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池式即一体化方案快堆是将（）浸泡在一个很大的液态钠池里。

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与回路式钠快冷堆相比，池式钠快冷堆的特点（）。

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现代快中子堆的特点（）。

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由于快堆对核燃料的品位不如热堆那么敏感，快堆的核燃料来源可以是（）。
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钠快冷堆中的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会（）。

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为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪（）年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。

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第一代核动力厂属于（）核动力厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的（）。

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第二代核动力厂是指20世纪（）年代末期后投入商业运行的核电机组。

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第二代核动力厂主要是实现核电商业化、标准化、系列化、批量化，以提高（）。

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第（）代核动力厂是目前世界正在运行的400多座核动力厂的主力机组。

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第二代核动力厂是目前世界正在运行的（）多座核动力厂的主力机组。

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核动力厂用户要求文件(URD)由（）发起编制。

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欧洲核电用户要求(EUR)文件由欧洲（）家核电公司编写。

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第三代核动力厂是指（）的核电机组。

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第三代是指以满足美国核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)为（）要求的，具有预防和缓解严重事故（），经济上能与（）机组相竞争的核电机组。

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下列关于第三代核动力厂说法错误的是（）。

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在21世纪投入运行的核动力厂，都必须满足（）所提出的条件，否则将难以为用户所接受，也难以被安全评审当局批准建造。

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

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆专设安全系统应满足执照申请的设计基准要求，有大的安全裕量，堆芯损坏频率小于（）／堆年。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆在累积发生频率大于（）／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约（)，公众个人的全身剂量小于（）。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂至少有（）的交流电源与电网相连。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂采用更（）的专设安全系统。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在核动力厂的设计上做到事故后至少（）min时间内，不考虑操纵员的于预。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在丧失全部给水的事故下，至少在（）内不会发生燃料损坏。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在（）的事故下，至少在2h内不会发生燃料损坏。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在丧失厂内外交流电源的（）内，燃料没有损坏。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在（）的8h内，燃料没有损坏。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂在核动力厂的设计上做到至少（）内，不需要操作员干预。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂（）条件下，安全壳有足够的设计裕量。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：电厂规模改进型设计（）MWe；非能动型设计（）MWe。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：电厂规模非能动型设计600MWe，实际上目前已可以做到（）MWe。
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：设计寿命（）年。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：事故抑制，通过概率风险分析，<（）/堆年。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：失水事故，对于>（）破口，无燃料损坏。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：严重事故缓解，对累积发生频率>（）／堆年的严重事故，在厂址边界处个人剂量<25rem。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：严重事故缓解，对累积发生频率>10-6／堆年的严重事故，在厂址边界处个人剂量<（）rem。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：对于（）型轻水堆，从技术上看只需简单的厂外应急汁划。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：对于非能动型轻水堆，从技术上看只需简单的（）应急计划。
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：设计可利用率（）%。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：换料周期（）个月。
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：负荷调度为（）负荷跟踪。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：放射性职业照射<（）。
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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：建造时间，1300MWe≤（）个月(从第一罐混凝土浇罐到商业运行)。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：建造时间，600MWe≤（）个月(从第一罐混凝土浇罐到商业运行)。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：开始建造时的状态，完成（）％设计。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：经济目标，在运行l0年后比非核动力厂成本低（）％，在运行30年后比非核动力厂成本低（）％。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：经济目标，在运行（）年后比非核动力厂成本低10％，在运行（）年后比非核动力厂成本低20％。

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西屋电气公司的AP1000先进非能动型压水堆是一个在AP（）基础上设计开发的电功率为1117MW的压水反应堆。

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AP1000核动力厂在成熟的压水堆核电技术的基础上，引入（）理念，使核动力厂安全系统的设计发生了创新性的变化。

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AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的（）。

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AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，简化了（）。

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AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，减少了（）。

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AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，大幅度地减少了（）。

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AP1000核动力厂非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解（）。

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

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AP1000核动力厂非能动安全系统只需少量的（）连接，并能自动启动。

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AP1000核动力厂非能动安全系统只需少量的阀门连接，并能自动启动。这些阀门被设计成在（）时启动，达到它们的安全保护状态。

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AP1000的设计是一个（）核电厂。

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AP1000的设计是一个两回路、百万级压水堆核电厂，采用非能动安全设施以及简化的电厂设计，从而使核电厂具有良好的（）。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组净电功率约（）MW。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其电站设计寿命（）年。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组可利用率≥（）%。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计非计划停堆次数小于（）。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计燃料热工裕量，即偏离泡核沸腾比(DNBR)裕量大于（）％。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计燃料组件卸料燃耗可达（）MWd／tU。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯燃料循环的换料周期为（）个月。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯燃料循环的换料周期为18个月，（）天完成换料。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（）／堆年。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计严重事故下大量放射性物质释放频率<（）／堆年。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计换料周期为（）个月。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计非能动安全系统保证了在事故发生后，操作员可不干预时问至少为（）h。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计抗震设计的安全停堆地震(SSE)水平加速度为（）g。

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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计采用（）冷却的方案实现堆芯熔化后堆芯熔融物在压力壳内滞留。
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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计大量早期释放频率＜5.94×（）/堆年。

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AP1000初始燃料循环平均线功率密度小于（）kW／ft。

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AP1000初始燃料循环平均线功率密度小于（）W／cm。

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AP1000堆芯有（）个燃料细件，堆芯活性区高度为（）英尺。

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AP1000最大组件燃耗可达（）Wd／tU。

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AP1000堆芯（）代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并且降低中子泄漏，提高了中子的经济性。

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AP1000堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，提高了（）。

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AP1000原来在底部安装的可移动的堆内仪表用在顶部安装的固定式仪表代替，实现堆芯功率分布的在线监测，并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件，降低了在严重事故情况下（）的概率。

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AP1000堆芯设置反应性价值比较（）的（）控制棒，功率调节和负荷跟踪采用机械补偿运行，可以不需要调节硼浓度就能够完成日负荷跟踪。

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

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AP1000在传统的堆芯三区燃料装载方式中，首炉堆芯采用三种235U富集度燃料的三区装载方式，三区富集度分别为（）％。

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AP1000先进燃料装载技术的堆芯采用（）区燃料装载方式。

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AP1000先进燃料装载技术堆芯采用六区燃料装载方式，六区燃料分别为A、B、C、D、E和F，其富集度（）。

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AP1000先进燃料装载技术堆芯采用六区燃料装载方式，六区燃料分别为A、B、C、D、E和F，其富集度从低到高；较高富集度的燃料E、F和较低富集度的燃料（）装在内区。

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AP1000先进燃料装载技术在D、E和F区的燃料棒两端有低富集度区，以（）。

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AP1000先进燃料装载技术在（）高富集度区燃料组件内的燃料棒有不同富集度，以（）。

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AP1000由于先进燃料装载技术以及用WABA可燃毒物代替硼玻璃，与传统的三区装载方式相比，首炉堆芯的燃料成本将节约（）%。

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AP1000堆芯平衡燃料循环，采用（）的燃料管理策略。

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AP1000堆芯平衡燃料循环，堆芯燃料采用（）泄漏装载方式。

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AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置（）区。

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AP1000堆芯平衡燃料循环，采用（）可燃毒物，用于展平堆芯功率分布和燃耗反应性补偿。

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在AP1000平衡循环的低泄漏装载方式中，每次换料更换（）个燃料组件。

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在AP1000平衡循环的低泄漏装载方式中，每次换料更换64个燃料组件，添加的64个新组件有（）种富集度。

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在AP1000平衡循环的低泄漏装载方式中，每次换料更换64个燃料组件，添加的64个新组件有两种富集度，其中36个组件的富集度为（）％，28个组件的富集度为（）％。

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在AP1000平衡循环的低泄漏装载方式中，采用两种富集度是为了提高燃料的利用效率并得到更好的（）功率分布。

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AP1000平衡循环的低泄漏装载方式可以（）。

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AP1000的一回路由（）个环路组成。

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AP1000的一回路系统包括：（）台反应堆压力容器、（）台稳压器和（）条冷却剂环路。

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AP1000的一回路由两个环路组成，每环路由（）台蒸汽发生器、（）台反应堆冷却剂泵、（）个热管段和（）个冷管段组成。

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AP1000的压力容器材料是（），表面堆焊（）。

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AP1000的压力容器材料是低合金钢，表面堆焊奥氏体不锈钢（）cm。

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AP1000的压力容器设计参数为（）MPa和（）。

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AP1000的压力容器工作压力（）MPa，寿命（）年。

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AP1000有（）台蒸汽发生器。

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AP1000蒸汽发生器传热管为热处理、抗腐蚀的（）管子。

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AP1000的反应堆冷却剂泵为（）。

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AP1000的安全不是依赖安全功能系统大量冗余来实现的，而是通过（）来实现的。

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AP1000安全系统可以在无须操纵人员行动或交流电支持的情况下建立并长期地维持（）。

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AP1000非能动系统被设计成能满足（），并且采用（）来验证它们的可靠性。

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AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)的应急堆芯余热排出安全功能是在正常载热路径丧失即（）不可用时，提供堆芯余热的载出。

