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核动力厂事故分析的基本假设有()。
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直接执行安全功能的系统称为前沿系统,为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统。下列选项中,属于压水堆支持系统的是()。
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借助核动力厂()和蒸汽发生器安全阀动作能自动地保证反应堆堆芯安全限值要求得到满足.
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始发事件的确定可以采取()方法。
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典型的核动力厂假设始发事件的例子有()。
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核设施营运单位必须制定燃料及堆芯部件的()的技术条件和程序,必须根据设计要求定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国务院核安全监管部门。
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核动力厂物项要确定其()。
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多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件,通过多重系统或部件中引入不同属性而实现,获得不同属性的方式有:()。
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《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用()分析方法。
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核动力厂化学补偿控制只能用于补偿因()变化等引起的缓慢的反应性变化。
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安全运行既取决于设备,也取决于人,所以运行限值和条件还必须包括运行人员()。
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核动力厂系统的独立可在系统设计中通过來用()来实现。
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核动力厂二级PSA分析中,安全壳的失效模式按损坏起因可以分为()和v模式(安全壳旁通)。
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核动力厂设计基准必须包括()。
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当概率安全分析扩展到二级PSA时,需要在一级PSA的结构基础上加上()。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,在分析中必须采用()分析方法。
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火灾和灭火系统二次效应的典型例子有()。
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必须对核动力厂设计进行安全分析,安全分析中用的()必须加以验证和确认,并必须充分考虑各种不确定性。
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核动力厂的运行限值和条件可以分为()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以()。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法,适当时辅以概率论方法和工程判断,同时考虑()。
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下列()固体放射性废物必须进行地质处置,设置多重屏障,确保与生物圈松期隔离。
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α废物,指含原子序数>()的α辐射的放射性核素,其放射性比活度大于4xl06Bq/kg(对单个货包)或4xl06Bq/kg(平均每个货包)的放射性货物。
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α废物,指含原子序数>92的a辐射的放射性核素,对单个货包而言,其放射性比活度大于()Bq/kg。
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α废物,指含原子序数>92的α辐射的放射性核素,对平均每个货包而言,其放射性比活度大于()Bq/kg。
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固体废物若其放射性水平低于解控水平可作为()废物从核管理控制体系中解除出来。
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固体废物若其放射性水平低于解控水平可作为免管废物从核管理控制体系中解除出來-IAEA推荐的免管水平是基于对公众成员照射所造成年剂量小于(),对公众集体剂量不超过()。
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基于放射性废物处置分类体系主要适用于固体废物,它将基本废物分为(()级。
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我国对低中放废物的处置已进行了长时间的研究和实践,对含有长寿命中放废物实施了()处置。
- 放射性固体废物近地表处置场选址可由.()个阶段组成。
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对高放废液和残渣固化,世界上开发了好几种方法,投入使用的有()。
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放射性废物地质处置选址是指主要含半衰期大于()年核素的废物和α废物的处置选址。
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放射性废物地质处置选址是指主要含半衰期大于30年核素的废物和()废物的处贾选址。
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放射性废物地质处置库选址过程可划分为()个阶段。
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核动力厂总的核安全目标由()所支持。
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核动力厂辐射防护目标是保证在()下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低,保证减轻任何事故的放射性后。
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技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂(),并在一旦发生事故时减轻其后果:对于在设计该核动力厂时考虑的所有可能事故,包括概率很低的事故,要以高可信度保证往何放射性后果尽可能小且低于规定限值;并保证有验证放射性后果的車故发生的概率极低。
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在()核动力厂时,要进行全面的安全分析,以便确定所有照射的来源,并评估核动力厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量,以及对环境的可能影响。
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核动力厂第()层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。
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核动力厂第()层次防御应十分注意选择恰当的设计规范和材料,并控制部件的制造和核动力厂的施工。
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核动力厂第()层次防御要求:按照恰当的质量水平和工程实践,例如多重性、独立性和多样性的应用,正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。
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核动力厂第()层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况。
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核动力厂第()层次要求设置茌安全分析中确定的专用系统,并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
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核动力厂第()层次防御是基于以下假定:尽管极少可能,某些预计运行事件或假设始发祺件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,而演变成一种较严重的事件。
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核动力厂第()层次防御要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
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核动力厂第三层次防御要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态,然后引导到安全停堆状态,并且至少维持()道包容放射性物质的屏障。
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核动力厂第()层次防御的目的是针对设计基准可能己被超过的严重事故的,并保证放射性释放保尽实际可能的低。
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核动力厂第()层次防御的最重要的目的是保护包容功能。
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核动力厂第()层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
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核动力厂第一层次防御的目的是()。
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核动力厂第二层次防御的目的是()。
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核动力厂第四层次防御的目的是()。
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核动力厂第五层次防御的目的是()。
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除极不可能的()外,核电厂设计必须使第一层次至多第二层次防御能够阻止所有该事件升级为事故工况。
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除极不可能的假设始发事件外,核电厂设计必须使第一层次至多第()层次防御能够阻止所有该事件升级为事故工况。
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在提交国务院核安全监管部门以前,核动力厂营运单位必须保证由()对安全评价进行独立验证。
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核电厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由()逬行验证或核实。
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核电厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由原先从事此工作的以外的人员或团体进行验证或核实。验证、确认和批准必须在做()完成。
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反应堆活性区内控制元件总的反应性等于后备(剩余〉反应性与停堆佘量之()。
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近代压水堆使用的控制棒多数由()合金制成。
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反应堆堆芯每个循环寿期的长短通常取决于()。
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为增大堆芯的初始燃料装载量,通常在堆芯内装入中子吸收截面较大的物质,把它作为固定不动的吸入体装入堆芯,用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应性,这种物质称为()。
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可燃毒物的吸收截面与燃料的吸收截面相比,其吸收截面().
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在压水堆中,堆芯初始装载用()作为可燃毒物棒装入堆芯。
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轻水堆往往以()溶解在冷却剂内用作补偿控制。
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划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于()。
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—般将核动力厂各承压设备物项按照()分为安全1级、安全2级、安全3级和非安企级别。
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核设施抗震()类物项要求承受0BE(运行基准地震动)、SSE(安全停堆地震动)载荷。
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核设施抗震()类物项仅要求承受OBE(运行基准地震动)。
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核设施物项质量保征等级的高低首先要依据()。
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在确定核设施物项规范等级及相应的设计建造要球时,首先要考虑(),其次还要考虑物项的载荷条件。
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核动力厂()类工况允许带有偏差的极限运行,如少量燃料元件包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高,蒸汽发生器传热管有泄漏等,但未超过规定的最大允许值。
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核动力厂少量燃料元件包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高,蒸汽发生器传热管有泄漏等,但未超过规定的最大允许值,属于()类工况。
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核动力厂()类工况引起的系统状态参数变化不会触发安全系统的整定值。
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核动力厂()类工况发生频率大于10—2/堆年。
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核动力厂()类事件的典型事例如失去厂内外非应急交流电源、汽轮机停车。
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核动力厂()类工况事故发生频率为10_4/堆年∽l0_2/堆年,是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
- 核动力厂Ⅲ类工况事故发生频率为()/堆年,是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
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核动力厂()类工况事故的事例如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂。
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核动力厂()类工况事故下,少量元件可能损坏,但受损伤的燃料元件数不大于某一小的比例,不会严重损坏堆芯,不影响堆芯的几何形状,以便能适当保持堆芯冷却,一回路的完整性不会受到损坏。
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处理核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要()投入工作。
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核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ极限事故发生的频率为()/堆年,是核动力厂的寿期内极不可能发生的事故。
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工况()事故引起反应堆中受损伤的燃料元件不大于某一小的比例,不影响堆芯的几何形状,以便能适当保持堆芯冷却:
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工况(>事故可能导致元件的严重损伤,但堆芯的几何形状不破坏,以便能适当地保持堆芯冷邡。
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核动力厂分类工况中的工况()事故不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
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核动力厂分类工况中的工况IV事故不得导致具有()功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
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核动力厂()类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。
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设计核动力厂时,必须认识到纵深防御的各层次都可能受到考验,因而必须提供设计措施,以保证完成所需的安全功能和满足安全目标,这些考验来源于()。
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假设始发事件定义为在()时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。
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()定义为在时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。
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假定始发事件从类型上可分为:内部事件和外部事件。下列选项中,属于外部事件的是()。
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运行限值和条件必须反映最终设计,并必须在核动力厂运行之前经()评价和核准。
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运行限值和条件必须反映最终设计,并必须在核动力厂()之前经国务院核安全监管部门评价和核准。
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核动力厂的设计必须是对范围方法的预计运行事件的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆,不必采取超出纵深防御第()层次或至多不超过第()层次的措施。
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必须采用()的方法来考虑核动力厂严重事故序列,针对这些序列确定合理可行的预防或缓解措施。
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核动力厂安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()。
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单一故障假设是核动力厂安全设施中一个()的概念。
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安全组合是用于完成某一特定()下所必需的各种动作的设备组合,其使命是防止预计运行事件和设计基准事故的后果超过设计基准的限值。
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单一故障分析中,不考虑同时发生()个以上的随机故障。
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在核动力厂的系统布置和设计中,应尽实际可能采用()原则以增强实现独立性的保证,对于某些共因故障尤其如此。
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在核动力厂的系统布置和设计中,应尽实际可能采用实体分隔原则以增强实现独立性的保证,对于某些共因故障尤其如此,原则是()。
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保持核动力厂安全状态所必需的辅助设施是()。
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在核动力厂开始()前,必须分析和确定每种情况下允许设备停役的时间和要釆取的行动,并将其包括在核动力厂运行规程中。
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必须采用()的程序来确认核动力厂安全重要物项能够在整个设计运行寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。
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设备鉴定程序中,必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素引起的()效应。
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核电厂的设计,必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的(),该值由相应的国务院核安全监管部门来确定。
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核电厂的设计,必须使运行工况期间的照射量不超过为厂区人员和公众规定的个人剂量当量限值,该值由相应的()来确定。
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公众的个人年剂量当量限值用()来表示。
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核动力厂剂量当量规定限值是在规定时期内(例如,季度、年度)厂区人员或公众人员()。
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核动力厂辐射防护设计中,()必须经国务院核安全监管部门认可。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,由监管部门决定的连续5年的年平均有效剂量为()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,由监管部门决定的连续()年的年平均有效剂量为20mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全蕋本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,由监管部门决定的连续5年的年平均()剂量为20mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB1887l-2002)规定,任何工作人员的职非照射水平,在任何—年中的有效剂量是()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,在任何—年中的()剂量是50mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,眼晶体的年当量剂量是()mSv。
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《电离辖射防护与辐射源安全棊本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,眼晶体的年()剂量是150mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量是()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,任何工作人员的职业照射水平,四肢(手和足)或皮肤的年()剂量是500mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不超过下述限值:年有效剂量()mSv。
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《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定,公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不超过下述限值:眼晶体的年当量剂量()mSv。
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不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。这些程序对不符合项的()应作出规定。
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质暈管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了()阶段,逐歩发展成为一门独立学科.
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下列选项中,关于《核电厂质量保证安全规定》物项控制中“材料、零件和部件的标识”说法正确的有()。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件()的要求。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)是《民用核设施安全监督管理条例》下包含()的规定之一.
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是()。
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实施质量保证大纲的人员包括()。
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为实施质量保证大纲而进行的工作,基本类型包括()。
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对监查人员应根据其()进行资格考核。
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核安全质量保证要汞中,物项是()的通称。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。
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2003年6月国家主席签发的《中华人民共和国放射性污染防治法》规定:“()必须采収安企与防护措施.预防发生可能导致放射性污染的各类事故,避免放射性污染危害。”
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《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括()。
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下列属于核安全许可中的资格许可的是()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的坏境影响分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
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具体到核动力厂的设计,技术安全目标可以归纳为对()等基本核安全功能的保证。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括对()人员,应制定控制和管理的书面程序。
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核动力厂核安全的技术安全目标是()。
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《核电厂质量保证安全规定》中,采购文件中至少应包括()方面的要求。
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核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展,这些核设施包括()的运行,己经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。
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对于某一建造核设施来说/需要遵守《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的组织有()。
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我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行()工程时,必须提出对环境影响的报告书,经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。
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物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括()。
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出现()其中的一种或多种情况时必须安排专门的监查。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门承担主要职贵和部分职能的范围包括()。
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工艺流程卡是一张表格,列出了某个部件在制造、装配或安装中质量(控制)活动()。
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核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审査,审査本单位质量保证大纲的()。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。
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每一物项和服务的质量是由()的特性决定的。
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应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑()。
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对于要进行处置的()放射性废物,需作近地表处置、中等深度或深地质处置.
