作的()有关。
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对放射性物质操作量和所用辐射源活度很小的单位的辐射安全组织()。
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对操作大量放射性物质和使用强辐射源的单位的辐射安全组织,应()。
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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的辐射安全组织,应()。
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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,任何可能影响辐射安全的工作,均应经过()讨论并提出意见,再报()批准。
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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。
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()负有保护工作人员使其免受不必要照射的职责。
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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。
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国家对从事核安全关键岗位工作的()人员实行注册核安全工程师制度。
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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。
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()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。
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在辐射防护监测过程中,必须注意()。
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放射工作人员的健康档案保存的时间与个人剂量档案保存时间相同,在其脱离放射工作后继续保存()年。
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必须预先做好应付核事故发生的周密计划和准备,确保能随时作出迅速有效的()。
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核事故应急准备与响应由()统一组织和指挥。
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最优化的辐射防护大纲包括()等。
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单位领导负有保护工作人员使其免受不必要照射的职责。领导必须在()等诸方面予以保证。
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辐射防护合理的设施设计包括()。
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辐射防护对职业照射与公众照射的控制除了控制照射的基本原则与基本方法外,还包括()。
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为了达到辐射防护的目的,除了从工程上、设备上、管理上采取相应的措施外,正确使用个人防护用具也是非常重要的防护手段。下列说法正确的有()。
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辐射防护剂量和辐射监测应达到的目的是()。
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下列关于放射性工作人员的健康管理说法正确的有()。
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我国核事故应急管理的方针是()。
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世界各国在核能与核技术的研究、开发和应用中,为了保证核与辐射安全,取得公众的信赖,采取了一系列()措施,发展了一整套(),并以法律和法规的形式颁布和实施。
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()年IAEA为了加强在保障核安全方面的作用邀请了核安全领域的一流专家组成了国际核安全咨询组(INSAG)。
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年IAEA为了加强在保障核安全方面的作用邀请了核安全领域的一流专家组成了国际核安全()(INSAG)。
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针对三哩岛和切尔诺贝利两次核事故,()年IAEA出版了INSAG-3,()年升版为INSAG-12:《核电厂基本安全原则》。
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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》。
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针对三哩岛和切尔诺贝利两次核事故,1988年IAEA出版了INSAG-3(1999年升版为INSAG-12):()。
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国际原子能机构(IAEA)在1993年6月核准出版了关于核装置安全的安全标准(《安全丛书》第()号《核装置安全》)。
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国际原子能机构(IAEA)在1995年3月核准出版了关于放射性废物管理安全的安全标准(《安全丛书》第()号《放射性废物管理原则》)。
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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》)。
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国际原子能机构(IAEA)的《安全丛书》第110号是()。
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国际原子能机构(IAEA)的《安全丛书》第111-F号是()。
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国际原子能机构(IAEA)的《安全丛书》第120号是()。
- (),IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)。
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年11月,IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等()个国际组织出版了基本标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)。
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年11月,IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本()“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)。
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年11月,IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第()号)。
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年11月,IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号),取代了原先作为《安全丛书》出版的前“安全基本法则”类型的()个出版物。
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IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号),综合成一套包括()项新原则的协调一致的安全原则,成为原子能机构《安全标准丛书》重要出版物。
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《安全标准丛书》第SF-1号的10项新的基本安全原则是IAEA安全标准计划中确定防止()要求的基础,也为IAEA更广泛的安全相关计划提供了依据。
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根据IAEA的定义,“安全”系指保护人类和环境免于辐射危险,以及确保引起辐射危险的()的安全。
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世界各国在核能与核技术的研究、开发和应用中,为了保证核与辐射安全,取得公众的信赖,采取了一系列技术及管理措施,发展了一整套理论和原则,并以()的形式颁布和实施。
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针对()核事故,1988年IAEA出版了INSAG-3(1999年升版为INSAG-12)《核电厂基本安全原则》。
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针对三哩岛和切尔诺贝利两次核事故,1988年IAEA出版了INSAG-3(1999年升版为INSAG-12)《核电厂基本安全原则》,对()等方面作出了全面描述。
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IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号),取代了原先作为《安全丛书》出版的前“安全基本法则”类型的()出版物。
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根据IAEA的定义,“安全”系指()。
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根据IAEA的定义,“安全”系指保护人类和环境免于辐射危险,以及确保引起辐射危险的设施和活动的安全。这里所使用的“安全”包括()。
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对辐射和放射性物质应用可能对工作人员、公众和环境造成的辐射危险进行(),并在必要时加以(),这就是安全监管的目的。
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对安全实施监管是一项()责任。而且,辐射危险有可能超越国界,因此必须进行国际合作。
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对安全实施()是一项国家责任。而且,辐射危险有可能超越国界,因此必须进行国际合作。
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辐射危险有可能超越国界,因此必须进行国际合作,国际安全相关()为开展国际合作提供了方便。
