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M壳层最多可容纳()个电子。
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除了()壳层外的其他壳层又可分成若干的支壳层。
- 除了K壳层外的其他壳层又可分成若干的支壳层,支壳层的数目有()个。
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量子数l和n的关系是()。
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L壳层、M壳层、N壳层分别有()个支壳层。
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L壳层有()个支壳层。
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M壳层有()个支壳层。
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N壳层有()个支壳层。
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通常用壳层符号及其()的罗马字母来表示支壳层。
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当电子由无穷远处移动到靠近原子核的位置时是()做功。
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()壳层的能级最低,或者说负的最多。.
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结合能是(),K壳层电子的结合能的绝对值()。
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能级的能量大小和该壳层电子的结合能的关系是()。
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()是与电子轨道运动相关的量子数。
- n、1是与()相关的量子数。
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在一个典型的原子能级图中,j是与电子的()相关的量子数。
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在原子能级图中,用三个量子数n、1、j来描述不同的能级,j是与电子的自旋运动相关的量子数,j与1的关系是()。
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处于低能级的电子被激发到较高的能级或者被电离到源自的壳层之外,在这种情况下,在原来的低能级下会留下一个空位,更髙能级的电子就跃迁到这个空位,相应放出()。
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处于低能级的电子被激发到较髙的能级或者被电离到原子的壳层之外,在这种情况下,在原来的低能级下会留下一个空位,更高能级的电子就跃迁到这个空位,相应放出两个能级之差的能量。—般这部分能量主要是以()的形式释放出一个光子。
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处于低能级的电子被激发到较髙的能级或者被电离到原子的壳层之外,在这种情况下,在原来的低能级下会留下一个空位,更高能级的电子就跃迁到这个空位,相应放出两个能级之差的能量。一般这部分能量主要是以电磁辐射的形式释放出一个()。
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处于低能级的电子被激发到较髙的能级或者被电离到原子的壳层之外,在这种情况下,在原来的低能级下会留下一个空位,更髙能级的电子就跃迁到这个空位,相应放出两个能级之差的能量。一般这部分能量主要是以电磁辐射的形式释放出一个光子。通常称作()。
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1903年,卢瑟福证实了()是正电荷的氦原子核。
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1903年,卢瑟福证实了α射线是正电荷的()原子核。
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原子核由()组成。
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中子带以下哪种电荷。()
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质子带以下哪种电荷。()
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质子带以下哪种电荷。()
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20882Pb,126表示()。
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20882Pb,208表示()。
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20882Pb,82表示()。
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核素符号X与()具有唯一、确定的关系。
- 只要元素符号X相同,不同()的元素在周期表中的位置上相同,就具有基本相同的化学性质。
- 核素是指在其核内具有一定数目的()以及特定能态的一种原子核或原子。
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20882Pb和20886Ti是独立的两种核素,它们有相同的()。
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9836Sr和9129Y是原子核内含有相同的()的独立的两个核素。
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6027Co和60m27Co是()不同的两个核素。
- 有相同()但质量数不同的核素称为某元素的同位素。
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氢同位素有()种核素。
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下列选项中,不属于氢同位素的是()。
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某元素中各同位素天然含量的()百分比称为同位素丰度。
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天然存在的氧的同位素有三种核素:O、O、O,它们的同位素丰度分别是()。
- 天然存在的氧的同位素有三种核素,分别是()。
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原子核的稳定性与核内质子数中子数之间的()存在着密切的关系。
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原子核的稳定性与()存在着密切的关系。
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天然存在的核素可分为两大类,一类是稳定的核素,其中自然存在的稳定核素约有()个。
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下列选项中,属于稳定的核素是()。
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氘是氢的同位素,氘由一个中子核一个质子组成,氘核的质量()组成它的质子和中子的质量之和。
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原子核的质里亏损△m()0。
- 比结合能ε的单位是()。
- 关于比结合能ε下列说法错误的有()。
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核素比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线,极大值大约是()。
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对于轻核,可能存在()的集团结构。
- 已经发现的天然存在的和人工生产的核素约有()个。
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已经发现的天然存在的和人工生产的核素约有2600个,其中天然存在的核素约有()个,其佘皆为人工制造的。
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关于放射性衰变的基本规律,下列说法错误的有()。
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实验表明,任何放射性物质在单独存在时的衰变都服从()规律。
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对于同时存在分支衰变的衰变过程,其衰变服从()规律。
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不稳定原子核会自发的发生衰变,放射性衰变服从()规律。
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对各种不同的核素来说,它们衰变的快慢可以用()来表示。
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放射性衰变规律是由原子核()所决定的。
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衰变常数λ是单位时间内一个原子核发生衰变的()。
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不稳定的核会自发地发生衰变,放射性衰变服从()规律。
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衰变常数λ的单位是()。
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衰变常数λ越大,衰变越();λ越小,衰变越()。
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半衰期T1/2=()?
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半衰期T1/2≈()/λ。
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半衰期为放射性核素衰变掉一半所需要的时间,其与衰变常数成()。
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下列关于半衰期T1/2说法错误的是()。
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衰变常数是单位时间内一个原子核发生衰变的概率,与半衰期成()。
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平均寿命τ与袞变常数λ的关系为()。
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平均寿命τ与半衰期T1/2的关系为()。
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同一核素的平均寿命()半衰期。
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80mCi的125I经180天后,其活度为()mCi(125I的半衰期洵60天)。
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放射性核素的平均寿命τ表示经过时间τ以后,剩下的核素数目约为原来的()%。
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一个放射源在单位时间内()称为它的放射性活度,通常用符号A表示。
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—个放射源的放射性活度随时间增加而()。
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在1975年国际计量大会上,规定了放射性活度的s1单位叫()。
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1Bq=()。
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国际上共同规定:一个放射源每秒有()次核衰变定义为一个居里(Ci)。
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放射性活度曾采用(Ci)为单位,目前规定的SI单位叫贝克(Bq),1毫居里等于()贝克。
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假设137Cs源在某一时间间隔内有100个原子核发生衰变,则放出的粒子数()。
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假设137Cs源在某一时间间隔内有100个原子核发生衰变,放出最大能量为()MeV的电子有6个。
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假设137Cs源在某一时间间隔内有100个原子核发生衰变,放出最大能量为1.17MeV的电子有()个。
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假设137Cs源在某一时间间隔内有100个原子核发生衰变,可放出最大能量为()MeV的电子有94个。
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假设137Cs源在茶一时间间隔内有100个原子核发生衰变,放出最大能量为0.512MeV的电子有()个。
- 假设137Cs源在某一时间间隔内有100个原子核发生衰变,伴随放出能S为()MeV的光子及内转电子共有6个。
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目前还能存在于地球上的放射性核素都只能维系在()个处于长期平衡狀态的放射系中。
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目前还能存在于地球上的放射性核素都只能维系在处于长期平衡状态的放射系()中。
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下列选项中,()不是地球上的放射性核素维系的长期平衡状态的放射系。
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钍系、铀系、锕-铀系的核素,主要通过()而衰变的。
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钍系的23290Th半衰期为()年。
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铀系的23892U半衰期为()年。
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锕-铀系23592U的半衰期为()年。
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下列选项中,()不是钍系、铀系、锕一铀系的核素的主要衰变方式。
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对于(),将改变质量数4和电荷数2,在元素周期表中将向前移动两个位置。
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对于α衰变,将改变质量数()和电荷数2,在元素周期表中将向前移动两个位置。
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对于α衰变,将改变质量数4和电荷数(),在元素周期表中将向前移动两个位置。
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对于α衰变,将改变质量数4和电荷数2,在元素周期表中将向()移动()个位置。
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对于(),质量数不变,而电荷数增加1,在元素周期表中向后移一个位置。
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对于β-衰变,质量数(),而电荷数增加1,在元素周期表中向后移一个位置。
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对于衰变,质量数不变,而电荷数(),在元素周期表中向后移一个位置。
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对于β-衰变,质量数不变,而电荷数增加1,在元素周期表中向()移()个位置。
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通过α衰变、β-衰变、γ衰变而形成的放射系,其中各个核素之间,质量数只能差()的整数倍。
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钍系从23290Th开始,经过连续()次衰变,最后达到稳定核素20892Pb。
- 钍系从23290Th开始,经过连续10次衰变,最后达到稳定核素()。
- 铀系从23892U开始,经过连续()次衰变,最后达到稳定核素20692Pb。
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铀系从23892U开始,经过连续14次衰变,最后达到稳定核素()。
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锕-铀系从23592U开始,经过连续()次衰变,最后达到稳定核素20792Pb。
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锕-铀系从23592U开始,经过连续11次衰变,最后达到稳定核素()。
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人工发现的放射系是()。
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钍系又称()系。
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铀系又称()系。
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锕一铀系又称()系。
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镎系又称()系。
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原子核物理学起源于()的研宄。
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以下属于原子辐射的是()。
- 以下属于原子辐射的是()。
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通常论及的“辐射”概念是狭义的,仅指(),这种狭义的“辐射”又称“射线”。
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下列选项中,不属于核辐射的是()。
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下列选项中,不属于核辐射的是()。
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质子的质量≈()u。
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中子的质量≈()u。
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氘核的质量≈()u。
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氚核的质量≈()u。
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氦核的质量≈()u。
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电子的质量≈()u。
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电子的静止质量为4.586×10-4,()MeV/C2。
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天然的α粒子来源于()。
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α粒子为氦原子核,经α衰变后,原子核的电荷数()。
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α粒子为氦原子核,由()个质子和()个中子组成。
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电子的质量为质子质量的()。
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原子核发射出的β射线有()类。
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原子核β衰变有()种类型。
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原子核β衰变的类型有()。
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下列选项中,不属于原子核β衰变类型的有()。
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关于β射线,以下说法错误的有()。
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β粒子来源于()的β衰变。
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对于32P而言,其Eβ,max=()MeV。
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对于32P而言,其β-衰变的半衰期为()天。
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以下哪种辐射是光子()。
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光子的静止质量为(),电荷数为()。
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单个光子的能量与辐射的频率v的关系是()。
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X射线在真空中的传播速度()γ射线的传播速度。
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X射线和γ射线的区别是()不同。
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从原子来说X射线来源于()。
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从原子来说γ射线來源于()。
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常用γ放射源137Cs和60Co都是由于母核发生()后,子核处于较高激发态能级,在向较低能态或基态跃迁时发出γ光子。
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常用γ放射源137Cs的γ射线能量为()。
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常用γ放射源60Co的γ射线能量为()。
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中子静止质量为(),电荷数为()。
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自由中于是不稳定的,它可以自发地发生()衰变。
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自由中子是不稳定的,它可以自发地发生β-衰变,生成()。
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自由中子是不稳定的,它可以自发地发生β-衰变,生成()。
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下列选项中,不属于自由中子发生β-衰变的生成物是()。
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自由中子的半衰期为()。
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常用的中子源有()。
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在用中子源产生中子时,不需要考虑以下哪种防护()。
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能够直接或间接引起介质原子电离或激发的核辐射通常叫做()。
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能够直接或间接引起介质原子电离或激发的()通常叫做电离辐射。
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带电粒子通过物质时的动能损失方式有()。
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带电粒子通过物质时的动能损失主要方式是()。
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处于激发态的原子是不稳定的,原子从激发态跃迁回到基态,这种过程叫做()。
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关于电离能量损失率,下列说法错误的是()。
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关于电离能量损失率,下列说法错误的是()。
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关于电离能量损失率,下列说法错误的是()。
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关于电离能量拫失率,下列说法错误的是()。
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关于电离能量损失率,下列说法错误的是()。
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关于电离能量损失率,下列说法错误的是()。
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关于电离能量损失率,下列说法错误的是()。
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电离能量损失率随着入射粒子速度增加而减小,呈()关系。
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电离能量损失率与入射粒子电荷数呈()关系。
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电离能量损失率与介质的原子序数和原子密度的()成正比。
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不同物质中的平均电离能是不同的,但不同能量的()在同一物质中的平均电离能近似为一常数。
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不同能量的α粒子在空气中的平均电离能等于()。
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210Po的α粒子能量为5.3MeV,在空气中能量全部耗尽所产生的离子对数目为()个。
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以下关于轫致辐射不正确的有()。
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下列选项中,轫致辐射能量损失率最大的是()。
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在能量相同的条件下,质子的轫致辐射要比电子小()倍。
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轫致辐射损失和原子序数的关系是()。
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—定能量的带电粒子在它入射方向所能穿透的()距离叫做带电粒子的在该物质中的()。
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MeV的α粒子在标准状态空气中的平均射程约为()。
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快速运动的正电子通过物质,同核外电子和原子核相互作用,产生()。
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快速运动的正电子通过物质,同核外电子和原子核相互作用,不会产生()。
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快速运动的正电子通过物质,同核外电子和原子核相互作用,不会产生()。
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快速运动的正电子通过物质,同核外电子和原子核相互作用,不会产生()。
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快速运动的正电子通过物质除了发生与电子相同的效应外,还会产生0.511MeV的()。
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快速运动的正电子通过物质除了发生与电子相同的效应外,()的γ湮灭辐射。
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能量在几十KeV到几十MeV的γ射线通过物质时,主要有()三种作用过程。
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能量在几十KeV到几十MeV的γ射线通过物质时,作用过程有()。
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能量在几十KeV到几十MeV的γ射线通过物质时,不会发生的作用过程有()。
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γ射线穿过物质时其注量率随着穿过的厚度的增加而()衰减。
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γ射线穿过物质时发生三种效应的概率σph、σc、σp分别表示()。
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σph表示γ射线穿过物质时的()截面。
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γ射线穿过物质时的光电效应截面用()表示。
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σc表示γ射线穿过物质时的()截面。
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σc表示γ射线穿过物质时的康普顿效应截面用()表示。
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σp表示γ射线穿过物质时的()截面。
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γ射线穿过物质时的电子对效应截面用()表示。
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γ光子能量增高,吸收系数μ值();介质原子序数高、密度大的物质,线性吸收系数()。
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μ称做线性吸收系数,表示γ射线穿过单位厚度物质时发生相互作用的概率,其单位为()。
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μ称做线性吸收系数,表示γ射线穿过单位厚度物质时发生相互作用的概率,与作用截面σ的关系为()。
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以下关于中子和物质相互作用说法错误的有()。
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以下关于中子与靶核弹性散射说法错误的有()。
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中子进入原子核形成“复合核”后,可能发射一个或多个光子,这种作用称为()。
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中子与靶核发生弹性散射,对靶核为氢核且为对心碰撞时,氢核的动能Th()Tn。
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当入射粒子与核距离接近到()时,两者之间的相互作用就会引起原子核的各种变化。
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()是产生不稳定核的最重要的手段。
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核反应实际上研究两类问题:一是研究在能量、动量等守恒的前提下,核反应()。
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核反应实际上研究两类问题:一是研究在能量、动量等守恒的前提下,核反应能否发生。二是研究参加反应的各粒子间的相互作用机制并进而研宄核反应发生的()的大小。
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核反应可表示为a+A→b+B,其中B代表()。
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核反应可表示为A(a,b)B。其中A代表()。
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核反应可表示为A(a,b)B。其中a代表()。
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核反应可表示为A(a,b)B。其中b代表()。
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核反应可表示为A(a,b)B。其中B代表()。
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一个粒子与一个原子核的反应往往不止一种,其中每一种可能的反应过程称为一个()。
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能量为()的质子轰击靶核63Cu时,会发生p+63Cu→63Cu+p+n核反应。
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能量为()的质子轰击靶核63Cu时,会发生p+63Cu→61Cu+p+2n核反应。
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能量为30MeV的质子轰击靶核63Cu时,发生以下核反应:P+63Cu→62Cu+P+n。这个过程可以写成()。
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能量为40MeV的质子轰击靶核63Cu时,发生以下核反应:P+63Cu→61Cu+P+2n。这个过程可以写成()。
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对核反应可以按()进行分类。
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对出射粒子和入射粒子相同的核反应,称为()。
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下列选项中,关于弹性散射A(a,a)A说法不正确的是()。
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下列选项中,关于非弹性散射A(a,a’)A*说法不正确的是()。
- 下列选项中,关于非弹性散射A(a,a’)A*说法正确的是()。
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出射粒子与入射粒子不同,剩余核不同于靶核,也就是一般意义上的核反应。在这一类核反应中,当出射粒子为()时,我们把这类核反应称为辐射俘获。
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出射粒子与入射粒子不同,剩余核不同于靶核,也就是一般意义上的核反应。在这一类核反应中,当出射粒子为Y射线时,我们把这类核反应称为()^
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热中子俘获反应可以表示为()。
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可以用于制成实验室用wCo源与核反应堆中著名的裂变核素的增殖反应的是()。