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AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)的反应堆冷却剂系统应急补给和硼化安全功能是在（）事故下当化容系统的补给失效或不足时提供补给。

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AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)的安全注入安全功能是在（）破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供堆芯冷却和卸压。。

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AP1000在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时，非能动堆芯余热排出系统(PRHR)可自动投入排出堆芯的余热。该系统主要设备包括一套（）％容量非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)和相连的管道、阀门。

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当AP1000启动非能动余热排出系统时，冷却剂通过自然循环或强迫流量(如主冷却剂泵在运转)通过PRHRHX热交换器将热量传给换料水箱,换料水箱内的水达到饱和温度大约需要（）h。

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当AP1000启动非能动余热排出系统时，（）提供了长期的衰变热排出能力，而不需要操纵人员的行动。

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AP1000非能动安全注入系统由（）以及相连的阀门和管道组成。

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AP1000非能动安全注入系统由（）个堆芯补水箱、（）个安注箱、（）只内置换料水箱以及相连的阀门和管道组成。

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AP1000非能动安全注入系统由2个堆芯补水箱、2个安注箱、1只内置换料水箱以及相连的阀门和管道组成，各个箱内装的是（）。

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AP1000在LOCA下非能动堆芯冷却系统(PXS)利用（）种水源实现注入，以冷却堆芯。

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AP1000非能动安全注入系统的水源之中，箱内压力就是主回路压力的是（）。

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AP1000非能动安全注入系统的水源之中，（）执行高压安全注射功能，在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量。

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AP1000在非LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，（）为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。

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AP1000在非LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱(CMT)为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。在10gpm(22.71m3／h)泄漏下，CMT可以至少维持（）小时。

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AP1000在事故情况下，堆芯补水箱(CMT)依靠（）向反应堆注水，冷却堆芯。

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AP1000非能动安全注入系统的水源之中，（）执行中压安全注射功能，在LOCA事故时，能在有限的几分钟时间间隔内向堆芯注射十分大的安注流量。

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AP1000非能动安全注入系统的水源之中，安注箱执行中压安全注射功能，安注箱内充（）个大气压的（）。

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AP1000非能动安全注入系统的水源之中，长期安全注入水必须使用（）中的水。

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

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AP1000非能动安全注入系统在事故情况使用换料贮水箱时，根据驱动信号自动打开（），依靠（）向堆芯注水，冷却堆芯。

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AP1000非能动安全注入系统的内置换料水箱内压力为（）。

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AP1000非能动安全注入系统的水源之中，（）注入前反应堆冷却剂系统必须降压。

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AP1000反应堆冷却剂系统的减压是自动控制的，只有当压力减到约（）MPa时才可以通过内置换料水箱（IRWST）实现注水。

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

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AP1000在LOCA下堆芯冷却的长期水源是（）。

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AP1000安全壳是钢安全壳，由（）个环段和上下封头组成。

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AP1000安全壳是钢安全壳，安全壳圆柱段壁厚（）cm。

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AP1000安全壳设计压力(表压)为（）bar。

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AP1000安全壳设置（）个设备闸门和（）个人行通道气闸。

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作为最后的一道安全屏障，AP1000安全壳有（）功能。

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AP1000安全壳的功能是在正常运行时为堆芯和反应堆冷却剂系统提供（）。

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AP1000安全壳的功能是在（）下包容空气中的放射性物质。

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AP1000安全壳外有抗地震的（）结构，有保护安全壳使之免于受外部事件(龙卷风、导弹等)的损坏。

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AP1000为了保护安全壳的完整，设计了非能动安全壳冷却系统，它主要由（）、水分配装置以及相关仪表管道阀门组成。

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AP1000非能动安全壳冷却系统，是一个安全相关系统，其功能是在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过（）。

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AP1000非能动安全壳冷却包括（）个过程。

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在事故后的（）小时内，AP1000非能动安全壳冷却系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统执行（）功能。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统可在设计基准事故后，利用结构的（），为电厂中必须保持其功能的那些设备提供非能动的冷却。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统能够在主控制室内居留人员最多为（）人的情况下，向主控制室供应的设计空气流量为110.4+8.5标准m3／hr，保持CO2的浓度小于（）％。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统有（）只空气储存箱(分成（）个机械模块)储存压缩空气。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统有32只空气储存箱(分成4个机械模块)储存压缩空气，在（）小时内可向主控制室供应足够的呼吸用空气。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统有32只空气储存箱，由（）空气系统的空气压缩机为空气供应储存箱提供正常的空气补充。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统在非放射性通风系统不工作时，非能动热阱能在（）小时内限制主控制室、仪表控制室和直流设备室内的温度上升。

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AP1000非能动主控制室应急可居留系统在失去通风系统时，非能动热阱能将热量很快地传到混凝土墙，使仪表设备室或直流设备室的温度限制在（），主控制室的温度限制在（）。

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AP1000安全壳氢气控制系统在（），限制和降低安全壳内的整体氢浓度。

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AP1000安全壳氢气控制系统在严重事故后，为防止氢燃烧或爆炸提供（）。

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AP1000安全壳氢气控制系统在堆芯发生恶化或熔化情况时或之后，采用（）释放出来的氢气的方法，防止安全壳内氢整体浓度达到可燃限值。

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AP1000氢气浓度监测系统有（）个监测器。

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AP1000氢气复合子系统有（）个非能动氢气自动催化复合器。

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AP1000氢气点火子系统有（）个氢气点火器。

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将熔融堆芯滞留在（）内是AP1000非能动核动力厂采用的一项重要的对付严重事故策略。它保证第（）道屏障不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。

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AP1000为了将熔融堆芯滞留在压力容器内，在发生堆芯熔化的严重事故情况下，（）系统将水注入堆腔。

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欧洲压水堆(EPR)为了降低发电成本，对一些主要因素进行了最优化考虑，提高了（）。

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欧洲压水堆(EPR)机组热效率高，可达到（）%。

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欧洲压水堆(EPR)一回路数为（）个。

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欧洲压水堆(EPR)燃料组件数为（）。

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欧洲压水堆(EPR)燃耗>（）GWd／tU。
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欧洲压水堆(EPR)二回路压力（）bar。

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欧洲压水堆(EPR)抗震安全度为（）g。

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欧洲压水堆(EPR)设计寿命为（）年。

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欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循简单化和多样化原则。重要的安全系统及其支持功能设备，安全注入、应急给水、设备冷却、应急电源，都按（）列设计。

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欧洲压水堆(EPR)反应堆厂房和安全厂房采用了（）式设计，可以经受军用或商用飞机的撞击。

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欧洲压水堆(EPR)（）的安全系统使预防性维修得到了优化。与当前核动力厂相比，在运行期间可以完成系统部件的试验和维修，即可进行不停运的日常保养维护。

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欧洲压水堆(EPR)标准的停堆换料检修(包括必要的维护)时间为（）天。

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欧洲压水堆(EPR)机组在整个寿期内的平均可用因子达到（）％。

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欧洲压水堆(EPR)紧急停堆频率小于每堆年（）次。

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欧洲压水堆(EPR)非计划容量因子的损失率小于（）％。

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

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欧洲压水堆(EPR)堆芯尺寸的增加减少了中子的径向泄漏（）%，适合采用低泄漏的燃料管理方式。

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欧洲压水堆(EPR)核燃料利用率高，同等发电量下EPR比一般轻水堆节省（）％的铀燃料。

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欧洲压水堆(EPR)锕系元素的产生量降低了（）％，减少了长寿命高放废物的产生量。

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欧洲压水堆(EPR)初始堆芯采用（）种不同富集度的燃料分区布置。

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欧洲压水堆(EPR)初始堆芯采用四种不同富集度的燃料分区布置，（）区富集度最高，其中一组有（）。

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欧洲压水堆(EPR)换料方案为（）。

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欧洲压水堆(EPR)堆芯设计很灵活，在技术上可以装载U02燃料，也可以装直至（）％的MOX燃料(UO2-PuO2)。

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欧洲压水堆(EPR)换料周期在（）个月。

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欧洲压水堆(EPR)卸料燃耗(最大)大于（）MWd／tU。

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欧洲压水堆(EPR)卸料燃耗(最大)大于70000MWd／tU，包壳材料（）已经辐照到78000MWd／tU。

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欧洲压水堆(EPR)在18个月换料周期下，燃料组件的235U富集度是（）%。

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欧洲压水堆(EPR)控制棒有两部分组成，上部材料是（），下部材料是（）。

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欧洲压水堆(EPR)堆内中子通量的测量采用气动小球（）系统的可移动式标准仪表，通过小球送入堆芯活化，由小球放射性测量出中子通量分布图。

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欧洲压水堆(EPR)对下部支承构件进行了改进，（）了堆压力壳的中子通量，保证了压力壳60年的寿期。

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欧洲压水堆(EPR)压力容器壁厚为（）mm。

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欧洲压水堆(EPR)压力容器下部无任何贯穿件，所有堆芯仪表贯穿件在压力容器的顶部。这有利于（）。

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欧洲压水堆(EPR)压力容器管座下部、堆内构件的下部支撑件、接管安全端的材料由Inconel600改用Inconel（），减少应力腐蚀。