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《及早通报核事故公约》和《核事故或辐射紧急情况援助公约》已于()年10月27日生效。
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《核安全公约》于()年10月24日生效。
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《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》于()年6月18日生效。
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国际安全相关公约对IAEA各成员国规定了具体()。
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国际安全相关公约对IAEA各成员国规定了具体义务。IAEA的()是评价IAEA各成员国遵守这些公约情况的有用工具。
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IAEA的安全标准包括()类,并被推荐给各成员国在其各自的活动中采用。
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()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。
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IAEA制定安全标准时,主要考虑了()的建议。
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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。
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IAEA的安全标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)提出的基本安全目标适用于()。
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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()。
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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()。
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为了保护人类和环境免予辐射危险,并确保有辐射危险的设施和活动的安全,()为提出具体要求和应采取措施提供了基础。
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IAEA安全标准的安全原则要求安全措施和保安措施的制订和执行必须(),以免保安措施损害安全,或者安全措施对保安工作造成损害。
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()等活动都必须服从IAEA安全标准的约束。
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辐射危险有可能超越国界,因此必须进行国际合作,国际合作的目的是通过()来促进和加强全球安全。
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()公约对IAEA各成员国规定了具体义务。IAEA的安全标准是评价IAEA各成员国遵守这些公约情况的有用工具。
- IAEA的安全标准包括(),并被推荐给各成员国在其各自的活动中采用。
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下列关于IAEA的安全标准说法正确的有()。
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IAEA的安全标准系列适用于为和平目的运行设施和进行活动,“设施”包括()。
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IAEA的安全标准系列适用于为和平目的运行设施和进行活动,“设施”包括其规模需要考虑()的生产、加工、使用、处理、贮存或处置放射性物质(或安装有辐射发生器)的任何其他场所。
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IAEA的安全标准系列适用于为和平目的运行设施和进行活动,“活动”包括()。
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IAEA的安全标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)提出了(),并简要描述了其目的和宗旨。
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为了保护人类和环境免予辐射危险,并确保有辐射危险的设施和活动的安全,安全原则为提出具体要求和应采取措施提供了基础。这些设施和活动特别包括()。
- 对于用于安全和保安两个方面的安全措施,其安全原则在一定程度上也涉及到设施和活动的保安。这些安全措施包括()。
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对于用于安全和保安两个方面的安全措施,其安全原则在一定程度上也涉及到设施和活动的保安。这些安全措施包括对进入核装置和其他设施实施控制,以防止放射性物质()。
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IAEA提出的核基本安全原则的基本安全目标是()。
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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()安全标准。
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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,必须采取()措施。
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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()对人类的辐射照射和放射性物质向环境的释放。
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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,()。
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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,限制其发生的可能性,如果发生这类事件,()事件的后果。
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为了实现IAEA提出的核基本安全原则的基本安全目标,形成了()项安全原则。
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为了实现IAEA提出的核基本安全原则的基本安全目标,形成了10项安全原则。下列这些安全原则说法错误的是()。
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IAEA提出的核基本安全原则的基本安全目标适用于所有设施和活动以及设施或辐射源寿期中的所有阶段,包括()。
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安全措施包括为防止()发生而采取的行动。
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安全措施包括为防止事件发生而采取的()以及为在事件发生下为减轻其后果而做出的()。
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IAEA提出的基本安全原则:原则一是()。
- 对于带来辐射危险的任何设施或活动或对于实施减轻辐射照射的行动计划负有责任的人员或组织必须对安全负有()。
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对于带来辐射危险的任何设施或活动或对于实施减轻辐射照射的行动计划负有责任的()必须对安全负有主要责任。
- 对于带来辐射危险的任何设施或活动或对于实施减轻辐射照射的()负有责任的人员或组织必须对安全负有主要责任。
- 对于带来辐射危险的任何设施或活动或对于实施减轻辐射照射的()负有责任的人员或组织必须对安全负有主要责任。
-
IAEA提出的基本安全原则一:安全责任,要求应对运行设施或进行活动的组织或个人实施()管理。
- IAEA提出的基本安全原则一:安全责任,要求应对运行设施或进行活动的组织或个人实施许可证管理。下列说法错误的是()。
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()对设施和活动整个寿期或过程内的安全负主要责任,而且这种责任不能转托他人。
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许可证持有者对设施和活动整个寿期或过程内的安全负主要责任,而且这种责任不能转托他人。其他组织如设计者、制造商和建造商、雇主、承包商以及托运方和承运方也对安全负有()上的责任。
-
应对运行设施或进行活动的组织或个人实施许可证管理,许可证持有者负有的责任应按照()确定或核准的安全目标和要求予以实行。
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应对运行设施或进行活动的组织或个人实施许可证管理,许可证持有者负有的责任应按照监管机构确定或核准的安全目标和要求予以实行,而且应当通过()来确保做到这一点。
-
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。
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IAEA提出的基本安全原则:原则二是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求必须()有效的法律和政府安全组织框架,应包括有独立的监管机构。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求必须建立和保持有效的法律和政府安全组织框架,应包括有()。
-
IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求()应对带来辐射危险的设施和活动作出监管规定,并明确责任分工。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求()必须就以下方面做出安排:制订减少辐射危险的行动计划(包括紧急行动计划),监测放射性物质向环境的释放,以及放射性废物的处置。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求政府当局必须对任何其他组织均不负责的辐射源(如某些天然源、“无看管源”和过去一些设施和活动所产生的放射性残留物)实施()。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求()必须对任何其他组织均不负责的辐射源(如某些天然源、“无看管源”和过去一些设施和活动所产生的放射性残留物)实施控制。
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“无看管源”系指从未接受过()或没有置于其之下的放射源。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责要求在许可证持有者属于政府分支机构的情况下,必须确定该分支机构()负有监管职责的政府分支机构。