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常用的bUCo源,是在核反应堆中通过中子的()反应制备的。
- 比^粒子重的离子称为重离子,质量()号元素的合成都是通过重离子反应实现的。
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比()重的离子称为重离子。
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核反应分类可以按入射粒子的能量来分类,入射粒子的能量范围可以是()^
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入射粒子能量在()以下的,称为低能核反应。
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入射粒子能量在lOOMeV以下的,称为()核反应-
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入射粒子能量在lOOMeV-lGeV之间的,称为()核反应,
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入射粒子能量在(),称为中能核反应。
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入射粒子能量在lGeV以上的,称为()核反应。
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—般的原子核物理,只涉及()核反应。
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反应能小于零的核反应称之为()。
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核反应截面o的物理意义为:一个入射粒子入射到到()内只含有一个靶核的靶子上发生反应的概率-
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微观截面通常采用“靶”作为微观截面的单位,1靶=()。
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一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率称为截面,核反应中的各种截面与入射粒子的()有关。
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年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的()内,首次实现了原子核链式反应,开创人类利用核能新纪元。
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核反应堆是一种综合的技术装置,用来实现()
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核反应堆的()是核燃料存放的区域,是核动力厂的心脏,核裂变链式反应就在其中进行。
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核反应堆链式裂变反应释放出来的能量,绝大部分首先在()内转化为热能。
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核反应堆中,链式裂变反应释放出来的能量,由()带载到堆芯外,通过热力系统转化为所需的动力。
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反应堆是利用中子与()相互作用发生裂变反应,既能使原子核的裂变链式反应受到控制,又能使链式反应持续下去的装置。
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年,我国物理学家钱三强和何泽慧夫妇等发现了用中子轰击铀时的三分裂现象,即形成三块裂片,其中一块就是a粒子。三分裂的概率很小,约为()。
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发现裂变到链式反应堆的建立,仅仅花了4年的时间,1942年12月第一个铀堆在()投入运行。
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关于自发裂变,下列说法错误的有()。
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自发裂变发生的条押:两裂片的结合能大于裂变核的结合能-仔细研宄比结合能曲线可以发现,对于不是很重的核,例如A>()即可满足此条件。
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裂变碎片是很不稳定的原子核,一方面碎片处于较髙的激发态,另一方面它们是远离()稳定线的丰中子核而发射中子,所以自发裂变核又是一种很强的中子源。
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在没有外来粒子轰击下,原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变,超()元素的某些核素,具有自发裂变的性质。
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超钚元素的某些核素,如244Cm、249Bk、252Cf、255Fm等具有篡改裂变的性质,尤其以()最为突出。
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1g的252Cf体积甚至小于,而每秒可发射()个中子。
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诱发裂变中,()诱发裂变是最重要的,也是研究最多的诱发裂变。
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诱发裂变形成复合核时,复合核一般处于激发态,其激发能E*超过它的()Eb时,那么就会发生核裂变。
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以235U(n,f)反应为例,入微中子能量为()的热中子即可产生诱发裂变。
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裂变反应n+235U→236U*→Y1+Y2反应为例,Y1和Y2代表()。
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裂变释放的能量大部分转化成()。
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原子核裂变后产生两个质量不同的碎片,收到()分离飞开。
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初级碎片是远离0稳定线的丰中子核,因而能直接发射中子,通常发射()个中子。
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原子核裂变,发射中子后的裂变碎片的激发能小于核子的平均结合能()Mev。
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原子核裂变,发射中子后的裂变碎片主要以发射()的形式退激。
- 瞬发裂变中子是在裂变后小于()s的短时间内完成的。
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瞬发γ光子是在裂变后小于()s的短时间内完成的。
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发射中子后的裂片称为次级裂片或称裂变的初级产物。发射Y光子后的初级产物仍是丰中子核,经过多次()衰变链,最后转变称为稳定的核素口
- 下列关于裂变产物说法错误的是()。
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下列选项中,不属于裂变产物的是()。
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下列选项中,属于裂变产物的是()。
- 裂变产物是发射()后裂变碎片的统称。
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初级碎片发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能,不足以发射核子,主要以发时()形式退激。
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在初级碎片发射的中子及发射中子后的碎片以γ光子分别是在裂变后小于()和()这样短的时间完成的,称为瞬发裂变中子和瞬发γ光子。
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关于原子核裂变,发射γ光子后的初级产物仍是丰()核。
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在原子核裂变连续β衰败过程中,有些核素可能具有较高的激发能,其激发能超过中子结合能,就有可能发射中子,这时发射的中子称为()。
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缓发中子的产额占裂变全部中子数的()%左右。
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在二分裂的情况下,对于Z≤()和Z≥()的核素,碎片对称分布的概率最大,被称为对称裂变。
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对于()≤Z≤()的核素其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的,称为非对称裂变。
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随着(),非对称裂变向对称裂变过渡。
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对于235U+n→13957La+9542Mo+2n,裂变能为()。
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瞬发中子的()和每次裂变放出的()是重要的物理量。
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轻碎片A=87的β衰变链中,87Br经β衰变到87Kr,87Kr的一个激发态可以发射中子,中子发射的半衰期就是87Br的β衰变半衰期()。
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裂变中子经过与原子核的多次散射反应,其能量会逐步减少,这种过程称为中子的()。
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入射中子的()高于靶核的第一激发态能量时才能使靶核激发,从而发生()反应。
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对于238U,中子能量大于()才能发生非弹性散射。
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()中子与重核的散射反应主要是非弹性散射。
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在热中子反应谁中,中子慢化主要依靠与慢化剂的()。
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在快中子反应堆中,虽然没有慢化剂,但中子主要通过与()的(),能量也会有所降低。
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在快中子反应堆中,无慢化剂,但中子主要通过与()非弹性散射,能量也会有所降低。
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对于中子俘获,最常见的辐射俘获是指()反应。
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下列选项中,不属于易裂变核素的是()。
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下列选项中,不属于易裂变核素的是()。
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下列选项中,不属于易裂变核素的是()。
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下列选项中,不属于易裂变核素的是()。
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反应堆内重要的辐射俘获反应有238U(n,γ)239U,生成的239U经()衰变生成易裂变材料239Pu。
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232Th通过(n,γ)反应生成233Th,233Th经过()衰变生成易裂变材料233U。
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将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料233U是通过反应实现的。
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在反应堆内,()中子通过与16O的()反应生成的16N是堆内水或重水系统放射性的重要来源。
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反应堆内16N每次衰变放出()种高能γ射线是堆内水或重水系统放射性的重要来源。
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热中子反应堆堆内发生(n,α)反应的是()。
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反应堆中最重要的反应是()。
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目前热中子反应堆主要采用()作核燃料。
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235U裂变时一般产生两个中午质量的核,叫做裂变碎片,同时发出平均()个中子,还释放出约()的能量。
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235U吸收中子后,除了发生裂变反应以外,也可能发生()反应。
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核反应截面是定量描述中子与原子核发生反应()的物理量。
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反应截面的量纲为面积,其常用单位为巴,用b表示,1b等于()的cm2。
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微观截面的物理意义是一个中子入射到单位面积内()的靶子上所发生的反应概率。
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微观截面的物理意义是一个中子入射到单位()内只含有一个靶核的靶子上所发生的反应概率。
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微观截面σ5表示()的作用截面。
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微观截面符号()表示散射的作用截面。
- 微观截面σ5表示()的作用截面。
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微观截面符号()表示弹性的作用截面。
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微观截面σin表示()的作用截面。
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微观截面符号()表未非弹性散射的作用截面。
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微观截面σf表示()的作用截面。
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微规截面符号()表示裂变俘获的作用截面。
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微观截面σr表示()的作用截面。
- 微观截面符号()表示非裂变俘获的作用截面。
- 微观截σs表示()的作用截面。
- 微观截面符号()表示吸收的作用截面。
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微观截面σt表示()的作用截面。
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微观截面符号()表示总的作用截面。
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宏观截面的物理意义是一个中子与()内()原子核发生核反应的平均概率。
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宏观截面的物理意义是一个中子与单位()内所有原子核发生核反应的平均概率。
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宏观截面的符号是()。
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宏观截面的量纲是()。
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某种材料的宏观吸收截面∑a=0.25/cm,那么中子在其中穿过lcm,被该材料的原子核吸收的机会是()。
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关于平均自由程λ,以下说法错误的是()。
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中子通量φ、中子密度n、中子速度V的关系是()。
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关于中子通量,下列说法错误的有()。
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核反应率R表示每()、每()内中子与物质原子核发生作用的()。
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核反应率R表示每单位时间、每单位()内中子与物质原子核发生作用的总平均次数。
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核反应率R表示每单位时间、每单位体积内中子与物质原子核发生作用的()。
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核截面的数值取决于()。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在()个区域。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在以下()区域。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在低能区、中能区、快中子区三个区域。对于低能区,吸收截面σa随中子能量的()而逐渐(),大致与中子的速度成()。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在低能区、中能区、快中子区三个区域。对于低能区,中子能量范围是()。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在低能区、中能区、快中子区三个区域。对于中能区,中子能量范围是()。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特胜,可以发现大体上存在低能区、中能区、怏中子区三个区域。在()内,许多重元素核的截面出现了许多峰值,称为共振峰。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在低能区、中能区、快中子区三个区域。对于快中子区,中子能量范围是()。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,可以发现大体上存在低能区、中能区、快中子区三个区域-对于快中子区,那里的吸收截面一般都很小,通常小于()靶。
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热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在()。
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核燃料原子核裂变时放出的中子都是(),其平均能量达到(),最大能量可达()。
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核燃料原子核裂变时放出的中子都是髙能中子,其平均能量达到(),最大能量可达()。
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核燃料厚子核裂变时放出的中子都是(),其平均能量达到2MeV,最大能量可达()。
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核燃料原子核裂变时放出的中子都是(>,其平均能量达到(),最大能童可达lOMel
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U热中子诱发裂变时,裂变中子的平均龍量接近:()MeV。
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中子与238U发生一次碰撞,可损失的最大能暈都不到碰揸前能量的()%。
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在核反应物理中,常用“()”和()”这两个量来衡量慢化剂的优劣。
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在核反应物理中,常用“慢化能力〃和“()”这两个跫来衡量慢化剂的优劣。
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在核反应物理中,常用“()”和“慢化比”这两个量来衡量慢化剂的优劣,
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慢化能力是慢化剂的()与中子每次散射碰撞后平均对数能降S的乘积。
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慢化能力是慢化剂的宏观散射截面2s与中,于每次散射碰撞后()的乘积。
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慢化能力是慢化剂的宏观散射截面∑5与中子每次散射碰撞后平均对数能降ξ的()。
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∑越大,说明中子与慢化剂发生散射的机会就();ξ是反应中子与慢化剂发生散射碰撞中子能量损失大小的一个物理量,ξ越大,则说明每次散射中子损失能量()。
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ξ是反应中子与慢化剂发生()中子能量损失大小的一个物理量,〖越大,则说明每次散射中子损失能量()。
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关于慢化比,以下说法错误的是()
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关于慢化比,下面哪个选项正确()。
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关于慢化比,以下说法错误的是()。
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好的慢化剂不仅应该具有较()的慢化能力,而且应具有()的慢化比。
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轻水反应堆中,裂变发出的中子称为裂变中子,其平均能量在2MeV左右,属于()。
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轻水反应堆中,快中子慢化到中能区时,必然有一部分要被()共振吸收,其余的中子继续慢化。
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轻水反应堆中,快中子慢化到中能区时,必然有一部分要被238U(),其余的中子继续慢化。
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轻水反应堆中,在慢化过程中逃过共振吸收的中子份额就称为逃过共振吸收几率,一般用()表示。
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轻水反应堆中,在20度时热中子的最可几速度是()。
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轻水反应堆中,在20度时热中子的能量是()。
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假设将能量为2MeV的中子慢化到leV,那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞()次。
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水的慢化时间约为()s。
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以下关于扩散时间错误的有()。
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在常见的慢化剂中,热中子的扩散时间在()s。
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核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K有效来表示,它定义为()。
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关于K有效,以下说法正确的是()。
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关于K有效,以下说法错误的是()。
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在反应堆中为了保证链式反应的持续进行,K有效应()。
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一个235U核裂变可以释放出月200MeV的能量,相当于()J。
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1MW的热功率,相当于每秒钟有()个235U裂变。
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如果反应堆要发出1MWd的能量,相当于有()个235U裂变。
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如果反应堆要发出lMWd的能量,相当于有()克的235U发生了裂变。
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考虑到在裂变的同时必然一部分235U由于发生(n,Y)反应而浪费掉,反应堆发出的1MWD能量,实际消耗掉的235U是()。
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对235U,σf=()靶。
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对235U,σr=()靶。
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清华大学的5MW低温核供热堆,如果满功率供热一天,消耗235U仅需约()克。
- 电功率300MW的秦山核电站,满功率发电每天消耗235U仅需约()克。如果考虑在运行过程中产生的钚也能沟能量作出部分贡献,那么235U的消耗量还会小一点。
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反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用()这一物理量能衡量。
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在动力堆中,燃耗深度的单位是()。
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大多数现代轻水堆的转化比CR~(),由于实现核燃料的转化,最终被利甩的易裂变约为原来的2.5倍^
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为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力,引入一个称为转化比的量,记为CR,其定义是()0。
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大多数现代轻水堆的转化比CR?0.6,由于实现核燃料的转化,最终被利用的易裂变核约为原来的2.5倍。天然铀中仅含有约0.7%的235U,如果仅來用轻水堆,则最多只能利用()%的铀资源。
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CR()1的反应推称为增殖堆。
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CR>()的反应雄称为增殖堆。
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以239Pu作为燃料的快中子反应堆具有非常优秀的增值性能,其增值比有可能达到()。
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中子通量分布的形状只取决于反应堆()0
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在某功率下反应堆中子通量分布的绝对值应该是中子通量分布乘以一个待定常数,它由()决定。
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对于同等体积的反应定,按中子泄漏率由小到大排序,以下哪个选项()排序正确。
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对于同一几何形状的堆,从中子泄漏观点看,也有一个最佳体积比的问题,例如圆柱形堆,其最使高径比约为()。
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对于半径为R髙度为L圆柱形均匀裸堆,其热中子通量分布在高度上为()。
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对于半径为R商度为L圆柱形均匀裸堆,其热中子通量分布在半径方向上为()。
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反应堆控制棒通常可以分为()大类。
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反应堆控制棒通常可以分为()0
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以下哪个选项不是反应堆控制棒的通常分类。()。
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反应堆活性区任意点的功率水平与该点的(〉成正比。
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因为反应堆的功率输出是由()能力来决定的,所以局部的功率峰值会限值整个反应堆的输出功率。为了尽可能提髙反应堆的总输出功率,就補要进行()。
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下列选项中,可以实现功率密度分布展平的有()。
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K过剩称之为过剩增值系数,K过剩=()。它代表堆内有效增殖系数超过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。
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()代表堆内有效增殖系数超过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。
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过剩增殖系数代表堆内有效增殖系数超过临界的余额,作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。但在应用中往往用过剩增殖系数的相对值ρ来表示,简称之为反应性,ρ=()。
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关于过剩增殖系数,简称反应性,下列选项正确的有()。
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关于过剩增殖系数ρ,简称反应性,下列选项错误的有()。
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过剩增殖系数的相对值ρ,简称反应性,可以用百分比为单位,由于ρ量较小,在实际中常以pcm为单位,1pcm=()。
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在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中,对反应堆链式反应危害最大的是()。
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135Xe的热中子吸收截面非常大,在E=0.0253eV处为()靶。
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135Xe的热中子吸收截面非常大,在E=0.0253eV处为2.7×106靶,在()eV处共振峰。
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135Xe的热中子吸收截面非常大,在热能区平均的吸收截面大约为()靶。
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Xe的吸收截面随着中子能量增加而()。
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“氙毒”指的是Xe元素的同位素()。
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在()中,氙中毒的影响较小。
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反应堆中135Xe的产生途径有两种,第一种是由235U裂变直接产生,产额为()-
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反应堆中135Xe的产生途径有两种,第一种是由235U裂变直接产生,第二种是由裂变产物135Te经过()衰变得到。
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反应堆中135Xe的产生途径有两种,第一种是由235U裂变直接产生,第二种是由裂变产物135Te经过两次β-衰变得到,产额为()。
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135Te经过β衰变而很快衰变成135I,半衰期()秒。
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135I经过β衰变而产生135Xe,半衰期为()秒。
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反应堆中135I的产额为()。
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反应堆中氙-135的产额主要取决于()的产额。
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反应堆稳定运行情况下,功率髙,中子通量水平也髙,平衡氣毒浓度将()。
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在热中子通量为1014/(cm2.s)下,反应堆运行约()后,135I和135Xe的浓度基本上达到平衡浓度。
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轻水反应堆中,氙中毒造成的反应性量约为()。
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轻水反应堆中,热中子通量的增加,氙中毒会增加,但是不会无限增加,氙中毒最大也不会超过裂变造成的135I和135Xe产额的()。
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在中子通量远大于()/(cm2.s)时,氙浓度达到最大值的时间基本上与中子通量无关。
- 在中子通量远大于1013/(cm2.s)时,氙浓度达到最大值的时间基本上与中子通量无关,大约在停堆后()小时。
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在髙中子通量下,可认为平衡氙中毒与中子通量值()。
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氙消失的途径有两种:中子吸收和衰变。在中子通量为()/(cm2.s)时,两条途径基本相同。
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氙消失的途径有()。
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动力堆中,氙主耍靠()而消失.