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1002.放射性废物的安全管理应遵循辐射防护的()原则。
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1003.放射性废物的安全管理除应遵循辐射防护的三原则外,还应遵循()原则。
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1004.放射性废物的最小化是指使()可能实现的尽可能小。
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1005.放射性废物的最小化方法很多,应在()分析基础上优化选择,科学策划。
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1006.减少()是实现放射性废物最小化最重要和有效的做法。
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1007.如果放射性废物己经产生,应通过去污和贮存衰变等方法使其尽可能的能够再循环/再利用;利用的废物应尽可能做()处理,最后实行安全处置。
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1008.《放射性废物安全管理条例》规定()建立全国放射性废物管理信息系统,实现信息共享。
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1009.《放射性废物安全管理条例》规定国家()先进的放射性废物安全管理技术。
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1010.我国放射性废物分类标准(GB 9133-1995)规定,中放废气放射性浓度水平为()。
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1011.我国放射性废物分类标准(GB 9133-1995)规定,低放废气放射性浓度水平为()。
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1012.我国放射性废物分类标淮(GB9133-1995)规定,低放废液放射性浓度水平为()。
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1013.我国放射性废物分类标淮(GB9133-1995)规定,中放废液放射性浓度水平为()。
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1014.我国放射性废物分类标淮(GB9133-1995)规定,高放废液放射性浓度水平为()。
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1015.按我国标准,放射性浓度为0.2Ci/L的放射性液体废物属于()。
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1016.按我国标准,放射性固体首先按核素衰变半衰期和辐射类型分为()种,然后按放射性比活度水平分为不同等级。
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1017.按我国标准,放射性固体废物中含有半衰期大于30年的α核素,单个货包中α比活度>()Bq/kg的为α废物。
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1018.按我国标准,放射性固体废物中含有半衰期大于30年的α核素,多个货包平均每个贷包α比活度>()Bq/kg的为α废物。
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1019.按我国标准,含有半衰期<60天(包括125I),比活度<=4×106Bq/kg的放射性核素属于()废物。
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1020.按我国标准,含有半衰期在60天(包括125I),比活度>4×106Bq/kg的放射性核素属于()废物。
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1021.按我国标准.含有半衰期大于60天、小于或等于5年(包括60Co),比活度<=4×106Bq/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
- 1022.按我国标准,含有半衰期大于60天、小于或等于5年(包括60Co),比活度>4×106Bq/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
- 1023.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度<=4×106Bci/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
- 1024.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>4×106Bq/kg,<=4×1011Bq/kg,且释热率<=2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1025.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>4×105Bq/kg、≤()Bq/kg,且释热率≤2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1026.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>4×1011Bq/kg或释热率>2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1027.按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),比活度>()Bq/kg或释热率>2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于高放废物。
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1028.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度<=4×106Bq/kg的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1029.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>4×106Bq/kg,≤4×1010Bq/kg,且释热率在2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1030.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>4×106Bq/kg,≤()Bq/kg,且释热率≤2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于中放废物。
- 1031.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>4×106Bq/kg,或释热率>2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于()废物。
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1032.按我国标准,含有半衰期大于30年,比活度>()Bq/kg,或释热率>2kW/m3的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于高放废物。
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按我国标准,对公众成员照射所造成的剂量<0.01mSv/年,对公众的集体剂量<=1人•Sv/年的废物属于()废物。
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按我国标准,对公众成员照射所造成的剂量<()mSv/年,对公众的集体
剂量<=1人•Sv/年的废物属于免管废物。
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按我国标淮,对公众成员照射所造成的剂量。
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129I的半衰期是()。
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13lI的半衰期是()。
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125I的半衰期是()。
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氚(3H,T)是低能纯()放射性核素。
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环境空气中3H主要以()形态存在。
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14C是低能纯()放射性核素。
- 放射性废气中应特别重视α辐射核素,如239Pu、226Ra、222Rn等。()较多出现在核燃料循环后段工厂和M0X燃料制造工厂。
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通常,低放工艺废气需要釆用多级净化综合处理流程的废气净化系统來处理,对于厂房和实验室的排风,经过()之后一般就可向环境排放。
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在废气处理中用得最多的设备是()。
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进风预过滤器,为进风流除尘,过滤效率至少为()%。
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排风预过滤器,设置高效空气粒子过滤器之前,为除去气流中粗粒粉尘,以提高高效微粒空气过滤器使用寿命,过滤效率至少为()%。
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高效过滤器,用来捕集气流中细小颗粒灰尘,过滤效率至少为()%。
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高效微粒空气过滤器(HEPA),又称绝对过滤器,用来捕集废气中超细颗粒灰尘,对于粒径<0.3um的颗粒,除去效率>()%。
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碘过滤器,又称碘吸附器,通常以浸渍活性炭为介质,对无机碘去除率可达()%。
- 碘过滤器,又称碘吸附器,通常以浸渍活性炭为介质,对有机碘去除率可达()%。
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短寿命惰性气体的去除主要依靠()作用。
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核动力厂放射性碘的去除主要依靠()作用。
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核动力厂颗粒物和气溶胶的去除主要依靠()作用。
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核设施废气净化系统应有一定(),防止外泄。
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无集中通风中心的放射化学实验室或设施,排气烟囱至少要比周围()m内最高建筑物屋脊髙出3m。
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无集中通风中心的放射化学实验室或设施,排气烟囱至少要比周围50m内最高建筑物屋脊高出()m。
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采用离子交换方法净化放射性废液,要求悬浮固体物浓度<()mg/L。
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采用离子交换方法净化放射性废液,要求含盐量<()g/L。
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采用离子交换方法净化放射性废液,为了提高离子交换剂的使用寿命和净化效率,需在离子交换床的前后分别设预过滤器和后过減器。预过滤器用以去除()。
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采用离子交换方法净化放射性废液,为了提高离子交换剂的使用寿命和浄化效率,需在离子交换床的前后分别设预过滤器和后过滤器。后过滤器用以去除()。
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已经开发的放射性废物固化工艺很多,对于()废物来说,主要是玻璃固化。
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已经开发的放射性废物固化工艺很多,对于高放废物来说,主要是()。
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采用水泥固化方法进行废物固化时,水泥固化体的抗压强度不应小于()MPa。
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过氧化氢催化氧化法主要是为了处理废离子交换树脂,采用35%H202,用Fe2+或Cu2+作为催化剂,100℃和常压下,废树脂分解率达()%。
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采用压缩法对放射性废物减容,压缩减容的减容倍数为()。
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采用熔融法法对放射性废物减容,产生的废物主要是熔渣和废过滤器芯,两者体积约为熔炼前金属体积的()%。
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()有很好的耐久性和密封性,耐久达300年或更长时间,可直接装脱水废树脂或蒸干的废物,不必加入固化基质作固化处理而增加废物的体积。
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直接操作进行装卸、搬运、贮存和处置操作的低、中水平放射性固体废物包,其外表面上任意一点的剂量率应<=()mSv/h。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限制应满足GB11806的相关规定。()低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于0.4Bq/cm2。
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发现固体放射性废物贮存库存在安全隐患或者周围环境中放射性核素超过标准,应当立即查找原因,采取相应的防范措施,并向()报告。
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低、中放固体废物安全处置所要考虑的主要核素是()。
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低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后,货包之间的空隙浇()(对金属桶),以稳定废物货包。
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低、中放废物处置场处置单元达到设定废物量之后,货包之间的空隙浇()(对混凝土容器),以稳定废物货包。
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低、中放废物处置场在处置单元堆放满一层厚上面浇灌一层()。
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低、中放废物处置场在处置单元达到设定废物量之后,加覆()盖板。
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当低、中放废物处置场达到设计和许可证规定的废物体积或/和放射性总量之后,处置场就要进入()阶段。
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当低、中放废物处置场达到设计和许可证规定的废物体积或/和放射性总量之后,处置场就耍进入关闭阶段。处置场的关闭要提出()。
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低、中放废物处置场覆盖层是由不同材料构成的多层结构,厚度()m。
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低、中放废物处置场关闭后,进入有组织()期。
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我国《极低水平放射性废物填埋处置》标准(GB/T28178-2011)按放射性残留物的厂址对公众年有效剂量()规定了接受废物核素的活度浓度指导值。
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对于硫、钼、铬浓度较高的高放废液,()固化容易分离出黄色第二相(常称为黄相),产生黄相()固化产品的品质。
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高放废液玻璃固化工艺的罐式法采用()加热。
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高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法由()在1978年实现工业化生产。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法最早由()开发。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法由()首先建成工业熔炉。
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髙放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法现在()在采用。
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高放废液玻璃固化工艺的焦耳加热陶瓷熔炉法,我国正在引进()技术设计建造电熔炉。
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高放废液玻璃固化工芑的冷坩埚感应熔炉法采用()。
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分离-嬗变是把高放废物中()、长寿命裂变产物和活化产物核素分离出来,制成燃料元件送到反应堆燃烧或者制成靶件放到加速器上去轰击散裂,转变成短寿命核素或稳定同位素。
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分离-嬗变是把()废物中锕系核素、长寿命裂变产物和活化产物核素分离出来,制成燃料元件送到反应堆燃烧或者制成靶件放到加速器上去轰击散裂,_变成短寿命核素或稳定同位素。
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处理1吨乏燃料,约产生()m3α废物。
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α废物的处置也要泶采用多重屏障纵深防御体系的深地质处置,实现与人类生活圈安全隔离()年以上。
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核设施退役的最终目标是()。
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下列选项中,关于孩设施退役说法错误的是()。
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下列核设施中,适合采用延缓拆除退役策略的是()。
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核设施退役前,进行源项调查,源项调查要求提供()。
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核设施退役源项调查的调查对象是()。
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核设施退役源项调査的主要方法有()。
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核设施退役为了减少构筑物拆卸时的尘埃散布,使用大型混凝土锯将墙壁和屋顶切割成大块,然后在()再进行切割和包装。
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核设施与辐射设施退役后的厂房、厂址清污到什么水平,取决于退役终态()。
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不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。这些程序对不符合项的()应作出规定。
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质暈管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了()阶段,逐歩发展成为一门独立学科.
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下列选项中,关于《核电厂质量保证安全规定》物项控制中“材料、零件和部件的标识”说法正确的有()。
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《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件()的要求。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)是《民用核设施安全监督管理条例》下包含()的规定之一.
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102),核动力厂核安全总目标是()。
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实施质量保证大纲的人员包括()。
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为实施质量保证大纲而进行的工作,基本类型包括()。
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对监查人员应根据其()进行资格考核。
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核安全质量保证要汞中,物项是()的通称。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,()不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。
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2003年6月国家主席签发的《中华人民共和国放射性污染防治法》规定:“()必须采収安企与防护措施.预防发生可能导致放射性污染的各类事故,避免放射性污染危害。”
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《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括()。
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下列属于核安全许可中的资格许可的是()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对()项目实施后可能造成的坏境影响分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度。
- 具体到核动力厂的设计,技术安全目标可以归纳为对()等基本核安全功能的保证。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括对()人员,应制定控制和管理的书面程序。
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核动力厂核安全的技术安全目标是()。
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《核电厂质量保证安全规定》中,采购文件中至少应包括()方面的要求。
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核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展,这些核设施包括()的运行,己经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。
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对于某一建造核设施来说/需要遵守《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的组织有()。
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我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行()工程时,必须提出对环境影响的报告书,经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。
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物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括()。
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出现()其中的一种或多种情况时必须安排专门的监查。
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门承担主要职贵和部分职能的范围包括()。
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工艺流程卡是一张表格,列出了某个部件在制造、装配或安装中质量(控制)活动()。
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核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审査,审査本单位质量保证大纲的()。当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施。
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每一物项和服务的质量是由()的特性决定的。
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应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
- 下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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2010年2月,国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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下列选项中,符合《中华人民典和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
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实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为III级的有()。
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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
- 下列选项中,符合《中华人民典和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
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实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
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下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为III级的有()。
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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法特点有()。
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核与辐射源项单位的监测机构的规模依据设施向环境排放放射性物质的()来定。
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GBU806-2004《放射性物质安全运输规程》规定,下列()的涉及必须经国务院核安全监管部门审批。
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核设施退役的源项调查要求提供()。
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铀矿冶厂矿废气中的主要核素是()。
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按我国标准,含有半衰期大于60天,小于或等于5年(包括的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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下列选项中,属于三类放射性物品的有()。
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国家对放射性污染的防治,实行()的方针。
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按照国务院核安全监管部门的要求,()的裝运都必须经过批准。
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放射诊断中,控制工作人员和受检者的照射剂量,实现辐射防护最优化的措施有()。
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高放废液玻璃固化工艺的冷坩埚感应熔炉法特点有()。
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中子发生器的主要危害物是()。
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任何致电离辖射都会使空气发生辐射分解产生臭氧(03)和氮氧化物(NOx),其中03()。
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放射性废气处理中应特别重视α辐射核素,239Pu较多出现在(〉。
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在核设施退役的()阶段需要进行源项调查工作。
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下列选项中,属于一类放射性物品的有()。
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核设施与辐射设施退役后的场址清污与环境整治包括()。
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放射性废物固化体应满足()基本要求。-
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放射性废水处理方法中的蒸发法的特点有()。
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关于核技术利用放射性废物库,说法正确的有()。
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下列选项中,允许用工业货包运输的放射性物质的例子有()。
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对于加强放射性物品运输环节的管理,《放射性物质运输安全管理条例》作了()规定。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,放射性固体废物按核素半衰期和辐射类型分为()。
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伴生放射性矿的流出物中主要放射性核素是()。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,液体废物按其放射性浓度水平分为()。
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放射性废物按毒性分类可分为()。
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《放射性物质运输安全管理条例》要求,托运()放射性物品的托运人应当进行表面污染和辐射水平监测,并编制辐射监测报告。
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在使用放射性同位素和放射源进行医学诊断和治疗时,要()。
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低、中放固体废物安全处置索要考的主要核素是()。
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按我闺标淮,含有半衰期今60天(包括125I)的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),()的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于高放废物。
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低、中放废物处置场覆盖层是处置场重要的保护和屏蔽措施,主要功能是()。
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核设施退役的源项调査为()提供依据。
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髙放废物依靠多重屏障体系安全包容隔离放射性核素万年以上,对作为工程屏障中第一道屏障的玻璃固化体有严格要求,包括()。
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核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准,由营运单位制定退役计划,提出(),这叫文件的深度和广度随着核设施的种类,规模大小而有不同的要求。
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放射性废物可以通过()降低放射性水平,最后达到无害化。
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废物最小化是指()可能实现的尽可能小。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限制应满足GB11806的相笑规定.()低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于4Bq/cm2。
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核电厂对流物的管控措施包括()。
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核能开发中产生长期环境影响的核素有()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
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下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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2010年2月,国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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根据保护的重要程度和潜在风险,核设施的实物保护分II可以分为()。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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下列选项中,符合《中华人民典和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
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核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
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所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
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下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
-
实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
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造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为III级的有()。
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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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在整个核燃料循环过程中,()过程是核材料最易流失的环节,应严加防范。
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UF6极易与水(如空气中的水分)反应生成()。
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下列选项中,符合《中华人民典和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为II级的有()。
-
核材料和核设施的实物保护系统一般由()等子系统组成。
-
所有核燃料加工、处理设施在()期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲
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UF6除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为()。
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下列选项中,属于铀矿勘探、开釆氡的防护方法有()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》HAF604就适用范围,民用核设施营运单位的()等作出了规定。
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核材料和核设施实物保护由软件和硬件部分组成,下列属于实物保护的硬件部分的是()。
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所有从事我国境内核设施的核安全设备()的国内外单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取捋资格许可或注册登记。
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下列速项中,关于铀矿冶矿井氡析出规律说法正确的有()。
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核燃料燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有()。
-
下列属于间接使用核材料的有()。
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铀矿冶设施退役环境治理应采取()的技术政策。
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按照我国核安全法律法规,需要实施三级实物保护的设施有()。
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对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。
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国核安函(2011)_118号文件规定,针对核安全机械设备,初级提出取证申请的单位原则上只能申领()级设备的许可证。
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根据"安全第一,预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想,对核材料管制所采取的主要对策是()。
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实施二级实物保护的核设施设()。
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实物保护是为()的核材料以及核设施的安全而制定的措施。
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民用核设备设备设计、制造、安装单位单位应当在设计、制造、安装活动开始30日前,将项目设计、制造、安装()报国务院核安全监督部门备案。
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我国之所以建立如此完整的核设备质量监管体系,是因为()。
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核材料和核设施的实物保护系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时还应充分考虑()原则。
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《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发(2010)1l号)规定,核动力核岛工程总承包商单位应能够独立完成核岛及核安全设备的(),且不能分包。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分力辐射分区中的控制区的区域有()。
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实物保护系统必须具备的基本功能有()。
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《中华人民共和国核材料管制条例》核材料管制的基本要求是()。
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核燃料加工、处理设施要建立辐射防护组织机构,对设施的()期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
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按照GB18871-2002规定,核燃料加工、处理设施的放射性工作场所要分为()。
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为了使铀尾矿堆表层稳定坚固以抵抗风雨的侵蚀,不使放射性物质扩散、流失造成严重污染,必须对尾矿堆实施稳定化管理。其主要稳定化方法有()。
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在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程,最终获得(〕产品溶液进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行()等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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按照GB18871规定,铀浓缩厂中,可以划分为辐射分区中的监督区的区域有()。
-
造成核材料的不平衡差(MUF)的原因来自核材料平衡区中()。
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铀矿冶设施退役治理竣工验收分为()。
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《进口民用核安全设备监督管理规定》(HAF604)就()方面作出了规定。
- 下列选项中,符合《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》规定的我国核材料实务保护等级为III级的有()。
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对防氡密封材料的要求是()。
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按照我国核安全法律法规,需要实施二级实物保护的设施有()。
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铀浓缩厂中,职业照射监测的主要内容有()。
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放射性废物减容的技术有()。
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高放废液玻璃固化工艺的回转炉煅烧+金属熔融两步法特点有()。
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核与辐射源项单位的监测机构的规模依据设施向环境排放放射性物质的()来定。
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GBU806-2004《放射性物质安全运输规程》规定,下列()的涉及必须经国务院核安全监管部门审批。
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核设施退役的源项调查要求提供()。
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铀矿冶厂矿废气中的主要核素是()。
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按我国标准,含有半衰期大于60天,小于或等于5年(包括的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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下列选项中,属于三类放射性物品的有()。
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国家对放射性污染的防治,实行()的方针。
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按照国务院核安全监管部门的要求,()的裝运都必须经过批准。
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放射诊断中,控制工作人员和受检者的照射剂量,实现辐射防护最优化的措施有()。
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高放废液玻璃固化工艺的冷坩埚感应熔炉法特点有()。
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中子发生器的主要危害物是()。
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任何致电离辖射都会使空气发生辐射分解产生臭氧(03)和氮氧化物(NOx),其中03()。
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放射性废气处理中应特别重视α辐射核素,239Pu较多出现在(〉。
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在核设施退役的()阶段需要进行源项调查工作。
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下列选项中,属于一类放射性物品的有()。
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核设施与辐射设施退役后的场址清污与环境整治包括()。
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放射性废物固化体应满足()基本要求。-
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放射性废水处理方法中的蒸发法的特点有()。
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关于核技术利用放射性废物库,说法正确的有()。
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下列选项中,允许用工业货包运输的放射性物质的例子有()。
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对于加强放射性物品运输环节的管理,《放射性物质运输安全管理条例》作了()规定。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,放射性固体废物按核素半衰期和辐射类型分为()。
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伴生放射性矿的流出物中主要放射性核素是()。
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我国放射性废物分类标准(GB9133-1995)中,液体废物按其放射性浓度水平分为()。
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放射性废物按毒性分类可分为()。
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《放射性物质运输安全管理条例》要求,托运()放射性物品的托运人应当进行表面污染和辐射水平监测,并编制辐射监测报告。
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在使用放射性同位素和放射源进行医学诊断和治疗时,要()。
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低、中放固体废物安全处置索要考的主要核素是()。
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按我闺标淮,含有半衰期今60天(包括1251)的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平分为()。
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按我国标准,含有半衰期大于5年、小于或等于30年(包括137Cs),()的放射性核素的固体废物按放射性比活度水平属于高放废物。
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低、中放废物处置场覆盖层是处置场重要的保护和屏蔽措施,主要功能是()。
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核设施退役的源项调査为()提供依据。
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髙放废物依靠多重屏障体系安全包容隔离放射性核素万年以上,对作为工程屏障中第一道屏障的玻璃固化体有严格要求,包括()。
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核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准,由营运单位制定退役计划,提出(),这叫文件的深度和广度随着核设施的种类,规模大小而有不同的要求。
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放射性废物可以通过()降低放射性水平,最后达到无害化。
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废物最小化是指()可能实现的尽可能小。
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场外运输的低、中水平放射性固体废物包,其剂量率限制应满足GB11806的相笑规定.()低、中水平放射性固体废物包表面污染水平(非固定性污染)应低于4Bq/cm2。
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核电厂对流物的管控措施包括()。
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核能开发中产生长期环境影响的核素有()。
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核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
-
为了保证核动力厂安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足,应根据批准的监督大纲()有关的系统和部件。
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必须对堆芯状况进行监测,在反应堆()过程中,必须监测堆芯参数,以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件。
-
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)的典型事例有:()。
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只有茌完成营运单位或国务院核安全监管部门认为必须的全部运行前试验,并且试验结粜获得()认可后,才允许进行初始装料。
-
对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念,这可以包括下述()层次。
-
为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果,保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合,以便实现下述目标:()。
-
辅助设施用于支持构成安全重要系统部分的设备时,它们的()必须与抖所支持的系统的可靠性相当。
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求()。
-
防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位,.对火灾和爆炸的防护也以()的基本安全功能为主要目的。
-
核动力厂定期试验应该按照预先确定的周期进行。周期确定需要考虑下列因素()。
-
定期安全审査的范围必须考虑核动力厂的实际状况、()。
-
核动力厂在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能有()。
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为提高核动力厂系统的可靠性可在设计中保持()独立性特征。
-
由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷,以及设备材料中难于检查出的缺陷,在运行阶段,一定的条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效。这样的条件至少包括()。
-
在确定核动力厂设计基准时,必须考虑核动力厂与环境之间的各种相互作用,包括()等因素。
-
反应堆功率控制要求某些控制元件动作迅速,及时补偿由于()引起的微小的反应性瞬态变化。
-
必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在整个设计运杆寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。考虑的环境条件必须包括()期间的变化。
-
到2011年年底为止世界商用核动力厂发生过严重事故的是()。
-
对于工况II事件,通常应用的验收准则为()。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到证明整个设计是平衡的,没有任何一个设施成假设始发事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献,并且保证纵深防御的第()层次承担核安全的主要责任。
-
核动力厂正常运行限值和条件应包括()。
-
在各种核电厂安全壳失效模式中,特别重要的是事故发生前的()。
-
在()的设计基准中,必须采用保守的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内,并合理可行尽量低。
-
核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。
-
必要时,灭火系统必须能自动启动,系统的设计和布置必须保证往其出现()时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能,并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障淮则所采取的措施变得无效。
-
核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
-
根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()。
-
设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时,除满足其他安全要求外,还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持()的能力。
-
核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故的典型事例有:()。
- 可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质轻水堆往往以硼酸溶解往冷却剂内用作补偿控制。下列关于可溶毒物化学补偿控制说法正确的有()。
- 关于运行人员方面,运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的()的原则要求。
-
核动力厂运行限值和条件可以分为()。
- 把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()。
-
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)由于设计时已采取适当的措施,当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆,可防止事故的进一步扩大,不会()。
-
若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种先效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是()或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应.