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欧洲压水堆(EPR)压力容器加大了管嘴到堆芯顶部的距离，加大了管嘴到堆芯顶部的距离，使小LOCA能够避免堆芯裸露，在大LOCA下，加大再淹没的（）。

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欧洲压水堆(EPR)蒸汽发生器传热管数为（）根。

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欧洲压水堆(EPR)蒸汽湿度由最大0.25％变为（）％。

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欧洲压水堆(EPR)稳压器在当严重事故(堆芯熔化)将要发生时，通过释放阀开启，向安全壳内大气排放，保证使反应堆一回路快速降压至<（）bar。

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欧洲压水堆(EPR)主泵为（）。

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欧洲压水堆(EPR)重要的安全系统及其支持功能设备都按四列(N+3)设计，按4列设计的理由是（），最后只有一列有限供使用。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统设计遵循（）原则。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统在正常运行工况下执行余热载出功能，在反应堆冷却剂温度低于（）、压力小于（）MPa时，通过低压安注泵将反应堆冷却剂系统的热量经过余热载出系统热交换器输送给设备冷却水系统。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统在正常运行工况下执行余热载出功能，在反应堆冷却剂温度低于120、压力小于3MPa时，通过（）将反应堆冷却剂系统的热量经过余热载出系统热交换器输送给（）。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统在事故工况下当反应堆冷却剂温度低于（）、压力小于（）MPa时进行安注。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统按（）％设计，每个安全系统有相互独立的厂房，每个安全系统都可以独立完成安全功能。

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欧洲压水堆(EPR)中压安全注入动作压力（）bar，（）蒸汽发生器安全阀的定值。

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欧洲压水堆(EPR)中压安注泵是（）。

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欧洲压水堆(EPR)中压安注泵设计压力是（）bar，设计温度是（），额定流量为（）m3／h。

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欧洲压水堆(EPR)低压安注泵的设计压力是（）bar，设计温度是（），额定流量为（）m³／h。

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欧洲压水堆(EPR)安注箱的设计压力是（）bar，设计温度是（）。

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欧洲压水堆(EPR)安注箱的运行压力（）bar，运行温度是（）。

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欧洲压水堆(EPR)安注箱的水体积是（）m³，气空间体积（）m³。

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欧洲压水堆(EPR)安注箱注入时间为（）。

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下列关于欧洲压水堆(EPR)的应急给水系统(EFWS)说法错误的是（）。

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欧洲压水堆(EPR)的应急给水系统与标准900MWe机组的两列不同，按4×100％设计，在飞机坠落情况下，依靠（）列就能够过渡到RHR（余热载出）系统投入的工况。
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欧洲压水堆(EPR)安全壳为双层安全壳，安全壳内壳为（）结构，外壳为（）结构。

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EPR的安全壳混凝土底座厚达（）m。

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EPR的安全壳为双层安全壳，内、外壳的厚度都是（）m。

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EPR的安全壳为双层安全壳，内壳有（）mm金属内衬。

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EPR总厚度达（）m厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭，考虑了军用、一般飞机和商用飞机(20t，速度215m／s)。

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EPR总厚度达2.6m厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭，考虑了军用、一般飞机和商用飞机（）。

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EPR安全壳设计(绝对)压力提高到（）MPa，设计温度提高到（）。

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EPR安全壳在设计压力下的泄漏率为（）％／d。

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EPR安全壳的抗震设计按（）g考虑。

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为了防止氢爆，在EPR安全壳内装有氢复合器，安装了（）个两种非能动催化复合器。

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为了防止氢爆，在EPR安全壳内装有氢复合器，在氢浓度达到（）Vol％时，氢复合器自动启动。

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在EPR安全壳内装有氢复合器，其复合能力为在1.5bar和4Vol％下氢的损耗率大于（）kg／h。

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EPR安全壳内装有氢复合器，保证了安全壳内氢的总体积含量小于（）％。

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EPR安全壳内装有氢复合器，能够在（）小时内使氢含量降到4％以下。

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EPR安全壳内装有氢复合器，能够在12小时内使氢含量降到（）％以下。

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欧洲压水堆(EPR)即使在绝热完全燃烧下，氢爆产生的压力也小于（）bar，以保证安全壳完整性。

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为了对付堆芯熔化的严重事故，EPR设计了（），冷却堆芯熔融物，使用了耐特高温保护材料，保证混凝底板的密封性。

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欧洲压水堆(EPR)堆芯熔融物从反应堆堆坑到堆芯熔融物扩散区的转运，是通过一个称为（）的非能动装置。

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欧洲压水堆(EPR)堆芯捕集器扩展区面积是（）m²。

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欧洲压水堆(EPR)通过重力非能动或由安全壳排热系统的泵将（）的水送入通道。通过上部水的蒸发和下部带大量散热片金属结构的冷却，实现熔融物的冷却。

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欧洲压水堆(EPR)为了对付堆芯熔化的严重事故，能在（）内使熔融物固定，（）后完全固化。

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实验证明，欧洲压水堆(EPR)堆芯熔融物收集系统能够排出大约（）t熔融物所带的热量。

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实验证明，欧洲压水堆(EPR)堆芯熔融物收集系统能够排出大约200t熔融物所带的热量，约（）MW。

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欧洲压水堆(EPR)堆芯熔融物收集系统冷却产生的蒸汽进入安全壳，通过（）实现冷凝。

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欧洲压水堆(EPR)安全壳排热系统(CHRS)作用是（），以保持安全壳长期完整性。

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欧洲压水堆(EPR)安全壳排热系统(CHRS)由（）列组成。

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欧洲压水堆(EPR)安全壳排热系统(CHRS)的泵和热交换器在安全厂房，从（）吸水，通过喷淋系统降低安全壳压力和温度。

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欧洲压水堆(EPR)安全壳热量载出有（）种方式。

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

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与当前核动力厂相比，欧洲压水堆（EPR）在（）期间可以完成系统部件的试验和维修。

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为了形象地描述，根据核动力厂（）要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。

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下列属于第二代核动力厂的是（）。
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第二代核动力厂主要是实现核电（），以提高经济性。

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下列核动力厂属于二代核动力厂的有（）。

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第三代核动力厂包括了改革型的能动(安全系统)核动力厂和先进型的非能动(安全系统)核动力厂，并完成了（），它们将成为下一代(第三代)核动力厂的主力堆型。

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下列关于第四代核能利用系统说法正确的有（）。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆应该有（）基本特征。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆的抗事故能力要求包括（）。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆缓解事故能力包括（）。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂的要求是（）。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对于非能动型核动力厂的要求包括（）。

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除了核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定先进反应堆应该有的基本特征外，先进反应堆的其他特点还包括（）。

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核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)对新型压水堆的基本要求是：设计原则（）。

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第三代反应堆的主要堆型包括（）。

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第三代压水反应堆的主要堆型包括（）。
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第三代沸水反应堆的主要堆型包括（）。

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AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，取消了（）。

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AP1000核动力厂非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统，例如（）以及有关抗震厂房来放置这些部件。

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AP1000核燃料堆芯三区装载方法采用（）做可燃毒物。
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AP1000核燃料堆芯三区装载方法由于最高富集度的燃料装在堆芯外区，因此（）。

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AP1000对首炉堆芯，推荐采用先进的堆芯燃料装载技术。先进燃料装载技术的主要特点有（）。

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AP1000先进燃料装载技术堆芯采用六区燃料装载方式，六区燃料分别为A、B、C、D、E和F，其富集度从低到高；较低富集度的燃料（）装在堆芯的周边。

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AP1000先进燃料装载技术在换料的燃料管理中采用（）作为可燃毒物。

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AP1000先进燃料装载技术在（）区的燃料棒两端有低富集度区，以提高燃料的有效利用。

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对于AP1000堆芯平衡燃料循环，采用（）策略和技术。

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AP1000安全系统包括（）。

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AP1000非能动堆芯冷却系统包括（）。

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AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)的安全功能是（）。

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AP1000非能动堆芯余热排出系统(PRHR)主要设备包括一套100％容量非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)和相连的管道、阀门。下列关于PRHRHX说法正确的有（）。

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下列关于AP1000非能动安全壳系统描述正确的有（）。

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关于下列AP1000非能动主控制室应急可居留系统(MCRHS)描述正确的有（）。

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AP1000安全壳氢气控制系统功能是（）。

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AP1000安全壳氢气控制系统包括（）。

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欧洲压水堆(EPR)是由（）联合开发的第三代欧洲压水堆核电厂。

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

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欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循（）原则。

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欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循简单化和多样化原则。重要的安全系统及其支持功能设备，包括（）都按四列设计。

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欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循简单化和多样化原则。关于其特点说法正确的有（）。

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欧洲压水堆(EPR)的专设安全设施即安全系统主要包括（）。

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欧洲压水堆(EPR)重要的安全系统及其支持功能设备，包括安全注入、应急给水、设备冷却、应急电源，都按四列(N+3)设计。每列包括（）。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统包括（）。

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欧洲压水堆(EPR)安注／余热载出系统有四列，每列包括（）。