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氙浓度在反应堆停堆后10-11小时消失达到最大值,可能是稳定功率下的()倍多,即出现“碘坑”现象。
- 氙浓度在动力堆反应堆停堆后()小时消失达到最大值,可能是稳定功率下的2倍多,即出现“碘坑”现象
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“碘坑”是由()的衰变引起的。
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由氙毒造成的反应性(),是因为135I的衰变引起的K有效减少而称之为“碘坑w。
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当反应堆出现紧急停堆掉入“碘坑”后,必须()方能启堆。
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除135Xe外,149Sm也有类似问题,在E=0.0253eV下吸收截面约为()靶。
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平衡149Sm中毒造成的反应性量约为()。
- 除()和()外,其他裂变产物的产生均称之为“结渣”。
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燃料温度系数主要是由燃料核共振吸收的多普勒效应引起的。燃料温度升高将使共振峰(),吸收()。
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在低富集度袖的燃'料中,()()共振峰的展宽的影响是主要的。
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在低富集度铀的燃料中,()()共振峰的展宽的影响是次要的。
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多普勒展宽效应总使有效共振吸收(),逃脱共振吸收几率(),这就产生了负温度效应。
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多普勒展宽效应总使有效共振吸收增加,逃脱共振吸收几率(),这就产生了()温度效应。
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多普勒展宽效应总使有效共振吸收(),逃脱共振吸收几率减小,这就产生了()温度效应。
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燃料温度效应是一个()效应,慢化剂温度效应是一个()效应。
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燃料温度效应是一个()效应,慢化剂温度效应是一个()效应。
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关于燃料温度效应,以下说法错误的是()
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关于慢化剂温度效应,以下说法错误的是()。
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反应堆总的反应性控制需要量应当等于剩余反应性与停堆余量之()。
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反应堆总的反应性控制需要量应当等于()与()之和。
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剩余反应性是()时的反应性。
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停堆余量是()时的反应性。
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根据控制毒物在调节过程中的作用和要求,可把反应性控制分为()类型。
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控制棒按其作用不同可分为()。
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控制棒材料必须具备()等方面的良好性能。
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在压水堆中,堆芯初始装载时用(〉作为可燃毒物棒装入堆芯。
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化学补偿控制只能补偿由()等引起的缓慢的反应性变化。
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在石墨慢化反应堆和重水慢化反应堆中,由于剩余反应性比较小,控制棒的效率又比较髙,所以大部分都采用()控制方式。
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在()中,由于剩余反应性比较小,控制棒的效率又比较髙,所以大部分都采用控制棒控制方式。
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在()中,來用可燃毒物、控制棒和冷却剂中加硼酸溶液三种控制方式来联合控制。
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在压水堆中,采用()控制方式来联合控制。
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以下哪项反应变化不能由化学补偿控制。()
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—般认为每一个235U、233U或239Pu的原子核裂变时大约要放出()的能量
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堆的热源来自裂变过程释放出来的能量,每次裂变放出来的可利用总能量约为()。
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堆的热源来自裂变过程释放出来的能量,每次裂变放出来的可利用总能量约为200MeV,不包括裂变过程释放出由()带走无法利用的约()能量。
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堆的热源来自裂变过程释放出来的能量,每次裂变放出来的可利用总能量约为200MeV,其中裂变碎片动能约为()。
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堆内裂变能绝大部分的能量集中在()。
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堆内裂变能绝大部分的能量集中在裂变碎片动能,约占总能量的()%。
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堆内裂变碎片的射程很短,约为(),因此可以认为裂变碎片动能基本上教师在燃料芯块内以热能的形式释放出来的。
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堆内每次235U裂变平均释放()裂变中子。
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堆内裂变中子的平均能量约为()MeV。
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堆内一次裂变由裂变中子带走的动能约为()MeV
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谁内裂变中子动能在()的头几次碰撞中失去大部分能量,它的射程从()不等。
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堆内裂变过程产生的瞬发Y射线(包括裂变时产生的瞬发γ射线和裂变产物衰变产生缓发γ射线)可以在()中转换成热能。
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可以在堆内各处释热并有可能将堆内裂变时释放出的能量带出堆外的是()。
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堆内裂变产物衰变产生β射线的射程也很短,<()。
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堆内裂变产物衮变产生的β射线的能量大部分是在()内释放出来的,只有少量髙能β射线进入(),但不会穿到堆芯外边去。
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堆芯内的燃料、结构材料和冷却剂吸收中子产生的(n,γ)反应也会放出能量,这部分约有(),这部分能量也是可以利用的。
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堆内裂变能的绝大部分约()%在燃料元件内转换为热能。
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堆内裂变能的绝大部分(约90%)在()内转换为热能。
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堆内裂变能的绝大部分(约90%)在燃料元件内转换为热能,少量约()%在慢化剂内释放。
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堆内裂变能的绝大部分(约90%)在燃料元件内转换为热能,()%是在反射层、热屏蔽等部件转换成热能。
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在压水堆工程设计中,通常取燃料元件的释热量占堆占总释热量的()。
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裂变产生的能量中,()在反应堆停闭后很长一段时间内仍能继续释放,因此对乏燃料发热要引起足够的重视。
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反应堆的功率输出是由()来决定的。
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热传递的基本方式有()。
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()导热是分子做不规则热运动时互相碰撞的结果。
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()导热通过它们的微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能。
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()导热主要依靠自由电子的扩散作用产生热能传递。
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分析一维导热过程的基本公式是()。
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导热系数(也称热导率)的单位是()。
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不同材料的导热系数值不同,一般而言()。
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()是求解物体内温度分布的主要工具。
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燃料棒内,()热阻最大。
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燃料棒内,燃料芯块的导热热阻最大,()次之。
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影响燃料元件内的温度场的因素是很多的,()是决定元件温度场的首要因素。
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对流换热可分为()和()。
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影响燃料元件的温度场的因素是很多的()和()。
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对于同一种流体,有相变时的换热强度和无相变时的换热强度关系是()。
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()是对流换热的基本计算式。
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对流换热系数的单位是()。
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物体通过()来传递能量的方式称为辐射。
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当物体与周围环境处于热平衡时,以下说法错误的有()。
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以下哪种热传递方式可以在真空条件下实现()。
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以下哪种热传递方式只能在有物质存在的条件下实现().
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物体辐射传热能力和表面的热力学温度()。
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σo为团体辐射常数,其值为()。
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以下属于池式沸腾的是()。
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:—个垂直放置的均匀加热流道,热源在外侧,欠热液体从底部进入管内向上流动,液膜烧干时的工况,即强迫对流蒸发到缺液区传热的转折点,称为()。
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由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降,导致传热壁面湿度骤然升髙的现象称为沸腾危机,在流动沸腾中有()种沸腾危机。
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由于沸腾机理的变化引起传热系数陡降,导致传热壁面湿度骤然升高的现象称为沸腾危机,在流动沸腾中的危机有()。
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偏离泡核沸腾比,简称DNBK,是指()。
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发生泡核沸腾时热流密度简称为临界热流密度,简称qDNB,下列说法错误的有()。
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发生泡核沸腾时热流密度称为临界热流密度,简称qDNB,下列说法错误的有()。
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发生泡核沸腾时热流密度称为临界热流密度,简称qDNB,下列说法错误的有()。
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发生泡核沸腾时热流密度称为临界热流密度,简称qDNB,下列说法错误的有()。
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根据1986年10月29日国务院发布的(),民用核设施包括:核动力厂,核动力厂以外的其他反应堆,核燃料生产、加工贮存及后处理设施,放射性废物的处理和处置设施,其他需要严格监督管理的核设施。
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下列选项中,不属于民用核设施的是()。
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民用核设施包括:核动力厂,核动力厂以外的其他反应堆,核燃料生产、加工贮存及后处理设施,放射性废物的处理和处置设施,其他需要严格监督管理的核设施。其中包含进行裂变反应的核反应堆有:()。
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研究用反应堆,用来研究()特性,进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究。
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()主要是生产新的易裂变核素233U、239Pu和各种不同用途的同位素。
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按照功能分类,核反应堆可以分为()。
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快中子堆,裂变是由平均能量达()左右的快中子引起的,因此堆内不能有中子慢化剂材料。
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快中子堆,裂变是由平均能量每O.1MeV左右的快中子引起的,因此堆内不能有中子()材料。
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按裂变反应的中子能量可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。其中堆内有慢化剂的是()。
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在快中子堆或中能中子堆中,堆内都必须使用()。
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在()中,堆内都必颏使用高富集度核燃料。
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关于快中子堆,下列说法错误的有()。
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关于快中子堆,下列说法正确的有()。
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()都可以用作热中子堆的核燃料。
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按裂变反应的中子能量,世界上已建的堆绝大多数属于()。
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世界上第一批反应堆大都采用()作慢化剂。
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年12月1日由美国科学家费米领导在芝加哥大学运动场看台下面建立的世界上第一个反应堆是()。
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高温气冷堆中的慢化剂为()。
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以下不属于石墨的特性有()。
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所有慢化剂中中子吸收最弱的材料是()。.
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下列选项中,慢化能力最强的原子核是()。
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可以使用天然铀或稍加浓铀作核燃料的是()。
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现在大量建造的压水堆、沸水堆,都是用()作为慢化剂。
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()作慢化剂的反应堆,其单位体积可产生的发热功率(功率密度)很髙,特别适合于核动力舰船。
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核反应堆热工水力学的性质主要取决于(),所以常常按此来划分核反应堆的类型。
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下列关于液体冷却皮应难的说法错误的是()。
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压水堆(PWR)最初是美国为()设计的一种热中子堆堆型。
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压水堆(PWR)最初是美国为()设计的一种热中子堆堆型。
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在2011年底世界上运行的435座机组中,压水堆占()%以上。
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压水堆核电厂釆用低富集袖作核燃料,:燃料S块中235U的富集度为()。核燃料是高温烧结的()二氧化铀陶瓷燃料芯块。
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压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料,燃料芯块中235U的富集度为3%。核燃料是髙温烧结的圆柱形()。
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压水堆用柱状燃料芯块被封装在细长的()包壳管中构成燃料元件,这些燃料元件以()排列为燃料组件。
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压水堆由()个燃料组件拼装成压水堆的堆芯,堆芯宏观上为()。
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压水堆中轻水的作用为()。
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轻水有一个明显的缺点,就是()。
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压水堆冷却剂入口水温一般在()℃左右,出口水温在()℃左右,堆内压力()MPa。
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压水堆髙温水从压力容器()离开反应堆堆芯以后,进入()。
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压水堆从蒸汽发生器产生的髙温蒸汽流过(),带动发电机组发电。
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从蒸汽发生器产生的高温蒸汽流过汽轮机,带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给()。
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压水堆余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器,通过()排放到()。
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经历了几代的改进,压水堆的单堆电功率巳由18.5万kW增加到()万kW或更大。
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经历了几代的改进,压水堆的热能利用效率由28%提髙到()以上。
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经历了几代的改进,压水堆的雄芯体积释热率由50MW/m3提髙到约()MW/m3。
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目前一座压水反应堆配()台汽轮机。
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铀矿地下开采主要采矿方法有()。
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铀矿地下开采主要采矿方法中,对地面影响最小的是()。
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铀矿地下开采的充填方式有()。。
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铀矿地下开采的充填采矿法的胶结充填材料圭要为()。
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以下哪种釆矿法不会在地下留有一定的空间,不易引起地面陷落()。
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铀矿化学采矿包括()來铀。
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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(),底板不滲漏,矿层位于静止水位之(),且具有较好的滲透性。
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原地爆破浸出一般先采出()%的矿石,对佘下的矿体采用微差挤压爆破等方法,将矿石按规定的矿玦粒度要求进行崩落。
- 铀矿原地爆破浸出与常规采冶工艺相比,减少了()的出矿量。
- 原地爆破浸出的废水量较少,仅为常规工艺的(),可以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釆矿的()%。
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原地浸出采铀生产能耗约为常规來矿的()%。
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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力()。
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原地浸出釆铀能最大限度地回收轴资源,大大地提髙了劳动生产效率,与常规釆矿相比,生产效率提高()倍。
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世界上许多国家都采用()采铀技术。
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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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乌兹别克斯坦、哈萨克斯坦的天然铀全部是采用()提取的。
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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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重铀酸盐锻烧生产得到()。
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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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铀矿石经过选矿、破碎后通过()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,把铀从矿石中溶解井分离,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地浸出以降低(),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,力了强化浓密地澄清效果,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,为了强化浓密地澄清效果,常用的絮凝剂为()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,因此浸出液的提収工艺包括了提纯-沉淀工序,最终得到铀地化学浓缩物。
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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。离子交换过程中,要通过()两道工序丨
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酸性浸出液的铀提取工艺通常使用()交换树脂进行吸附过程。
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萃取是指利用某种化学元素在特定的有机相和水溶液之间的溶解度()和两相的(),采用有机萃取剂从浸出液中提取铀,使铀与杂质分离,实现铀溶液的提纯。'
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萃取过程主要经过()、()两个工序。
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反萃取剂通常釆用()。
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大多数()的浸出液中杂质很低,不辧要提纯即可直接沉淀铀。
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通常采用()作为沉淀剂,从铀的碳酸钠溶液中直接进行沉淀,过滤后得到重铀酸钠产品(Na2U207)。
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通常采用氢氧化钠作为沉淀剂,从铀的()溶液中直接进行沉淀,过滤后得到重铀酸納产品(Na2U207)。
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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()产品。
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碱法浸出也可以再固液分离得浸出液后,由季胺萃取、再用碳酸钠或碳酸胺反萃取、结晶、.经三相过滤和分离后,获得()。
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碱法浸出也可以再固液分离得浸出液后,由()萃取、再用碳酸钠或碳酸胺反萃取、结晶、经三相过滤和分离后,获得三碳酸铀酸胺。
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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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原地浸出提铀只适用于可地浸的()。_
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地浸生产中,为不使浸出液流散,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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原地爆破浸出是解决除()外的其他含铀硬岩的一种回收铀方法。
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核产品()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、钨、钒等元素含量不超过10-4%~10-3%。
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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、钒等元素含量不超过()%。
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核产品二氧化铀国家质量要求是:严格控制产品中吸收中子能力较弱的镉、钼、钛、钨、钽、钒等元素含量不超过()%。
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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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铀转化过程大多属于气-固相反应,下列说法错误的有()。
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铀转化过程大多属于气-固相反应,下列说法错误的有()。
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按UF6产品的用途可分两种:一是用于制备();而是用于生产UF6。
- 湿法生产UF6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UF6产品。
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以下关于湿法生产UF6工艺说法错误的有()。
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干法生产UF6工艺,即在高温下用气态()与UO2发生气一固相反应直接制得几乎不含水的UF6的方法。
- 与湿法相比较,用干法生产UF6所产生的工艺废液量仅为湿法的()
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用干法生产UF6工艺说法错误的有()。
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按UF6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UF6含量不小于()%。
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按UF6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UF6含量不小午()%。
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按UF6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UF6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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U02干法生产UF6转化过程的核心是()。
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U02转化UF6的核心是U02的氢氟化,反应器设计关键()
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干法生产UF6,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UF6,现工业上常采用()系统。
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流化床反应器干法生产UF6,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UF6,现工业上常釆用两级串联系统:第二级用能减少固相返混的()形流化床。
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流化床反应器干法生产UF6,现工业上常采用两级串联系统,两级反应法当使用具有髙活度的分解原料时,可得到高质量的UF6产品,同时HF的过剩率降至()%左右。
- ()是唯一的一种既很稳定又具有髙度挥发性的铀化合物,至今一直被用于铀同位素浓缩工厂的供料。
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在氟化工艺中,为了最大限度的提髙UF6的转化率和利用率,要使用过量的氟气,以确保铀的直接回收率大于(〉而过量的氟气须再循环,使其总利用率不低于()%。
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UF6细粉末均匀地分散在()’C的氟气中时会发生燃烧。
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UF6细粉末均匀地分散在350-537℃的()中时会发生燃烧。