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IAEA提出的基本安全原则:原则三是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求必须在组织内的()级别论证对安全事务的领导。
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IAEA提出的基本安全原则原则三要求在与辐射危险有关的组织内以及在带来辐射危险的设施和活动中,必须确立和保持对安全的()领导和管理。
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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()来实现和保持安全。
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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。
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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()的处理方法对所有设施和活动的安全进行评价。
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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。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求在要求采取控制措施或操作员行动来保证安全的情况下,必须进行(),以证明所作的安排得力而且可靠。
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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。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求尽管采取了所有措施,但事故仍有可能发生。必须()。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求必须识别和分析事故的先兆,且必须采取措施防止事故出现。来自本设施和活动以及别处相关的设施和活动的()是加强安全的一个关键手段。
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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。
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IAEA提出的基本安全原则:原则四是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则四:设施和活动的正当性,要求带来辐射危险的设施和活动必须从()上讲是有利的。
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IAEA提出的基本安全原则原则四:设施和活动的正当性,要求为了评估效益和危险,必须考虑运行没施和进行活动所产生的一切()。
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IAEA提出的基本安全原则原则四:设施和活动的正当性,要求对患者实施的医疗辐射照射,首先应当论证所采用具体程序的()。
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IAEA提出的基本安全原则:原则五是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则五:防护的最优化要求对于带来辐射危险的设施和活动所采用的安全措施,如果在设施或活动的整个寿期内,在对其使用无不当限制的情况下,提供了合理可行的(),则可以认为这些安全措施实现了最优化。
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IAEA提出的基本安全原则原则五:防护的最优化要求为了确定辐射危险是否处于合理可行尽量低水平,必须事先采用()方案对无论正常运行还是异常工况或事故工况所造成的所有危险进行评价,并在设施和活动的整个寿期内定期进行再评价。
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IAEA提出的基本安全原则原则五:防护的最优化要求许可证持有者专用于安全的资源以及监管的范围和严密性必须与()的程度及其是否易于控制相称。
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IAEA提出的基本安全原则:原则六是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则六:限制对个人造成的危险,要求控制辐射危险的措施必须确保不会给任何个人带来()的伤害的危险。
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IAEA提出的基本安全原则:原则七是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则七:保护当代和后代,要求安全标准不仅要适用于当地民众,而且还要适用于远离设施和活动的人群;在辐射危险的效应可能跨越几代人的情况下,必须使得后代人无需采取任何重要的(),而得到充分的保护。
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IAEA提出的基本安全原则:原则八是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则八:防止事故,要求必须做出一切实际努力()核事故或辐射事故。
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由设施和活动引发的危害性最大的后果来源于()。
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对于引发危害性后果的事故,为确保其可能性处于极低水平,IAEA提出的基本安全原则原则八:防止事故,要求必须采取()措施。
- 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()。
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防止和减轻事故后果的主要手段是“纵深防御”。纵深防御主要通过将一些连续和独立的防护层结合起来加以实施,不同防护层独立的()是纵深防御的一个必要组成部分。
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IAEA提出的基本安全原则原则八:防止事故,要求必须事先拟订(),以便在核反应堆堆芯、核链式反应或其他辐射源失控的情况下有恢复控制的措施和缓解任何有害后果的手段。
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IAEA提出的基本安全原则:原则九是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,规定核或辐射应急准备和响应的主要目的是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求许可证持有者、雇主、监管机构和适当的政府分支机构必须在现场、地方、地区和国家各级以及在各国商定的情况下在()一级上预先对核或辐射应急准备和响应做好安排。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求许可证持有者、雇主、监管机构和适当的政府分支机构必须在现场、地方、地区和国家各级以及在各国商定的情况下在国际一级上预先对核或辐射应急准备和响应做好安排。这类安排是指()。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求在制订应急响应安排时,必须考虑到所有()的事件。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求必须定期进行应急计划(),以确保对应急响应负有责任的组织随时做好准备。
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IAEA提出的基本安全原则:原则十是()。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求在紧急情况下必须立即采取紧急防护行动时,应急工作人员在()的基础上接受超出通常所采用职业剂量限值的剂量(但仅以预先确定的水平为限)是可以接受的。
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IAEA提出的基本安全原则原则十:采取防护行动减少现有的或未受监管控制的辐射危险,要求在被监管的设施和活动以外,也会有辐射危险的情况。在这类情况下,如果辐射危险较大,就必须考虑是否可以合理地采取防护行动,以减轻辐射照射并对不利条件进行()。
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IAEA提出的基本安全原则原则十:采取防护行动减少现有的或未受监管控制的辐射危险,下列属于现有的或未受监管控制的辐射危险的是()。
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安全既涉及正常情况下的辐射危险,也涉及作为事件后果的辐射危险,还涉及因核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或任何其他辐射源失控而可能产生的其他直接后果。这里所说的“事件”包括()。
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下列属于IAEA提出的基本安全原则的是()。
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许可证持有者对设施和活动整个寿期或过程内的安全负主要责任,而且这种责任不能转托他人。其他组织如()也对安全负有法律、专业或职能上的责任。
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应对运行设施或进行活动的组织或个人实施许可证管理,许可证持有者负有()责任。
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应对运行设施或进行活动的组织或个人实施许可证管理,许可证持有者负有的责任应按照监管机构确定或核准的安全()予以实行。
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鉴于放射性废物管理可能跨越世世代代,因此必须考虑许可证持有者(和监管者)对现有的和今后可能出现的操作所履行的责任。必须对()做出规定。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求必须建立和保持有效的(),应包括有独立的监管机构。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求为了有效地履行国家责任和国际义务,政府负责在国家法律框架下通过()实施管理,并建立独立的监管机构。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责,要求政府当局必须就()方面做出安排。
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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()。
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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。
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IAEA提出的基本安全原则原则二:政府职责要求政府和监管机构在通过建立()保证人类和环境免于辐射危险负有重要的责任。