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欧洲压水堆(EPR)与标准900MWe核动力厂的安注系统有（）差别。

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研究堆是指主要用来作为（）的核反应堆，也称为非动力反应堆。

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研究堆的类型按（）分为零功率堆、普通中子辐照反应堆和高通量堆。

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研究堆的类型按（）分为次临界装置、临界堆和脉冲堆。

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研究堆的类型按（）分为热中子堆和快中子堆。

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从安全性和防止核扩散特性考虑，国际原子能机构建议民用研究堆采用富集度不超过（）%的低富集度铀来制造核燃料。

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对反应堆功率达到（）的高功率研究堆，其设计、运行和严重事故风险管理应参考核动力厂动力堆的规定。

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下列属于研究堆的辐射屏蔽系统的是（）。

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研究堆利用（）研究物质的静态结构和动态信息，已成为具有特殊的研究手段，在物理、化学、生物学、冶金学和材料科学等方面，得到了广泛的应用。

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我国的核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》规定了研究堆设计与运行中应采取的保障安全的（），以及安全监管的（）。

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我国从（）年开始建造研究堆，于该年6月建成了第一座研堆。

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到目前为止，我国现有在役民用研究性核反应堆(包括临界装置和微堆)（）座。

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我国第一座研究性反应堆是（）实验堆。

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中国先进研究堆CARR是一座（）核反应装置。

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中国先进研究堆CARR为（）冷却慢化、（）反射层的（）反应堆。

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中国先进研究堆CARR设计核功率为（）MW。

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中国先进研究堆CARR反应堆堆本体主要由（）和堆芯容器等部件组成。

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中国先进研究堆CARR堆芯由（）盒标准燃料组件及（）盒带控制棒跟随体燃料组件构成。

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中国先进研究堆CARR堆本体淹没在水池里，约（）m³的池水为事故期间导出堆芯余热提供临时热阱，确保反应堆安全。

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中国先进研究堆CARR冷却剂系统通过（）与池水相通，使水池起到了（）的作用。

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中国先进研究堆CARR反应堆冷却剂系统有（）台转速为（）r/min的主泵。

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中国先进研究堆CARR反应堆冷却剂系统由4台主泵、（）台（）换热器和相关的管道、阀门等组成。

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中国先进研究堆CARR反应堆进口管道连接在（）上，出口管道连接在（）上。

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中国先进研究堆CARR正常运行时，冷却剂通过（），进入堆芯容器冷却堆芯，再流入（），经主回路系统返回。

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中国先进研究堆CARR应急堆芯冷却系统（）台应急泵随堆运行，事故时，当主回路压力低于某一值时应急泵开始将池水注入堆芯实现应急冷却。

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

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中国先进研究堆CARR自然循环过程是从（）处吸水进行循环。

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中国先进研究堆CARR自然循环过程是从滤网处吸水，流过（），再流到堆水池。

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中国先进研究堆CARR选用铀富集度为（）%、芯体含铀密度为（）g/cm³的（）作燃料芯体。
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中国先进研究堆CARR燃料组件为（）做包壳的（）形燃料组件。

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中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计的特点是（）。

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中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计，使重水反射层内最大热中子通量可达到（）／(cm².s)。

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中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计，使品质因子可达到（）／(cm².s.MW)水平，已属世界研究堆参数的先进行列。

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中国先进研究堆CARRU3Si2-Al弥散型燃料芯块具有较高的起泡温度阈（）。

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中国先进研究堆CARR反应堆活性区不裸露的设计。堆本体浸没在一个深（）m的水池内，其活性区安装在水池底部的衰变箱上（）m处(活性区中心标高)。

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中国先进研究堆CARR在结构上采取措施，致使发生回路管破口的失水事故、工艺间被泄漏水充满时，堆芯燃料元件不会因为池水水位下降而裸露，其上仍有约（）m厚的水层，对反应堆安全极为有利。

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中国先进研究堆CARR反应堆运行时冷却剂中的氧在中子照射下会被活化形成的（）在衰变箱中能够得到适当衰减，极大地降低了主回路系统工艺问的辐射水平。

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N的衰变将释放出能量为（）MeV的γ射线，但其半衰期较短，仅为（）s。

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中国先进研究堆CARR衰变箱布置在（）。

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中国先进研究堆CARR非动力核应用技术研发，包括民用放射性同位素研发与（）中子掺杂研发。

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（）脉冲堆在科学技术研究方面具有广泛的应用价值，是一种具有固有安全特性的（）辐照反应堆。

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铀氢锆脉冲堆采用（）作为固体燃料-慢化剂元件。

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铀氢锆脉冲堆的冷却剂是（）。

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我国第一座铀氢锆脉冲堆于（）年由中国核动力研究设计院设计研制建成。

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

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下列研究堆中，（）具有一堆多功能的独特性能。

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西安脉冲堆系统配备（）条同位素生产线、放射性废物处理等子项工程及其配套设施。

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西安脉冲堆是一座（）研究堆，采用铀氢锆燃料-慢化剂（）状元件。

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西安脉冲反应堆以（）作反射层。

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西安脉冲堆堆芯靠池水（）循环冷却，池水靠（）循环冷却，将热量从堆芯载出，释放到外环境最终热阱。

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西安脉冲反应堆水池内径2.5m、深8.5m，以（）覆面衬里，其外部为（）结构作屏蔽。

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西安脉冲反应堆安装有5台稳态控制棒驱动机构和（）台脉冲棒驱动机构以及单晶硅辐照装置驱动机构。

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西安脉冲堆有6块方形水池盖板安装在堆桥两侧，每块盖板都由不锈钢骨架和（）制成，便于观察堆内状况。

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西安脉冲堆堆芯部件以（）形环形布置，共（）圈。

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西安脉冲堆堆芯下方设有（），用以防止控制棒意外掉离堆芯，也为脉冲棒导向管提供支承。

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西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件由（）作包壳材料。

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西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，每根燃料元件中装有（）芯体，芯体中插有（）。

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西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，元件两端还各装有1块（）芯块，用作堆芯的（）。

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西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，内充（）MPa（）气。

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西安脉冲堆燃料芯体中铀的质量比为（）％。

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西安脉冲堆每根燃料元件中235U含量达（）g。

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西安脉冲堆共有（）根控制棒。

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西安脉冲堆有（）根稳态控制棒，稳态控制棒为（）包壳，中子吸收体为（）芯体。

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西安脉冲堆稳态控制棒下方还装有（）块UZrH1.6燃料跟随体和（）块石墨芯体。

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西安脉冲堆有（）根脉冲棒。

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西安脉冲堆脉冲棒由（）段构成。

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西安脉冲堆脉冲棒在（）导向管中运动。

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西安脉冲堆控制棒驱动机构在反应堆稳态运行工况下，能带动脉冲棒上下移动，使其作（）使用。

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当西安脉冲堆作瞬态运行(脉冲或方波)时，控制棒驱动机构可在（）s内将脉冲棒全部或部分弹射出堆芯，实现脉冲发射。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)是一座（）型研究反应堆。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)（）型燃料元件。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的慢化剂是（）。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的冷却剂是（）。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)中子反射层的材料是（）。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)热功率（）MW。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)燃料内最大热中子通量（）n／(cm².s)。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的堆芯布置方案有（）种。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)堆芯燃料采取了规则的（）布置。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的（）根控制棒各占据一个固定栅元。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件由最大外径为63mm的（）层同心套管构成。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件由8层同心套管构成，最外层与最内层套管是连接构件，不含燃料，并起（）作用。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件由8层同心套管构成，中间（）层为燃料元件管。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件内有六层燃料元件管，均有（）芯体。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件内有六层燃料元件管，两侧包壳为（）mm厚的305铝合金。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件活性段长度为（）m。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)燃料²³⁵U浓缩度为（）％。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)燃料元件芯体合金中铀重量百分比为（）％。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒元件含²³⁵U为（）g。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)堆芯中子能谱较硬，在中心设置水腔时还可得到热中子通量超过（）n／(cm².s)的辐照空间，有利于超钚元素的生产。

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游泳池式轻水反应堆是游泳池式、轻水慢化和冷却、（）作反射层的多用途试验堆。

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在游泳池式轻水反应堆中利用垂直和水平辐照孔道，可开展（）工作。

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中国早期建造的游泳池式轻水研究堆有（）座。

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研究堆数量很多，根据（）等因素，可分成各种不同的类型。

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研究堆的类型按中子通量的大小分为（）。

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研究堆的类型按中子产生的方式分为（）。

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研究堆的类型按慢化剂的不同分为（）等。

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研究堆的类型按中子能谱分为（）。

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研究堆的类型按燃料的形状分为（）。

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研究堆的类型按堆的布置分为（）。

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研究堆的类型按燃料的不同分为（）。

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研究堆的基本特点包括（）。

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研究堆的设计根据用户的要求变化很大，整体应包括（）组成部分。

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研究堆常用的冷却剂有（）。
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研究堆的中子辐照应用系统包括（）。

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通常根据不同的需要，利用研究堆提供的中子源可以开展许多技术研究工作，主要包括（）。

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利用研究堆可以生产多种放射性核素，生产的主要核素有（）。
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研究堆辐照生产放射性核素的有利条件是（）。