-
为了保证防火屏障总的效果和可靠性,应尽量减少防火屏障的贯穿。()等应具有与防火屏障同等的耐火极限。
-
运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的,为核动力厂的安全运行列举的()等一整套规定。
-
根据核动力厂(),核动力厂的安全分析必须不断更新,并必须与当时的状态或竣工状态相一致。
-
在一级PSA中,集中关注()。
-
核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
-
为了保证核动力厂安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足,应根据批准的监督大纲()有关的系统和部件。
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必须对堆芯状况进行监测,在反应堆()过程中,必须监测堆芯参数,以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件。
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核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)的典型事例有:()。
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只有茌完成营运单位或国务院核安全监管部门认为必须的全部运行前试验,并且试验结粜获得()认可后,才允许进行初始装料。
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对火灾的防护也必须贯彻纵深防御概念,这可以包括下述()层次。
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为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果,保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合,以便实现下述目标:()。
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辅助设施用于支持构成安全重要系统部分的设备时,它们的()必须与抖所支持的系统的可靠性相当。
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《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第一条要求()。
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防止火灾和爆炸在核动力厂的设计中占有重要地位,.对火灾和爆炸的防护也以()的基本安全功能为主要目的。
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核动力厂定期试验应该按照预先确定的周期进行。周期确定需要考虑下列因素()。
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定期安全审査的范围必须考虑核动力厂的实际状况、()。
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核动力厂在建立核动力厂营运单位组织机构时,必须考虑的管理职能有()。
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为提高核动力厂系统的可靠性可在设计中保持()独立性特征。
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由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷,以及设备材料中难于检查出的缺陷,在运行阶段,一定的条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效。这样的条件至少包括()。
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在确定核动力厂设计基准时,必须考虑核动力厂与环境之间的各种相互作用,包括()等因素。
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反应堆功率控制要求某些控制元件动作迅速,及时补偿由于()引起的微小的反应性瞬态变化。
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必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在整个设计运杆寿期内相关的环境条件下执行其安全功能。考虑的环境条件必须包括()期间的变化。
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到2011年年底为止世界商用核动力厂发生过严重事故的是()。
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对于工况II事件,通常应用的验收准则为()。
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必须完成核动力厂的概率安全分析,以达到证明整个设计是平衡的,没有任何一个设施成假设始发事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献,并且保证纵深防御的第()层次承担核安全的主要责任。
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核动力厂正常运行限值和条件应包括()。
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在各种核电厂安全壳失效模式中,特别重要的是事故发生前的()。
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在()的设计基准中,必须采用保守的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内,并合理可行尽量低。
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核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。
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必要时,灭火系统必须能自动启动,系统的设计和布置必须保证往其出现()时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能,并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障淮则所采取的措施变得无效。
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核动力厂事故分析中,属于设计基准事故的有()。
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根据反应堆运行工况不同,可把反应性控制的类型分为()。
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设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时,除满足其他安全要求外,还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。必须保持()的能力。
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核动力厂的分类工况中的工况IV-极限事故的典型事例有:()。
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可溶毒物是一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质轻水堆往往以硼酸溶解往冷却剂内用作补偿控制。下列关于可溶毒物化学补偿控制说法正确的有()。
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关于运行人员方面,运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行其功能进行必要的()的原则要求。
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核动力厂运行限值和条件可以分为()。
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把中子吸收体引入反应堆堆芯的方式有()。
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核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)由于设计时已采取适当的措施,当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆,可防止事故的进一步扩大,不会()。
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若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种先效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是()或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应.
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为了保证防火屏障总的效果和可靠性,应尽量减少防火屏障的贯穿。()等应具有与防火屏障同等的耐火极限。
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运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的,为核动力厂的安全运行列举的()等一整套规定。
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根据核动力厂(),核动力厂的安全分析必须不断更新,并必须与当时的状态或竣工状态相一致。
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在一级PSA中,集中关注()。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
- 下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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2010年2月,国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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质量保证的组织对人员配备的要求包括()。
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下列属于核安全许可中的活动许可的是()。
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目前国家核安全的核安全监管概念己经从核设施的设施安全,扩展至()。
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核与辐射安全法规标准审查委员会下设()专业组。
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应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织(机构)图,图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员;并要注明他们内部与外部的连线()。
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质量管理在质量方面指挥和控制活动,通常包括()。
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质量控制是按规定要求为()某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。
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《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用(),来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。
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下列属于核安全许可中的单位资格许可的是()。
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国家核安全局负责核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的()。
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下列核安全监管的组织机构中,属于非常设的机构有()。
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2010年2月,国家核安全局发出《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》,将()纳入核安全监管体系。
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营运单位在核设施初步设计结束之后,向国务院核安全监管部门提交()等文件,国务院核安全监管部门经审评后,向营运单位颁发“核设施建造许可证”。
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为了预先规划本单位的质量保证工作,必须制订()。
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核设施有关单位对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括()。
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核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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质量保证部门的职能、活动包括()。
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下列选项中,关于组成质量保证文件体系的各层次质量保证文件说法正确的有()。
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为了管理、指导和执行质量保证大纲,每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位,都必须建立一个由文件明确规定了()的组织结构。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由营运单位完成的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》“提出了(质量保证)必须满足的蕋本要求”,它适用于()。
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《核电厂质量保徙监査》(HAD003/05)的内容包括()。
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核设施安全主要是针对受控核裂变及其产生的放射性物质的控制,即()。
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质量保证记录必须编入索引,对每个记录,索引至少应标出()。
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1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定:“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施()。”
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质量管理作为一门管理科学,伴随着现代管理科学的理论和实践,经历了不同的阶段:质量检验阶段、统计质量控制阶段,全面质量管理阶段,下列关于质量检验阶段说法正确的是()。
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《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造(包括土建和安装)期间有特点的质量活动,例如()的控制措施,对检査和试验结果的分析与评价的要求。
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供方评价的方法要根据情况采用()中的一种或几种。
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《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件()的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。
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目前国家核安全的核安全监管概念已经从核设施的设施安全,扩展至核安全设备的质量监管和辐射安全监管。如果要严格区分的话,核安全监管包括()。
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核安全与环境专家委员会的职能是协助国家核安全局()。
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核设施建立核质量保证体系的基础有()。
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下列关于核安全许可说法正确的有()。
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服务是由供方单位进行的工作和由营运单位完成的工作,其中由供方进行的工作有()。
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《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)第1章“引言”(即总则)中规定了下列()方面的基本内容或要求;
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核动力厂核安全的辐射防护目标是()。
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根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一核电厂安全许可证件的申请和颁发》(HAF001/01)的规定,核设施质量保证大纲可分为()阶段制订。
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核设施操纵人员执照分为()和()。
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《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后吋能造成的环境影响进行(),提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法和制度-
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在核能与核技术利用领域的国家行政管理中,国务院核安全监管部门主要承担着()职责。
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在1895、1896和1897年,相继发现了(),这三大发现揭开了近代物理的序幕,物理结构的研究开始进入微观领域。
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1896年,()发现天然放射性现象,成为人类第一次观察到核变化的情况,通常人们把这一重大发现看成是核物理的开端。
- 20世纪50年代逐步形成了研究物质结构的三个分支学科,即()。
- 到目前为止,包括人工制造的不稳定元素在内,人们已经知道了()多种元素。
- 1911年卢瑟福(R.C.Retherford)根据()实验提出了原子的核式模型的假设,即原子是由原子核和核外电子所组成。
- 原子物理学的主要内容是()。
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原子核物理学的主要研究对象是()。
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()是由英国科学家汤姆逊于1897年发现的,也是人类发现的第一个微观粒子。
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电子带负电荷,电子电荷的值为e=()C。
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电子的质量为()kg。
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原子的大小是由()来表征的。
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原子的半径约为()的量级。
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铝原子半径约为()。
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原子核的线度为()。
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1飞米=()米。
- 原子核密度为()t/cm3。
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物质的许多化学及物理性质、光谱特性基本上只与()有关。
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原子的核外电子称为()。
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最靠近核的一个壳层称为()层。
- 每个壳层最多可容纳()个电子。
- 除了K壳层外的其它壳层又可分成若干的支壳层,支壳层的数目等于()个,其中l=()。
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L壳层、M壳层、N壳层分别有()个支壳层。
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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、l、j来描述不同的能级。其中n、l是与电子轨道运动相关的量子数,而j是与电子的自旋运动相关的量子数,j与l的关系是()。
- M壳层共有()个支壳层。每个支壳层最多可容纳()个电子。
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当原子受到内在原因或外来因素的作用时,(),称为激发过程。
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当原子受到内在原因或外来因素的作用时,处在低能级的电子有可能被激发到较高的能级上,称为()过程。
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当原子受到内在原因或外来因素的作用时,电子被电离到原子的壳层之外,称为()过程。
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年贝克勒尔发现了()的放射现象,这是人类第一次在实验室里观察到原子核现象。
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α射线是的粒子是()。
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β射线的粒子是()。
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中子由()发现。
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()提出原子核由质子和中子组成的假设。
- 任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中右下标N表示()。
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任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中左下标Z表示()。
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任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中左上标A表示()。
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任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中左上标A=()。
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任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。核素符号X与()具有唯一、确定的关系。
- 任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。只要简写为(),它已足以代表一个特定的核素。
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核素是指在其核内具有()的一种原子核或原子。
- 具有相同()但()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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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,其中16O的同位素丰度为()。
- 下列关于60Co和60mCo说法错误的是()。
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根据()的稳定性,可以把核素分为稳定的核素和不稳定的放射性核素。
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原子核的稳定性与核内()存在着密切的关系。
- 自然存在的稳定核素约有()个。
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不稳定的核素是指原子核会()地转变成另一种原子核或另一种状态并伴随一些粒子或碎片的发射的核素,又称为放射性原子核。
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天然存在的核素210Po()。
- 天然存在的222Ra()。
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天然存在的198Au()。
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质量和能量的相互关系为()。
- 真空中的光速c=2.99792458×()m/s。
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氘核由()组成。
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核子结合成原子核时会释放出能量,这个能量称为()。
- 原子核的结合能(),称为平均结合能或称为比结合能。
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将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线在开始时有些起伏,逐渐光滑地达到极大值约(),然后又缓慢地变小。
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中等质量的核素的B(结合能)/A(质量数)与轻核、重核相比()。
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当结合能小的核变成结合能大的核,就会()。
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当结合得比较松的核变到结合得紧的核时,就会()。
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所谓原子能主要是指原子核()发生变化时释放的能量。
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将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线,当A<30时,峰的位置都位于A为()的整数倍的地方。
- 比结合能曲线表明对于轻核可能存在()的集团结构。
- 比结合能曲线的极大值出现在A=()。
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原子由原子核和核外电子组成,其中()。
- 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()。
- 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()。
- 处于不同壳层的电子具有不同的位能,下列说法正确的有()。
- 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。
- 下列关于电子跃迁说法正确的有()。
- 原子核由()组成。
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某些元素,例如()等在天然条件下,只存在一种核素,称为单一核素而不能说它们只有一种同位素。
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天然存在的氧的同位素有()。
- 会自发地转变成另一种原子核或另一种状态并伴随发射一些粒子或碎片的核素,称为()。
- 下列关于比结合能ε说法正确的有()。
- 将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线图,下列说法正确的有()。
- 比结合能曲线图中,曲线两头低、中间高,当A<30时,可以在比结合能曲线出现峰值的核素是()。
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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,其余皆为人工制造的。
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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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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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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。
- 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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衰变常数λ的单位是()。
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半衰期T1/2=()。
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半衰期T1/2≈()/λ。
- 下列关于半衰期T1/2说法错误的是()。
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平均寿命τ与衰变常数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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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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一个放射源的放射性活度随时间增加而()。
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国际上共同规定:一个放射源每秒钟有()次核衰变定义为一个居里(Ci)。
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1Ci=()。
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1mCi=()Ci。
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1μCi=()Ci。
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在1975年国际计量大会上,规定了放射性活度的sl单位叫()。
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1Bq=()。
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1Ci=()Bq。
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1毫居里(1mCi)=()Bq。
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1微居里(1μCi)=()Bq。
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假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变,则放出的粒子数()。
- 假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变,其中放出最大能量为1.17MeV的电子有()个。
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假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变,可放出最大能量为0.512MeV的电子有()个。
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假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变,伴随放出能量为0.662MeV的光子及内转换电子共()个。
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比放射性活度(或比活度)的量纲是()。
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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()个处于长期平衡状态的放射系中。
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Th-232的半衰期为()a。
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U-238的半衰期为()a。
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U-235半衰期为()a。
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Np-237的半衰期为()a。
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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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()不是天然存在的放射系。
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()称为4n系。
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铀系也称为()。
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被称为4n+3系的是()。
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天然存在的放射系中,缺少了()系。
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由人工方法发现的放射系为()。
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被称为4n+1系的是()。
- 钍系从Th232开始,经过连续()次衰变,最后到达稳定核素()。
- 铀系由238U开始,经过()次连续衰变而到达稳定核素()。
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锕-铀系是从U235开始的,经过()次连续衰变,到达稳定核素()。
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钍系从()开始,经过连续衰变,最后到达稳定核素。
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铀系从()开始,经过连续衰变,最后到达稳定核素。
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锕-铀系从()开始,经过连续衰变,最后到达稳定核素。
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在天然存在的放射系中,缺少了4n+1系。后来由人工法才发现了这一放射系,以其中半衰期最长的()命名,称为镎系。
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假如Cs-137源在单位时间内(1秒)有100个原子核发生衰变,其中放出最大能量为1.17MeV的电子有6个,可放出最大能量为0.512MeV的电子有94个,并伴随放出能量为0.662MeV的光子及内转换电子共94个。则该源的放射性活度为()Bq。
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下列关于放射性指数衰减规律说法正确的有()。