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IAEA提出的基本安全原则原则三要求在与辐射危险有关的组织内以及在带来辐射危险的设施和活动中,必须确立和保持对安全的有效()。
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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()。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求管理体系必须体现安全文化,安全文化决定着所有相关组织和个人对安全的()。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求管理体系必须体现安全文化,安全文化的内容是()。
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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。安全评价所进行的系统分析工作包括()。
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IAEA提出的基本安全原则原则三:对安全的领导和管理,要求只有在监管机构满意地认为所建议的安全措施是充分的情况下,有关设施才能够(),有关活动才可以开始进行。
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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()。
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IAEA提出的基本安全原则原则五:防护的最优化要求在考虑防护最优化时,要对各种因素的相对重要性做出判断,其中包括()因素。
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防止和减轻事故后果的主要手段是“纵深防御”。纵深防御通过以下()方面的适当结合来实现。
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可以通过良好设计和工程措施提供安全裕度、多样性和冗余性来实现纵深防御,主要采用()措施。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求()必须在现场、地方、地区和国家各级以及在各国商定的情况下在国际一级上预先对核或辐射应急准备和响应做好安排。
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IAEA提出的基本安全原则原则九:应急准备和响应,要求应急准备和响应安排的范围和程度必须反映()。
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IAEA提出的基本安全原则原则十:采取防护行动减少现有的或未受监管控制的辐射危险,要求为减少现有的或未受监管控制的辐射危险而采取的防护行动必须是()。
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核安全文化由()提出。
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核安全文化是国际原子能机构(IAEA)在总结()事故经验教训的基础上提出的。
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核安全文化的提出是基于()的这一国际共识。
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核安全文化的提出使不同社会制度的国家、不同层次的组织和不同文化背景的员工有了一个为核安全作贡献的统一(),这也保证了国际核能与核技术利用长期的良好的安全业绩。
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IAEA提出的核安全文化指的是一种在()领域必须存在的健康的安全文化。
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IAEA提出的核安全文化指的是一种在核能与核技术领域必须存在的健康的安全文化。这种健康的安全文化,有()个主要特征。
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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。
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IAEA提出的核安全文化指的是一种在核能与核技术领域必须存在的健康的安全文化。这种健康的安全文化遵循统一的核安全基本原则:(),在这个报告里IAEA提出了基本安全目标和10项相关安全原则。
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文化作为一种客观存在,其特性就是“无处不在,无以言状”。但IAEA认为这种无形的文化特性一定会有,也应该有有形的表现,而这些有形的表现可以反映出组织核安全文化建设的(),也可反映在组织的核安全()上。
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()的报告INSAG-4“核安全文化”给出了核安全文化的经典定义。
- IAEA国际核安全咨询组(INSAG)的报告INSAG-()“核安全文化”给出了核安全文化的经典定义。
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核安全文化是存在于组织和员工中的种种特性和态度的总和,它建立一种超出一切之上的(),即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。
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核安全文化是存在于组织和员工中的种种特性和态度的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的()。
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核安全问题,在国际层面上就是()。
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在国家层面,在IAEA提出的10项相关安全原则中认为国家政府为了履行国家的核安全国际义务,应负责在国家()框架下通过立法、监管、标准管理以及行政措施对核安全实施管理,并成立独立的监管机构。
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在国家层面,核安全文化建设所要解决的是()如何促进和规范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。
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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。
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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。
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核安全工作的发展历史到目前为止可以划分为()个阶段。
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核电发展初期,重视设计的保守性和设备的可靠性,实施()原则。
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由于核辐射会对人体造成伤害和对环境造成持久、严重的破坏,因此在(),在核安全方面采取了不少措施,此时强调的是设计的保守性和设备的可靠性。
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核电发展初期,重视设计的保守性和设备的可靠性,在设计保守性上,着重将()事故确立为“最大可信设计基准事故”。
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(),开始考虑到严重事故的预防和缓解。
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三哩岛事故后,开始考虑到()的预防和缓解。
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三哩岛事故证明核电厂设计的()概念在严重事故下依然有效。
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三哩岛事故使核电工作者意识到()可能导致严重的后果。
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()核能界对对核安全管理有了进一步的重视,并在全面总结事故原因的基础上,形成了核安全文化理念。
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“核安全文化”是在()年由IAEA出版的安全从书INSAG-1《关于切尔诺贝利事故后审议会议总结报告》中首次提出的管理术语。
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“核安全文化”是在1986年由IAEA出版的安全从书INSAG-()《关于切尔诺贝利事故后审议会议总结报告》中首次提出的管理术语。
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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,()被强调为基本的管理原则。
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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()。
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IAEA的()报告出版后,“核安全文化”一词在核安全领域中越来越多的被使用。
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()年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-4《安全文化》专门报告。
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1991年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-()《安全文化》专门报告。
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1991年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-4()专门报告。
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1991年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-4《安全文化》专门报告。深入论述了核安全文化的定义、特征和本质,目的是对核安全文化有一个共同的()。
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1991年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-4《安全文化》专门报告。阐述了安全文化对()层次的要求。
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()奠定了核安全文化的基础,这一报告至今仍是核能界推行核安全文化的经典报告。
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根据核安全文化的定义,核安全文化工作分为()推进核安全文化建设以及提高()核安全文化素养。