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我国的核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》明确了研究堆的安全目标，由（）组成。

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我国的核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》对研究堆的安全要求包括（）。

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我国的核安全法规HAF202《研究堆的运行安全规定》明确了安全运行的责任，包括（）的责任划分。

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我国的核安全法规HAF202《研究堆的运行安全规定》确立了保证研究堆安全运行的法规框架，主要内容覆盖（）。

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中国先进研究堆CARR堆芯结构的设计特点主要包括（）。

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中国先进研究堆CARR的U3Si2-Al弥散体燃料芯块具有（）特点。

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中国先进研究堆CARR燃料元件选用铝合金作为包壳材料的特点（）。

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中国先进研究堆CARR除了堆芯结构的设计特点外，还有（）特点。

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中国先进研究堆CARR的应用领域包括（）。

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铀氢锆脉冲堆在科学技术研究方面具有广泛的应用价值，其特点是（）。

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西安脉冲堆系统由（）组成。

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西安脉冲反应堆本体主要包括（）等设备及部件。

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西安脉冲反应堆的特点有（）。

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西安脉冲堆脉冲棒由（）构成。

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西安脉冲堆配置的实验辐照装置种类较多，其中有（），这些实验辐照装置可供开展各种核技术利用和多种科学实验研究。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)堆芯的优点包括（）。

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中国高通量工程试验反应堆(HFETR)的主要应用包括（）。

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压水堆在正常运行工况下，大多数控制棒组都处在堆芯上部，仅（）组控制棒组插入堆芯，受功率调节系统控制，进行堆功率调节。

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核裂变时裂变中子分为两类，一类中子是在裂变后约（）s内放出的，称为瞬发中子。
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核裂变时裂变中子分为两类，一类中子是在裂变后一直持续（）内陆续放出的，称为缓发中子。

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对于由235U核燃料主要运行的反应堆，瞬发中子占全部裂变中子的（）%。

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对于由235U核燃料主要运行的反应堆，缓发中子占全部裂变中子的（）%。

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在水慢化的反应堆中，快中子的慢化时间约为（）s。

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在水慢化的反应堆中，热中子扩散时间约为（）s。

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在热中子反应堆内，快中子的慢化时间比热中子扩散时间要（）得多，相差约（）个数量级。

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在水慢化的反应堆中，平均中子寿命大约为（）s。

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从不平衡系统内热中子扩散方程的数学推导，可以得到反应堆内K过剩>0时，中子注量率随时间（）。

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在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后，代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的（）。

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在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后，代中子平均寿命约为（）s。

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在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后，对于0．1％的反应性变化，中子通量增加e倍所需要的时间即反应堆周期为（）s，使反应堆控制成为可能。

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（）中子在反应堆控制中起重要作用。

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从中子动力学方程推导出，当K过剩一次增加量（）缓发中子的总份额时，反应堆中子通量增长e倍所需的时间就与缓发中子无关了。

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仅仅由于（）就能使反应堆达到临界的状态，叫作瞬发临界。因此，在设计中要求控制棒提升或其他因素所引入的（）过剩增殖系数不能过大，以保证反应堆的安全。

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从安全运行角度考虑，反应堆设计中保证了反应堆有（）的反应性温度系数(至少在额定温度工况下)，以提高反应堆的自调自稳特性和安全性。

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反应堆启动、停堆以及改变反应堆的功率时，反应堆通过直接控制反应堆内的（）数目来改变反应堆的有效增殖系数。

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反应堆为了维持一定功率水平，用（）的自动调节来抵消各种引起功率波动的因素。

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反应堆控制堆内中子数目以改变反应堆的核裂变数的控制方法最常采用的是（）。

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反应堆的控制过程中，由于参数多，时间短，准确性要求高，因此，一般都设计成（）的控制系统，以确保安全。

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核动力厂功率控制的基本目的是（）。

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反应堆功率控制系统的功能是在不超过额定功率时允许负荷有±（）％阶跃变化，能使电厂恢复至平衡状态而不导致事故停堆、蒸汽排放或卸压阀动作。

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反应堆功率控制系统的功能是在不超过额定功率时当出现小于每分钟±（）％线性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。并且在负荷变化之后，将核反应堆（）平均温度维持在调节特性规定的限度内。

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反应堆功率控制系统在额定功率的（）％以下，可采用手动控制。

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反应堆功率控制系统的功能是抵消过剩反应性、补偿在运行中由于（）所引起的反应性变化。

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反应堆功率控制系统的功能是在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数在允许的范围内，以尽可能减少反应堆（）的动作。

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压水堆的反应性控制主要通过改变（）实现。

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压水堆15×15排列的燃料组件有（）根控制棒组件。

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压水堆16×16排列的燃料组件有（）根控制棒组件。

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压水堆17×17排列的燃料组件有（）根控制棒组件。

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压水堆对于燃耗和氙中毒引起的缓慢的反应性变化，通过改变()来补偿。

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压水堆补给系统通过注入硼酸(硼化)或注入（）(稀释)来调节冷却剂中的硼酸浓度。
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反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率迅速跟踪（）的功率。

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反应堆功率调节系统根据二回路的工况、控制模式和方式选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子，作为功率（），然后将其转换为棒位（）。

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反应堆功率调节系统根据汽轮机冲动级的（）和反应堆冷却剂的（），操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力相匹配。

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压水堆具有良好的自调特性，但随负荷变化参数波动很大。为改善调节性能，必须让（）参加调节。

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压水堆核电厂功率调节的平调节特性是当负荷变化时，维持（）不变。

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压水堆核电厂功率调节的平调节特性是当负荷变化时，维持一回路的平均温度不变，对堆物理影响较小，此时控制棒参加的调节量较小，仅需补偿（）引起的反应性变化。

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

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压水堆核电厂功率调节的过调节特性是当负荷变化时，（）维持不变，但（）变化较大。

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压水堆核电厂功率调节的过调节特性是当负荷变化时，蒸汽参数维持不变，但一回路的平均温度变化较大，平均每增加1％负荷，回路平均温度上升（）。

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压水堆核电厂功率调节的特性中（）简化了二回路的设计，在移动式反应堆如潜艇上采用。

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压水堆核电厂功率调节的中间调节特性介于平调节特性和过调节特性之间，负荷每增加l％，一回路平均温度（）（），而蒸汽温度（）。

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压水堆核电厂功率调节的组合调节特性是不同调节特性的组合，即在低负荷段采用（），以适应较小较慢的负荷变化。

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压水堆核电厂功率调节的组合调节特性是不同调节特性的组合，在高负荷段采用（），以适应较大较快的负荷变化。

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压水堆核电厂功率调节系统由（）个电子逻辑回路组成。

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压水堆核电厂功率调节系统的主控制回路信号来源是（）。

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压水堆核电厂功率调节系统的整定值确定回路信号来源是（）。

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压水堆核电厂功率调节系统的出力不一致回路信号来源是（）。

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压水堆核电厂功率调节系统的控制棒驱动回路根据（）装置的输出信号，触发控制棒传动机构。

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压水堆控制棒的动作速度正比于信号比较装置输出信号的大小，但不能超过最大允许速度，其特性曲线由信号（）环节确定。

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压水堆控制棒的动作速度特性曲线为了在平衡点附近，消除控制棒驱动电机开关线路的强制振荡和自激振荡，特性曲线在（）点附近设有（）。

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压水堆核电厂控制棒驱动回路设有连锁装置，在核反应堆运行不正常时或控制系统故障时，（）控制棒。

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下列关于压水堆功率调节系统的控制棒驱动回路说法错误的是（）。

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压水堆每一子组内的所有控制棒束同时移动，控制棒束的移动速度为每分钟（）步。

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压水堆轴向功率分布调节是通过调节（）来实现。

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大亚湾核电厂的稳态运行方式是在负荷变化下是保持（）不变。

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大亚湾核电厂的稳态运行方式是在负荷变化下是保持冷却剂入口温度不变，其目的是为了减少输出功率变时（）的变化，以尽可能地提高循环热效率。

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反应堆中央控制室的仪表，除了对数据进行自动显示和记录供人们分析外，还提出相应的音响和灯光信号，提醒操纵人员注意。这些信号，人们称为（）信号。该信号离事故的发生还很远，仅仅有一点出现事故的苗头。

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反应堆里人们预定的各种安全警戒限度，与反应堆的事故工况相比，相差还很远，这就是所谓（）。

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反应堆里与安全有关的各种控制系统,同时有几台仪表各自独立地进行同一参数的监测。当三台或四台仪表中有()台同时发出停堆信号，才会自动停堆。

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核仪表系统由分布于反应堆压力容器外的一系列（）来组成。

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核仪表系统由分布于反应堆压力容器外的一系列中子探测器来组成，用于测量反应堆（），是直接关系到反应堆安全的重要系统之一。

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反应堆功率是指堆内单位时问内释放出能量的多少。堆功率一般都是通过测量（）来得到的。

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堆功率的测量是把中子探测器放在堆芯（）贴近（）的孔道内来测量的。

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反应堆从启动至满功率运行，其核功率的动态变化范围达（）个数量级。