- 下列关于衰变常数λ的说法正确的是()。
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下列关于放射性活度和衰变率之间关系说法正确的有()。
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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三个处于长期平衡状态的放射系中。这三个放射系中的核素,主要是通过()衰变的。
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对于α衰变的核()。
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对于β-衰变的核()。
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对于γ衰变的核()。
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原子核物理学起源于()的研究。
- 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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质子的质量≈()u。
- 电子的质量≈()u。
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电子的静止质量为 4.586×10-4u=()MeV/C2。
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天然的α粒子来源于()。
- 电子的质量为质子质量的()。
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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。
- 常用γ放射源137Cs的γ射线能量为()。
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自由中子的半衰期为()。
- 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()。
- 带电粒子与物质相互作用的能量损失方式有()种。
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带电粒子与物质相互作用的能量损失方式的两种方式为()。
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带电粒子通过物质时,如果传递给电子的能量足以使电子克服原子的束缚,那么这个电子就脱离原子成为自由电子;而靶原子由于失去一个电子而变成带一个单位正电荷的离子,这一过程称为()。
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带电粒子通过物质时,只是使电子从低能级状态跃迁到高能级状态,这种过程叫原子的()。
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原子从激发态跃迁回到基态,这种过程叫做原子()。
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原子退激释放出来的能量以()形式发射出来。
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带电粒子与物质原子中核外电子的(),导致原子的电离或激发,是带电粒子通过物质时动能损失的主要方式。
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带电粒子与物质原子中核外电子的非弹性碰撞,导致原子的电离或激发,是带电粒子通过物质时动能损失的主要方式。我们把这种相互作用引起的能量损失称为()。
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入射带电粒子在物质中穿过单位长度路程时由于电离、激发过程所损失的能量叫做()。
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电离能量损失率随入射粒子速度增加而()。
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电离能量损失率与入射粒子电荷数()。
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电离能量损失率与介质的()。
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每产生()所需的平均能量叫做平均电离能。
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α粒子在空气中的平均电离能等于()。
- Po的仅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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高速运动的带电粒子受到突然加速或减速会发射出具有连续能量的电磁辐射,通常称作()。
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质子的轫致辐射比电子()。
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轫致辐射损失与原子序数Z()。
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在原子序数大的物质中,其轫致辐射能量损失()原子序数小的物质。
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一定能量的带电粒子在它入射方向所能穿透的最大距离叫做带电粒子在该物质中的()。
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入射粒子在物质中行经的实际轨迹的长度称作()。
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对重带电粒子(如α粒子来说),与物质原子的核外电子作用时,()。
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MeV的α粒子在生物肌肉组织中的射程为()。
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对于α粒子和源,下列说法错误的是()。
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当β粒子通过物质时,影响其径迹的因素是()。
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原子核()衰变会有正电子产生。
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能量相同的正电子和负电子在物质中的能量损失和射程()。
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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()的γ湮灭辐射,在防护上还要注意对γ射线的防护。
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γ射线通过物质时的三种效应的发生都有一定的概率,通常以()表示作用概率的大小。
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入射的γ光子束中由于同介质作用而被移去的γ光子称作介质对γ光子的()。
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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()。
- γ射线穿过单位厚度物质时发生相互作用的概率(或被吸收的概率)称作线性吸收系数,其单位为()。
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中子与物质作用产生的次级粒子可以是()。
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中子与原子核的作用分为()。
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当中子与()发生弹性散射且为对心碰撞时,中子动能损失最大。
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中子与C原子核的非弹性散射会产生()MeV的γ射线。
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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,也可能发射一个或多个粒子而回到基态,前者称为()。
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U235俘获一个中子后会分裂为两个或三个较轻的原子核,同时发出2-3个中子以及约()能量。
- 中子的质量≈()u。
- 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()。
- 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()。
- 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()。
- 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β-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()。
- 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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下列关于电离能量损失率说法正确的有()。
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下列关于轫致辐射辐射说法正确的有()。
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下列关于β粒子说法正确的有()。
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γ射线进入物质主要通过()损失其能量。
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γ射线穿过单位厚度物质时发生相互作用的概率(或被吸收的概率)称作线性吸收系数,下列说法正确的有()。
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下列关于中子与物质相互作用说法正确的有()。
- U235俘获一个中子后会分裂为两个或三个较轻的原子核,同时发出的中子数可能是()。
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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究核反应发生的()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()。
- 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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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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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60Co源与核反应堆中著名的裂变核素的增殖反应的是()。
- 比α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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由γ光子引起的反应,其中最常见的是()反应。
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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,称低能核反应。
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入射粒子能量在()区间,称中能核反应。
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入射粒子能量在()以上的,称高能核反应。
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一般的原子核物理只涉及()能核反应。
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核反应能应等于反应前后体系()。
- 核反应()学,是研究在能量、动量等守恒的前提下,核反应能否发生或发生核反应的条件。
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对核反应发生概率的研究,是核反应的()学问题。
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核反应()是描述核反应发生概率的物理量。
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核反应截面的物理意义为:一个入射粒子入射到单位()内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。
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核反应截面的量纲为()。
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核反应截面的常用单位“靶”,用b表示,1b=()cm2。
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毫靶=()微靶。
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核反应中的各种截面均与入射粒子的()有关,截面随之的变化关系称为激发函数。
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核反应中的各种截面均与入射粒子的能量有关,截面随入射粒子能量的变化关系称为()函数。
- 核反应的入射粒子可以是()。
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下列关于反应道描述正确的有()。
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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()。
- 核反应按入射粒子分类可分为()。
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慢中子可以引起的核反应有()。
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快中子引起的核反应主要有()。
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质子引起的核反应有()。
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氘核引起的核反应有()。
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α粒子引起的核反应有()。
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γ光子引起的核反应有()。
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核反应分类可以按入射粒子的能量来分类,分为()。
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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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裂变(Fission)一词就是由()提出来的。
- 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α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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自发裂变发生的条件:两裂片的结合能大于裂变核的结合能。仔细研究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,一方面碎片处于较高的激发态,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Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等具有自发裂变的性质,尤其以()最为突出。
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1g的Cf252体积甚小于1cm3,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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以U235(n,f)反应为例,入射中子能量为()的热中子即可产生诱发裂变。
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裂变释放的能量大部分转化成()。
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初级碎片是远离β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。
- 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γ光子后初级产物仍是丰中子核,经过多次()衰变链,最后转变成为稳定的核素。
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β衰变的半衰期一般是大于()s。
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缓发裂变中子的产额占裂变中子数的()左右。
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在二分裂情况下,对()的核素,碎片的对称分布的概率最大,被称为对称裂变。
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在二分裂情况下,对()的核素,其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的,称为非对称裂变。
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随(),非对称裂变向对称裂变过渡。
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()的发射在反应堆的运行控制中具有十分重要的作用。
- 下列关于裂变产物说法错误的是()。
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裂变产物是发射()后裂变碎片的统称。
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核反应堆由()等组成。
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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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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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著名的A=140重碎片的衰变链,在发现β放射性的同时有()的沉淀物,对这个衰变链的研究,导致了发现核裂变的现象。
- 下列关于裂变中子说法正确的有()。
- 下列属于裂变产物的是()。
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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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()中子与重核的散射反应主要是非弹性散射。
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在热中子反应堆中,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,但中子通过与()的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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反应堆内重要的辐射俘获反应有U238(n,γ)U239,生成的U239经()衰变生成易裂变材料Pu239。
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Th232通过(n,γ)反应生成Th233,Th233经过()衰变生成易裂变材料U233。
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将自然界中蕴藏量丰富的钍元素转化为核燃料U233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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热中子反应堆内发生(n,α)反应的是()。
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目前热中子反应堆主要采用()作核燃料。
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铀-235裂变时一般产生两个中等质量的核,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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铀-235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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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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微观截面通常采用“靶”作为微观截面的单位,1靶=()。
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微观截面的量纲是()。
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微观截面是()的函数。
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宏观截面反映的是一个中子与()发生反应的平均概率。
- 宏观截面的量纲是()。
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平均自由行程定义为中子在介质中运动时,与()。
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平均自由行程是宏观截面的()。
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中子通量定义为()。
- 核反应率表示每单位时间、每单位体积内中子与物质原子核发生作用的()。
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下列关于中子通量说法错误的是()。
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核截面的数值决定于()。
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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存在()个区域。
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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存在三个区域。低能区的能量区间为()。
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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存在三个区域。中能区的能量区间为()。
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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存在三个区域。快中子区的能量区间为()。
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中子注量率可以理解为单位体积中所有中子在单位时间内飞行的()。
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微观截面σs表示()的作用截面。
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微观截面σe表示()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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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存在三个区域。在低能区吸收截面随中子的能量减小而逐渐(),大致与中子的速度成()。
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()亦称为吸收截面的1/V区。
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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,出现共振峰的区域为()。
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对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,当中子能量在()区间时,许多重元素的核的截面出现共振峰。
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快中子区的核截面一般都很小,通常小于()靶,而且截面随能量的变化也趋于平滑。
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铀-235、钚-239和铀-233等易裂变核的裂变截面随中子能量的变化呈现相同的规律。在低能区其裂变截面随中子能量减小而()。
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在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都是()能中子,其平均能量达到(),最大能量可达()。
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要建造低能中子引发裂变的反应堆,就一定要设法让中子的能量降下来。这可以通过向堆中放置慢化剂,让中子与慢化剂核发生()反应来实现。
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中子与下列核发生碰撞时,与()碰撞时能量损失最大。
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中子与铀-238发生一次碰撞,可损失的最大能量不到碰撞前能量的()。
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反应堆中不能作为慢化剂的是()。
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慢化能力是慢化剂的()。
- 慢化剂的慢化比为()。
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好的慢化剂应具有()。
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裂变放出的中子称为裂变中子,其平均能量在()MeV左右。
- 与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20时最几速率是2200m/s,相应的能量为()ev。
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能量为2MeV的中子慢化到1eV,中子必须与水中的氢原子核平均碰撞()次。
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慢化所需的时间称为慢化时间,在常见的慢化剂中,慢化时间为()s。
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慢化所需的时间称为慢化时间,对于水,慢化时间约为()s。
- 热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间,在常见的慢化剂中,热中子的扩散时间一般在()s,扩散过程要比慢化过程慢的多。
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当一个核燃料俘获一个中子产生裂变后,平均可以放出()个中子。
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反应堆能维持自续链式裂变反应的临界条件是()。
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若有效增殖系数K有效>1,则堆芯内的中子数目将随时间而不断增加,这种状态称为()。
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中子循环就是指裂变中子经过慢化成为()中子,()中子击中核燃料引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。它包含了若干个环节,首先是()中子倍增过程。
- 如果反应堆中新生产出来的燃料超过了它所消耗的燃料,那么这种反应堆就称为()。
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一个铀-235核裂变可以释放出200MeV的能量,相当于()J。
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如果反应堆要发出1MWd的能量,则有()个U235核裂变。
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反应堆每发出1MWd的能量需要()铀-235裂变,考虑到在裂变的同时必然有一部分铀-235由于发生(n,γ)反应而浪费掉,因此发出1MWd的能量实际上要消耗的铀-235为()。
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清华大学的5MW低温供热堆,如果满功率供热1d,消耗的U235仅需约()。
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电功率300MW的秦山核电站,每天消耗的U235大约是()。
- 反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一物理量来衡量,其单位是()铀,这里的铀指的是()。
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目前的商用、军用动力堆都是采用()作核燃料。
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大多数现代轻水堆的转化比CR≈()。
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大多数现代轻水堆最终被利用的易裂变核约为原来的()倍。
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天然铀中含有()的铀-235,如果仅采用轻水堆,则最多只能利用()的铀资源。
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能使转化比CR()的反应堆称之为增殖堆。
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()有可能实现核燃料的增殖。
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以钚-239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良的增殖性能,其增殖比可以达到()。
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当前快中子反应堆主流的堆形是采用()作为冷却剂。
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对于同等体积的堆,中子泄露最小的是()堆,多数采用的是()反应堆。
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从中子泄露观点看,圆柱形堆最佳高径比约为()。
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目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯,其热中子通量分布,在高度上为()分布,半径方向上为()分布。
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能够造成中子通量的局部效应的是()。
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压水堆燃料布置时的归一化功率分布,通常()区的燃料富集度是最低的,该区的乏燃料换出来进入乏燃料储存池。
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在实际的换料程序中,并不是一次换全部的料,而是把新换进去的燃料放在()区。
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用于抵消寿期初大量的剩余反应性的控制棒是()。
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正常运行工况时在堆芯外面的是()。
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实验得知,当控制棒从插入堆芯起至插入堆底止,轴向的中子注量率峰将()。
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控制棒插入不同深度对()中子注量率分布的扰动,对于反应堆的运行安全与提高功率都有直接的影响。由于中子注量率的不均匀性的提高,堆的平均功率也应()。
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反应堆内裂变核反应率密度的强弱取决于堆内()的水平。
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提高堆功率水平的有效措施应是在保证()不变的情况下,提高整个堆的()。
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对238U,中子能量大于()才能发生非弹性散射。
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反应堆中子通量分布的形状只取决于反应堆的()。
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目前在压水堆中,由于材料的发展提高了燃耗深度,换料周期从12个月变成()个月换料。
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反应堆控制棒中的调节棒的功能是()。
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控制棒附带有()以防提升后形成水腔。
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如果是()情况,功率密度分布展平实际上就是中子通量的展平。
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中子与原子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,下列属于非弹性散射特点的有()。
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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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在各种能量的中子作用下均能发生裂变的核素,通常被称为易裂变核素,下列属于易裂变核素的有()。
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在中子能量高于某一值时才能发生裂变的核素,通常称之为转换材料,下列属于转换材料的核素有()。
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中子通量也称()。
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利用(),可以计算出中子与堆内物质原子核反发生的核反应率。
- 对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量变化的特性,可以发现大体上存在的区域可分为()。
- 水作为慢化剂的特点是()。
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重水和石墨作为慢化剂的特点是()。
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有效增殖系数K有效与()有关。
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影响核燃料的燃耗深度的因素是()。