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核安全文化工作的核心是()。
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INSAG-4《安全文化》指出除了人们往往称为“上帝的旨意”外,核电厂发生的任何问题在某种程度上都来源于()的错误。
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“核安全文化”是国际原子能机构(IAEA)在总结前苏联切尔诺贝利事故经验教训的基础上,基于“核安全是核能与核技术利用的进步基础和世界和平与发展所必需”的这一国际共识,超越国家、组织和员工传统的保证核安全的共同()。
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IAEA提出的核安全文化指的是一种在核能与核技术领域必须存在的健康的安全文化。这种健康的安全文化的主要特征是()。
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IAEA提出的核安全文化指的是一种在核能与核技术领域必须存在的健康的安全文化。遵规守制是保证核安全的最基本要求,但这不足以保证核安全。为了保证核安全,还要求员工具有(),来承担所有可影响安全的任务。
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文化作为一种客观存在,其特性就是()。
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核安全文化是存在于()中的种种特性和态度的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。
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核安全文化是存在于组织和员工中的种种()的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。
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目前,国际社会各成员国推进核安全文化建设的基础是相关的()。
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在国家层面,在IAEA提出的10项相关安全原则中认为国家政府为了履行国家的核安全国际义务,应负责在国家法律框架下通过()对核安全实施管理,并成立独立的监管机构。
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核安全工作的发展历史到目前为止可以划分为()。
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核电发展初期,重视(),实施纵深防御原则。
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在核电发展初期,为保证核安全所做的工作是()。
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三哩岛事故使核工业界得到很多的教益,人们认识到严重事故是可能发生的且往往是由()综合作用而造成的。
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切尔诺贝利事故的根本原因是()。
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1991年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-4《安全文化》专门报告。深入论述和阐述了核安全文化的()。
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1991年,IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用,出版了INSAG-4《安全文化》专门报告。阐述了安全文化对()层次的要求。
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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()。
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核安全所涉及的组织即在INSAG-4《安全文化》提到的组织有()。
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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()。
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()是核安全文化对员工响应的要求,也是员工提高核安全文化素养的努力方向。
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核安全文化对员工响应的要求包括质疑的工作态度,其要求为()。
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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()。
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核安全文化对员工响应的要求包括相互交流的工作习惯,其要求为()。
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只要是组织就一定有管理体系。IAEA提倡的管理体系,实际上是要求从()个方面固化出一系列健康的文化因素。
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核安全文化要求每个组织都要公开发布核安全()。
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核安全文化要求每个组织都要公开发布核安全政策声明。下列关于核安全政策声明说法正确的是()。
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组织最高管理者对安全的承诺是达到核安全文化建设的()。
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()对安全的承诺是达到核安全文化建设的首要因素。
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核安全政策制定后,在组织管理体系中应能发挥作用。下列做法错误的是()。
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核安全政策制定后,对于安全政策,要用“价值观”的概念去对待。涉及安全的价值观应当是()。
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INSAG-4《安全文化》中将组织分为()个层次。
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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。
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核安全文化建设的()阶段属于核安全文化建设的初级阶段。
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核安全文化建设的()阶段属于核安全文化建设的中级阶段。
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核安全文化建设的()阶段属于核安全文化建设的高级阶段。
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核安全文化建设的高级阶段特征是()。
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核安全文化要求单位()以身作则,深刻认识核核安全文化的内涵、实质和特点,主动积极地适应核安全文化发展的规律,推进单位核安全文化建设,提高员工核安全文化素养,使得“安全第一、质量第一”的观念深人人心,核安全绩效不断得到改善。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为()个阶段。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。自满是阶段()。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。阶段2是()。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。阶段3是()。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。危险是阶段()。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。阶段5是()。
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过去较少发生事故,并听到一些评估的赞扬,就认为业绩是“好的”,过于自信,属于单位核安全文化水平衰退的()阶段。
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小事件开始出现,但总不能理解其意义,导致减少自我评估和延迟改进计划,属于核安全文化水平衰退的第()阶段。
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小事件开始出现,发生在单位核安全文化水平衰退的()阶段。
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小事件的数量进一步增多,较重大的事件也开始发生,发生在单位核安全文化水平衰退的()阶段。
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忽视监查工作,或认为监查出的问题没有意义发生在单位核安全文化水平衰退的第()阶段。
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一些潜在的严重事件发生,发生在单位核安全文化水平衰退的()阶段。
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组织中开始蔓延“核安全或质量保证职能部门有偏见的,对电厂的批评是不公正的”的思想发生在单位核安全文化水平衰退的第()阶段。
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发生事故,对问题需要深度评估,不得不实施重大且代价巨大的改进计划发生在单位核安全文化水平衰退的第()阶段。
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根据()确认单位核安全文化弱化的征兆包括四个方面:决策层问题、管理层问题、员工问题和技术问题。
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根据经验反馈确认单位核安全文化弱化的征兆包括()个方面。
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企业的()状况是核安全文化的直接反映。
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只要是组织就一定有管理体系。IAEA提倡的管理体系,实际上是要求从()方面固化出一系列健康的文化因素。
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组织中的安全管理体系里提到的体系,也就是在核安全不同领域讲到的体系或大纲。比如质量保证体系、培训体系和辐射防护大纲等,这些体系或大纲都应包含的内容是()。