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反应堆从启动至满功率运行，其核功率的动态变化范围额定功率的（）%至额定功率的（）%。

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在大亚湾核电厂的核仪表系统采用（）种不同量程的（）个独立测量通道来测量反应堆功率。

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在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，即（）个源量程通道、（）个中间量程通道及（）个功率量程通道。

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在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，其中有（）个功率量程通道。

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在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，三个量程之间两两互有重叠至少（）个数量级，确保从停堆直到满功率运行的整个阶段，系统都能连续提供信号控制和保护反应堆。

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反应堆堆芯测量系统包括（）部分。

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

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核反应堆中，中子平均寿命包括（）。

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为保证反应堆能安全可靠地运行，必须具备一整套相应的控制保护系统去执行下列任务（）。

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反应堆第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界质量多得多。这样，反应堆在初始时K有效＞1，需要用（）来抵消过剩反应性。

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控制棒可以用（）材料制成。

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核动力厂的控制可以分为（）。

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为了满足核动力厂功率控制要求，压水堆核蒸汽供应系统配置的主要控制系统有（）。

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反应堆功率控制系统的功能是（）。

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反应堆功率控制系统的功能是实现反应堆的（）。

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压水堆控制棒组件可由（）根组成。

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反应堆功率调节系统根据二回路的（）选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子，作为功率整定值，然后将其转换为棒位整定值。

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反应堆功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号，（）以调节反应堆轴向功率分布。

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压水堆核电厂的功率调节可以有各种调节方案，其调节特性有：（）。

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压水堆核电厂功率调节的平调节特性特点是（）。

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压水堆核电厂功率调节的过调节特性特点是（）。

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压水堆核电厂功率调节的（）调节方案应用比较广泛，特别是对于大容量、高比功率的压水堆。

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压水堆核电厂功率调节系统由（）组成。

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压水堆核动力厂稳态运行方式大体上可以分为两大类型：一种是一回路冷却剂平均温度不变，而二网路蒸汽压力随负荷而变化。另一种是保持二回路蒸汽温度(即压力)不变。第一种运行方式的特点是（）。

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压水堆核动力厂稳态运行方式大体上可以分为两大类型：一种是一回路冷却剂平均温度不变，而二网路蒸汽压力随负荷而变化。另一种是保持二回路蒸汽温度(即压力)不变。第二种运行方式的特点是（）。

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核反应堆对事故做出反应的时间，决定于（）。

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反应堆核仪表系统的功能是（）。

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反应堆核仪表系统还会产生一些逻辑信号，包括（）。

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反应堆堆芯测量系统包括（）。

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反应堆堆芯测量系统总的功能是提供（）信息。

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反应堆堆芯测量系统堆芯温度测量的功能是（）。

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反应堆堆芯中子通量测量的功能是在反应堆启动升功率期间（）。
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反应堆堆芯中子通量测量的功能是在反应堆正常运行期间（）。
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反应堆压力容器水位测量的功能是（）。

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反应堆压力容器水位测量系统主要由（）部分组成。

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

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

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保护系统核反应堆保护系统的范围是从（）开始到安全驱动系统和安全系统辅助设施（）为止。

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核反应堆保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过（），就会发出保护动作。
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核反应堆保护系统通过安全驱动系统和安全系统辅助设施，完成所需的安全动作，维持安全并（）事故后果。

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所谓安全限值是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何（）所规定的限额。

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核反应堆保护系统包括那些为了保护反应堆根据（）参数变化而操作紧急停堆断路器和专设安全设施执行机构的（）电气设备。

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核反应堆保护系统完成的任务包括探测电厂变量已达到（）。

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核反应堆保护系统的设计应满足能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作，以保证发生（）时不超过规定的设计限值。

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核反应堆保护系统的设计应满足能自动触发有关的系统(必要时包括停堆系统)动作，以保证发生预计运行事件时不超过规定的（）。

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核反应堆保护系统的设计应满足能检测到（）。

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反应堆保护系统故障导致系统误动作的称为（）。

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反应堆保护系统故障导致系统拒动的称为（）。

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降低误动作率是反应堆保护系统主要设计目标之一，目前已降低到（）。

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反应堆保护系统的（）将使反应堆失去保护。

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反应堆无保护事故率等于（）。

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反应堆无保护事故涉及一般公众的危险和社会的反应，目前，许多国家将无保护事故率的允许值定为（）／(堆.年)。

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单一故障准则是指要求某设备组合在其任何部位发生单一随机故障时仍能执行其正常功能。为了满足单一故障准则，保护系统必须采取（）措施。

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反应堆保护系统的（）设计可应用冗余性的原则。

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反应堆保护系统的独立性是采用冗余技术的前提，是（）的重要措施。

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反应堆保护系统的逻辑系列的两列应该分别装在两个彼此隔离的（），以实现实体隔离。

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反应堆保护系统的模拟电路产生的逻辑信号经（）电路传给几个逻辑电路，以实现它们空间的电气隔离。

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反应堆保护系统安全准则中，（）已作为对付共模故障或共因故障的一种防护手段。

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反应堆保护系统安全准则的多样性的重点应放在（）的保护参数的功能多样性上，这样有助于克服共模故障。

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反应堆保护系统安全准则的多样性的重点应放在触发保护动作的保护参数的功能多样性上，这样有助于克服（）。

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对于反应堆特定的保护功能在需要非常高的可靠性的地方，有主张设立（）个独立的和不同的反应堆停堆系统。

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故障安全准则是指当系统发生（）故障时仍能使之保持在安全状态。

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经验表明，对于按故障安全设计的反应堆，将保证（），以提高反应堆系统的安全性。

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反应堆保护系统的设计必须满足（）两方面的要求。

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反应堆保护系统设计增加（）的一个重要方法是采用符合逻辑的办法。

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增加可靠性的一个重要方法是采用逻辑符合的办法，它要求在采取保护动作之前必须有（）冗余信号相符合。

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反应堆保护系统的（）为在线测试提供了可能性。

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在核动力厂为了在线试验，反应堆保护系统必须包含（）结构。

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在核动力厂里，由于许多部件所需要的试验频度比允许的电厂停闭频度大得多，保护系统必须具备在反应堆运行情况下进行（）试验的能力。

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必须对核电厂保护系统进行连续的监测，在（）之间监测保护系统的工作状态。

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反应堆自动脉冲试验系统可被认为是（）的一种形式。

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用以检测事故工况并触发系统动作的核动力厂变量通常称()参数。

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为确定核动力厂保护参数的动作（），必须进行安全分析。

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为确定核动力厂保护参数的动作整定值，必须进行安全分析。下列说法错误的是：（）。

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核反应堆停堆触发系统用以防止停堆情况下控制棒失控或反应堆启动过快的是（）。

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核反应堆停堆触发系统的启动保护参数为源量程和中间量程的高中子通量或（）。

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核反应堆停堆触发系统用以在功率运行时发生控制棒失控或弹棒事故或其他反应性事故下实现保护的是（）。

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核反应堆停堆触发系统用以防止偏离泡核沸腾比过小和燃料线功率密度过大而导致堆芯损坏的是（）。

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核反应堆停堆触发系统用以保护主泵断电或故障引起的流量丧失事故的是（）。

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核反应堆停堆触发系统用以防止蒸汽发生器给水系统故障而导致反应堆丧失热阱的是（）。

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核反应堆停堆触发系统的蒸汽发生器保护参数为（）。

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安全壳喷淋泵向安全壳喷淋含硼和氢氧化钠水，氢氧化钠的作用是（）。

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蒸汽和给水管道隔离触发系统启动快速关闭主蒸汽隔离阀，隔离故障蒸汽管道的时间一般小于（）s。

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蒸汽和给水管道隔离触发系统快速关闭给水调节阀，防止蒸汽发生器水位异常的时间一般为（）s。

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辅助给水触发系统自动启动辅助给水泵，操纵相应的控制阀，保证（）必须的事故给水，以维持反应堆的热阱。

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下列关于反应堆保护系统说法正确的有（）。

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反应堆保护系统必须及时发出保护动作，目标是（）。

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核反应堆保护系统由（）组成。

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核反应堆保护系统专设安全设施触发系统包括（）等。

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核反应堆由保护系统控制的安全设施包括（）。

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核反应堆保护系统完成的任务是：（）。

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核反应堆保护系统的设计应满足：（）。

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反应堆保护系统设计遵循的安全准则有（）。

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为了满足单一故障准则，保护系统必须采取多重性措施。实现多重性可利用（）来实现。

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为了使保护系统满足单一故障准则，提高反应堆的安全性，设计中应采用冗余设计技术，包括（）。

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反应堆保护系统在线测试主要包括对（）的测试。

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为确定核动力厂保护参数的动作整定值，必须进行安全分析。其主要步骤有：（）。

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核反应堆停堆触发系统由（）组成。

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核反应堆停堆触发系统的核功率保护参数为（）。

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核反应堆停堆触发系统的堆芯保护参数为（）。

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核反应堆停堆触发系统冷却剂压力和液位保护参数主要为（）。

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核反应堆停堆触发系统的冷却剂低流量保护的参数为（）。

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核反应堆停堆触发系统的高能管道破裂保护用以在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时（）。