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以下哪种设备能完全实现气-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UF6几乎完全的转化()。
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UF6三相点压力是()。
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UF6三相点温度是()摄氏度。
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装运UF6的容器是特制的钢瓶。由于受临界质量的限值,富集度超过3%的产品一般仅用内径为()的钢瓶。
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UF6以()形式装瓶,钢瓶允许的最大装填量以150'C时液体UF6的密度来确定,钢瓶内的UF6在常温下则为()。
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UFe以()形式装瓶,钢瓶允许的最大装填量以150℃时液体UF6的密度来确定,钢瓶内的即6在常温下则为()。
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UF6以液态形式装瓶,钢瓶允许的最大装填量以()C时液体UF6的密度来确定,钢瓶内的UF6在常温下则为固态。
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以下哪种是UF6的尾气处理方法:()
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以下哪种方法是铀转化尾气排放前的最终处理步骤()。
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()是天然铀或其富集铀往辐照时产生的特有同位素。
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由再循环铀生产UF6工艺中,()衰变字体的积累会使其γ剂量率随时间而显著增加。
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由再循环铀生产UFS工艺中,2MU衰变字体的积累会使其()剂量率随时间而显著增加。
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由再循环铀生产UF6工艺中,()是一种中子吸收剂,用再循环铀再富集时需要额外的分离功
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目前应用最广的用UF6制备UF6的方法是()。
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UF6与NH3在300-40摄氏度发生反应,生成()。
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唯一天然存在的易裂变核素是()^
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U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235u的丰度约为()%。
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在现代热中子反应堆中,()可以用天然铀作核燃料。
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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a髙通量的材料试验堆则需要富集到()%以上的髙浓铀。
- 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。
- ()是制备UF6和金属铀的原料。
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对于核安全全设备,重要金属材料是()c
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金属结构材料是指符合()和()等级的钢或合金等结构用材。
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金属结构材料是指符合特定强度和可成型性等级的()或合金等结构用材。
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作为结构用材,金属结构材料发挥主要作用的是其()。
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金属结构村料的性能指标是指()。
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力学性能是指金属材料在受()作用时所反应出来的性能。
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金厲材料的密度、熔点、热膨胀性等物理性能是()的基础。
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强度是在外力作用下,材料抵抗()的能力。
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在工程上常用来表示金属材料等级的指标有屈服强度和()。
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试样所承受的载荷几乎不变,但产生了不断增加的塑性变形,这种现象称为()。
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()是指在外力作用下开始产生明显塑性变形的最小应力。
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屈服强度是指在外力作用下开始产生明显()的最小应力。
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抗拉强度是金属材料()前所承受的最大应力,故又称强度极限。
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屈服强度和抗拉强度的单位为()。
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屈服强度和抗拉强度在设计机械和选择、评定金属材料时有重要意义。金属结构材料()。
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塑性是指金属村料在外力作用下产生()而不致引起破杯的性能。
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金属材料的塑性通常用()和(〉来表示。
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以下说法正确的是()。
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金属材料冲击韧度的单位是()。
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当金属材料在无数次重复或交变载荷作用下而不引起()的最大应力,叫做疲劳强度。
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当金属材料在无所次重复或交变载荷作周下而不致引起断裂的最大(),叫做疲劳强度。
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使用焊接技术的多是低合金结构钢,含碳量一般不超过()%。
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金属受到辐照后,由于高能粒子和金属的点阵原子发生一系列碰撞,从而在金属内部产生大最的()缺陷,这种碰撞的原始微观过程叫做“辐照损伤”。辐照损伤会产生种种宏观性质变化,叫做“辐照效应”。
- 金属受到辐照后,由于高能粒子和金属的点阵原子发生一系列碰撞,从而在金属内部产生大量的点缺陷,这种碰撞的原始徼观过程叫做“辐照损伤”。辐照损伤会产生种种()变化,叫做“辐照效应”。
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我国秦山一期反应堆压力容器选用的是()钢。
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ASME第III卷NB-2330规定对核安全1级容器承压材料必须迸行()和系列冲击试验以确定参考临脆转变温度。
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ASME第III卷NB-2330规定对核安全1级容器承压材料必须进行落锤试验和系列冲击试验以确定()。
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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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第二代压水堆反应堆压力容器长期工作在高温()°C左右。
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第二代压水堆反应堆压力容器长期工作在高压()MPa左右。
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第二代压水堆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、日等国均釆用()作为压水堆应力容器材料,
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第二代压水堆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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第二代压水堆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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第二代压水堆反应堆压力容器本体有()个冷却剂进出入口接管。
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第二代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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第二代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()o
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第二代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。
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第二代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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第二代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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第二代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咨器顶盖上,然后进行镍基堆焊和J形坡口焊接,以防()。
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第二代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,压力堆E力容器内表靣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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髙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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压水堆堆内构件由不锈钢型的()制成。
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压水堆控制棒导向管一般采用()保证其尺寸精度和预防变形。
- 压水堆蒸汽发生器的汽水分离器一般由()级组成。
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压水堆蒸汽发生器的汽水分离器第一级一般采用()。
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压水堆蒸汽发生器的汽水分离器第二级一般采角()。
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对于压水堆自然循环蒸汽发生器,一般要求出口蒸汽湿度在()%以下。
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石岛湾高温气冷堆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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()核电厂蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接。
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第二代压水堆蒸汽发生器传热管降质类型有()。
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()是对一回路冷却剂系统压力进行控制和超压保护的重要设备,基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂在反应谁内发生容积沸腾。
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按原理和筚构形式的不同,稳压器分为()。
- ()是压水堆冷却剂回路系统中唯一高速运转的机械设备,属于压水堆核电厂的关键设备之一。
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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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—般来讲,立式冷却剂泵从底部到顶部可分为三个部分,即()。
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—般来讲,立式冷却初泵泵壳是()。
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AP1000反应堆冷却剂泵电机设置两个重()飞轮,以提髙泵的转动惯量。
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AP1000反应堆冷却剂泵电机设置()个重钨合金飞轮,以提高泵的转动惯量。
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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第()卷NB分卷MC级设备。
- AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第III卷()分卷MC级设备。
- 安全壳电缆贯穿件的密封性由钢套管内充满()来保证的-
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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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可转换核素是指()能直接或间接的转变为易裂变核素的核素。
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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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下列选项中,不是主要易裂变核素的是()。
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下列选项中,不是主要易裂变核素的是()。
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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,是因为它们()。
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核燃料循环的前段是指()。
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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()
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,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()。
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铀矿()是铀矿开來的基础。
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铀矿地质勘探是铀矿开來的基础,为铀矿的开釆设计提供可靠的()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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铀矿找矿按照程序分为3个阶段,分别是()。
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()在普查、勘探和对铀矿尿进行评价中具有重要作用。
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下列属于放射性普査的是()。
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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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()阶段是对铀矿昧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。
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目前我国铀矿开采方式以地下开釆为主,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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新鲜风流自中央井口进入污染风流从两翼排放口排出的是()通风系统。
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我国秦山三期两台机组采用的是由加拿大设计建造的压力管卧式重水堆。压力管内冷却燃料组件的高压重水,压力为()MPa,温度为()℃。
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压力管卧式重水堆CANDU的本体是一个排管容器。在容器内贯穿着成排的水平燃料管道,这种燃料通道由()层套管构成。
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压力管卧式重水堆CANDU中,蒸汽发生器和冷却剂泵安装在反应堆的两端,形成一个()字型的闭合回路。
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压力管卧式重水堆中,压力管水平布置,每个压力管内有()个燃料棒束组件。
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压力管卧式重水堆中,压力管水平布置,每个压力管内有10~12个燃料棒束组件,构成水平方向尺度达()m的活性区。
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压力管卧式重水堆中,控制棒插入排管容器内排管之间,可()方向运动。
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加拿大设计建造的压力管卧式重水堆CANDU堆型,重慢化剂不加压,保持低温,可以减少()对中子的共振吸收,有利于实现链式反应。
- 加拿大设计建造的压力管卧式重水堆CANDU堆型,重水慢化剂不加压,保持低温,可以减少238U对中子的(),有利于实现链式反应。
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重水堆核动力厂不但能使用天然铀实现链式反应,而且比轻水堆核动力厂节约天然铀()%。
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同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大()倍左右。
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()天然水中含有3千克重水。
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早期第一代气冷堆以()为慢化剂,()为冷却剂。
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早期第一代气冷堆燃料以()材料为元件包壳。
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改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆,以()为慢化剂,()为冷却剂。
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改进型气冷堆(AGR)是第()代气冷堆。
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改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆,以()材料为元件包壳。
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髙温气冷谁是第()代气冷堆。
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第三代髙温气冷堆中的慢化剂是()。
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我国哪座核动力厂采用了模块式髙温气冷堆技术。()
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清华大学的10MW髙溫气冷实验堆是世界上第()座建成的具有非能动安全的模块式球床髙温气冷堆。
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世界上建成的第一座具有非能动安全的模块式球床高温气冷堆的功率是()MW。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件,()作冷却剂。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒()燃料元件,氦气作冷却剂。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆來用全陶瓷包覆颗粒球形燃料元件,氦气作冷却剂,()作慢化剂。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆向一台蒸汽透平发电机组提供髙参数的()。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆()的蒸汽透平方案。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆每个燃料颗粒外包覆着()层高密度的热解碳和()层碳化硅,石墨基体内最外层有()层非燃料边界区。
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山东石岛湾核电站模块式髙溫气冷堆每个燃料颗粒外包覆着二层高密度的()和一层()。
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山东石岛湾核电站模块式高温气冷堆每个燃料颗粒外包覆着二层高密度的热解碳和一层碳化硅。碳化硅层十分致密,直至燃料温度在()℃以下,这种包覆颗粒能够滞留所有放射性裂变产物。
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山东石岛湾核电站模块式高温气冷堆反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不起过()℃。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆每个燃料元件的铀含量为()。
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实验表明,在2100℃的高温下,包覆颗粒燃料仍能保持其完整性,破损率可保持在()以下。
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山东石岛湾核电站模块式高温气冷堆采取纵深防御的安全原则,设置了组织放射性外泄的()道屏障a
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山东石岛湾核电站模块式高温气冷堆釆取纵深防御的安全原则,全陶瓷的包覆颗粒燃料的的热解碳和碳化硅包覆层,是阻止放射性外泄的第()道屏障。.
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆采取纵深防御的安全原则,球形燃料元件外层的石墨包壳,是阻止放射性外泄的第()道屛障。
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山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆采取纵深防御的安全原则,由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这两个压力壳的热气导管组成的一回路压力边界,是阻止放射性外泄的第()道屏障。
- 山东石岛湾核电站模块式髙温气冷堆采取纵深防御的安全原则,一回路舱室是阻止放射性外泄的第()道屏障。
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在运行条件下,髙温堆气冷堆中的氦气冷却剂不会发生相变,不需要严格的压力控制,压力调节不需要专门的设备,只是通过()对一回路内的氦气进行吞吐,即可调节一回路的压力。
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模块式高温气冷堆可以在()方面达到应用。
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快中子反应堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为()以上的快中子引起的反应堆。
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对于快堆而言,()燃料的缺点是熔点低,仅1130℃,运行时燃料融化的温度裕度小,辐照膨胀大,很难实现髙燃耗。
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对于快堆而言,金属燃料的缺点是熔点低,仅()℃,运行时燃料融化的温度裕度小,辐照膨胀大,很难实现高燃耗。
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对于快堆而言,()燃料的优点是熔点高,辐照稳定性好。缺点是热导系数小,中心温度高,中子能谱软,增值较小。
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钠的沸点髙达()。
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钠的熔点高达()。
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钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在()℃左右髙温液态钠池内进行。
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即使将238U的消耗考虑在内,目前的热中子动力堆对铀的利用率也还低于()%。
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在快堆中,增殖比可达()。
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世界上第一座实现核能发电的是()。
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为了形象地描述,根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展,常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪()年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。
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第一代核动力厂属于()核动力厂,主要目的是为了通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的()。
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第二代核动力厂是指20世纪()年代末期后投入商业运行的核电机组。
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第二代核动力厂主要是实现核电商业化、标准化、系列化、批量化,以提高()。
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第()代核动力厂是目前世界正在运行的400多座核动力厂的主力机组。
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第二代核动力厂是目前世界正在运行的()多座核动力厂的主力机组。
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以下哪种技术属于笫二代核动力厂的范畴。()
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以下哪种技术属于第二代核动力厂的范畴。()
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核动力厂用户要求文件(URD)由()发起编制。
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欧洲核电用户要求(EUR)文件由欧洲()家核电公司编写。
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第三代核动力厂是指()的核电机组。
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AP1000技术和EPR技术,满足了()文件对下一代核动力厂的要求。
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在美国三里岛核事故后,在原来压水堆技术基础上,开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术,形成了非能动安全的先进压水堆()和下一代欧洲压水堆(),满足了《核动力厂用户要求》文件对下一代核动力厂的要求。
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第三代是指以满足美国核电用户要求文件(UHD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)为()要求的,具有预防和缓解严重事故(),经济上能与()机组相竞争的核电机组。
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下列关于第三代核动力厂说法错误的是()。
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第三代核动力厂完成了()工程论证和试验工作以及核动力厂的()设计。
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在21世纪投入运行的核动力厂,都必须满足()所提出的条件,否则将难以为用户所接受,也难以被安全评审当局批准建造。
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核电肖户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆须留给操纵员足够的时间()或更长时间。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求(EUR)规定先进反应堆专设安全系统应满足执照申请的设计基准要求,有大的安全裕量,堆芯损坏频率小于()/堆年。
- 核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆在累积发生频率大于()/堆年的严重事故条件下,在厂址边界处(离开反应堆大约( ),公众个人的全身剂量小于()。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂至少有()的交流电源与电网相连。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂采用更()的专设安全系统。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在核动力厂的设计上做到事故后至少()min时间内,不考虑操纵员的干预。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在丧失全部给水的事故下,至少在()时间内不会发生燃料损坏。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在()的事故下,至少在2h时间内不会发生燃料损坏。
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核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂,在设计上做到至少()小时内,不需要操纵员干预。,
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下列选项中,没有设置IE级应急柴油发电机系统的是()。
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AP1000技术燃料热工裕量,即偏离泡核沸腾比(DNBR)裕量大于()%。
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AP1000技术堆芯损伤频率<()/堆年,严重事故下大量放射性物质释放频率<()/堆年。
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AP1000技术抗震设计的安全停堆地震水平加速度为()g。
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AP1000堆芯有()组燃料组件,EPR堆芯有()组燃料组件。
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AP1000初始燃料循环平均线功率密度小于()。
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关于AP1000堆芯,说法错误的有()。
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关于AP1000堆芯,说法错误的有()。
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关于AP1000核电厂,说法错误有()。.