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INSAG-4《安全文化》中将组织分为()层次。
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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,对于决策层的要求是()。
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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,对于决策层的承诺的核安全文化需求是()。
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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()。
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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,对于管理层的承诺的核安全文化需求是()。
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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,对于基层的要求是()。
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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,对于基层员工的承诺的核安全文化需求是()。
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核安全文化建设分为()阶段。
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核安全文化建设的初级阶段特征是()。
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核安全文化建设的中级阶段特征是()。
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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()。
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IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为()阶段。
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单位核安全文化水平衰退阶段3:否认的特征是()。
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单位核安全文化水平衰退阶段4:危险的特征是()。
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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。
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单位核安全文化弱化的征兆在决策层问题上的集中表现为()。
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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()。
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单位核安全文化弱化的征兆在员工管理问题上的集中表现为()。
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下列描述单位核安全文化弱化的征兆属于技术问题方面的有()。
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IAEA总结了组织良好的核安全文化的主要特征有()项。
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在INSAG-4《安全文化》附录中提出了“核安全文化指标”,分别对政府及其部门、营运单位、研究单位和设计单位的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要求,总共有()项。
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目前,对核安全文化的评价可有()种方式。
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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。
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()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)。
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1996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),该导则以INSAG-4附录提出的()为基础,加以扩展和完善,二者的指导思想和具体方法是一致的。
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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。
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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“INSAG基本提问”,涉及单位评价应当强调的主要方面;接着给出了针对该基本提问的(),该提问引用了INSAG-4附录的全部提问并加以扩展。
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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“INSAG基本提问”;“引导提问”;之后给出了针对该基本提问的(),用来说明好的核安全文化的具体表现形式。
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()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)。
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2008年7月,IAEA在对早期ASCOT指南实践的基础上,正式颁发了(),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。
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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。
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按照ASCOT评价方法,对于核动力厂,核安全文化评价组对核安全文化的评价是从最初的()开始的。
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安全文化评价的ASCOT评价方法的个别访谈的形式是()。
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核安全文化评价组对核安全文化进行评价,包括()。
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按照ASCOT评价方法,通过()后,就能得出对组织核安全文化建设水平的主要评价和基本结论。
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按照ASCOT评价方法,评价就是对核安全文化的抽象概念所导出的具体表现进行()。
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按照ASCOT评价方法,评价就是对核安全文化的抽象概念所导出的具体表现进行确认,评价的基础是收集到在()中列出的与核安全文化特征相关的信息。
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按照ASCOT评价方法,对一个单位的监察工作进行评价,不能局限于文件的层次,即不能只针对监察部门的监察计划、监察报告和已实施改正行动的批准书等进行评价,还有许多其他要进行评价的方面,包括那些被监察的部门是否认为监察部门的监察人员具有足够的()。
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按照ASCOT评价方法,在审评的结尾,核安全文化评价组给出一份简明扼要的评价报告,ASCOT导则附录()给出了评价报告的建议内容。
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按照ASCOT评价方法,可能的话,评价报告应给出具体的建议,来指导电厂()加强和着手必要的改进。
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按ASCOT评价方法给出的评价报告应避免给出有关(),事实已经证明不是好方法。
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按照ASCOT评价方法,在审评的结尾,核安全文化评价组给出一份简明扼要的评价报告,下列说法错误的是()。
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IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务可有()种方式。
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许多情况下,核安全文化的评价是()进行的。
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标准的ASCOT研讨会是在()要求下举办的。
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标准的ASCOT研讨会是在主办国要求下举办的,目的是使主办国熟悉ASCOT的方法和基本原则,以便在该国的有关单位实行自我评价。该种研讨会通常持续()天。
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标准的ASCOT研讨会AEA将有()名ASCOT专家参加。
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标准的ASCOT研讨会期望()的工作人员参加。
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标准的ASCOT研讨会研讨会的程序有()个内容。
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标准的ASCOT研讨会采用()的形式。
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扩大的ASCOT研讨会是IAEA核安全文化评价组提供的供成员国进一步选择的方式,研讨会持续()天。
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扩大的ASCOT研讨会是IAEA核安全文化评价组提供的供成员国进一步选择的方式,由()位IAEA和/或外部专家主持。
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()将为交流良好的工作实践提供机会,讨论世界上最新最好的工作实践,进行深入的研究,并向东道国提供用于进一步发展和引进增强核安全和核安全文化新办法的参考资料。