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以下对于堆芯外围的反射层说法正确的是:()。
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目前在压水堆中,由于材料的发展提高了燃耗深度和换料周期,出现了()的换料方案。
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通常控制棒可以分为()。
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反应堆内水腔的存在()。
- 堆芯功率密度分布的展平方法有()。
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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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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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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()。
- Xe135的热中子吸收截面非常大,在E=0.0253eV处为()靶。
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Xe135的热中子吸收截面非常大,在E=0.0253eV处为2.7×106靶,在()eV处有共振峰。
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Xe135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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“氙毒”指的是Xe元素的同位素()。
- 在()中,氙中毒的影响较小。
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反应堆中氙-135的产生途径有两种,第一种是由铀-235裂变直接产生,产额为()。
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反应堆中氙-135的产生途径有两种,第一种是由铀-235裂变直接产生,第二种是由裂变产物碲-135经过()衰变得到。
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反应堆中氙-135的产生途径有两种,第一种是由铀-235裂变直接产生,第二种是由裂变产物碲-135经过两次β衰变得到,产额为()。
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反应堆中碘-135的产额为()。
- 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,功率高,中子通量水平也高,平衡氙毒浓度将()。
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在热中子通量为1014/(cm2.s)下,反应堆运行约()后,碘135和氙135的浓度基本上达到平衡浓度。
- 氙中毒造成的反应性量约为()。
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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碘135和氙135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。
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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()h。
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在高中子通量下,可认为平衡氙中毒与中子通量值()。
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氙的消失有两条途径:中子吸收和衰变。在中子通量为()/(cm2.s)时,两条途径基本相等。
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动力堆中,氙主要靠()而消失。
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氙浓度在反应堆停堆后10-11小时达到最大值,可能是稳定功率下的()倍多,即出现“碘坑”现象。
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“碘坑”是由()的衰变引起。
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由氙毒造成的反应性(),是因碘-135的衰变引起的K有效减少而称之为“碘坑”。
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为了争取延长反应堆有效工作时间,防止掉入“碘坑”,应争取检修工作抢在掉入“碘坑”之前完成,譬如在紧急停堆后()内完成。
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在()反应堆中有可能出现空间氙振荡。
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Sm149对热中子吸收截面没有Xe135大,在E=0.0253eV下的吸收截面为()靶。
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Sm149达到平衡钐的时间在()小时以上。
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平衡钐中毒的反应性在()左右,比氙中毒小许多倍。
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在商用动力反应堆从冷态启动到热功率运行时,堆芯温度要变化(),甚至更大。
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燃料温度升高会使燃料的中子共振吸收(),即存在()。
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多普勒展宽效应总使有效共振吸收(),逃脱共振几率(),这就产生了()温度效应。
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影响慢化剂温度系数的因素很多,以轻水堆为例,下列描述会使K有效增加属于正效应的是()。
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在压水堆设计时,为了保证具有负的慢化剂温度系数,应选取()栅格。
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从安全运行角度考虑,要求慢化剂温度系数是()(至少在额定温度工况下),以提高反应堆的自调自稳特性。
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下列关于燃料温度系数和慢化剂温度系数说法错误的是()。
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下列()是影响沸水堆反应性的因素。
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下列()是影响快中子堆反应性的因素。
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下列()是影响气冷堆反应性的因素。
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下列()是影响实验堆反应性的因素。
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为了对反应堆实现启动、停闭、提升,降低功率等过程,还必须进行反应性()。
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反应性控制设计的主要任务包括采取各种切实有效的控制方式,在确保安全的前提下,控制反应堆的(),以满足反应堆的长期运行的需要。
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反应性控制设计的主要任务包括在反应堆出现事故时,能够迅速地停堆,并保持适当的()。
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总的反应性控制需要量应当等于()。
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堆芯中没有任何控制毒物(可燃毒物和/或化学补偿毒物)时的反应性称为()。
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停堆余量是当全部()都投入堆芯时,反应堆所达到的负反应性称为停堆余量,或称为停堆深度。
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凡是能改变反应堆()的任何装置、机构和过程均可作为控制反应性的手段。
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通常称()为控制元件。
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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,其中最常见的方法是()。
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向堆芯加入或提出控制毒物的方式有()。
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在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成,控制棒还必须具备:耐辐射、抗腐蚀和()等方面良好性能。
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堆芯寿期的长短通常取决于反应堆()。
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为增大堆芯的初始燃料装载量,通常在堆芯内装人中子吸收截面较大的物质,把它作为固定不动的控制棒装入堆芯,用以补偿堆芯寿命初期的剩余反应。这物质称为()。
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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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在压水堆中往往以()溶解在()内用作补偿控制。
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下列哪项不是可溶毒物的优点()。
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化学补偿控制只能补偿由()引起的缓慢的反应性变化。
- 在事故工况下,任何链式裂变反应的不正常增加,将会被堆外()系统探测到,并发出警报信号,必要时产生自动停堆信号,使()落入堆芯以中止链式裂变反应。
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在蒸汽管道破裂或其他蒸汽需求不正常增加的事故情况下,由于一回路(),导致反应性的不可控增加,在压水堆中设有的安全注入系统将会动作,将含()的冷却剂注入堆芯以终止链式裂变反应。
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反应堆掉入“碘坑”后,必须等待过了“碘坑”以后,待()时方能启动。
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Te经过β衰变很快衰变成135I,半衰期()。
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I经β衰变产生135Xe,半衰期()。
- 燃料温度的升高会使238U的中子共振吸收增加,这是因为温度升高使共振峰处中子截面峰值()即所谓“多普勒效应”。
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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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下列关于空间氙振荡说法正确的有()。
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除了()之外,其它裂变产物的产生均称之为“结渣”。
- 温度变化会使反应堆的反应性发生变化,其因素包括()。
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下列关于燃料温度系数说法正确的有()。
- 慢化剂温度系数可能是正的,也可能是负的。它与()有关。
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反应性控制设计的主要任务是()。
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反应性控制设计的主要任务包括通过控制(),使堆在整个寿期内保持较平坦的功率分布,使功率峰值因子尽可能小,在外界负荷变化时,能够调节反应堆功率,以适应外负荷变化。
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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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下列关于反应性控制的补偿控制说法正确的是()。
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下列有关控制棒说法正确的有()。
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可燃毒物的优点()。
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可燃毒物通常所选用的材料为()。
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可溶毒物的优点()。
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在以()为慢化剂的反应堆中,由于初始剩余反应性比较小,控制棒的效率又比较高,所以大部分都采用控制棒控制方式。
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在目前压水堆中都采用()方式来联合控制反应性,以减少控制棒数量。
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一般认为每一个U235、U233或Pu239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都是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U235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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堆内裂变中子动能在()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γ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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堆内裂变产物衰变产生的β射线的能量大部分是在()内释放出来的,只有少量高能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。
- 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。
- 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()。
- 裂变产生的能量中()在反应堆停闭以后很长一段时间内仍能继续释放,因此,必须考虑停堆后对燃料元件进行长期的冷却,对乏燃料发热也要引起足够的重视。
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目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯。圆柱形均匀裸堆的热中子通量分布在高度方向上为()分布,半径方向上为()分布。
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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制整个反应堆的输出功率。为了尽可能提高反应堆的总输出功率,就需要进行()。
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通过分子碰撞形成导热的是()。
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()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()。
- 导热系数λ是表征导热性能优劣的参数,单位是()。
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导热系数λ是表征导热性能优劣的参数。不同材料的导热系数值不同,即使是同一材料,导热系数值亦随温度而变。一般而言()。
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有内热源的三维导热,可以通过分析物体内部某个微元体的热量平衡推导出普遍适用的导热()方程。
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稳态工况下导热微分方程的一般形式为:λΔT+qv=0。qv为释热率,单位()。
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目前动力堆普遍采用的元件为圆柱形,对于组件内的一根燃料棒,()方向为热流的主要方向。
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燃料元件内的导热分析,在柱状燃料块内,是()的导热问题,锆合金包壳是()的导热问题。
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典型压水堆在燃料和冷却剂之间的总热阻由()部分组成。
- 典型压水堆在燃料和冷却剂之间的总热阻由4部分组成,其中热阻最大的是()。
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典型压水堆燃料芯块和包壳之间存在一层充满()的气间隙(称为气隙),气隙的厚度大约为(),气隙温降约为()。
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决定燃料元件内温度场的首要因素是()。
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在分析堆芯传热中,研究对流体换热的目的有()个。
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在分析堆芯传热中,研究对流体换热的目的有两个,一是为了得到()的温度分布,从而保证()的温度低于许可极限温度。
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在分析堆芯传热中,研究对流体换热的目的有两个,一是为了得到冷却剂通道内的温度分布,从而保证冷却剂的温度低于许可极限温度;二是为了找到决定()的关键因素,以便于选择材料和流动参数使得()。
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流体流过另一固体表面时对流和导热联合起作用的热量传递,称为对流换热。对流换热的基本计算式为()冷却公式。
- 对流换热的基本计算式为牛顿冷却公式q=hF(Tw—Tb),h为对流换热系数,单位()。
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单相对流换热中分为()对流换热。
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影响对流换热的因素有()个方面。
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流体的流态分层流和紊流。紊流时,除紧贴壁面的层流底层外,流体沿壁面法线方向产生对流作用而使热传递()。
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对同一种液体,有相变时的换热强度()。
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流体的动力黏度和密度通过()数而反映出流体的流动情况是层流还是紊流,进而影响换热系数。
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一种称做绝对黑体(简称黑体)的理想物体在同温度的物体中具有最大的辐射本领和吸收本领。黑体辐射常数,其值为()W/(m2.K4)。
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在压水堆()时,需要考虑热辐射的作用。
- 在核动力厂的许多系统中,如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发生器或凝汽器的传热管内,水与壁面之间的传热都是()换热。
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()通常是最有效的传热机理,在压水堆中它存在于蒸汽发生器、稳压器的电加热器表面等传热设备之中。
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在压水堆正常运行时,在设计上允许包壳表面出现()。
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沸腾分为池式沸腾和流动沸腾两种,()属于池式沸腾。
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沸水堆的堆芯处于()工况。
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若池式沸腾热流密度q是独立变量,对于给定的冷却剂温度有一定影响。当q增大到超过()时,表面温度会有很大的增加,此现象通常称为(),这在反应堆运行中必须避免发生的。
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垂直放置的均匀加热流道,欠热液体从底部进入管内向上流动,在热流密度较低情况下,流道内的传热分区按照自下而上的顺序排列正确的是()。
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垂直放置的均匀加热流道,欠热液体从底部进入管内向上流动,在热流密度较低情况下,流道内的流型自下而上分别是()。
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垂直放置的均匀加热流道,一般把()流动时的液膜中断或烧干称为沸腾临界(CHF),有时将这种沸腾临界称为烧干沸腾临界。
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垂直放置的均匀加热流道,从烧干点到全部变成单相汽的区段称为()。
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传热表面被汽膜覆盖时的沸腾工况称为()。
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垂直放置的均匀加热通道,一般把环状流动时的液膜中断或烧干称为沸腾临界(CHF),有时将这种沸腾临界称为()。
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由泡核沸腾转变成()的现象称为偏离泡核沸腾点,也称为DNB沸腾临界。
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由于沸腾()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。
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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()。
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在流动沸腾中有()种沸腾危机。
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在流动沸腾中有两种沸腾危机,分别是()。
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在流动沸腾中有两种沸腾危机,一种是偏离泡核沸腾(DNB),它发生在含汽率很()或者()热的液体中。
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在流动沸腾中有两种沸腾危机,一种沸腾危机是干涸(Dryout),这种沸腾危机发生在()中。
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沸腾危机在堆芯中传热恶化的危险主要来自()。
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沸腾危机的“干涸”有可能出现在一回路()事故的堆芯裸露阶段。
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燃料元件表面如果出现了()工况,包壳温度上升很快,这时锆合金的机械特性、化学特性都急剧恶化,致使燃料元件发生破损,所以有时把这种工况称做()。
- 偏离泡核沸腾比(DNBR)指通过计算得到的燃料元件某点的临界热流密度与该点运行中实际的热流密度的比值,下列DNBR各值中最不易发生偏离泡核沸腾的为()。
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可以在真空中传播的的导热方式为()。
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为了保证反应堆的安全,在设计中要求燃料元件表面的最大热流密度()临界热流密度。
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为了尽可能提高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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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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燃料元件温度场的分析在反应堆热工分析中有着重要的地位,因为()。
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影响燃料元件内的温度场的因素有()。
- 对流换热可以分为()。
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影响对流换热的因素有()。
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物体通过电磁波来传递能量的方式称为辐射,因热的原因而发出辐射能的现象就是热辐射,下列关于热辐射及辐射换热说法正确的有()。
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在核动力厂的许多系统中,如(),水与壁面之问的传热都是单相流体的强迫对流换热。
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沸腾传热通常是最有效的传热机理,在压水堆中它存在于()等传热设备之中。
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沸腾分为池式沸腾和流动沸腾两种,()属于流动沸腾。
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垂直放置的均匀加热流道,欠热液体从底部进入管内向上流动,在热流密度较低情况下,流道内会相继出现()传热工况。
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垂直放置的均匀加热流道,欠热液体从底部进入管内向上流动,在热流密度较低情况下,流道内的流型有()。
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在流动沸腾中有两种沸腾危机,一种是偏离泡核沸腾,另一种是干涸,下列关于二者说法正确的有()。
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发生偏离泡核沸腾时热流密度的称为临界热流密度,临界热流密度的大小主要受()因素影响。
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发生偏离泡核沸腾时热流密度的称为临界热流密度,记作qDNB,下例关于影响qDNB的大小的因素说法正确的有()。
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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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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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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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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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所有慢化剂中中子吸收最弱的材料是()。
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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)很高,特别适用于核动力舰船。
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核反应堆热工水力学的性质主要取决于(),所以从核反应堆热工水力学的角度常常按此来划分核反应堆的类型。
- 下列关于液体冷却反应堆的说法错误的是()。
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高温气冷堆的慢化剂是()。
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快中子堆的慢化剂是()。
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重水堆的慢化剂是()。
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重水堆的冷却剂是()。
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快中子堆的冷却剂是()。
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可以使用UC或ThO2做核燃料的堆型是()。
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可以使用PuO2作为核燃料的堆型是()。
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压水堆使用UO2作为核燃料,燃料富集度为()。
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沸水堆使用UO2作为核燃料,燃料富集度为()。
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重水堆使用UO2作为核燃料,燃料富集度为()。
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快中子堆使用(U、Pu)O2作为核燃料,燃料富集度为()。
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根据l986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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根据l986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l986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()。
- 出于不同的目的,人们可以按()角度对核反应堆进行分类。
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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()。
- 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,依然在高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(H2O)作为慢化剂的反应堆,说法正确的是()。
- 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。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富集度,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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目前,在以发电为目的的核动力厂,世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的,主要有()。
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下列反应堆中,中子谱为热中子的有()。
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下列反应堆中,使用轻水(H2O)作为慢化剂的是()。
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可以使用UO2作为核燃料的堆型有()。
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高温气冷堆的核燃料可以是()。
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快中子堆的核燃料可以是()。
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高温气冷堆使用(Th,U)O2或UC作为核燃料,燃料富集度为()。
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大亚湾核电厂为我国引进的()核电厂。
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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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压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料,燃料芯块中铀-235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()。
- 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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压水堆高温水从压力容器()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高温蒸汽流过(),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()。
- 经历了几代的改进,压水堆的单堆电功率已由18.5万kW增加到()万kW或更大。
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经历了几代的改进,压水堆的热能利用效率由28%提高到()以上。
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经历了几代的改进,压水堆的堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约()MW/m3。
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目前一座压水反应堆配()台汽轮机。
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l40万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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()目前在核反应堆中占据统治地位。
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在美国三哩岛核事故后,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APl000和下一代欧洲压水堆EPR,满足了()文件对下一代核动力厂的要求。
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在美国三哩岛核事故后,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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压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成。核岛中的四大部件是()。
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压水堆常规岛主要包括汽轮机组及()。