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关于AP1000核电厂,说法错误的有()。
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关于AP1000核电厂,说法错误的有()。
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关于AP1000核电厂,说法错误的有()。
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关于AP1000核电厂,说法错误的有()。
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关于AP1000核电厂,说法错误的有()。
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下列选项中,不属于AP1000安全系统的是()。
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下列选项中,不属于AP1000安全系统的是()。—
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下列选项中,不属于AP1000安全系统的是()
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下列选项中,不属于AP1000安全系统的是()。
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AP1000非能动系统被设计成能满足(),并且采闱概率安全分析评价来验证他们的可靠性。
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AP1000核电厂中,一个非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)的容量是()%。
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AP1000核电厂中,PRHRHX通过入口和出口管线连接到()。
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AP1000核电厂中,PRHRHX是按高压设计的,满足关于()的核安全准则。
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AP1000核电厂中非能动安全注入系统由()以及相连的阀门和管道组成。
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万KW核动力厂的汽轮机长达()m,配上发电机,整个汽轮发电机组长()m。
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压水堆核电厂最显著的特点即主要优点是()。
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压水堆核电厂主要的缺点有()。
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()目前在核反应堆类型中占据统治地位。
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压水堆核电厂主要由核岛核常规岛组成。核岛中的四大部件是()。
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压水堆核电厂反应堆本体由()等部分组成。
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Zr作燃料包壳的主要缺点是在()°C下锆与水开始发生锆水反应产生氢气。
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Zr作燃料包壳的主要缺点是在820℃下锆与水开始发生锆水反应产生()。
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下列选项中,不属于Zr作燃料包壳的主要优点是()。
- 压水堆燃料芯块的上下两端设有()隔热块。
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压水堆燃料包壳与芯炔之间留有空隙,目的在于()。
- 压水堆燃料包壳与芯块之间留有空隙,充3MPa压力的()。
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压水堆燃料包壳与芯块之间留有空隙,充()MPa压力的。
- 压水堆燃料包壳与芯块之间留有空隙,充3MPa压力的氮气,用来()。
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密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第()道安全屏障。
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压力容器内表面一般堆焊一层()。
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压水堆控制棒驱动机构的压力外壳属于()。
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压水堆控制棒驱动机构的压力外壳属于()。
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压水堆控制棒驱动机构的压力外壳属于()。
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压水堆蒸汽发生器的位置()反应堆压力容器管嘴所在的平面。
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压水堆核电站中,反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为()。
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压水雄核电站中,主泵出口到压力容器上冷却剂入口管嘴之间的管道称为()。
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压水堆核电站中,蒸汽发生器出口到主泵入口的管道称为()。
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压水堆核电站中,稳压器到热管段的管道称为()。
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压水堆冷却剂为除盐含硼水,为了保持液态,要保持压力()饱和压力。
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压水堆冷却剂为(),为了保持液态,要保持压力高于饱和压力。
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目前我国运行的压水堆核电厂,一回路参数的范围大体是:工作压力在()MPa左右。
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目前我国运行的压水堆核电厂,一回路参数的范围大体是:冷却剂在反应堆进口温度为()℃,出口温度为()℃。
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压水堆中,隔离一、二次侧介质的屏障是()。
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压水堆核动力厂设备事故中居首要位置的是()。
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核动力厂蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置,约占非计划停堆的(),可靠性比较低。
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核动力厂蒸汽发生器传热管数量大、面积占一回路承压边界面积的()%左右。
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压水堆核动力厂中,面积占一回路承压边界面积的80%左右的是()。
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我国哪个核电厂采用卧式蒸汽发生器。()
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在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用()作为主循环泵。
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轻水压水堆中,稳压器一般接入()。
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在一回路有三条井列环路的轻水压水堆中,一般设()个稳压器。
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压水堆核动力厂防止放射性物质释放到环境的最后一道屏障通常是()。
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压水堆安全壳的尺寸取决于()。
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以下不属于轻水反应堆核动力厂一回路辅助系统的是()。
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下列选项中,属于保证轻水反应堆一回路系统正常运行的系统是()
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下列选项中,属于保证轻水反应堆一回路系统正常运行的系统是()。
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下列选项中,属于保证轻水反应堆一回路系统正常运行的系统是()。
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下列选项中,属于为轻水堆一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统是()。
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下列选项中,属于为轻水堆一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统是()。
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下列选项中,属于为轻水堆一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统是()。
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下列选项中,属于在发生重大失水事故时保证轻水反应堆及主厂房安全的系统是()。
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下列选项中,属于在发生重大失水事故时保证轻水反应堆及主厂房安全的系统是()。
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下列选项中,不是轻水堆一回路辅助系统主要作用的是()。
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下列选项中,不是轻水堆化学和容积控制系统主要功能的是()。
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大亚湾核电厂,化学容积控制系统可以补偿每分钟()额定功率的线性变化。
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为控制一回路偏碱性,注入(),以中和硼酸,控制PH值。
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对于轻水反应堆,当反应堆停堆后,最初由()将剩余功率热量导出。
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大亚湾核电厂,()是在设计基准事故下可以排出安全壳内热量的唯一系统。
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核电厂常规岛可分为()等三部分。
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压水堆核电广的汽转机与火电厂汽轮机在原理上没什么差别,都是建立在()循环之上的。
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大型发电机的循环方式,普遍采用定子线圈()、转子线圈()、定子铁芯()。
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在大多数压水堆中,()属于专设安全设施之一。
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沸水堆堆芯工作压力由压水堆的15MPa左右下降到()MPa左右。
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沸水堆(BWR)装机容量占全世界核动力厂总功率的()%。
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沸水堆堆芯结构和压水堆的相似,由燃料组件组成,只是燃料棒束外有组件盒以(),每一个燃料组件装在一个元件盒内。
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沸水堆燃料棒也是二氧化镩燃料芯块,以()合金作包壳,内部充满()气,端部加()合金端塞。
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典型沸水堆堆芯有约()个燃料组件。
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对于GE公司开发的BWR5/6型沸水堆堆芯有约800个燃料组件,燃料棒以8×8正方形排列,其中含有()根燃料元件和()根空的中央棒(水棒)。
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对于GE公司开发的BWR5/6型沸水堆在四个燃料组件盒之间有十字形横断面的控制棒组件,外壳是()包壳,壳内装有()小管。
- 沸水堆堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯,这些流体中,约()%为蒸汽,剩下的水则重新参加循环。
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大多数沸水堆设置()台再循环泵。
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大多数沸水堆设置两台再循环泵,每台泵通过一个联箱给压力壳内堆芯下方外围()台喷射泵提供“驱动流”,带动其余的水进行再循环。
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沸水堆冷却剂的再循环量取决于向()的注入率。
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沸水堆汽水分离器组件是由圆顶形底板、焊在底板上的许多立管以及每根立管顶部的()级汽水分离器组成的。
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沸水堆汽水分离器是靠()把水和蒸汽分开。
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沸水堆干燥器靠()除掉水。
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沸水堆的()安全壳主要由干阱和湿阱组成,称为一次安全壳。
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沸水堆的MarkI和MarkII安全壳主要由干阱和湿阱组成,称为()安全壳。
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沸水堆一次安全壳的功能是:冷凝蒸汽和包容一回路失水事故时放出的裂变产物,使()辐照剂量不超标。
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沸水堆的MarkI型安全壳的干阱和湿阱由()组成。
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沸水堆的MarkI型安全壳的干阱自由空间约()m3。
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沸水堆的MarkI型安全壳的湿阱的水空间体积约为()m3。
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沸水堆的MarkI型安全壳的湿阱的气空间体积约为()m3。
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沸水堆的MarkI型安全壳的干阱和湿阱的最大设计压力为()MPa,设计温度为()℃。
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沸水堆的MarkI型安全壳的干阱有电动风机冷却系统,由()或()通过热交换器将热量带到堆厂房冷却水系统,维持干阱合适的温度。
- 为避免()或()通过热交换器将热量带到堆厂房冷却水系统,维持干阱合适的温度。
- 为避免可燃气体燃烧或燃爆,沸水堆设有安全壳惰性系统和大气稀释系统,在正常运行功率期间维持一次安全壳惰姓的N2气氛和保证氧浓度小于()%。
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沸水堆的反应堆厂房,也称为二次安全壳。正常运行情况下,为了防止泄漏,反应堆厂房维持负压,相当于()水位。
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关于沸水堆一次和二次安全壳说法错误的是()。
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日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6、7号机组是先进的沸水堆(ABWR),ABWR设计的重大改进之一是将原来BWR安装在压力壳外壳的()改为安装在力壳内部的内置泵。
- 与压水堆相比,沸水堆最大的特点是()。
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沸水堆控制棒从()插入。
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在沸水堆中,正常反应性控制由()共同完成。
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关于沸水堆,下列说法错误的有()。
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关于狒水堆,:下列说法错误的有()。
- 关于沸水堆,下列说法错误的有()。
- 在一回路水总量和压力控制方面,沸水堆是通过()和()实现。
- 重水堆约占全世界核动力厂总功率的()%。.
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卧式的水平压力管式重水堆,不易采用()冷却。
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压为壳式重水堆只有(),冷却剂和慢化剂()。
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我国秦山三期两台机组采用的是由加拿大设计建造的()重水堆。
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我国()采用的是由加拿大设计建造的应力管卧式重水堆。
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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(骨髄)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,往何情况下预期都应急性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。
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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a
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在大多数情况下,工作场所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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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()。
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患者的医疗照射属于()。
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在计划照射情况下应建立一个(),此值必须小于(),并由国家监管部门规定。
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对工作人员的潜在照射,ICRP推荐的危险约束值为()。
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对公众的潜在照射,ICRP推荐的危险约束值为()。
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在计划照射情况下应建立一个剂量约束值,此值必须小于剂量限值,并由()规定。
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应急照射情况下,在应急响应时,()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。
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对于现存照射情况,最优化过程釆用()通常设定在1?20mSv范围内。
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对于现存照射情况,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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对于现存照射情况,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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对于现存照射情况,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lOmSv,相应的222Rn活度浓度值工作场所为()Bq/m3,室内为()Bq/m3a
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辐射防护的基本原则有()条。
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辐射防护的基本原则是:辐射实践的正当性、辐射防护的最优化和()。
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实践的正当性所考虑的代价是()。
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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,反映出人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ALAKA原则。
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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()和()的前提下,在充分考虑了经济和社会因素之后,个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性保持在可合理达到的尽量低的水平,达有时被称为ALARA原则。
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在辐射实践中所使用的辐射源(包括辖射装置)所致()和()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,个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性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(),据此釆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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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总()和有关器官或组织的总当置剂量不超过国家标准中规定的相应剂量限值。
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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总有效剂量和有关器官或组织的总()不超过国家标准中规定的相应剂量限值。
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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。
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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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辐射防护剂量限值一般可分为()、次级限值、导出限值、管理限值和参考水平等五个级别。
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基本限值是辐射防护标准的基本标准,它包括()和()的限值。
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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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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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用于内照射的次级限值是()。
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发生内照射,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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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()推导出相应的导出限值。
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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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大部分操作中的防护标准是按照()而不是按照剂量限值来建立的。
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管理限值应()基本限值,管理限值应()相应的导出限值。
- 以下关于管理限值说法错误的是()。
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辐射对人体的照射方式分为()。
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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郜对人体的照射,使所受照射不超过()所规定的剂量约束值。
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外照射防护的基本原则是尽量减少或避兔射线从外部对人体的照射,使所受照射不超过国家标准所规定的()。
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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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在剂量率一定的情况下,人体接受的剂量于受照时间()。
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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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在进行外照射屏蔽防护时,应考虑()等问题。
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外照射防护三要素中,()是最主要的一种方法。
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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,然后视情況,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,如果先用髙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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屏蔽β射线一般选用()材料,以减少轫致辐射,外面再用其他材料屏蔽轫致辐射和其他γ光子。
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利甩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,还箱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,釆取各种有效措施,阻断()进入人体的各种途径,在()原则的范围内,使摄入暈减少到尽可能低的水平。
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放射性物质进入人体内的途径有()。
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完好的皮肤提供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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内照射防护的一般方法是()-
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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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在操作髙活度放射性物质时,应在密闭的热室内使用机械手操作,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、分运管理。
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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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α放射性核素都是()类,体内最大容许积存量只有150Bq左右。
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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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根据经验,当用玻璃、铝、有机玻璃及其他轻质材料来防护()粒子时,若这些材料的厚度(以mm为单位)等于2Eβ,安全即可保证。
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对一个最大能量为1MeV的β源,用铅作屏蔽材料时,β粒子由轫致辐射损失的能量约为()%。
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对一个最大能量为1MeV的β源,用铝作屏蔽材料时,β粒子由轫致辐射损失的能量约为()%。
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关于β放射源的防护,下列说法正确的是()。
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γ射线吸收是一个()过程-
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中子防护屏蔽主要是针对()。
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中子防护的原则是()。
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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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影响辐射生物学作用的基本因素可归纳为()两个方面。
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不同类型的辐射对机体引起的生物效运不同,这种不同主要取决于辐射的()。
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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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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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通常,在吸收剂量相同情况下,剂量率越(),生物效应越显著。一次大剂量急性照射与相同剂量下分次慢性照射产生的生物效应是迥然不同的。分次越多,各次照射间隔时间越长,生物效应就越()。
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照射剂量相同,受照面积愈(),产生的效应也愈严重。种系的演化程度越高,机体结构越复杂,其对辐射的敏感性越()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于高度敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于中度敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于轻度敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于不敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于髙度敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于中度敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于轻度敏感的组织或器官是()。
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按照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标,则人体中属于不敏感的组织或器官是()。
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电离辐射对人体的确定性效应的严重程度与受照剂量的关系为()。
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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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在辐射生物学的研宄中,辐射敏感性的判断指标多用研究对象的()来表示。
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Gy的X射线照射造成新生儿死亡的最髙峰是在妊娠的第()天左右。
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—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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由于细胞具有不同的辐射敏感性,所以,不同组织也具有不同的敏感性。若以照射后组织的形式变化作为敏感程度的指标,则人体的组成按照辐射敏感性的高低大致可分为:()。
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由于细胞具有不同的辐射敏感性,所以,不同组织也具有不同的敏感性。淋巴组织属于()。
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由于细胞具有不同的辐射敏感性,所以,不同组织也具有不同的敏感性。唾液腺、肾、肝、肺组织的上皮细胞属于()。
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由于细胞具有不同的辐射敏感性,所以,不同组织也具有不同的敏感性。中枢神经系统、心脏属于()。
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由于细胞具有不同的辐射敏感性,所以,不同组织也具有不同的敏感性。中枢神经系统、心脏属于()。
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由于细胞具有不同的辐射敏感性,所以,不同组织也具有不同的敏感性。软骨和骨组织、结缔组织属于()o
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随机性效应是指效应的发生几率与剂量大小有关的那些效应,其后果的严重程度说不上与所受剂量有什么关系。其中,随机性效应发生几率与剂量之间的关系是()。
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辐射的随机性效应是一种()“阈值”的效应,辐射的确定性效应是一种()“阈值”的效应。
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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;遗传效应是一种()效应,表现为受照者后代的身体缺陷。
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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-lGy,代表值为()Gy。
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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能显现在受照者身上的效应,以下说法正确的是()。
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照射量的新单位是()。
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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()在空气介质中产生电离能力大小的辐射量。
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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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转移能εtr是()在某一体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和。
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不带电粒子在某一体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和,为()。
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比释动能是为了描述()过程的辐射量。
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带电粒子与物质相互作用的能量损先方式有()种。
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比释动能的单位是(),专门名称是()。
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单位质量受照物质中吸收的平均辐射能量称力()。
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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,lrad表示质量为lg的受照射物质吸收lOOerg的辐射能。lrad=()Gy。
- 吸收剂量适用于()辐射。
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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。lrem表示质量为lg的受照射物质吸收lOOerg的辐射能,lrem=()Sv。
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在给出比释动能数值时,必须同时指出()。
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吸收剂量D是单位质量受照物质中所吸收的()。
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吸收剂量D的单位是()。
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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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辐射权重因子WR是根据辐射到身体上(或当放射源在体内时由辐射源发射)的辐射()来选定的。
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当量剂量的单位是(),专门名称是()。
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由于不同辐射引起的生物效应不同,所以引入辐射权重因子WR。对于所有能量的光子、电子以及μ介子,其辐射权重因子均为()。
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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,在辐射防护中引入了()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,在辐射防护中引入了有效剂量的概念。
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有效剂量和当量剂量的()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性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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辐射权重因子同辐射种类和能量(),与器官和组织()。
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组织权重因子同辐射种类和能量(),与器官和组织()。
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当量剂量与有效剂量是供辐射防护用的,它们只能在()确定性效应阈值的吸收剂量下提供估计随机性效应概率的依据。
- ()与()是供辐射防护用的,它们只能在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下提供估计随机性效应概率的依据。
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当量剂量与有效剂量是供辐射防护用的,它们只能在远低于()效应阈值的吸收剂量下提供估计()效应概率的依据。
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待积当量剂量是指个人在单次摄入放射性物质之后,某一特定器官或组织中接受()在时间τ内的积分。
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当没有给出积分限τ时,对于成年人的待积当量剂量,隐含()年时间期限。
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当没有给出积分限τ时,对于儿童的待积当量剂量,隐含()年时间期限。
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()可以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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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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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。
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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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对实践的主要要承包括凡没有被()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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在ICRP60建议书中,认为需要实施干预的行动一般有两种情况,即()。
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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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为减少或避免照射釆取的防护行动或补救行动属于()。
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需要实施干预行动一般有()种情况。
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电离辐射防护与辐射源安全基本标准中,需要实施辐射干预行动的情况是()。
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只有根据对健康保护和社会、经济等因素综合考虑,预计干预后的(),干预才是正当的。
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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,不值得花费代价去釆取补救行动,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条件下,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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在应急照射情况下,急性照射的()是指器官或组织受到急性照射时,在任何情况下预期都应进行干预的剂量水平。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(0ER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,()等髙LET(传能线密度)射线的0ER为1.0-1.8,RBE≥2.0。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强出(0ER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,()等髙LET(传能线密度)射线的0ER只为1.0-1.8,RBE≥2.0。
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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()是治疗放射的主要手段。
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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,生物效应高,所以对缺氧的或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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髙能质子不属于高LET射线,但它的深度剂量分布很好,在人体内的剂暈吸收曲线存在一个()的布拉格峰。
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—般质子治疗能量为()MeV,流强要求不髙,()即可。
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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,0ER(),说明杀伤力受癌细胞中含氧量的影响小,对缺乏氧气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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_工业CT可分为()。
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加速器工业CT原理是:有电子直线加速器产生的电子束打()靶产生X射线,X射线穿透物体后被探测器接收并给出积分信号,经变换还原出物体内部的密度结构图。
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加速器工业CT原理是:有电子直线加速器产生的电子束打钨靶产生(),穿透物体后被探测器接收并给出积分信号,经变换还原出物体内部的密度结构图。
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与钴源辐照装置相比,加速器的()。
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中子活化分析,就是把样品中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半袞期和它发出的()能量及强度的差别,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,就是把样品中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()和它发出的γ射线能量及强度的差别,鉴定出样品中欲测的元素及其含量。
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在中子活化分析中,()是最重要的一种。
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用产额为()的中子发生器对钢样品照射10秒,再用2秒将样品用压缩氮气运送到γ探测器前,经过20秒技术,即可在1分钟内给出钢样的含氧量。
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大多数炸药和喷射药中含有大量的氮,用14MeV中子活化分析,由()反应测定总的氮含量来控制纯度。
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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()来用()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、应用研宄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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辐射防护起源于()的发现和应用。
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辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支,是专门研宄防止()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()对人填成的徤康危害或风险限制在社会可接受的水平以下。
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辐射防护的目的是防止()。
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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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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。
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人体受到照射的辐射源有两大类,即()。
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()是迄今人类受到电离辖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。天然辖射源按其起因分为()类。
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使人体受到照射的辐射源有天然辐射源和人工辐射源。天然辐射源主要来自宇宙辐射、原生核素以及()。
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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,()短寿命子体最为重要。
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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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在天然本底照射中,对年有效剂量作重要贡献的是()。
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天然本底照射在任何一个大的群体中,约()%的人预期年有效剂量在l-3mSv,约()%的人预期年有效剂量小于lmSv,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,世界人口收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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治疗是来用很髙的计量,精确地照射肿瘤部位,处方的典型剂量介于()Gy,以便消除疾病或者缓解症状。
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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放131I造成的集体有效剂量.估计为()人。
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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经全部衰变,对全球居民的有效剂量贡献大于1%的只有()种。
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为了更好的处理辐射防护总的政策问题,针对不同的照射情况,以建立响应的辐射防护体系。在()中对各种照射作了明确定义。
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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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职业照射是指工作人员()所受的所有照射。
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飞机飞行过程中机组人员所受的天然源照射,属于()。
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公众照射不包括()。
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公众照射是指成员所受的辐射源的照射。,这里指的照射,包括()。
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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巍如工作人员陪同。
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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掖优化规定相应的()。
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()是指有一定把握预期不会受到但可能会因为辐射源的事故或某种具有偶然性质的亊件或事件序列(包括设备故障和操作错误)所引起的照射。
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潜在照射是指有一定把握预期不会受到但可能会因为()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()。
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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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除医疗照射外,对于来自一项实践中在一特定辐射源的照射,其()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,住何公众成员(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刻通知()。
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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由可靠的保安措施。
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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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人类接受辐射照射后出现的健康危害来源于各种射线通过()引起组织细胞中原子及由原子构成的分子的变化。
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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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人类机体放射损伤的阶梯式过程可以划分为〔)。
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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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辐射生物效应的基础是()。
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下列选项中,属于人工放射性同位素的是()。
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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,放射性活度可以做到()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α放射源是()。
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β放射源包括发射β-粒子、β+粒子,以及发射俄歇电子或内转换电子的放射源,其中以发射()的放射源使用最多。
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β放射源按发射的粒子最大能量可分为()类。
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以下哪个选项不属于β放射源按发射的粒子最大能量的分类。()
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下列选项中,属于低能β源的是()
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下列选项中,属于低能β源的是()
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下列选项中,属于低能β源的是()
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下列选项中,属于中能β源的是()
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下列选项中,属于中能β源的是()
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下列选项中,属于中能β源的是()
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下列选项中,属于中能β源的是()
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下列选项中,属于高能β源的是()
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下列选项中,属于高能β源的是()
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H源按发射的粒子最大能量应分为()。
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C源按发射的粒子最大能量应分为()。
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Sr源按发射的粒子最大能量应分为()。
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()只能用作电离源。
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Co的β衰变伴随着()组强度均大于99%的辐射。
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Co的β衰变伴随着二组强度均大于99%的辐射,其能量分为()。
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Cs的β衰变有()%的子体处于0.662MeV能级。
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Cs的β衰变有94.8%的子体处于()MeV能级。
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Cs的β衰变有94.8%的子体处于0.662MeV能级,在进一步转换过程中有()%通过内转换跃迁到基态。
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Cs的β衰变有94,8%的子体处于0.662MeV能级,在进一步转换过程中有9.5%通过()跃迁到基态。
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Cs的β衰变有94.8%的子体处于0.662MeV能级,在进一步转换过程中有9.5%通过内转换跃迁到基态,其他的通过发射()跃迁到基态。
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Cs的γ辐射强度为()%。
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自然界有()多种天然放射性核素。
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目前广泛应甩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(如孔遒)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、钴棒)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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加速器生产放射性同位素的基本原理是由加速器产生的具有一定能量的()轰击靶料,通过各种核反应得到放射性同位素.