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反应堆保护专设安全设施触发系统由（）触发系统组成。

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依据《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）民用核安全设备是指在（）中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。

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依据《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）民用核安全设备是指在民用核设施中使用的执行（）的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。

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

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民用核安全设备是民用核设施安全防护实体屏障的核心，其（）直接关系到核设施的安全稳定运行。

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核安全设备必须考虑在（）工况下仍能可靠地执行其规定的安全功能。

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民用核安全设备所有应用于设计和验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）需通过（）的认可。

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所有民用核安全设备必须通过根据有关要求进行的（）方可用于民用核设施中。

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在民用核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中,必须采用（）技术或工艺。

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所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据（）的相关规定取得资格许可。

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所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得（）。

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从事民用核安全设备焊接和无损检验的个人必须按照（）的相关规定取得资格。

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所有从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足（）等要求的质量保证体系，并保证所有核安全相关活动置于该质量保证体系的有效控制之下。

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所有从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足HAF003等要求的质量保证体系，并保证所有核安全相关活动置于该质量保证体系的（）之下。

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所有民用核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在（）的监督下实施，处于严格的受控状态。

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所有民用核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国务院核安全监管部门的（）下实施，处于严格的受控状态。

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对于具体设备而言，核电厂核岛主设备包括：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件。除考虑相应工作温度、压力条件外，还需考虑核裂变中子辐照、冷却剂腐蚀、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作（）年，安全性要求极为严格。

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部分二回路管道属于核安全设备，管道的参数比常规电厂低得多，但存在（）问题。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定涉及（）的民用核安全设备国家标准，由国务院核安全监管部门组织拟定。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准，由（）组织拟定。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准，由（）发布。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准，由（）组织拟定。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准，由国务院核行业主管部门组织拟定，经国务院核安全监管部门（），由国务院标准化主管部门发布。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定不涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准，由（）发布。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定民用核安全设备行业标准，由（）组织拟定。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定民用核安全设备行业标准，由国务院核行业主管部门组织拟定，经国务院核安全监管部门（）。

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《民用核安全设备监督管理条例》规定民用核安全设备行业标准，由国务院核行业主管部门发布，并报国务院标准化主管部门（）。

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民用核安全设备的特殊性包括（）。

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设备鉴定的目的是验证其在服役的各种工况下，特别是在事故工况下，设备的（）能够满足预定的要求。

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在民用核安全设备的（）等活动中,必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。

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所有从事民用核安全设备的（）的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。
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从事民用核安全设备（）的个人必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。

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所有民用核安全设备的相关活动，包括（）等都必须在国务院核安全监管部门的监督下实施，处于严格的受控状态。

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对于具体设备而言，核电厂核岛主设备包括：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件。除考虑相应工作温度、压力条件外，还需考虑（）等恶劣环境长期工作40～60年，安全性要求极为严格。

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下列关于反应堆二回路管道说法正确的是（）。

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（）必须根据核安全设备在民用核设施中所承担的核安全功能，确定相应的核安全级别。

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（）是核安全设备在设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、定期试验、维修和退役等活动中正确选用标准的依据。

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

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核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》（）对核动力厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。

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现阶段，核动力厂的设备分级还是以（）为主，（）为辅。

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核动力厂的机械设备分为（）个等级。

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核动力厂的电气设备根据其（）的安全重要性分级。

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核动力厂的电气设备根据其支持功能的安全重要性分（）个等级。

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核安全1级主要包括组成反应堆（）的所有设备。
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反应堆主管道以及延伸到并包括第（）个隔离阀的连接管道属于核安全1级设备。

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

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

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核安全2级主要指反应堆（）不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。

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属于反应堆冷却剂压力边界的小直径(DN<（）mm)高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分属于核安全2级设备。

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反应堆辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件属于（）设备。

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

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反应堆安全壳厂房，包括安全壳贯穿件属于（）设备。

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反应堆安全壳氢气控制和监测系统属于（）设备。

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反应堆堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀属于（）。

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反应堆化容系统中为控制反应性提供硼酸的部件属于（）设备。

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反应堆辅助给水系统处于安全壳外的部分属于（）设备。

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反应堆为冷却、润滑安全l、2、3级设备所需部件属于（）设备。

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反应堆为冷却、润滑安全（）级设备所需部件属于核安全3级设备。

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反应堆乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件属于（）设备。

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反应堆应急电源、水源，以及柴油机的润滑油、燃油和冷却水系统属于（）设备。

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反应堆压缩空气系统向安全级物项供气部分属于（）设备。

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反应堆压缩空气系统向安全级物项供气部分中贯穿安全壳部分属于（）设备。
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反应堆放射性废物处理系统中其故障会导致放射性气体释放超过允许限值的部件，如废气衰变箱属于（）设备。

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反应堆重要厂用水系统和设备冷却水系统的管道、阀门、泵等属于（）设备。

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反应堆为控制室可居留性服务的冷冻水系统属于（）设备。

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反应堆内支承件的核安全级别是由（）确定的。

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核安全1级设备的支承件是（）。

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核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有（），然后根据其安全功能和安全重要性分级。
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核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其（）分级。

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

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核动力厂的机械设备分为（）。

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核动力厂的电气设备根据其支持功能的安全重要性分成（）。

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下列属于核安全1级设备的有（）。

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对于核安全1级设备，必须按照实际可能的最高质量标准来进行（）。

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核安全2级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下（）的各种设备。

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下列属于核安全2级设备的有（）。

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我国（）核电厂执行的是俄罗斯标准。

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我国对于具体的核工程，核安全设备所用规范为国务院核安全监管部门在（）中批准的规范标准。

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美国ASME《锅炉及压力容器规范》由美国（）制定。

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美国ASME《锅炉及压力容器规范》每（）年修订一次。

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美国ASME《锅炉及压力容器规范》共（）卷。

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（）规范由法国核岛设备设计建造规则协会(AFCEN)编制。
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RCC-M规范主要适用于（）。

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

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俄罗斯在核能方面的标准分为（）个级别。

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俄罗斯国家核监督委员会编制批准的ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》和俄罗斯国家卫生防疫监督委员会发布的НРБ-96《辐射安全规范》是俄罗斯核电厂必须遵守的（）。

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俄罗斯НРБ-96《辐射安全规范》《辐射安全规范》规定了工作人员及公众对天然源、医学源照射的限制要求和限制值、容许值，对事故应急照射提出了限制规定，并详细规定了事故（）。

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目前，国际上核动力厂建造主要遵循（）几个国家的核电标准体系。

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我国（）核电厂执行的是美国ASME规范。

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我国（）核电厂执行的是法国RCC规范。

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我国的核安全设备现行规范标准是（）。

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法国核电厂RCC规范覆盖了核电厂（）等几乎全部的核电厂领域。

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俄罗斯在核能方面的标准分为（）。

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俄罗斯在核能方面的标准分为三个级别，法律法令为最高级别，一般有（）。

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俄罗斯ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》从（）等方面对基本安全保障原则作了规定。

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俄罗斯ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》对企业各种活动，包括（）等提出了要求。

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俄罗斯ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》对对核电厂重要系统如（）等做出具体要求。

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黑色金属是指（）及其合金。

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钢和生铁都是以铁为基础，以（）为主要添加元素的合金。

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（）是指把铁矿石放到高炉中冶炼而成的产品，主要用来炼钢和制造铸件。

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铁合金是由铁与硅、锰、铬、钛等元素组成的合金，铁合金是炼钢的原料之一，在炼钢时做炼钢的（）用。

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炼钢是把（）放到炼钢炉内按一定工艺熔炼，即得到钢。

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有色金属又称非（）金属，指除黑色金属外的金属和合金。

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下列属于黑色金属的是（）。

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铀、镭被称为（）。

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金属结构材料是指符合特定强度和可成型性等级的（）或合金等结构用材。

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金属结构材料的性能指标是指（）。

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作为结构用材，金属结构材料发挥主要作用的是其（）。

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强度是在外力作用下，材料抵抗（）的能力。

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试样所承受的载荷几乎不变，但产生了不断增加的塑性变形，这种现象称为（）。

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（）是指在外力作用下开始产生明显塑性变形的最小应力。

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抗拉强度是金属材料（）前所承受的最大应力，故又称强度极限。

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屈服强度和抗拉强度的单位为（）。

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屈服强度和抗拉强度在设计机械和选择、评定金属材料时有重要意义。金属结构材料（）。

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塑性是指金属材料在外力作用下产生（）而不致引起破坏的性能。

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金属材料的塑性通常用（）来表示。

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金属材料的塑性通常用伸长率和断面收缩率来表示，二者的单位是（）。

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金属材料的塑性通常用伸长率和断面收缩率来表示。下列说法正确的是（）。

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属材料的硬度可用专门仪器来测试，常用的有布氏硬度机、洛氏硬度机等。布氏硬度机常用于测定（）材料的硬度。

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布氏硬度机由于淬火钢球本身的变形问题，不能试验太硬的材料，一般在HB（）以上的就不能使用。