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压水堆堆芯又称为(),位于反应堆压力容器()的位置。
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我国大亚湾核电厂堆芯由()个燃料组件构成一个高3.66m、等效直径3.04m的准圆柱状核反应区。
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我国大亚湾核电厂初始堆芯分成三个燃料富集度不同的区,富集度较高的燃料组件(),富集度较低的的燃料组件()。
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我国大亚湾核电厂初始堆芯分成三个燃料富集度不同的区,l区53个组件,富集度()%;2区52个组件,富集度()%;3区52个组件,富集度为()%。
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压水堆的燃料组件通常由()正方形排列的燃料元件组成。
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压水堆的燃料元件活性区部分的高度目前主要有()两种。
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压水堆的燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m(12英尺)和4.27m(14英尺)两种。在3.66米活芯区高度的每根燃料元件中装有()块二氧化铀燃料芯块。
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压水堆的燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m(12英尺)和4.27m(14英尺)两种。在3.66米活芯区高度的二氧化铀燃料芯块直径约(),高()。
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燃料组件中燃料芯块的区域称为()。
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压水堆燃料芯块叠放在壁厚()mm的()合金包壳中。
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Zr的熔点()。
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Zr作燃料包壳的主要缺点是在()下锆与水开始发生锆水反应产生(),会带来安全问题。
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压水堆燃料包壳与芯块之间有()mm的间隙。
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压水堆燃料芯块的上下两端设有()隔热块,顶部有弹簧压紧,两端用锆合金端塞封堵,并与包壳管焊接密封在一起。
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压水堆燃料组件()所在空间可容纳燃料裂变时放出的裂变气体。
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压水堆燃料组件气空间充()MPa压力的氦气。
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下列关于压水堆燃料组件说法错误的是()。
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()构成了包容放射性物质的第一道安全屏障屏障。
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在燃料元件呈l7×17正方形排列的组件中有289个位置,其中()位置由燃料元件占据。
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压水堆控制棒的上部连成一体成为()式的控制棒束。
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反应堆()是压水堆核电厂中最关键的设备之一,支承和包容堆芯和堆内构件,是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。
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反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温含硼酸水介质环境和放射性辐照的条件下,寿命不少于()年。
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反应堆压力容器本体材料属()。
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反应堆压力容器本体材料属低碳钢,()。
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反应堆压力容器与冷却剂接触表面堆焊一层()。
- 一座90万kW或130万kW的压水堆,压力容器直径约为()m左右。
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一座90万kW或130万kW的压水堆,压力容器壁厚约()m。
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一座90万kW或130万kW的压水堆,压力容器重()t。
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一座90万kW或130万kW的压水堆,压力容器高()m以上。
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压水堆初次装料后,大约经过()要进行一次更换燃料组件的操作,我们称之为首次换料。
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压水堆首次换料后每次换料需要卸载()燃料组件。
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早期的压水堆换料停堆四个月,现在换一次料最短可以()内完成。
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下列关于压水堆换料说法错误的是()。
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我国大亚湾核电厂在运行的头十年中,每()进行一次换料。
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我国大亚湾核电厂在运行的头十年中,每年进行一次换料,每次换料更换1/3燃料组件,达到平衡换料时新燃料的富集度为()%。
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随着燃料和包壳材料的发展与改进,燃耗大大提高,我国大亚湾核电厂已从过去的l2个月换料变更为目前的()个月换料。
- 随着燃料和包壳材料的发展与改进,燃耗大大提高,我国大亚湾核电厂已从过去的12个月换料变更为目前的18个月换料,新燃料的富集度可达()%。
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作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水,由压力容器侧面进来后,经过吊篮和压力容器之间的()下降段,再从底部下腔室进入堆芯。
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冷却剂在压力容器流动时,有一部分没有用来冷却燃料元件,此称为旁路流量。大亚湾核电厂旁路流量大约为()。
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冷却剂在压力容器流动时,有一部分没有用来冷却燃料元件,此称为旁路流量。大亚湾核电厂从安全上留有余量,旁路流量的热工设计值为总流量的()。
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压水堆冷却剂自上而下又自下而上流动,目的是为了()。
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一座100万kW电功率的压水堆,堆芯冷却剂流量约()。
- 一座90万kW或140万kW的压水堆核电厂,一回路有()条并列的环路组成。
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一回路压力边界构成了包容放射性物质的第()道安全屏障。
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一回路压力边界内所有的设备的安全等级、质量等级和抗震等级为()。
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蒸汽发生器的位置()反应堆压力容器管嘴所在的平面,以便使系统具有足够的自然循环能力。
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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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反应堆主泵出口到和压力容器上冷却剂入口管嘴之间的管道称为()。
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反应堆蒸汽发生器出口到主泵入口的管道称为()。
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反应堆稳压器到热管段的管道称为()。
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反应堆()的管道称为热管段(也称为热腿)。
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反应堆()之间的管道称为冷管段(也称为冷腿)。
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反应堆()的管道称为过渡段。
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反应堆()的管道称为波动管。
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压水堆冷却剂为()。
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压水堆冷却剂为了保持液态,要保持压力高于()压力之上。
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高温的堆芯冷却水从压力容器上部出口管嘴离开反应堆后,经过冷却剂回路(),进入蒸汽发生器。
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蒸汽发生器内有很多传热管,传热管内流动的是温度较高的堆芯冷却剂,称为()。
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蒸汽发生器传热管外流动的是温度相对较低的水和汽,称为()。
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冷却剂从蒸汽发生器的()传热管一次侧流过后,将热量尽可能多地传递给传热管外流动的二次侧工质。
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在蒸汽发生器里,一回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下,通过管壁发生了热交换,从而使二回路的水变成()左右的、()MPa的高温蒸汽。
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压水堆冷却剂回路和二回路通过()传递热量。
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压水堆分隔并连接一、二回路的关键设备是()。
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从蒸汽发生器出来的冷却剂经过()到主循环泵(简称主泵或冷却剂泵),经主泵升压后流经(),回到反应堆压力容器,形成闭合环路。
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下列关于蒸汽发生器说法错误的是()。
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目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是:工作压力在()MPa左右。
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目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是:冷却剂在反应堆进口温度为()。
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目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是:反应堆的出口温度为()。
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目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是:冷却剂在进出口的温升为()。
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目前在运行的压水堆核动力厂变工况时,反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差()。
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目前在运行的压水反应堆的一回路设计温度多为()左右。
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目前在运行的压水反应堆的一回路系统中冷却剂的流量较大,当单环路对应的电功率为300MW时,冷却剂总质量流量可达到()t/h。
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目前在运行的压水反应堆的一回路系统中冷却剂的流量较大,冷却剂质量流量可达到每l0MW热功率()t/h。
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目前在运行的压水反应堆一回路系统主管道内冷却剂流速可达()m/s。
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目前在运行的压水反应堆一回路系统的总阻力为()。
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()事故在核动力厂设备事故中居首要地位。
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传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要地位,约占非计划停堆事故的(),可靠性比较低。
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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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蒸汽发生器传热管壁一般为()。
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()是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。
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蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的()。只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性物质的泄漏及核动力厂长期停闭。
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蒸汽发生器按(),可分为:(1)自然循环蒸汽发生器(2)直流(强迫循环)蒸汽发生器。
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蒸汽发生按设备的结构特点可分为带或不带()的蒸汽发生器。
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田湾核动力厂的蒸汽发生器是()。
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田湾核动力厂的蒸汽发生器是卧式u形管自然循环蒸汽发生器。采用较简单的汽水分离装置()就能保证蒸汽质量满足标准。
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下列关于反应堆冷却剂泵(简称主泵)说法错误的是()。
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在百万级的压水堆核电厂中,每台主循环泵的冷却水流量约为每小时()多吨。
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在百万级的压水堆核电厂中,每台主循环泵的冷却水流量约为每小时2万多吨,泵的电机功率为()。
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反应堆冷却剂泵的关键是保持()密封,以免堆内带放射性的水外漏。
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核动力厂的主循环泵除了密封要求严以外,还由于泵放在安全壳内,处于高温、高湿及γ射线辐射的环境下,要求电机的()性能好。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。全密封泵比轴封泵效率()。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。轴封泵采用()电机。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。轴封泵维修方便,轴密封结构的更换仅需()个小时左右。
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在目前运行的大型压水堆核电厂中主要还是采用()作主循环泵。
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压水堆稳压器安装在()。
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若压水堆一回路有一条以上并列的环路时,需要安装()台稳压器以满足稳定堆内压力的需要。
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稳压器的基本功能是()一回路系统的压力,避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾或超压。
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压水堆发生事故,稳压器在压力超过安全阀阈值时,安全阀开启,蒸汽排放到()。
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压水堆用以作为一回路冷却剂的缓冲箱,补偿反应堆冷却剂系统容积变化的设备是()。
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压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在安全壳内,称之为()。
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在正常运行期间,对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽的是()。
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安全壳作为放射性物质与环境之问的第()道屏障。
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安全壳的尺寸取决于()。
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安全壳尺寸是由()决定的。
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安全壳最小内部高度通常由()决定。
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安全壳的尺寸取决于堆功率,安全壳尺寸是由满足能量释放所需的净自由容积决定的,最小内部高度通常由设备装卸的空间决定,而高度直径也取决于()。
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我国秦山和大亚湾核电厂所采用的是()安全壳。
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我国秦山和大亚湾核电厂所采用的安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭,顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭,其内表面由一层()厚,由焊接钢板组件制成的金属衬里覆盖。
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大亚湾压水堆核电厂安全壳的设计(绝对)压力为()MPa。
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大亚湾压水堆核电厂安全壳计温度为()。
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大亚湾压水堆核电厂安全壳允许每24小时的(质量)泄漏量为()。
- 核动力厂一回路的辅助系统:补给水系统,乏燃料池冷却及净化去污清洗系统按其所起的作用可以被归为()。
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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及调节,并为一些重大的事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施。具体是()。
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下列核电厂一回路辅助系统作用与核安全无关的是()。
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核动力厂从冷态(60)到热态(291.4)零功率的启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中,水体积增加(或减少)()%,()能够补偿按允许升温或降温速率运行时所引起的一回路水体积的变化。
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对于较快核动力厂一回路水体积的负荷变化,如每分钟±5%额定功率的线性功率变化,或±10%额定功率的功率阶跃改变,()承担容积补偿。
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对于较快核动力厂一回路水体积的负荷变化,如每分钟±()%额定功率的线性功率变化,或±()%额定功率的功率阶跃改变,化容系统与稳压器共同承担容积补偿。
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核动力厂化容系统分担容积变化的()%。
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对于一回路不可避免的小泄漏(如轴封和阀门的泄漏),由()提供足够的补给水。
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核动力厂容积控制的目的是吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的变化,从而将稳压器的水位维持在()上。
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化学和容积控制系统化学控制功能的目的是通过净化冷却剂及添加化学药剂(),通过离子交换(),保持一回路的水质。
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核电厂化学和容积控制系统注入氢氧化锂应该选7Li占()的氢氧化锂,因为6Li与中子反应生成氚,带来放射性。
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通过化学和容积控制系统向一回路注入浓硼酸或纯水,同时排出等量的一回路水,从而改变冷却剂硼浓度,实现反应性调整。该过程一般要()。
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以下()可以由化学和容积控制系统实现反应性调节。
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硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的()%左右。
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下列关于核动力厂设备冷却水系统说法错误的是()。
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核动力厂设备冷却水系统的冷却功能是为核动力厂()提供冷却水,并将其热负荷通过重要厂用水系统传到海水中。
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核岛各热交换器与海水之间的一道屏障是()。
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核电厂的()在事故工况下作为专设安全设施的支持系统,将热量经重要厂用水系统排入环境。
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核动力厂余热排出系统(也称为停堆冷却系统)排出的是()。
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当反应堆停堆后,最初由()将剩余功率热量导出。
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核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第()阶段排出堆芯余热。
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核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第二阶段,即在一回路温度降到()以下、绝对压力降到()MPa以下时,排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量,使反应堆进入冷停堆状态。
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核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第二阶段,排出(),使反应堆进入冷停堆状态。
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核动力厂余热排出系统的主要功能包括反应堆在冷停期问,进行换料或维修操作时,排出堆内余热,维持一回路温度低于()。
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核动力厂余热排出系统的主要功能包括除了失水事故(LOCA)引起()投入运行的情况以外,在其他事故引起的停堆事故中,余热排出系统也被用来排出热量。
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核动力厂余热排出系统还可能有一些辅助功能,如在反应堆从冷停堆开始加热过程中,控制一回路平均温度,保证升温速率在()之内。
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核动力厂在余热排出系统中通过热交换器将热量由()的冷却水带走,最后通过厂用水系统(或称为服务水系统)带到最后热阱海水。
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当核动力厂一回路系统的管道或设备发生破损事故后,通过()向堆芯紧急注入(),防止堆芯因失水而造成烧毁。
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在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度()而引起冷却剂()时,安全注入系统用来向一回路补水,以重新建立稳压器水位。
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在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时,安全注入系统用来向一回路补水,以重新建立()。
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在()时,安全注入系统向堆芯注水,以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度的上升。
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在()时,安全注入系统向一回路注入高浓度硼酸溶液,以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性,防止堆芯重返临界。
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安全注入系统通常分()个子系统。
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压水堆蓄压箱注入系统属于安全注入子系统的()。
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安全注入过程包括直接注入和再循环注入两个阶段。直接注入阶段为从()吸水注入的阶段。从()吸水实施注入的阶段称为再循环注入阶段。
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蓄压箱注入系统由安全壳内的数个蓄压箱(也称安注箱)及其与一回路()相连的管道和阀门组成。
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压水堆安全注入系统的蓄压箱内是硼浓度()的含硼水。
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压水堆安全注入系统的蓄压箱内覆盖绝对压力约为()MPa的()气。
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每个压水堆安全注入系统的蓄压箱能提供淹没堆芯所需容积的()%。
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高压安注泵和低压安注泵是能动系统,鉴于该系统的重要性,具有安全功能,在电站失去外电源情况下,安全注射泵可由()。
- 在核动力厂发生()时,安全壳内充满了带放射性高压蒸汽,安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度,使放射性蒸汽凝结下来。
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在核动力厂发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时,安全壳内充满了带放射性高压蒸汽,()将用来降低安全壳内压力和温度,使放射性蒸汽凝结下来。
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安全壳喷淋系统主要功能是:从安全壳顶部喷洒冷却水,为安全壳气空间降温降压,限制事故后安全壳内的(),保证安全壳完整性。
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安全壳喷淋系统喷淋水中加入()的作用是除碘。
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安全壳喷淋系统是在()下可以排除安全壳内热量的唯一系统。
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()系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。
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在LOCA后()天,安全壳喷淋系统泵可作为低压安注泵的备用。
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下列关于安全壳喷淋系统辅助功能说法错误的是()。
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核动力厂的补给水系统中的()可以减少核动力厂向环境排放的废水量。
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核动力厂的补给水系统中的()适用于要求无放射性但允许含氧的敞开系统和设备的充水和补给水。
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核动力厂的补给水系统中的()提供给要求无氧和无放射性的系统和设备,用于冲洗、浸泡等。
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压水堆核电厂()也称为二回路系统。
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压水堆核电厂汽轮机回路也称为二回路系统,其主要功能是将蒸汽发生器产生的()蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用。
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压水堆核电厂()也称为三回路系统。
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压水堆核电厂循环冷却水系统,亦称三回路,它向()提供冷却水。
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在蒸汽发生器内,二回路工质水吸收一次侧传导的热量后,变成()左右、()MPa的高温蒸汽。
- 从蒸汽发生器出来的高温蒸汽(即二回路的水)循环路径为()。
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二回路的水从蒸汽发生器获得能量,将一部分能量交给汽轮机,带动发电机发电,余下的大部分不能利用的能量交给()。
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对于内陆核动力厂,三回路可采用闭式循环水系统,通过()散热。
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一座100万kW的压水堆核电站,三回路每小时要()冷却水。
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压水堆核电厂的汽轮机与火电站汽轮机在原理上没有什么差别,都是建立在()循环基础之上的,只是由于反应堆冷却剂温度的限制只能产生压力较低的()蒸汽。
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轻水堆核动力厂汽轮机蒸汽参数低,蒸汽压力为()MPa,温度为()。
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轻水堆核动力厂汽轮机热效率低,即使先进压水堆核电厂热效率也仅约()%,而先进火电机组可达到()%以上。
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轻水堆核动力厂汽轮机蒸汽体积流量大,蒸汽容积流量比同功率的高参数汽轮机约大()%。
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核汽轮机组多数级工作在()区。
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轻水堆核动力厂汽轮机在高、低压缸之间设置(),并进行中间再热,以减少湿蒸汽对汽轮机会产生冲蚀破坏。
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轻水堆核动力厂汽轮机甩负荷容易超速,如不采取特殊措施,机组的最大超速值可达()%。
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核动力厂汽轮机有全速和半速之分,电网频率50Hz下分别为()r/min和()r/min。
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核动力厂汽轮机有全速和半速之分,电网频率60Hz下分别为()r/min和()r/min。
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核动力厂汽轮机有全速和半速之分,世界上400多台核电机组中,全速机组约为(),单机容量多为()MW以下。
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核动力厂汽轮机有全速和半速之分,()MW以上机组,多数属半速机组。
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根据目前制造水平,()MW以上大容量核动力厂汽轮机机组主要发展半速机组。
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饱和蒸汽汽轮机一般在高压与低压缸之间装有(),以提高循环效率和减少叶片水蚀。
- 由于核电站饱和蒸汽轮机在事故条件下超速较大,因此在()处采用()来防止超速。
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为满足核电站经济性的要求,核电站一般采用()机饱和蒸汽汽轮机组。
- 目前最大核电站的功率已达到130万kW,最大饱和蒸汽轮记组的容量达()万kW。
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目前在台山建造的EPR大型核动力厂,电功率已达()万kW。
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大亚湾核电厂的汽轮机为英国GEC—A公司设计制造的饱和蒸汽、中问再热、()式汽轮机。
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大亚湾核电厂的汽轮机新汽参数为()MPa、()。
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大亚湾核电厂的汽轮机除氧器用汽来自()排汽。