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在国际上己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,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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生产放射形药物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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生产放射形药物67Ga-枸橼酸鎵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-枸橼酸鎵注射液的靶经过照射达到预期的差额后,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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按要求配制的放射性药物67Ga-枸橼酸鎵注射液经()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,同时留样作无菌检査。.
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反应堆中主要用(n,γ)反应生产同位素,所生成的同位素与靶材料一般是()元素。
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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,病人所受的计量小。
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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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构成生物机体的主要元素的C、N、O的()反应截面很小,用反应堆不能有效的生产临床诊断上很需要的这类同位素。
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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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单光子发射计算机断层扫描仪(SPECT)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,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)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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()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)—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()用的最多。
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密封源表浅治疗以90Sr-90Y用的最多,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(0.317MeV),容易屏蔽,半衰期适用(74d),所以使用较多。
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使用60Co作为γ放射源的γ射线远距治疗机中,60Co的活度通常为()TBq。
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在当前医学临床诊断中,将同位素标记与抗原、抗体反应的特异性相结合的检测方法称为()。
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放射免疫分析技术中,用于标记抗原的放射性核素主要有()。
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核子称是根据()与物质相互作用原理制造的一种新型计量设备。
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料位计是利用()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。
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测厚仪使用的放射源常为()。
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核子湿度密度仪内装有两个放射源,是()。
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放射性测井法中,根据使用射线的不同可分为()。
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放射性测井法中目前常用的γ放射源为(),活度一般为7.4~74gBq。
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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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工业γ射线照相(探伤)机中,目前用的最多的γ放射源是()。
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进行辐射育种的辐射可以是X射线、γ射线和中子,用的最多的是()
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辐照保鲜用辐射源主要是()。
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釆用适宜剂量的()中子源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、提髙蚕丝产量。
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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射线计算机断层挡描仪(CT)对()等病诊断效果好,诊断较为可靠。
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介入放射诊疗是在()射线机透视直观下进行,手术过程中病人和工作人员受照剂量较高。
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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疔的基本原理。
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我国治疗癌症主要采取化疗、手术和放射治疗,有()%的癌症病人釆取放射治疗。
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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0ER为(),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、重离子等髙LET(传能线密度)射线的0ER为(),RBE().
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强出(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,()等低LET(传能线密度)射线的0ER为2.5-3.0,RBE≤1.0。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(0ER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,()等低LET(传能线密度)射线的0ER为2.5-3.0,RBE≤1.0。
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癌细胞对射线的敏感度以氧墙强比(0ER)和生物效应比(R8E)两个参数来衡量,()等低LET(传能线密度)射线的0ER为2.5-3.0,RBE≤1.0。
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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(0ER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量,()等髙LET(传能线密度)射线的0ER力1.0-1.8,RBE≥2.0.
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乏燃料后处理一个重要意义是在回收了铀、钚之后,大大的降低了乏燃料废液中长寿命()放射性核素的含量。
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对反应堆中用过的乏燃料进行处理,以除去裂变产物和次锕系元素,并回收易裂变材料和可转换材料的过程称为()。
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乏燃料后处理的产品非常贵重,产品的总回收率大于()%,每一步操作的回收率更要大于()%。
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乏燃料后处理时,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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乏燃料后处理时,一般要求回收钚的裂变产物γ放射性活度则可稍髙,不大于()MBq/gPu。
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乏燃料后处理时,铀、钚产品的回收率接近()%。
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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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乏燃料后处理产品铀中超铀核素的总α放射性比活度≤()Bq/gU,仅相当于铀中含钚约()。
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乏燃料后处理时,要求所有杂质的中子吸收截面最多只能相当于含10B的()的中子吸收截面。
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乏燃料后处理时,要求所有杂质的中子吸收截面最多只能相当于含()的8×10-6的中子吸收截面。
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目前,世界各国在乏燃料后处理工业规模中得到应用的全部是()。
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以溶剂萃取法为核心的水法后处理工艺中,采用()溶解燃料芯体。
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铀最易被萃取的化学价是()。
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钚最易被萃取的化学价是()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最普遍也是最为成功的是以()%憐酸三丁酯为萃取剂,以硝酸为盐析剂的普雷克斯流程。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最普遍也是最为成功的是以30%()为萃取剂,以硝酸为盐析剂的普雷克斯流程。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最普遍也是最为成功的是以30%磷酸三丁酯为(),以硝酸为()的普雷克斯流程。
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在硝酸钚溶液中加入(),即生成溶解度很()的草酸钚沉淀。
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在硝酸铀酰溶液中加入(),可通过沉淀获得()产品。
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辐射源是指可以通过()而引起福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。
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以下哪个选项不属于天然辐射源。()
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以下关于核技术利用说法错误的有()。
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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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α粒子质量大,一般在空气中的平均射程为3?4cm,人体皮肤就可把它挡住。因此α放射源不存在危害问题。
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()主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器。
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β射线的穿透能力比同样能量的α粒子约强()倍。
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能量超过()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。
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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,如(),以减少轫致辖射,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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低能光子源常用()密封。
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()是使用最多的放射源。
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利用()产生中子的中子源称为自发裂变中子源。
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自发裂变核是一种很强的中子源,在自发裂变中子源中,()作为中子源应用最多。
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252Cf半衰期为(),自发裂变中子产额为2.31×1012n/(s·g)。
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252Cf半衰期为2.65年,自发裂变中子产额为()n/(s·g)。
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252Cf半衰期为(),自发裂变中子产额为2.31×1012n/(s·g),中子平均能量为()。
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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()的大小分为三个等级。
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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最大操作量的大小分为()等级。
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日等效最大操作量为5×109的非密封源工作场所的分级级别是()等级。
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日等效最大操作量为2×109的非密封源工作场所的分级级别是()等级。
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日等效最大操作量为5×106的非密封源工作场所的分级级别是()等级。
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放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量(Bq)与该核素毒性组别修正因子的()除以与操作方式有关的修正的因子所得的商。
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放射性核素毒性组别分为()组。
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放射性核素233U的毒性分组是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毐组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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下列选项中,属于极毒组的放射性核素是()。
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放射性核素60Co的毒性分组是()。
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放射性核素131I的毒性分组是()。
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放射性核素3H的毒性分组是()。
- 由髙速电子轰击阳极靶产生的X线光子能谱是成韧致辐射连续谱上叠加特征X线单色谱。连续谱的能量从零到一个最大值。最大值与电子加速电压的峰值相对应,如管电压为90kV,则其最大能量为()。
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X射线机产生的X射线的强度()于靶物质的原子序数,电流强度和电子加速电压的()。
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以下关于加速器说法错误的是()。
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以下关于加速器说法错误的是()。
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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,(γ,n)反应的阈值≈()。.
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通常对于能量大于()的电子加速器会产生中子。
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中子发生器是利用直流电压,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(),能量在1MeV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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中子发生器是利用直流电压,能量在1MeV以下,通过(d,n)反应产生()的小型加速器。
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由于中子发生器的加速能量有限,通常只能利用D(d,n)4He和T(d,n)4He反应获得()和()能量的单能中子。
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由T(d,n)4He反应截面在氘核能量近于llOkeV处出现共振截面峰值,达到()靶。
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中子发生器主要用于产生()MeV中子,开展()MeV中子的各种应用。
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辐射类型包括辖射种类和能量。它们首先取决于源中放射性核素的()。
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辐射类型包括辐射()。
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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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天然放射性同位素的种类很多,己达()种。
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天然放射性同位素的种类很多,己达()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己达()多种。
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下列选项中,属于天然放射性同位素的是()
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下列选项中,属于天然放射性同位素的是()
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下列选项中,属于天然放射性同位素的是()
- 下列选项中,属于天然放射性同位素的是()
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下列选项中,属于天然放射性同位素的是()
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下列选项中,属于天然放射性同位素的是()
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下列选项中,属于天然放射性同位素的是(),
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下列选项中,属于人工放射性同位素的是()
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下列选项中,属于人工放射性同位素的是()
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下列选项中,属于人工放射性同位素的是()
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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235U丰度下降到()%左右,—般无工业应用价值,作为尾料贮存。
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()还依赖早起建成的气体扩散法。
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()还依赖早期建成的气体扩散法。
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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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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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铀浓缩最早实现工业应用的大规模生产方法是()。
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铀浓缩气体扩散法的工作介质是()。
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气体扩散法的原理是基于两种不同分子量的气体混合物在热平衡运动时,两种分子具有()的平均动能和()的速度。
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当六氟化铀气体通过扩散分离时,在()235U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()235U被贫化。
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以下哪一个不是用扩散法分离同位素的条件()。
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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(235U)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(235U)的相对丰度比。理论上,扩散分离系数的最大值等于()。
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分离系数就是在分离级前后所需同位素(235U)的相对丰度比。实际扩散分离分离系数一般为()左右。
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由子扩散分离单级的分离效果极小,为了达到丰度为3%的低浓缩铀产品,需把()多级扩散串联起来组成级联。
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气体扩散法生产浓度铀的大型扩散厂每kgSWU约需消耗()度电能。
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在髙速旋转的离心机中,从中心引出气体流,得到的是()流分。
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在高速旋转的离心机中,从外周引出气体流,得到的是()流分。
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在髙速旋转的离心机中,存在一个()流动的()环流。
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气体离心法铀浓缩中,离心机的生产能力取决于转筒的()和()。
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气体离心法铀浓缩中,气体离心机单机浓缩系数在()左右。
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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,气体离心法的比能耗为气体扩散法的()%。
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对于采取气体扩散工艺的铀浓缩工厂来说,由于空气中的水分与六氟化铀作用后形成(),会堵塞或破坏分离膜。
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对于采取气体扩散工艺的铀浓缩工厂来说,由于空气中的水分与()作用后形成固体粉末,会堵塞或破坏分离膜。
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铀浓缩工厂主工艺回路是处用于()下工作。
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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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—般压水堆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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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()%。
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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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以下哪种方法属于湿法工艺流程生产二氧化铀粉末的方法()。
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以下哪种方法属于湿法工艺流程生产二氧化铀粉末的方法()。
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以下哪种方法属于干法工艺流程生产二氧化铀粉末的方法()。
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以下哪种方法属于干法工艺流程生产二氧化铀粉末的方法()。
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以下哪种方法属于干法工艺流程生产二氧化铀粉末的方法()。
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我国采用哪两种化工转化工艺生产二氧化铀粉末()。
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关于ADU工艺流程说法错误的是()
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关于ADU工艺流程说法错误的是()。
- 关于ADU工艺流程说法错误的是()。
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关于ADU工艺流程说法错误的是()。
- UF6蒸气溶解于水,生成氟化铀酰溶液,反应式为:UF6(气)+2H20(液)-U02F2(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U02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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重铀酸胺(ADU)沉淀是颗粒细小且沾聚的浆体,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胺(ADU)上的氟,可以脱氟近()%,所以洗涤是脱氟的重要措施。
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重铀酸胺(ADU)的洗涤过程洗涤剂通常采用(〉。
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过滤后的重铀酸胺(ADU)滤饼含水30%-60%,经过干燥的ADU含水降到()%以下。
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重铀酸胺(ADU)工艺流程的分解还原在()气氛下进行。
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重铀酸胺(ADU)工艺流程的分解利用()将氟除去,使含氟含量降到2×l0-4以下。
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重铀酸铵(AND)工艺流程的分解利用水蒸汽将氟出去,使含氟含量降到()以下。
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控制ADU的()是制得性能适宜的UO2粉末的关键所在。'
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IDR工艺是将气态UF6送入回转炉反应器,在入口处与部分水蒸气先形成树枝状结构的(),落入反应器底部。
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IDR工务是将气态UF6送入回转炉反应器,生成U02F2后,与逆流而来的()反应生成含氟量很低的U02粉末。
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关于IDK工艺说法错误的有()。
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关于IDR工艺说法错误的有()。
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关于IDR工艺说法错误的有()。
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关于IDR工艺说法错误的有()。
- U02燃料芯块烧结一般是把烧制好的生胚放在()中,送入连续有还原气体(氢气)的烧结炉中烧结。
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U02芯块烧结温度一般控制在()℃左右,芯块的烧结密度一般控制在理论密度的()%。
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燃料组件上下管座一般由()不锈钢制成。
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燃料组件格架制作时,一般用()将弹簧与格架条带焊接,组装成型后再用()将条带焊接在一起组成格架。
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燃料芯块装管前先在()℃下经过.(〕干燥,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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为了保证燃料元件端塞焊接的可靠性,除工艺控制外,焊接质量检测是必要的质量保证手段,常用的检测方法有()和()。
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组装好的燃料元件棒要经过()和()检查,以免出现芯块悬浮和不同丰度芯块的混装现象。
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关于MOX燃料元(组)件说法错误的是()。
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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,生产了两大类产物,即()。
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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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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多,除少部分是稳定的外,大多具有极强的()放射性。
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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、锡等,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,其比活度高达()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。
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对于较难处理而放射毒性又大的挥发性13lI(T1/28.05天)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都能完全转化为易裂变物质,例如239Np(T1/22.35天)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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核燃料循环中的后处理模式也称为()。