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扩大的ASCOT研讨会的主题有()个。
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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。
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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,该类服务由()位专家组成自我评价前支援小组。
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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,该类服务由1或2位专家组成自我评价前支援小组,通常工作()。
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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,该类服务由1或2位专家组成自我评价前支援小组,通常工作一周。在此期间,支援小组的支援对象是()。
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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,在自我评价前支援服务的结尾,支援小组起草一份总结报告的初稿,征求()意见后,由支援小组定稿,再由()分发。
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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,在自我评价前支援服务的结尾,支援小组起草一份总结报告的初稿,征求单位意见后,由支援小组定稿,再由东道国分发,在此之前,该报告将一直作为()文件对待。
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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,自我评价后的支援服务帮助成员国分析核安全文化自我评价的()和制定改进的()。
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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,自我评价后的支援在()改进策略和行动计划方面对自我评价队伍给予支援。
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IAEA总结了组织良好的核安全文化的主要特征有()。
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在INSAG-4《安全文化》附录中提出了“核安全文化指标”,分别对()的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要求,总共有143项。
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目前,对核安全文化的评价方式有()。
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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()。
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安全文化评价的ASCOT评价方法的内容包括()。
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按照ASCOT评价方法,对于核动力厂,核安全文化评价组对核安全文化的评价是从最初的全厂巡视和文件检查开始的。全厂巡视的工作包括()。
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按照ASCOT评价方法,对于核动力厂,核安全文化评价组对核安全文化的评价是从最初的全厂巡视和文件检查开始的。文件检查的工作包括检查()。
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按照ASCOT评价方法,对于核动力厂,核安全文化评价组对核安全文化的评价的全厂巡视工作内容,下列说法正确的是()。
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按照ASCOT评价方法,核安全文化评价组把个别访谈的注意力集中在对组织和员工的()上。
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按照ASCOT评价方法,对一个单位的监察工作进行评价,不能局限于文件的层次,即不能只针对监察部门的监察计划、监察报告和已实施改正行动的批准书等进行评价,还有许多其他要进行评价的方面,包括()。
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按照ASCOT评价方法,对核安全文化的评价还要注意另一个核安全文化的重要表征,即致力于改进的愿望。因此,对必不可少的改进计划进行评价时,要注意的可能方面是()。
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按照ASCOT评价方法,在审评的结尾,核安全文化评价组给出一份简明扼要的评价报告,ASCOT导则附录IV给出了评价报告的建议内容。评价报告应明确指出核安全文化建设水平是()的。
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IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务可有()方式。
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标准的ASCOT研讨会的程序是()。
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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。
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扩大的ASCOT研讨会的主题包括()。
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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,每个主题单元组成部分包括()。
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扩大的ASCOT研讨会可以达到()目标。
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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()。
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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。
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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。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有()个。
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自我检查是指员工在执行一项工作前对整个工作进行清晰的思考,在工作中给予正确的执行,并在工作后对预期响应进行()。
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使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法,当无法观察自我检查时,应询问执行者所使用的()。但这样做要选择合适的时间和方式,以免打扰执行者或分散其注意力,进而使其产生失误。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有监护,在我国实践中,监护有两个含义,其一是指在岗培训或影子培训中,培训负责人对被培训者的()。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有独立验证,独立验证是将工作员工分为执行和验证两个小组先后派出执行同一任务,后派出的小组对先前派出的小组的执行结果加以()。
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运行核电厂对于在实际工作的口头交流广泛使用()管理措施。
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工前会是()的一种形式。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有工后会,下列说法错误的有()。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有当面工作交接,当面工作交接时要用()的方式传递信息。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括明确组织结构中不同层面的()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括()作为核安全文化的推进者。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括进行()方面的风险分析。单位可以编写()供员工使用,这些指南有些就是使用经验反馈的实例。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括从()上考虑供方单位的选择。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价,自我评价是用内部的()参考指标和外部的其他组织的指标比较来评价其安全性能。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价,组织开展自我评价的目的是()阻碍达成组织目标的管理问题。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价,组织开展自我评价的目的是识别、纠正和预防阻碍达成组织目标的()问题。
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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。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括分析事件、探讨错误,对于发生的事件,不只是本单位的事件,都应进行透彻的论证和分析()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括分析事件、探讨错误,必须研究确定纠正和预防措施,不仅要考虑直接原因和根本原因,还应检查整个防护过程的()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括分析事件、探讨错误,组织当发生差错时,注意力不要过多地放在错误本身,而应更注意从中吸取经验教训()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括重视弱化的征兆,发出警报,单位()要负起责任来,稳定局面。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括主动恢复弱化的核安全文化,在发现问题、分析问题和实施纠正行动方面可基于安全文化()的评价指标。