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核动力厂主发电机与火电站发电机不同点在于采用()机组。
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核动力厂大型发电机的冷却方式,普遍采用()。
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核动力厂大型发电机的励磁方式,目前已较多地采用()。
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根据反应堆事故停堆时安全冷却的需要,希望主发电机机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进行不低于()的运转。
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下列关于压水堆事故给水系统说法错误的是()。
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在大多数压水堆中,事故给水系统属于专设安全设施之一。其主要功能是:在主给水系统的任何一个环节发生故障时,事故给水系统作为应急手段向()供水,使一回路维持一个冷源,排出堆芯剩余功率,直到停堆冷却系统允许投入运行为止。
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在大多数压水堆中,事故给水系统属于专设安全设施之一。在其发生安全作用阶段,堆芯导出的热量通过()产生蒸汽,蒸汽排人冷凝器或向大气排放。
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在大多数压水堆中,事故给水系统还有在一些工况下代替主给水系统向()供水的辅助功能。
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压水堆事故给水系统主要由给水贮存箱、()台电动给水泵、()台汽动给水泵(或柴油机驱动泵)和与()相连的给水管线组成。
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核动力厂从冷态()到热态()零功率的启动过程,水体积增加40%。
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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。
- 压水堆的特点()。
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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,还有()历史上的原因。
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到目前为止,压水堆核电厂的()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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压水堆核电厂的研究开发工作,主要是为了进一步提高其()。
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压水堆核岛中的系统设备主要有()。
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压水堆本体包括()。
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压水堆燃料组件主要由()组成。
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Zr(锆)做燃料包壳的优点()。
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压水堆燃料包壳与芯块之间有0.17mm的间隙,目的在于()。
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压水堆燃料组件气空间充3MPa压力的氦气,目的是()。
- 反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一,()堆芯和堆内构件,是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。
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反应堆压力容器由()组成。
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压水堆堆内构件包括()。
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压水堆堆内构件包括:(1)下部支承构件;(2)上部支承构件;(3)堆芯仪表支承结构。堆内构件的功能是()。
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为减少压水堆停堆换料时间,要求()组成为一个整体。
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下列关于压水堆内流动组织说法正确的有()。
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压水反应堆冷却剂系统可分为()。
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由()设备及相关管路组成整个一回路冷却剂系统,有其特定的压力边界,通常称为一回路压力边界。
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为了改进和研究蒸汽发生器技术,有多项研究计划,其中包括()。
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蒸汽发生器按二回路工质在蒸汽发生器中流动方式,可分为()。
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蒸汽发生器按传热管形状可分为()。
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蒸汽发生器按设备的安放方式可分为()。
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在压水堆核电厂中的蒸汽发生器主要有()。
- 田湾核动力厂的蒸汽发生器是()。
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对核动力厂主泵的要求()。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。下列关于全密封泵叙述正确的有()。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。密封泵的优点是()。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。密封泵的缺点是()。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。轴封泵的优点是()。
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反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。下列采用全密封泵的是()。
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下列关于压水堆稳压器说法正确的有()。
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稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂在反应堆内发生()。
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压水堆稳压器的具体作用是()。
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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坚固建筑物。安全壳用于保证()。
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安全壳可以是混凝土壳也可以是钢壳。混凝土安全壳也有多种形式,主要有()。
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核动力厂一回路辅助系统,按其所起的作用可以分为()。
- 保证反应堆和一回路系统正常运行的核动力厂一回路辅助系统有()。
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为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的一回路辅助系统系统有()。
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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一回路辅助系统有()。
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核动力厂控制和处理放射性物质,减少对自然环境放射性排放的一回路辅助系统有()。
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核动力厂一回路辅助系统的主要作用是()。
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核动力厂化学和容积控制系统的主要功能是()。
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下列关于核动力厂容积控制基本原理描述正确的有()。
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在核动力厂运行中,一回路水化学因物理腐蚀、化学腐蚀而变化,下列说法正确的是()。
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在核动力厂运行中,一回路的放射性增加的原因可能是()。
- 核动力厂化学和容积控制系统化学控制功能的目的是()。
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核电厂化学和容积控制系统注入氢氧化锂的作用是()。
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化学和容积控制系统除了三个主要功能外,在某些核动力厂还可能有()辅助功能。
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核动力厂设备冷却水系统的功能是()。
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下列关于反应堆余热排出系统说法正确的有()。
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核动力厂余热排出系统的主要功能是()。
- 在()造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时,安全注入系统用来向一回路补水,以重新建立稳压器水位。
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在不同的事故中,安全注入系统的功能可以是()。
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压水堆安全注入系统的子系统分为()。
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下列关于压水堆安全注入系统的三个子系统说法正确的有()。
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下列属于核岛辅助系统的有()。
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核电厂主循环泵轴密封采用()。
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核电厂补给水系统是为一回路主、辅系统提供所需的()。
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核电厂一回路补给水系统由()部分组成。
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核电厂常规岛可分为()部分。
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压水堆核电厂二回路系统主要由()和相应的阀门、管道等组成。
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压水堆核电厂常规岛电气系统主要设备为()等组成。
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以下关于压水堆核电站三回路系统说法正确的有()。
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由于反应堆冷却剂温度的限制只能产生压力较低的饱和蒸汽或微过热蒸汽,这使轻水堆核动力厂汽轮机具有()特点。
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对轻水堆核动力厂汽轮机转速选择应该考虑()因素。
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下列关于汽轮机说法正确的有()。
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汽轮机设备是以汽轮机为核心,包括()等附属设备在内的一系列动力设备组合。
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压水堆核电厂二回路辅助系统包括()。
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在大多数压水堆中,事故给水系统该系统还有在()工况下代替主给水系统向蒸汽发生器供水的辅助功能。
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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铀燃料芯块,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)。
- 对于GE公司开发的BWR5/6型沸水堆在四个燃料组件盒之问有十字形横断面的控制棒组件,外壳是()包壳,壳内装有()小管。
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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(抑压水池)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(抑压水池)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MarkI型安全壳的干阱和湿阱由()组成。
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沸水堆MarkI型安全壳干阱自由空间约()m3。
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沸水堆MarkI型安全壳湿阱(抑压水池)的水空间体积约为()m3。
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沸水堆MarkI型安全壳湿阱(抑压水池)的气空间体积约()m3。
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沸水堆MarkI型安全壳干阱和湿阱(抑压水池)的最大设计压力为()MPa,设计温度为()。
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沸水堆MarkI型安全壳干阱和湿阱(抑压水池)在设计压力泄漏率为气空问自由体积的()%/d。
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沸水堆MarkI型安全壳干阱有电动风机冷却系统,由()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。
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沸水堆为了避免可燃气体燃烧或燃爆,设有安全壳惰性系统和大气稀释系统,在正常功率运行期间维持一次安全壳惰性的N2气氛和保证氧浓度小于()%。
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沸水堆的()也称为二次安全壳。
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正常运行情况下,为了防止泄漏,沸水堆反应堆厂房维持负压,相当()英寸水位。
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沸水堆MarkII和MarkIII型安全壳是在MarkI基础上进行的改进。在MarkII和MarkIII中加大了()的自由空问,提高了()的设计温度。
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沸水堆Mark()型安全壳在干阱设置了一定体积的抑压水池。
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沸水堆MarkII和MarkIII中干阱的材料为()。
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日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6号、7号机组是先进的沸水堆(ABWR)。它是满足用户要求文件(URD)要求的有电厂运行经验的第()代先进型核动力厂机组。
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日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6号、7号机组是先进的沸水堆(ABWR),其设计的重大改进之一是将原来BWR安装在压力壳外侧的反应堆()改为安装在压力壳内部,实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。
- 沸水堆堆芯工作压力由压水堆的l5MPa左右下降到7MPa左右,产生的蒸汽温度和压力比压水堆系统(),()了热力系统的效率。
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沸水堆从底部插入控制棒可以起到补偿作用,有利于展平功率分布,沸水堆控制棒数量上也比压水堆多,控制反应性量达()%。
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在反应性控制需求量和控制手段上,压水堆与沸水堆不同。在压水堆中总控制量大,控制棒占()%k/k,可溶毒物硼()%k/k,停堆深度()%k/k。
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在反应性控制需求量和控制手段上,压水堆与沸水堆不同。在沸水堆中,总反应陛控制量比压水堆小,控制棒占()%k/k,停堆深度()%k/k。
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沸水堆正常运行中,冷却剂中无可溶硼。这也为堆芯注入时可以使用各种各样的水源,()可作为后备手段。
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下列关于沸水堆功率调节说法错误的是()。
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日本核电计划主要是采用()。
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我国台湾省在运行的核动力厂除最南面的核一3机组外,主要是()机组,拟新建的电站也决定采用该堆型。
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目前国际上已投入运行的重水堆核动力厂共30余座,总装机容量为19921MW电功率,约占全世界核动力厂总功率的()%。
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压力管式重水堆分为立式和卧式两种。卧式的压力管水平放置,不宜用()冷却。
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我国秦山三期两台机组是电功率为72.8万kw的重水堆核动力厂,采用的是由()设计建造的()重水堆,称为CANDU型重水堆。
- 在压力管式重水堆(CANDU堆)中,用()把重水慢化剂和冷却剂分开。
- 在压力管式重水堆(CANDU堆)中,用压力管把重水慢化剂和冷却剂分开。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堆)的本体是一个大型()放置的()容器。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)的本体是一个大型水平放置的圆筒形不锈钢容器,通称为()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)的本体是一个大型水平放置的圆筒形不锈钢容器,通称为排管容器,里面盛有()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)在排管容器内贯穿着成排的()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堆)在排管容器内贯穿着成排的水平燃料管道,这种燃料通道由两层套管构成。内套管称为()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)在排管容器内贯穿着成排的水平燃料管道,这种燃料通道由两层套管构成。外套管称为()。
- 压力管卧式重水堆(CANDU堆)用来将冷却剂和慢化剂隔离开的是()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)的低温低压重水慢化剂存在于()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)蒸汽发生器和冷却剂泵安装在反应堆的两端,形成一个8字形的闭合冷却回路,这种布置可()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)对低温的慢化剂也设有循环冷却系统,它将重水本身与()相互作用产生的热量带走。
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下列关于压力管卧式重水堆(CANDU堆)结构说法错误的是()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)燃料元件的芯块是烧结的()的短圆柱形陶瓷块。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)燃料元件的芯块放在密封的外径约为()、长约()的锆合金包壳管内,构成棒状元件。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)燃料由()根数目不等的燃料元件棒组成燃料棒束组件。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)燃料棒束组件长约()mm、外径为()mm左右。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)在燃料棒外壁铅焊上一些隔离块的作用是()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)反应堆的堆芯由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。压力管水平放置,每个压力管内有()个燃料棒束组件,构成水平方向尺度达()的活性区。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)作为冷却剂的重水在()内流动以冷却燃料元件。
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()是承受高压重水冲刷的重要部件,是压力管卧式重水堆(CANDU堆)设计制造的关键设备。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)总长可达()m的排管两端有法兰固定,与排管容器的壳体连成一体。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)控制棒插在()之间,在这种低温低压重水慢化剂内,可()方向运动。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)可以在反应堆运行时,由装卸料机连接()的两端密封接头进行不停堆换料。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)每次换料时,将()束新组件从压力管的一端推进去,同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。
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加拿大设计建造的CANDU堆是压力管卧式重水堆的典型代表。54万kW的皮克灵核动力厂燃料组件共由大约()万根燃料元件棒组成。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)重水慢化剂不加压,温度约()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)裂变产生的中子主要在()慢化。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)将慢化剂保持低温,除了可以避免高压,还可以减少(),有利于实现链式反应。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)一回路系统一般分别为()个循环回路。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)每一个循环回路由()个蒸汽发生器和()台循环泵组成。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)每个循环回路带走反应堆()的热量。通过蒸汽发生器传递给二回路,产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功,带动发电机发电。
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在目前常用的慢化剂中,重水的慢化能力仅次于轻水,可是重水最大优点是它吸收热中子的几率比轻水要低()多倍。
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在目前常用的慢化剂中,()的慢化比最高。
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重水慢化的反应堆,中子除了维持链式反应外,还有较多的剩余可以用来使238U转变为239Pu,使得重水堆核动力厂不但能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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重水堆核动力厂由于使用天然铀,()少,因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外,补充新燃料。
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由于重水慢化能力比轻水低,再加上重水堆使用的是天然铀等原因,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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20t天然水中含有()重水。
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由于轻水堆热容量(),所以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大地(),因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆()。
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气体作冷却剂的主要优点是()。
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早期第一代气冷堆是以()为慢化剂,()气体为冷却剂,()为燃料,()合金为燃料棒的包壳材料。
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早期第一代气冷堆是天然铀石墨气冷堆。下列说法错误的是()。
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早期第一代气冷堆是天然铀石墨气冷堆热能利用效率只有()%。
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改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆。为了提高冷却剂的温度,元件包壳改用(),并采用了()富集铀的二氧化铀陶瓷燃料,C02温度由400提高到()。
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改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆的热能利用效率达()%,功率密度也有很大提高。
- 改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆。由于受到C02与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制(),出口温度难以进一步提高。
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高温气冷堆属于第()代气冷堆。
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高温气冷堆采用化学惰性和热工性能好的()为冷却剂,以()为燃料元件,用耐高温的()作为慢化剂和堆芯结构材料。
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高温气冷堆堆芯出口氦气温度可达到()甚至更高。
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英国第一座20MW的试验高温气冷堆龙堆(Dragon)利用()富集度铀的包覆颗粒燃料,石墨作慢化剂,入口温度为(),出口温度为()。
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()虽然没有发电,但为氦气冷却反应堆和包覆颗粒的发展提供了有力的工具。
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美国桃花谷高温气冷反应堆采用()燃料元件,燃料棒含有包覆颗粒燃料,弥散在石墨基体材料中,冷却孔道放在慢化剂的石墨块内。
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美国桃花谷高温气冷反应堆电厂热效率为()%。
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德国于1959年开始建造()式高温气冷反应堆(即AVR)。
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德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆(即AVR)堆芯内装球形燃料元件()万个,燃料球直径为()。
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德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆(即AVR)初期采用高富集度铀燃料,后期改为低富集度铀燃料,燃耗达到()MWd/tU。
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通过龙堆等三个实验反应堆的运行,高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方面都积累了成功的经验,开始进入发电和工业应用的商用化阶段。特别是取得了()成果。
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年代美国和德国分别建造了电功率为330MW的“圣?符伦堡高温气冷堆电站”和电功率为300MW“THTR-300钍高温气冷堆电站”,同时开始了高温气冷堆氦气()发电和高温核工艺热应用技术的研究发展计划。
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()电站的运行表明高温气冷堆具有很低的辐照剂量水平。
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德国“THTR-00钍高温气冷堆电站”反应堆堆芯是一个球床,由()个直径为6cm的球形燃料元件构成。
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德国“THTR-00钍高温气冷堆电站”反应堆一回路氦气被加热到()℃,通过()台蒸汽发生器,产生l9.0MPa、535的过热蒸汽,供一台300MW的标准汽轮发电机。
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德国“THTR-00钍高温气冷堆电站”反应堆一回路主要设备被装在()压力容器内。
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德国“THTR-00钍高温气冷堆电站”反应堆一回路压力为()MPa。
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世界上第一座商用核电站的堆型为()。
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l985年由美国GA公司提出的棱柱状元件模块式高温气冷堆,采用低浓铀<()%加钍的一次通过燃料循环。
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清华大学核能技术设计研究院从()年代开始进行高温气冷堆和相关技术的研究。
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清华大学10MW的高温气冷实验堆(HTR-10)表明我国已初步掌握了()高温气冷实验堆的核心技术、设计技术和系统集成技术。
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通过()MW高温气冷堆的建造,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权,初步建立了自主设计、制造和建造的能力。
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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在()。
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清华大学10MW高温气冷实验堆是世界上建成的第一座具有()高温气冷堆。
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年2月,国务院常务会议讨论批准了高温气冷堆核动力厂重大专项实施方案。根据专项实施方案,将在山东石岛湾建设规模为()万kW级的模块式高温气冷堆核动力厂示范工程。
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在山东石岛湾建造的华能山东石岛湾核动力厂是20万kW级的模块式高温气冷堆核动力厂示范工程(简称HTR—PM)。采用()燃料元件,()作冷却剂,()作慢化剂。
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华能山东石岛湾核电站由()座反应堆和()个蒸汽发生器系统组成。
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华能山东石岛湾核电站由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成,每一个模块堆的热功率为()MW。
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华能山东石岛湾电站由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成,每一个模块堆的热功率为250MW。向一台蒸汽()发电机组提供高参数的()蒸汽。
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华能山东石岛湾电站由两座反应堆和相应的两个蒸汽发生器系统组成,每一个模块堆的热功率为250MW。向一台蒸汽透平发电机组提供高参数的过热蒸汽,发电功率为()万kW。
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下列关于华能山东石岛湾电站描述错误的是()。
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在华能山东石岛湾电站(HTR-PM)中采用了()循环方案。
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在华能山东石岛湾电站(HTR—PM)中采用了两堆带一机的蒸汽透平循环方案。这种方案是基于()考虑。
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核电厂为了提高经济性,需要提高机组的规模,在压水堆中,提高机组的规模是增加()。
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核电厂为了提高经济性,需要提高机组的规模,在压水堆中,提高机组的规模是增加环路数,在压水堆核电厂一个机组反应堆有()个环路组成,配同样数量的蒸汽发生器。
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模块式高温气冷堆核蒸汽供应系统也可以按其特点选用模块化方案,以()形成一个标准模块。
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模块式高温气冷堆核蒸汽供应系统也可以按其特点选用模块化方案,实现()的配置模式,共享电站辅助设施。