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用于装运燃耗大于()Wd/tU的乏燃料的容器,还须设置中子吸收层。
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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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核燃料循环按乏燃料管理有()两大模式。
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反应堆保护系统故障导致系统误动作的称为()。
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反应堆保护系统故障导致系统拒动的称为()。
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降低误动作率是反应堆保护系统主要设计目标之一,目前已降低到()。
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反应堆保护系统的()将使反应堆失去保护。
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反应堆无保护事故率等于()。
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反应堆无保护事故涉及一般公众的危险和社会的反应,目前,许多国家将无保护事故 率的允许值定为()/(堆车)。
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单一故障准则是指要求某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仿能执行其正常功能。为了满足单—故障准则,保护系统必须采取()措施。
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反应堆保护系统的()设计可应用冗余性的原则。
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反堆保护系统的独立性是采用冗余技术的前提,是()的重要措施。
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:多样性包括功能多样性和设备的多样性。应该把重点放在()上。
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多样性包括()。
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紧急停堆断路器在失去控制电源时是()。
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为减少其些共因故障,可采用()原则,从而提高某些系统的可靠性。
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依据《民用核安全设备埤督管理条例》(国务院第500号令)民用核安全设备是指在()中使用的执行核安全功能的设备,包括核安全机械设备和核安全电气设备。
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依据《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第500号令)民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行()的设备,包括核安全机械设备和核安全电气设备。
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民用核安全设备是民用核设施安全防护()的核心,其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。
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民用核安全设备是民用核设施安全防护实体屏障的核心,其()直接关系到核设施的安全稳定运行。
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()是民用核设施安全防护实体屏障的核心,其质量和可靠性直接关系到核设施的安全稳定运行。
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核安全设备必须考虑在()工况下仍能可靠地执行其规定的安全功能。
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民用核安全设备所有应用于设计和验证的计算分析软件和验证设施(试验台架、回路等)需通过()的认可。
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所有民用核安全设备必须通过根据有关要求进行的()方可用于民用核设施中。
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所有民用核安全设备必须通过设备鉴定,设备鉴定的目的是验证其在服役的各种工况下,特别是在事故工况下,该设备的()和()能够满足预定的要求。
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在民用核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中,必须采用()技术或工艺。
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所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得()。
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所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据()的相关规定取得资格许可。
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从事民用核安全设备焊接和无损检验的个人必须按照()的相关规定取得资格。
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所有从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足()等要求的质量保证体系,并保证所有核安全相宍活动置于该质量保证体系的有效控制之下。
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所有从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足HAF003等要求的质量保证体系,并保证所有核安全相关活动置于该质量保证体系的()之下。
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所有民用核安全设备的相关活动,包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在(〉的监督下实施,处于严格的受控状态。
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对于具体设备而言,核电厂核岛主设备包括:反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件。除考虑相应工作温度、压力条件外,还需考虑核裂变中子辐照、冷却剂腐蚀、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作()年,安全性要求极为严格。
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部分二回路管道属于核安全设备,管道的参数比常规电厂低很多,但存在()问题。
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部分二回路管道属于核安全设备,管道的参数与常规电厂相比(),伹蒸汽流量速度比常规电厂()。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定涉及()的民用核安全设备国家标准,由国务院核安全监管部门组织拟定。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定(),由国务院核安全监管部门组织拟定。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准,由()组织拟定。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准,由()发布。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准,由()组织拟定。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定(),由国务院核行业主管部门组织拟定,经国务院核安全监管部门认可,有国务院标淮化主管部门发布。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准,由国务院核行业主管部门组织拟定,经国务院核安全监管部门(),由国务院标准化主管部门发布。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标淮,由国务院核行业主管部门组织拟定,经()认可,由国务院标准化主管部门发布。
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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设畚国家标准,由国务院核行业主管部门组织拟定,经国务院核安養监曾部门认可,由()发布。
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民用核安全设备(),由国务院核行业主管部门组织拟定,经国务院核安全监管部门认可,有国务院核行业主管部门发布,并报国务院标准化部门备案。
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民用核安全设备行业标准,由()组织拟定,经国务院核安全监管部门认可,有国务院核行业主管部门发布,并报国务院标准化部门备案。
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民用核安全设备行业标准,由国务院核行业主管部门组织拟定,经国务院核安全监管部门认可,由(),并报国务院标准化部门备案。
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()是核安全设备在设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、定期试验、维修和退役等活动中正确选用标准的依据。
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()必须根据核安全设备在民用核设施中所承担的核安全功能,确定相应的核安全级别。
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核安全法规《核动力厂设计安全规定>)(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件,包括仪表和控制软件,然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相()”。
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核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有(),包括仪表和控制软件,然巵根据其安佘功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适用”。
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核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102〉规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件,包括仪表和控制软件,然后根据其()分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适用”。
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核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》()对核动力厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。
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现阶段,核动力厂的设备分级还是以()为主,()为辅。
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核动力厂的机械设备分为()个等级。
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核动力厂的电气设备根据其()的安全重要性分级。
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核动力厂的电气设备根据其支持功能的安全重要性分()个等级。
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核安全1级主要包括组成反应堆()的所有设备。
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反应堆主管道以及延伸到并包括第()个隔离阀的连接管道属于核安全1级设备。
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对于核安全1级设备,必须按照实际可能的最髙()标准来进行设计、制造、安装和试验。
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以下哪项不属于核安全1级设备。()
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以下哪项属于核安全1级设备。()
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对于核安全()级设备,必须按照实际可能的最髙质量标准来进行设计、制造、安装和试验。
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核安全2级主要指反应堆()不属于核安全1级的各种设备,以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限值放射性物质向外释放的各种设备。
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属于反应堆冷却剂压力边界的小直径(DN<()mm)髙能管道和阀门,如仪表管线和取样管线部门属于核安全2级设备。
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反应堆辅助给水系统处于安全壳的部分及其安全壳贯穿件属于()设备。
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反应堆安全壳内的蒸汽系统以及给水系统,直至并包括安全壳的第()个隔离阀属于核安全2级设备。
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大亚湾核电站反应堆安全壳广房,包括安全壳贯穿件属于()设备。
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大亚湾核电站反应堆安全壳氢气控制和监测系统属于()设备。
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大亚湾核电站反应堆堆芯仪表系统,直到并包括手动隔离阀属于()设备。
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大亚湾核电站反应堆化容系统中为控制反应性提供硼酸的部件属于()设备。
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大亚湾核电站支承件的核安全级别是由主体设备确定的,核安全1级设备的支撑件属于()设备。
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核安全电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成()。
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我国()核电厂执行的是俄罗斯标准。
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我国()核电厂执行的是美国ASME标准。
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我国()核电厂执行的是美国ASME标准。
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我国()核电厂执行的是美国ASME标准。
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我国()核电厂执行的是法国RCC-M规范。
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我国()核电厂执行的是法国RCC-M规范。
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我国对于具体的核工程,核安全设备所用规范为国务院核安全监管部门在()中批准的规范标准。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》由美国()制定。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》每()年修订一次。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》共()卷。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》第III卷NF分卷是()。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》第II卷是()。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》第III卷是()。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》第V卷是()?
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》第IX卷是()。
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美国ASME《锅炉及压力容器规范》第XI卷是()。
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()规范由法国核岛设备设计建造规则协会(AFCEN)编制。
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RCC-M规范主要适用于()。
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RCC-M规范主要适用于压水堆核岛机械设备,其中()方面的规定是基于美国ASME规范第III卷核动力装置设备,同时吸收了法国在工业发展实践中所取得的成果。
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俄罗斯在核能方面的标准分为()个级别。
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俄罗斯国家核监督委员会编制批准的ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》和俄罗斯国家卫生防疫监督委员会发布的НРБ-96《辐射安全规范》是俄罗斯核电厂必须遵守的()。
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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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黑色金属是指()及其合金。
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钢和生铁都是以铁为基础,以()为主要添加元素的合金。
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,()是指把铁矿石放到髙炉中冶炼而成的产品,主要用来炼钢和制造铸件。
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铁合金是由铁与硅、锰、铬、钛等元素组成的合金,铁合金是炼钢的原料之一,在炼钢时做炼钢的()用。
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炼钢是把()放到炼钢炉内按一定工艺熔炼,即得到钢。
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有色金属又称非()金属,指除黑色金属外的金属和合金。
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铀、镭被称为()。
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在LOCA下,AP1000非能动堆芯冷却系统利用()实现注入。
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AP1000采用了()安全壳。
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AP1000非能动堆芯冷却系统提供了自动降压系统()个阶段的降压。
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以下哪项不是AP1000非能动安全注入系统的水源。()。
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AP1000非能动主控制室应急可居留系统功能之一是保持主控制室相对于周围区域有一个()。
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EPR堆芯中子通量的测量小球采用气动小球系统的可移动式标准仪表,通过()制钢球送入堆芯活化,由小球放射性测量出中子通置分布图。
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EPR技术采用了()列冗余的安全系统使预防性维修得到了优化。
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EPR应急给水系统设计成在飞机坠落情况下,依靠()列就能过渡到余热载出系统的工况。
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EPR安全壳为双层安全壳,非能牢固。安全壳内壳力()结构,外壳为()结构。
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EPR安全壳的抗震设计按()g考虑。
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EPR安全壳排热系统的启动,允许在堆芯熔化后有()小时宽限期。
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EPR安全壳排热系统的启动,允许在()后有12小时宽限期。
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研究堆是指主要用来作为()的核反应堆,也称为非动力反应堆。
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研究堆的类型按()分为零功率堆、普通中子辐照反应堆和高通量堆。
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研究堆的类型按()分为次临界装置、临界堆和脉冲堆。
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研究堆的类型按()分为热中子堆和快中子堆。
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从安全性和防止核扩散特性考虑,国际原子能机构建议民用研究堆采用富集度不超过()%的低富集度铀来制造核燃料。
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研究堆的核心安全问题是()。
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对反应堆功率达到()的髙功率研究堆,其设计、运行和严重事故风险管理应参考核动力厂动力堆的规定。
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下列属于研究堆的辐射屏蔽系统的是()
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研究堆利用()研究物质的静态结构和动态信息,己成为具有特殊的研究手段,在物理、化学、生物学、冶金学和材料科学等方面,得到了广泛的应用。
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我国的核安全法规HAF20i《研究堆的设计安全规定》规定了研究堆设计与运行中应采取的保陴安企的()以及安全监管的()。
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我国的核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》明确了研究堆的安全目标,由()、()与事故相关的()组成。
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我国从()年开始建造研究堆,于该年6月建成了第一座研究堆,
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我国第一座研究性反应堆是()。
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中国先进研究堆CARR采用()冷却慢化。
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中国先进研究堆CARR采用轻水冷却慢化、()反射层的反中子阱池式反应堆-
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中国先进研究堆CARR选用铀富集为()%,芯体含铀密度为4.3g/cm3的U3Si2-AI弥散体作燃料,铝作包壳的平板型燃料组件。
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中国先进研究堆CARR选用铀富集为20%,芯体含铀密度为4.3g/cm3的()弥散体作燃料,铝作包壳的平板型燃料组件。
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中国先进研究堆CARR选用铀富集为20%,芯体含铀密度为4.3g/cm3的U3Si2-AI弥散体作燃料,()作包壳的平板型燃料组件。
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中国先进研究堆CARR选用铀富集为20%,芯体含铀密度为4.3g/cm3的U3Si2-AI弥散体作燃料,铝作包壳的()燃料组件。
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铀氢锆脉冲堆是一种小型均匀研究堆,采用()与铀均匀弥散混合作为固体燃料-慢化剂元件,采用轻水做冷却剂,构成一种池式反应堆。
- 中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,西安脉冲堆稳态额定运行功率()MW,最大脉冲峰功率()MW。
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中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,采用铀氢锆燃料-慢化剂粗棒状元件,()作反射层。
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中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,燃料元件由()作包壳材料。
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中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,每根燃料零件中装有3块()芯体。
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中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,每根燃料零件中装有3块()芯体,芯体中插有()棒。
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中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,每根燃料零件中装有3块()芯体,元件两端还各装1块()芯块,用作堆芯的轴向中子反射层。
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中国第二座铀氢销脉冲堆是西安脉冲堆,燃料元件内充()MPa氦气。
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中国第二座铀氧销脉冲堆是西安脉冲堆,每根燃料元件中235U含量达()g。
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中国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆,燃料芯体中,铀的质量比为()%。
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中国高通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆,它采用髙浓铀多层套管型燃料元件,()作慢化剂和冷却剂,铍作反射层,热功率125MW
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中国高通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆,它采用髙浓铀多层套管型燃料元件,水作慢化剂和冷却剂I()作反射层,热功率125MW。
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中国髙通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆,它來用的235U浓缩度为()。
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德国FRM-II高通量研究堆,它釆用的235U浓缩度为()0
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核裂变时裂变中子分为两端,一类中子是在裂变后的()S内放出的,称为瞬发中子。
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核裂变时裂变中子分为两类,一类中子是在裂变后一直持续()内陆续放出的,称为缓发中子。
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对于由235U核燃料主要运行的反应堆,瞬发中子占全部裂变中子的()%。
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对于由235U核燃料主要运行的反应堆,缓发中子占全部裂变中子的()%。
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中子的平均寿命是指()。
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在水慢化的反应堆中,快中子的慢化时间为()s。
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在水慢化的反应堆中,热中子扩散时间约为()s。
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在热中子反应堆内,快中子的慢化时间比热中子扩散时间要()得多,相差约()个数通级。
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在水慢化的反应堆中,平均中子寿命大约为()s。
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从不平衡系统内热中子扩散方程的数学推导,可以得到反应堆内K过剩>0时,中子注量率随时间()。
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从不平衡系统内热中子扩散方程的数学推导,可以得到反应堆内K过剩<0时,中子注量率随时间()。
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在维持链式反应中,除依靠瞬发中子外,还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后,代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的()。
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在维持链式反应中,除依靠瞬发中子外,还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后,代中子平均寿命约为()s。
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在维持链式反应中,除依靠瞬发中子外,还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后,对于0.1%的反应性变化,中子通量增加e倍所箱要的时间即反应堆周期力()s;使反应堆控制成为可能。
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()中子在反应堆控制中起重要作用。
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从中子动力学方程推导出,当K过剩一次增加量()缓发中子的总份额时,反应堆中子通量增长e倍所需的时间就与缓发中子无关了。
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仅仅由于()就能使反应堆达到临界的状态,叫作瞬发临界。因此,在设计中要求控制棒提升或其他因素所引入的()过剩增殖系数不能过大,以保证反应堆的安全。
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从安全运行角度考虑,反应堆设计中保证了反应堆有()的反应性温度系数(至少在额定温度工况下),以提高反应堆的自调自稳特性和安全性。
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反应堆启动、停堆以及改变反应堆的功率时,反应堆通过直接控制反应堆内的()数目来改变反应堆的有效增殖系数。
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反应堆为了维持一定的功率水平,用()的自动调节来抵消各种引起功率波动的因素。
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反应堆控制堆内中子数目以改变反应堆的核裂变数的控制方法最常釆用的是()。
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反应堆的控制过程中,由于参数多、时间短、准确性要求髙,因此,一般都设计成()的控制系统,以确保安全。
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核动力厂功率控制的基本目的是()。
- 反应堆功率控制是由()系统来实现的。
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对于大部分压水堆来说,反应堆功率控制系统可以实现在不超过额定功率时允许有土()%的阶跃变化,能使电厂恢复至平衡状态而不导致停堆、蒸汽排放或泄压事故。
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对于大部分压水堆来说,反应堆功率控制系统可以实现当出现小于每分钟土()%的线性负荷变化时,系统有较好的负荷跟踪能力。.
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对于大部分压水堆来说,反应堆功率控制系统可以实现当出现小于()士5%的线性负荷变化时,系统有较好的负荷跟踪.能力。.