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最大限度地提高员工核安全文化素养、改善员工绩效的方法在于确定并消除()上的薄弱环节,从其上预防错误的发生。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括建立学习型组织,一个组织如果停止通过对目标获取()来寻求改进的机会,那它就有滑坡的危险。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括建立学习型组织,学习型组织能够发掘各层面员工的想法、活力和兴趣。学习的方式有多种,重要的是有学习的()。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括提倡报告,并挑战不安全的行为,鼓励将()事件上报。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括提倡报告,并挑战不安全的行为,对于重复出现的问题或严重违规操作,要负责采取()措施,否则会危及安全。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括鼓励员工参与安全事务,可以采取()方式促进员工参与安全工作。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括制定积极的安全绩效指标,积极的安全指标的价值在于,它们是一种对正在努力思考,并以行动或承诺参与安全改进的员工进行()的机制,这种机制对于组织安全业绩的持续改进具有强大的推动力。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括承认文化冲突,这里的文化冲突指的是()。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有()。
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防止人因失误的主要措施有自我检查,下列说法正确的是()。
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使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法,可分为()步骤。
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使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法,使用的基本原则是()。
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使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法,使用时避免出现的情况有()。
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使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法,观察具有实体操作的工作时,应注意使用自我检查这一工具的()要点。
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使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法,,确保在()中定期强调使用自我检查这一工具。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有监护,下列说法正确的是()。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有遵守程序,从安全文化的角度看,对活动承担者使用程序的附加要求,主要有()。
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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。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有工前会,下列说法正确的有()。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有工前会,下列()情况应召开附加工前会议。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有工后会,工后会应对讨论的议题得出一个结论,并有记录或总结。工后会的结论主要有()。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有当面工作交接,当面工作交接包括()之间的移交。
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推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有管理者的巡视,一般的组织管理者巡视的主要任务是()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括坚持公开透明,公开透明所采取的措施包括()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价,自我评价应由组织决策层主导,其主要方法是()。
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组织推进核安全文化建设的良好实践包括对于自我评价、事件分析和错误探讨中发现的核安全文化的弱化问题,单位应积极主动应对()。
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在核安全工作中,奖励与惩罚的目的是非常明确的,那就是吸取经验教训、改进工作。要在单位厂形成安全氛围,形成一种()的气氛。
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对于核安全工作中奖励与惩罚应遵循()原则。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括()。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括提倡报告,并挑战不安全的行为,下列说法正确的有()。
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组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括保持沟通渠道,组织内保持良好的沟通渠道,其基础是()。
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在1895、1896和1897年,相继发现了(),这三大发现掲开了近代物理的序幕,物理结构的研究开始进入微观领域。
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1896年,()发现天然放射性现象,成为人类第一次观察到核变化的情况,通常人们把这一重大发现看成是原子核物理的开端。
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人类第一次观察到核变化的情况是()。
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原子核物理的开端是()。
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20世纪50年代逐步形成了研究物质结构的三个分支学科,即()。
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到目前为止,包括人工制造的不稳定元素在内,人们己经知道了()多种元素。
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1911年卢瑟福(R.C.Retherford)根据()实验提出了原子的核式模型的假设,即原子是由原子核和核外电子所组成。
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1911年卢瑟福(R.C.Retherford)根据()散射实验提出了原子的核式模型的假设,即原子是由原子核和核外电子所组成。
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1911年卢瑟福(R.C.Retherford)根据α粒子()实验提出了原子的核式模型的假设,即原子是由原子核和核外电于所组成。
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原子是由()和()组成。
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原子物理学的主要内容是()。
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原子核物理学的主要研究对象(是()。
- ()是由英国科学家汤姆逊于1897年发现的,也是人类发现的第一个微观粒子。
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人类发现的第一个微观粒子是()。
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电子带以下哪种电荷。()
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电子带负电荷,电子电荷的值为e=()C。
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电子的质量为()kg。
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原子核带以下哪种电荷。()
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原子核是原子核物理的主要研究对象,原子核(),质量远远超过电子的质量。
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原子的大小是由()来表征的。
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原子的半径约为()的量级。
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铝原子半径约为()cm。
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原子核的线度为()。
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1飞米=()米。
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原子核密度为()t/cm3。
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物质的许多化学及物理性质、光谱特性基本上只与()有关。
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原子的核外电子称为()。
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原子由原子核和核外电子组成,核外电子常称为()。
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关于原子的壳层结构,下面选项错误的是()。
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最靠近核的一个壳层称为()。
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通常用()代表壳层。
- 每个壳层最多可容纳()个电子。
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K壳层最多可容纳()个电子。
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L壳层最多可容纳()个电子。