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为了提高经济性,需要提高机组的规模,德国西门子公司的模块式高温气冷堆电站采用()的技术方案。在HTR-PM示范工程拟采用此配置要求。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)由两个250MW热功率的反应堆向20万kW级()蒸汽汽轮机组的实施方案,核动力厂辅助系统共享。通过此示范工程也可以验证多堆带一机配置模式的()。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)电站名义电功率为()MWe。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)堆总热功率(双堆)为()MWt。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)堆芯平均功率密度为()MW/m3。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)电站效率(额定工况)为()%。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)电站可利用率为()%。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)电站设计寿期为()a。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)燃料元件总数/堆为()个。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)燃料元件富集度为()%。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)球重金属含量为()g。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)球平均卸料燃耗为()MWd/tU。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)燃料循环次数为()。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)一回路氦工作压力为()MPa。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)堆入口温度为()。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)堆出口温度为()。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)一回路氦气流量/堆为()kg/s。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)控制棒数目/堆为()组。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)小球停堆系统/堆有()组。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)蒸汽发生器出口处压力为()MPa。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)蒸汽发生器出口温度为()。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)给水温度为()。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)主蒸汽流量/堆为()kg/s。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)汽轮机额定功率()MW。
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华能山东石岛湾电站(HTR—PM)汽轮机主蒸汽流量为()t/h。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆利用TRIS0包覆颗粒的燃料元件,每个燃料颗粒外包覆着()。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆利用TRIS0包覆颗粒的燃料元件,每个燃料颗粒外包覆着两层高密度的热解碳和一层碳化硅,石墨基体内()非燃料边界区。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆利用TRIS0包覆颗粒的燃料元件中碳化硅层十分致密,直至燃料温度在()以下,对裂变产物,这种包覆颗粒能够滞留所有放射性裂变产物。
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能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷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超过()。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆在事故期问,对衰变热的载出不需要能动的堆芯冷却系统。通过非能动的传热机理()足以将衰变热带到表面冷却器。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆在事故期问,对衰变热的载出通过非能动的传热机理,足以将衰变热带到表面冷却器。表面冷却器由放在反应堆()组成。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆反应堆的停堆采用()的控制棒。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆在需要停堆时控制棒能够()落入到()的管道中。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆考虑到控制棒的反应性当量,堆芯的直径限定在()m以下。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆每个燃料元件的铀含量选为()g。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆每个燃料元件的铀含量选为7g,这保证了在()的事故下引入的反应性较小。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆每个燃料元件的铀含量选为7g,这保证了在一回路进水的事故下引入的反应性较小,小于()带来的反应性。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆可以通过()的措施来控制反射层控制棒失效抽出的事故,燃料元件温度不会超过1600的限值。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆石墨作为燃料元件和堆芯构件的材料在高温的堆芯内使用。在出现最大的()下也不会出现石墨材料的失效。
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华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆反应堆堆芯和蒸汽发生器放在各自的()压力壳中,在一回路失效情况下也不会出现部件因过热而损坏。
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高温气冷堆燃料元件由弥散在()基体中的()燃料组成。
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高温气冷堆燃料元件由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成。包覆颗粒燃料直径约()mm。
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高温气冷堆燃料元件由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成。包覆颗粒燃料中心是直径约()mm的核燃料()。
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高温气冷堆燃料元件核芯,核芯外面有()层厚度、密度各不相同的()包覆层。
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高温气冷堆燃料元件核芯的热解碳和碳化硅包覆层的作用是()。
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实验表明,在()的高温下,高温气冷堆包覆颗粒燃料仍能保持其完整性。
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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,这种元件即使在事故条件下,也不会发生放射性物质外泄、危害公众和环境安全的情况。
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高温气冷堆用石墨作慢化剂,堆芯结构材料由石墨和碳块组成,不含金属。石墨和碳块的熔点都在()以上,因此,即使在事故条件下,也绝不会发生像美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核动力厂那种堆芯熔毁的严重事故。
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模块式高温气冷堆采取纵深防御的安全原则,设置了阻止放射性外泄的()道屏障。
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模块式高温气冷堆全陶瓷的包覆颗粒燃料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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模块式高温气冷堆在事故最高温度1600,包覆颗粒燃料的破损率只有(),绝大部分裂变产物都被阻留在颗粒燃料的包覆层内。
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模块式高温气冷堆阻止放射性外泄的第二道屏障是()。
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模块式高温气冷堆一回路压力边界,是阻止放射性外泄的第()道屏障。
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模块式高温气冷堆压力壳的设计、制造具有很高的可靠性,几乎可以排除发生()事故的可能性,其完整性可以得到充分的保证。
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模块式高温气冷堆()是阻止放射性外泄的第四道屏障。
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模块式高温气冷堆根据()原则进行热工设计,使得在事故停堆后,堆芯的冷却不需要专设余热排出系统。
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模块式高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计,使得在事故停堆后,堆芯的冷却不需要专设余热排出系统,燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆()。
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模块式高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计,使得在事故停堆后,堆芯的冷却不需要专设余热排出系统,燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳,再经压力壳的()传给反应堆外舱室混凝土墙表面的()。
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模块式高温气冷堆堆腔冷却器是设置在()混凝土墙上的冷却水管,管内的水经加热后完全依靠自然循环将热量载到上部的(),最终将热量散到周围环境中去。
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模块式高温气冷堆堆腔冷却器有独立的()组,每组都具有()%的余热排出能力。
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模块式高温气冷堆非能动余热排出系统的设计可以保证在极端的()事故条件下,保证堆芯燃料元件的最高温度不超过l600的设计限值,远低于其包覆颗粒燃料的破损温度2100。
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非能动的余热排出系统排除了模块式高温气冷堆()事故的可能性,使之具有非能动的安全特性。
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模块式高温气冷堆中子扩散长度较长,为了保证反应堆的运行,由()来进行反应性控制。
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对于球床高温气冷堆,控制棒放在反射层,反应性控制当量也是比较大的,在反射层中安放()根左右控制棒,就能够实现反应堆的热停堆。
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对于球床高温气冷堆,燃料燃耗所需要的反应性控制可以采用()的方法加以实现。
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高温气冷堆通过()调节一回路的压力。
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高温气冷堆压力调节不需要专用的设备,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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在压水堆中,除了在()中设计了非能动的余热排出系统之外,一般都设有几列相互独立的能动的余热排出系统,包括余热泵和热交换器。
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在高温气冷堆中,也存在余热排出的问题,但由于()的热容量大,可以依靠非能动的余热排出系统实现余热的排除。
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压水堆除了有主给水系统从蒸汽发生器带出热量产生蒸汽供给汽轮机发电以外,还有应急给水系统(也称为辅助给水系统),以保证停堆后第()阶段从反应堆带走余热。
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在目前运行的多数压水堆中,针对冷却剂丧失事故,专门设计了复杂的安全注入系统,包括高压安注、蓄水箱系统(中压安注系统)和低压安注系统,除了一大批设备外,还需要一个提供容量在()m3左右的水源(换料水箱)。
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鉴于压水堆的情况,对安全壳的设计要求很高,要考虑()问题。
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在设计上压水堆的安全壳能够抗()MPa压力和()的温度。
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压水堆的安全壳有严格密封性要求,在失水事故后()小时内安全壳总的泄漏率小于()。
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目前压水堆的安全壳的发展都采用()层安全壳,在()先进压水堆中还设计了堆芯熔融物的捕集器。
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高温气冷堆的安全壳可以称为包容体,包容体的设计承压为()MPa。
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高温气冷堆中可以是非安全级的设备是()。
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模块式高温气冷堆可以在()个方面达到应用。
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高温气冷堆用来发电有()种热力循环方式。
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高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式:(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。蒸汽循环方式由氦气冷却剂通过直流蒸发器加热二次侧的水,产生()的高温蒸汽,推动蒸汽气轮机发电,发电效率可达()%左右。
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高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式:(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式效率可高达()%。
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高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式:(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式的循环路径为()。
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高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式:(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式在技术上有一定困难,主要是()的技术。
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模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热。它能提供()的高温工艺热。
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模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热。它能提供()以下各种蒸汽。
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快中子反应堆,简称快堆,是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为()MeV以上的快中子引起的反应堆。
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()是唯一较容易实现燃料增殖的堆型。
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发展快堆可以使铀资源的利用率从单发展轻水堆的1%左右提高到()%。
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快堆可用的燃料形式有金属合金燃料,金属燃料的缺点是熔点低,仅()。
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随着()的成熟,它已经是快堆最成熟的燃料。
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快堆二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成()芯块,装入到直径约为()的()包壳内,构成燃料元件细棒。
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快堆燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成()的燃料盒。
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快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同,它由()组成。
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快堆的链式反应由()进行控制。
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快堆中无慢化剂,冷却剂可以是()。
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()是快堆冷却剂是一致的选择。
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钠沸点()。
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快堆使用钠做冷却剂时只需()个大气压,冷却剂的温度即可达500-600。
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快堆使用钠做冷却剂时只需两三个大气压,冷却剂的温度即可达()。
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钠的熔点为()。
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钠冷快堆回路式结构是将堆本体、一回路的钠循环泵和中间热交换器(),用管路把各个独立的设备连接成回路系统。
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回路式钠快冷堆为确保因蒸汽发生器泄露发生钠-水反应时堆芯安全的设备是()。
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池式快堆通过钠泵使池内的液钠在堆芯与()之间流动。
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池式快冷堆的液态钠由下而上流经燃料组件,被加热到()左右,流经钠-钠中间热交换器后,温度降至()左右。
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池式钠快冷堆中间回路内的压力高于一回路内的压力。每条回路连接()台蒸汽发生器和()台中间回路钠循环泵。
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钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在()左右的高温液态钠池内进行。
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从l975年起在法国境内合资建造的()快堆核电厂,就是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用示范性核电厂。
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从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂,是一座()快中子堆商用示范性核电厂。
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从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂,冷却剂压力<()MPa。
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从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂,增殖比可达()。
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从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂,热能利用效率达到()%。
- U235在天然铀中占()%。
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大多数热堆,只能利用天然铀中()的235U。
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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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理论上通过乏燃料的后处理,快中子堆可以将235U、238U及239Pu全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他核素,快堆只能利用()%以上的铀资源。
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快中子堆比目前的热堆对核燃料的利用率提高()倍。
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只有采用能使核燃料增殖的、以()循环为基础的(),才是摆脱即将面临的铀资源日益枯竭困境的出路。
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每当一个钚-239核裂变时,除了维持自身链式反应,还可以剩余()个中子。
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()是快堆与目前的热堆的主要区别,也是快堆的主要优点。
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快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆,增殖比可达()。
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重水堆转换比接近()。
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轻水堆转换比接近()。
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按照目前的情况,快堆的倍增时间是()年。
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在钠作冷却剂的快堆中,钠中含()量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀。
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快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高,燃料元件包壳的最高温度可达(),远远超过压水堆燃料元件约()的最高包壳温度。
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我国对快堆技术的开发始于20世纪()年代。
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年快堆技术发展纳入()确立建造热功率65MW(电功率25MW)实验快堆的工程目标。
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我国热功率65MW(电功率25MW)实验快堆()首次达到临界,()实现并网发电。
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可以在核动力厂使用的反应堆堆型有()。
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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问的()。
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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()。
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沸水堆的反应堆厂房,也称为二次安全壳。其功能是()。
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沸水堆反应堆厂房(即二次安全壳)除包围一次安全壳外,还包括()。
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下列关于沸水堆安全壳说法正确的有()。
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先进的沸水堆(ABWR)设计的重大改进之一是将原来BWR安装在压力壳外侧的反应堆再循环泵改为安装在压力壳内部的内置泵,实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该项改进的优点是()。
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与压水堆核电站相比,沸水堆核电站的特点有()。
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沸水堆堆芯出现空泡是沸水堆最大的特点,下列说法正确的是()。
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沸水堆正常反应性控制由()共同完成。
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沸水堆正常运行中,冷却剂中无可溶硼,这也为堆芯注入时可以使用各种各样的水源,()可以作为主要水源。
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沸水堆通过()实现一回路水总量和压力控制。
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与压水堆核电厂相比,下列关于沸水堆核动力厂的缺点说法正确的是()。
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重水堆按结构可分为压力管式和压力壳式,下列关于压力管式重水堆说法正确的有:()。
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压力管式重水堆分为立式和卧式两种。立式的压力管是垂直的,可采用()冷却。
- 重水堆按其结构形式可以分为压力管式和压力壳式两类。下列关于压力壳式重水堆说法正确的有()。
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压力壳式重水堆只有立式,冷却剂与慢化剂相同,可以是()。
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压力管式重水堆(CANDU堆)核蒸汽供应系统包括()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)压力管中装有()。
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压力管卧式重水堆(CANDU堆)在压力管外设置一条同心的管子,称为排管,下列说法正确的是()。
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重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较,有()主要差别,这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的。
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CANDU堆与PWR堆相比较,CANDU反应堆的特点是()。
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PWR堆与CANDU堆相比较,PWR反应堆的特点是()。
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CANDU堆与PWR堆相比较,CANDU在核燃料方面的特点是()。
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PWR堆与CANDU堆相比较,PWR在核燃料方面的特点是()。
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气体作冷却剂的特点是()。
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改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆,其特点是()。
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通过()实验反应堆的运行,高温气冷堆在设计、燃料和材料的发展、建造和运行方面都积累了成功的经验,开始进入发电和工业应用的商用化阶段。
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德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆(即AVR)其特点是()。
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美国建造了电功率为330MW的圣?符伦堡示范式高温气冷堆核动厂,该电站成功地论证了高温气冷堆(HTGR)的许多特性,包括()。
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德国“THTR-00钍高温气冷堆电站”反应堆特点()。
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通过AVR和THTR-300的建造和运行,证明了球床堆的一些特殊优点,而且在()等技术方面形成了它的研究和生产体系。
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通过l0MW高温气冷堆的建造,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权,初步建立了自主设计、制造和建造的能力,下列说法正确的有()。
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整个华能山东石岛湾电站由()等系统组成。
- 华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆的最重要的设计特性有()。
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高温气冷堆可以按照燃料元件的形状分类,高温气冷堆燃料元件形状有()。
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氦气是一种惰性气体,下列关于氦气性质说法正确的有()。
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模块式高温气冷堆由()组成的一回路压力边界,是阻止放射性外泄的第三道屏障。
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下列关于模块式高温气冷堆一回路舱室说法正确的有()。
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在高温气冷堆中不需要设置的系统和设备有()。
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压水堆安全壳的与高温气冷堆安全壳相比,其区别在于()。
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高温气冷堆的安全壳可以称为包容体,其特点和功能是()。
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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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高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式:(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式的特点是()。
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高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式:(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式在技术上有一定困难,主要是气体气轮机的技术,如()等。
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模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热,用于()。
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至今,共建成了20多座不同功率规模的快堆,包括(),积累了300多堆年运行经验。
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快堆可用的燃料形式有()。
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快堆可用的燃料形式有金属合金燃料,金属燃料或金属合金燃料优点是()。
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快堆可用的燃料形式有金属合金燃料,金属燃料的缺点是()。
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快堆可用的燃料形式有氧化物燃料,氧化物燃料的优点是()。
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快堆可用的燃料形式有氧化物燃料,氧化物燃料的缺点是()。
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随着氧化物燃料的成熟,它已经是快堆最成熟的燃料,现在运行的原型快堆、经济验证快堆和后期的实验快堆几乎都用()等氧化物燃料。
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下列关于快堆堆芯说法正确的有()。
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快堆的二氧化铀增殖再生区的位置是()。
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根据冷却剂的种类,可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。下列关于气冷快堆说法正确的是()。
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钠冷快堆使用液态金属钠作为冷却剂,钠做冷却剂的优点有()。
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钠冷快堆使用液态金属钠作为冷却剂,钠做冷却剂的缺点是()。
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钠冷快堆按结构分为()。
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钠冷快堆回路式结构是将()分立布置,用管路把各个独立的设备连接成回路系统。
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回路式钠冷快堆的特点是()。