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反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率()。
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反应堆功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号;手动或自动调节冷却剂中的硼酸温度,调整控制棒在堆芯中的位置’以调节反应堆()。
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反应堆功率调节系统根据反应堆()信号,手动或自动调节冷却剂中的硼酸温度,调整控制棒在堆芯中的位置,以调节反应堆轴向率分布。
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反应堆功率调节系统中,为安全起见,将各环路的()温度输入信号送到髙参数选择器,选择其中最高的环路平均温度参数作为制信号。
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反应堆功率调节系统中,为安全起见,将各环路的平均温度输入信号送到髙参数选择器,选择其中()的环路平均温度参数作为控制信号。一
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核电厂功率调节系统根据()和反应堆冷却剂的平均温度,操纵控制棒在堆芯中的位置,以调节反应堆的功率,使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
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核电厂功率调节系统根据汽轮机冲动级的压力和反应堆冷却剂的平均温度,操纵控制棒在堆芯中的位置,以调节(),使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
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核电厂功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号,手动或自动调节冷却剂的硼酸浓度,调整控制棒在堆芯中的位置,以调节()。
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在移动式反应堆如潜艇上的功率调节系统多釆用()。
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压水堆在正常运行工况下,大多数控制棒组都处在堆芯上部,仅()组控制棒组插入堆芯,受功率调节系统控制,进行堆功率调节。
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反应堆仪表控制系统的各种信号的传递,是以()进行的。
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反应堆对事故作出响应的时间,仅仅取决于探测仪表对所探测参数的跟随速度即响应时间,以及()^
- 核仪表系统由分布于反应堆压力容器()的一系列中子探测器来组成,用于测量反应堆功率、功率变化率以及功率的径向和轴向分布等。
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以下哪个选项不属于堆芯测量系统。()
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压水堆堆芯温度测量是通过热电偶实现的,热电偶包壳是不锈钢,并用()作为绝缘材料。
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核反应堆保护系统必须提供能对付可能发生的安全事件和事故所需要的功能,井在需要时必须()地工作(即可靠性)。
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核反应堆的()必须提供能对付可能发生的安全事件和事故所需要的功能,并在需要时必须正确地工作(即可靠性)。
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保护系统核反应堆保护系统的范围是从()开始到安全驱动系统和安全系统辅助设施()为止。
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核反应堆保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态,一旦超过(),就会发出保护动作。
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核反应堆保护系统通过安全驱动系统和安全系统辅助设施,完成所需的安全动作,维持安全并()事故后果。
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核反应堆保护系统通过()和(),完成所需的安全动作,维持安全并减轻事故后果。
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所谓安全限值是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何()所规定的限额。
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核反应堆保护系统包括那些为了保护反应堆根据()参数变化而操作紧急停堆断路器和专设安全设施执行机构的()电气设备。
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核反应堆保护系统主要由()组成。
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核反应堆保护系统完成的任务包括探测电厂变量已迖到()。
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核反应堆保护系统的设计应满足能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作,以保证发生()时,不超过规定的设计限值。
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核反应堆保护系统的设计应满足能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作,以保怔发生预计运行事件时不超过规定的()。
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核反应堆保护系统的设计应满足能检测到()。
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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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()掲开了近代物理的序幕,物质结构的研究开始进入微观领域。
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世纪50年代,逐步形成了研究物质结构的分支学科,即()。
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年卢瑟福根据α离子的散射实验提出了原子的核式模型的假设,即原子是由()组成。
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原子由原子核和核外电子组成,其中()。
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根据原子的核式模型,原子由()组成。
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下列关于原子核核外电子说法正确的有()。
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电子轨道按照一定的规律形成彼此分离的壳层,其中各层最多可容纳的电子数分别是()。
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处于不同壳层的电子具有不同的位能,下列说法正确的有()。
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在一个典型的原子能级图中,()是与电子轨道运动相关的量子数。
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符号AZX中的A为()。
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原子核的符号用AZX来表示,左下标Z表示()。
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天然存在的氧的同位素有()。
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通过核反应获得能量的途径有()。
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不稳定的原子核会自发地发生衰变,放射出()等。
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下列关于放射性指数衰减规律说法正确的有()。
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实验发现,用()等手段不能改变指数衰减规律,也不能改变衰变常数λ。
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下列关于衰变常数λ的说法正确的是()。
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一个放射源的强弱与()有关。
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下列选项中,()具有相同的物理意义和相同的单位。
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目前还能存在于地球上的放射性核素都只能维系在处于长期平衡状态的放射性系中,分别是()。
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钍系、铀系、锕-铀系这三个放射系中的核素,主要是通过()而衰变的。
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辐射是指以波或粒子的形式向周围空间或物质发射并在其中传播的能量的统称。下列叫做原子辐射的是()。
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不稳定的原子核发生衰变时发射出的微观粒子叫做原子核辐射,简称核辐射。下列属于核辐射的是()。
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核辐射粒子就其荷电性质可以分为带电粒子和非带电粒子:就其质量而言,可以分为轻粒子和重粒子,下列属于重带电粒子的有()。
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下列属于中性核辐射粒子的是()。
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下列核辐射静态性质不稳定的是()。
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下列关于β射线说法正确的有()。
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β粒子来源于原子核的β衰变,β衰变的类型有()。
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下列关于光子的叙述正确的有()。
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下列关于X射线和γ射线说法正确的是()。
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常用γ放射源60Co的γ射线能量为()。
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下列关于自由中子说法正确的有()。
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自由中子是不稳定的,它可以自发地发生衰变,生成()。
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中子可应用于()等技术。
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中子主要是通过核反应或原子核自发裂变而产生的,常用的中子源有()。
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在用中子源产生中子时,在应用和防护上不仅要考虑中子,而且也要考虑()
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能够直接或间接引起介质原子()的核辐射通常叫做电离辐射。
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关于电离能量损失率说法正确的有()。
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下列选项中,关于韧致辐射说法正确的有()。
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快速运动的正电子通过物质时,与负电子一样,同核外电子和原子核相互作用,产生()。
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能量在几十keV至几十MeV的γ射线通过物质时主要有()作用过程。
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γ射线和物质相互作用时,关于线性吸收系数μ说法正确的有()。
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关于中子的散射,说法正确的有()。
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下列关于反应道描述正确的有()。
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可能产生4He+α的核反应有()。
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散射可以分力弹性散射和非弹性散射。下列关于弹性散射描述正确的有()。
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散射可以分为弹性散射和非弹性散射。下列关于非弹性散射描述正确的有()
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弹性散射是原子核相互作用的一种类型,其()。
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核反应按入射粒子分类可分为()。
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快中子引起的核反应主要有()。
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质子引起的核反应主要有()。
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氘核引起的核反应主要有()。
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α粒子引起的核反应主要有()0
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γ光子引起的核反应主要有()。
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核反应类型可以按入射粒子的能量来分类,分为()。
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下列选项中,()元素的合成都是通过重离子反应实现的。
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核辐射粒子可分为带电粒子和非带电粒子,其中非带电粒子有()。
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在核反应中,反应能表示()。
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构成世界电力能源的三大支柱是()。
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在没有外来粒子轰击下,原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变,下列关于自发裂变说法正确的有()。
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而在外来粒子轰击下,原子核才发生裂变的现象称为诱发裂变,下列关于诱发裂变说法正确的有()。
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原子核裂变后产生两个质量不同的碎片,这两个碎片称为初级碎片,下列关于初级碎片说法正确的有()。
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中子引起裂变反应的发现受到关注的原因是由于裂变过程中()。
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由热中子即可引起核裂变反应的核称为易裂变核,易聚变核包括()。
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下列属于裂变的初级产物的是()。
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裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分,缓发中子约占总数的1%。:对引起链式裂变反应来说,瞬发中子的()是重要的物理量。
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中子与原于核发生散射反应的机制有()。
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中子与原子核发生散射反应分为弹性散射和非弹性散射,下列关于弹性散射说法正确的有()
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中子与原子核的相互作用包括()。
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中子吸收反应包括()。
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中子俘获反应包括()等反应。
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关于微观截面,说法正确的有()。
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为了区分各种不同的核反应,要给微观截面σ带上不同的下标,下列选项正确的是()。
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关于宏观截面,说法正确的有()。
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关于中子通量,说法正确的有()。
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对于许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,发现大体上存在()等区域。
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在反应堆物理中,常用()来衡量慢化剂的优劣。
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核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数K有效来表示,它可以表示为()。
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在动力堆中,燃耗深度定义为堆芯中每吨初始装载铀放出的能量。需要主意的是,这里指的铀,仅括()。
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为了尽可能提髙反应堆的总输出功率,就需要进行功率展平,功率展平主要措施有()。
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中子与原子核发生散射反应分为弹性散射和非弹性散射,下列属于非弹性散射特点的有()。
- 反应堆在运行过程中,反应性将不断发生变化,变化的主要原因有()。
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反应堆中,135Xe的产生途径有()。
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反应堆中,135Xe带来的问题有()。
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关于燃料温度系数说法正确的是()。
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低富集铀燃料的反应堆,关于温度系数说法正确的是()。
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根据控制毒物在调节过程中的作用和要求,可把反应性控制分为()。
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通常,凡是能改变反应堆有效倍增因子的任何装置、机构、和过程均可作为控制反应性的手段。以下选项中,可以控制反应性的是()。
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通常,向压水堆堆芯加入或提出控制毒物的方式有()。
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在堆芯内插入可移动的含有中子吸收材料的控制棒。按其作用不同可分为()。
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对反应堆控制棒材料的主要要求有()。
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反应堆堆芯中,装载可燃毒物的优点有()。
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化学补偿控制只能补偿由()等引起的缓慢的反应性变化。
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核反应堆中,链式裂变反应释放出来的能量,绝大部分首先在燃料元件内转化为热能,然后通过()等方式传递给燃料原件周围的冷却剂,再由冷却剂带载到堆芯外,通过热力系统转化为所需的动力-
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热传递的方式有()。
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通过其微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能的是()。
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在燃料和冷却剂之间的总热阻应该由()组成。
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影响对流换热的因素有()。
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关于换热方式,以下说法正确的有()。
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沸腾换热通常是最有效的传热机理,在压水堆中它存在()等设备中。
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下列选项中,属于流动沸腾的是()。.
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影响临界热流密度的主要因素有()。‘
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根据1986年10月29日国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》,民用核设施包括()。
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以下哪个选项中包含进行裂变反应的核反应堆()。
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根据I986年10月29日国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》,下列属于核动力厂范围的有()。
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根据1986年10月29日国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》,下列属于核动力厂以外的其他反应堆的有()。
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核反应堆按功能分为:()。
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按裂变反应的中子能量可将核反应堆分为()。
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可用作热中子堆的核燃料有:()。
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核反应堆按慢化剂分类可分为()。
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石墨具有()特点,依然在髙温气冷堆中扮演着不可替代的角色。
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下列关于对使用轻水(H20)作力慢化剂的反应堆,说法正确的是()。
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核反应堆按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。常见的气冷反应堆包括()冷却反应堆。
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液态金属冷却的反应堆主要有()等冷却的反应堆。
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核反应堆的冷却剂可以是:()。
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通常按照核燃料中铀-235等易裂变核素的加浓程度即會集度,把核反应堆分成()。
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下列关于核反应堆分类说法正确的有()。
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可以在核动力厂使用的反应堆堆型有()。
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压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂,是因为轻水具有()优点。
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压水堆的特点有()。
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压水堆的快速发展,除了由于水慢化能力及冷却能力强,因而结构紧凑外,述有()历史上的原因。
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到目前为止,压水堆核电厂的()设计,正向标准化、系列化的方向发展。
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到目前为止,压水堆核电厂的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计,正向()的方向发展。
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压水堆核岛中的四大部件是()。
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压水堆核岛中的设备系统主要有()。
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压水堆核电厂使用的反应堆本体由()等部分组成。
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压水堆核电厂燃料组件由()等部件组成。
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锆Zr作为燃料包壳的优点有()。
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压水堆燃料包壳和芯块之间一般都留有间隙,目的在于()。
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某压水堆燃料元件呈17X17正方形排列的组件有289个位置,其中264个(或265个)位置由燃料元件占据。剩下位置可以留给()用。
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以下属于压水堆堆内构件的功能有()。
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按传热管形状,蒸汽发生器可以分为()。
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对核动力厂主泵的要求有()。
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以下属于密封泵的优点有()。
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以下属于稳压器基本功能的有()。
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安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物,既承受内压又承受外压的竖固建筑物。安全壳用于保证()。
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对于压水堆,保证反应堆和回路系统正常运行的系统有()。
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对于压水堆,为一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有()。
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对于压水堆,在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统有()。
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对于压水堆,下列选项中能控制和处理放射性物质,减少对自然环境放射性排放的系统有()。
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对于压水堆,一回路辅助系统的主要作用是保证反应堆和一回路系统能正常运行和调节,并为一些重大的事故提供必要的安全保护以及防止放射性物质扩散的措施。具体是()。
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对于压水堆,化学和容积控制系统的主要功能是()。
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核电厂常规岛可分为()等部分。
- 沸水堆和压水堆的相同点包括()。
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沸水堆本体由()组成。
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典型沸水堆堆芯有约400?800个燃料组件,燃料棒按()正方形排列,燃料棒的直径比压水堆的稍大一些。
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?沸水堆堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯,进入压力容器上部空间的()。
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沸水推汽水分离器组件是由()组成的。
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与压水堆的大型干式安全壳不同,沸水堆的安全壳发展中除了最早期沸水堆核动力厂采用干式安全壳外,目前运行的大部分沸水堆核动力厂采用的是()型安全壳。.
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沸水堆一次安全壳的功能是()。
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沸水堆一次安全壳的功能是:冷凝蒸汽和包容一回路失水事故时放出的裂变产物,使厂外辐照剂量不超标,并为相关安全设备提供()。
- 在沸水堆中,为了避免一次安全壳内可燃气体燃烧或爆炸,设有()。
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沸水堆正常反应性由()共同完成。
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在一回路总水量和压力控制方面,压水堆通过()实现。
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在一回路总水量和压力控制方面,沸水堆通过()实现。
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与压水堆核电厂相比,沸水堆核动力厂的主要缺点是()。
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重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较,有以下几点主要差别()。
- 髙温气冷堆特点有()。
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关于我国20万KW级的模块式髙温气冷堆核动力厂示范工程说法正确的有()。
- 关于我国模块式高温气冷堆设计特性说法正确的有()。
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我国模块式高温气冷堆设计中,全陶瓷的包覆颗粒燃料的()是阻止放射性外泄的第一道屏障。
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构成我国模块式髙温气冷堆放射性外泄的屏障有()。
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我国模块式髙温气冷堆设有()。
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关于我国模块式髙温气冷堆包容体说法正确的有()。
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模块式髙温气冷堆可以在()方面达到应用。
- 快堆可用的燃料形式有()。
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快堆金属燃料或金属合金燃料优点有()。
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快堆氧化物燃料优点有()。
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快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同,它分为()。
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快中子堆核动力厂的优点有()。
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为了形象地描述,根据核动力厂()要求的发展,常常将核动力厂按“代”进行划分。
- 下列属于第二代核动力厂的是()。
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第二代核动力厂主要是实现核电(),以提髙经济性。
- 下列核动力厂属于二代核动力厂的有()。
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第三代核动力厂包括了改革型的能动(安全系统)核动力厂和先进型的非能动(安全系统)核动力厂,并完成了(),它们将成为下一代(第三代)核动力厂的主力堆型。
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下列关于第四代核能利用系统说法正确的有()、
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆应该有()基本特征-
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆的抗事故能力要求包括()
- 核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆缓解事故能力包括()。
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核电用户要隶文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂的要求是()。
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂的要求是()。
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我国的核电厂,属于第三代反应堆的有()。
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属于AP1000主要设计特点的有()。
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AP1000低泄漏装载方式的优点有()。
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AP1000核动力厂安全系统包括()。
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AP1000核动力厂非能动堆芯冷却系统的安全功能是()。
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AP1000核动力厂非能动安全注入系统的水源有()。
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AP1000核动力厂非能动主控制室应急可居留系统执行的功能有()。
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下列选项中,属于AP1000安全壳氢气控制系统的功能有()。
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AP1000安全壳氢气控制系统包括()。
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以下属于EPR专设安全设施即安全系统的有()。
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EPR与标准900MWe核动力厂的安注系统差别有()。
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研究堆数量很多,根据()等因素,可分成各种不同的类型。
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研究堆的类型按中子通量的大小分为()。
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?研究堆的类型按中子产生的方式分为()。
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研究堆的类型按慢化剂的不同分力()等。
- 研究堆的类型按中子能谱分为()
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研究堆的类型按燃料的形状分为()。
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研究堆的类型按堆的布置分为()。
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研究堆的类型按燃料的不同分为()。
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研究堆的基本特点包括()。
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研究堆的设计根据用户的要求变化很大,整体应包括()组成部分。
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研究堆常用的冷却剂有()。
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研究堆的中子箱照应用系统包括()。
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通常根据不同的需要,利用研究堆提供的中子源可以开展许多技术研究工作,主要包括()。
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利用研究堆可以生产多种放射性核素,生产的主要核素有()。
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研究堆辐照生产放射性核素的有利条件是()。
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我国核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》、明确了研究堆的安全目标,由()组成。
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我国核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》对研究堆的安全要求包括()。
- 我国核安全法规HAF202《研究堆的运行安全规定》明确了安全运行的责任,包括()的责任划分。
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我国核安全法规HAF202《研究堆的运行安全规定》确立了保证研究堆安全运行的法规框架,主要内容覆盖()。
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中国先进研究堆CARR为()反应堆。
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U3Si2-Al弥散型燃料芯块具有以下特点()。
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中国先进研究堆的应用领域包括()。
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核反应堆中,中子平均寿命包括()。
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为保证反应堆能安全可靠地运行,必须具备一整套相应的控制保护系统去执行下列任务()。
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反应堆第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界质量多得多。这样,反应堆在初始时K有效>1,需要用()来抵消过剩反应性。
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控制棒可以用()材料制成。
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核动力厂的控制可以分为()。
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为了满足核动力厂功率控制要求,压水堆核蒸汽供应系统配置的主要控制系统有()等。
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反应堆功率控制系统的功能是()等。
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反应堆功率控制系统的功能是实现反应堆的()
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核动力厂功率控制系统根据(),操纵控制棒在堆芯中的位置,以调节反应堆的功率,使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
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,调节系统电子逻辑回路组成有哪些()。
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核反应堆对事故做出反应的时间,仅仅决定于()
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汽轮机出力信号可通过()测得。
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核仪表系统的功能是()。
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堆芯测量系统包括()。
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堆芯溫度测量的功能是()。
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压力容器水位测量的功能是()。
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压力容器水位测量的功能是()。
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压力容器水位测量系统主要由()。
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二代压水堆中,核反应堆由保护系统控制的安全设施包括()。
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下列关于反应堆保护系统说法正确的有()。
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反应堆保护系统必须及时发出保护动作,目标是()。
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核反应堆保护系统由()组成。
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核反应堆保护系统完成的任务是:()。
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核反应堆保护系统的设计应满足:()。
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核反应堆保护系统设计遵循的安全准则有()。