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洛氏硬度在（）中应用最多。

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金属材料抵抗冲击载荷作用而不破坏的能力叫做（）。

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常用（）来测定金属材料的冲击韧度。

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金属材料的冲击韧度单位是（）。

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疲劳破坏是机械零件失效的主要原因之一。据统计，在机械零件失效中大约有（）％以上属于疲劳破坏。

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当金属材料在无数次重复或交变载荷作用下而不致引起（）的最大应力，叫做疲劳强度。

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一般试验时规定，钢在经受（）次交变载荷作用时不产生断裂时的最大应力称为疲劳强度。

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一般试验时规定，有色金属材料经受（）次交变载荷作用时不产生断裂时的最大应力称为疲劳强度。

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钢材的主要化学成分是铁和少量的（）。

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钢材中的碳含量不能过高，当碳量超过（）％时，钢的焊接性能变差。
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使用焊接技术的多是低合金结构钢，含碳量一般不超过（）％。

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钢中的（）元素会使钢材出现“热脆”现象。

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硫和铁化合成硫化铁，散布在纯铁体层中，当温度在（）时熔化而使钢材出现裂纹，称为“热脆”现象。

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硫和铁化合成硫化铁，散布在纯铁体层中，当温度在800-1200时熔化而使钢材出现裂纹，称为“热脆”现象，使钢的（）变坏。

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钢材中含有（）元素，其有害作用同硫。

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钢材中含氧，会增加钢的（）。

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（）使钢材在低温时韧性降低并容易产生脆性破坏，称为“冷脆”现象。

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磷使钢材在低温时韧性降低并容易产生脆性破坏，称为“冷脆”现象，高温时也使钢的（）变差。

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（）作用类似于磷，能显著降低钢的塑性和冲击韧性并增大其“冷脆”性。

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炼钢过程中，锰是良好的脱氧剂和脱硫剂，一般钢中含锰（）%。

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锰过量时会使钢材（）。

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锰还是结构钢的合金元素，在碳素钢中加入（）％以上时就算“锰钢”。

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（）能使钢中纯铁体晶粒细小和均匀分布，是一种熔炼有较好性能镇静钢的脱氧剂。

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硅能使钢中纯铁体晶粒细小和均匀分布，是一种熔炼有较好性能（）的脱氧剂。

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适量的硅可以提高钢的（）。

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过量的硅会降低钢的（）。

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过量的硅会恶化钢材的（）。

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（）是不锈钢和耐热钢的重要合金元素。

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钢长期在高温下受到应力，发生变形，称（）。

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结构钢中加入（），能提高机械性能，还可以抑制合金钢由于淬火而引起的脆性。

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结构钢中加入钼，能提高机械性能，还可以抑制合金钢由于（）而引起的脆性。

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钒是钢的优良脱氧剂。钢中加（）％的钒可细化组织晶粒，提高强度和韧性。

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钒与碳形成的碳化物可提高在高温高压下抗（）腐蚀能力。

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（）与碳形成的碳化物可提高在高温高压下抗氢腐蚀能力。

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在普通低合金钢中加（），可提高抗大气腐蚀及高温下抗氢、氮、氨腐蚀能力。

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（）是稀有的贵重金属，多用于特殊钢和合金中，如热强钢和磁性材料。

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合金钢中的铜含量超过（）％时塑性显著降低。

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合金钢中的铜含量小于（）％时对焊接性无明显影响。

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钢中常用的脱氧剂是（）。
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铝与（）合用可显著提高钢的高温不起皮性能和耐高温腐蚀的能力。

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钢中加入微量的（）就可改善钢的致密性和热轧性能，提高强度。

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金属受到辐照后，由于高能粒子和金属的（）发生一系列碰撞，从而在金属内部产生大量的点缺陷，这种碰撞的原始微观过程叫作“辐照损伤”。

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金属受到辐照后，产生的种种宏观性质变化，叫作（）。

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辐照效应可能产生种种缺陷，这些缺陷必然会使金属的性质和行为发生变化。例如大量点缺陷的存在可以影响（）。

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（）对各向异性的核燃料(如铀、钚)和结构材料(如石墨、锆)是一个很重要的问题。

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空位和（）的聚集可以造成辐照肿胀，它表现为材料的体积和密度随辐照发生变化。

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核燃料在较高温度时以及（）的不锈钢都有辐照肿胀问题。

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辐照可以导致蠕变或加速热蠕变。作为辐照蠕变的特征必须是蠕变和（）有关。

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发生辐照蠕变的一种原因是：在应力作用下辐照点缺陷将择优聚集，表现为位错的定向攀移或位错环的定向形成，结果材料的尺寸变化既和辐照有关又和（）有关。

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（）是辐照对反应堆压力壳体钢的重要威胁。

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压水堆核电厂主设备反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的封头、筒节、法兰和管板锻件等主要采用的是（）钢。

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我国秦山一期和秦山二期一台反应堆压力容器选用的是（）钢。

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压水堆核电厂主管道的材料主要采用ASMESA451CPF8M（）奥氏体不锈钢，或技术条件为SAl82和SA376的不锈钢锻件和钢管。

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反应堆压力容器主螺栓材料主要选用的是（）合金钢螺栓用钢。

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

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

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反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的接管安全端均选用奥氏体不锈钢锻件，相应的供货技术条件为ASME（）。

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反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的接管（）均选用奥氏体不锈钢锻件，相应的供货技术条件为ASMESA182。

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反应堆控制棒驱动机构管座选用技术条件为SB167的（）合金无缝管。

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蒸汽发生器传热管的材料选用SB163N06690的（）合金无缝管(Inconel-690)。

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RCC-M将核电厂设备分成（）大类零件。

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RCC-M将核电厂设备中分成两大类零件：（）。

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法国RCC-M规范有一套非常完整而系统的体系来规范承压零件以及涉及安全功能的非承压零件所用金属材料的生产、采购和使用，具有较好的（）。

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按我国的使用习惯，可以简单地按金属成分将金属材料分成（）。

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在工业上还采用铬、镍、锰、钼、钴、钒、钨、钛等，这些金属主要用作合金成分，以改善金属的性能，其中（）等多用以生产刀具用的硬质合金。

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金属材料可以按用途分类，其中可称为工业用金属的有（）。

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贵重金属是指（）。

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对于核安全设备，重要的金属材料是（）。

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金属结构材料是指符合（）等级的钢或合金等结构用材。

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金属材料的（）等物理性能是力学性能的基础。

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金属材料的（）等性能是在各种环境和使用条件下维持力学性能的能力。
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金属材料力学性能主要有：（）等。

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强度是在外力作用下，材料抵抗塑性变形和断裂的能力。按作用力性质不同，强度可分为（）。

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在工程上常用来表示金属材料强度等级的指标有（）。

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利用试样拉伸试验，可以得到金属材料的（）。

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金属材料抵抗其他更硬的物体压入其内的能力，叫硬度：它是材料性能的一个综合物理量，表示金属材料在一个小的体积范围内抵抗（）的能力。

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用布氏硬度机测试出来的硬度叫布氏硬度（HB）。布氏硬度的特点是（）。

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在洛氏硬度机上测试出来的硬度叫洛氏硬度（HR）。洛氏硬度的特点是（）。

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由于疲劳破坏前没有明显的变形，所以疲劳破坏经常造成重大事故，所以对于（）等承受交变载荷的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。

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一般来讲，结构钢分为（）结构钢。

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碳素结构钢中往往存在（），它们的含量对碳素结构钢影响很大。

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碳对钢材的（）性能有决定性的影响。

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随着碳含量的增加，钢材的（）增加。

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随着碳含量的增加，钢材的（）变坏。

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钢材中硫的存在会降低钢材的（）性能。

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对于结构钢来讲，（）是典型的有害杂质。
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炼钢过程中，锰是良好的脱（）剂。

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锰在含量不多时能显著提高钢的（）。

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锰在含量不多时能够不过多地降低钢的（）。

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“锰钢”跟一般的钢种比（）。

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适量的硅可以提高钢的强度，而对钢的（）无显著不良影响。因此，硅也是一种合金元素。

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下列属于合金元素的是（）。

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铬能提高钢的（）。

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铬能降低钢的（）。

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下列关于合金元素镍说法正确的有（）。

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下列关于合金元素钼说法正确的有（）。

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下列关于合金元素钛说法正确的有（）。

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在奥氏体不锈钢中加入适量的（），可防止和避免晶间腐蚀。

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下列关于合金元素铌说法正确的有（）。

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在普通低合金钢中加铌，可提高抗大气腐蚀及高温下抗（）腐蚀能力。

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下列关于合金元素铜说法正确的有（）。

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下列关于合金元素铝说法正确的有（）。

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氮元素对钢的影响有（）。
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西方国家以往曾发展镍、硌钢系统，我国则发展以（）为主的合金钢系统。

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辐照效应可能产生种种缺陷，这些缺陷必然会使金属的性质和行为发生变化。特别值得注意的是在工程上很重要的现象：（）。

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辐照效应对于核安全设备以（）最为重要。

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美国ASME规范第卷NB-2330规定对核安全1级容器承压材料必须进行（）以确定参考临脆转变温度RTNDT。

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压水堆核电厂主管道的材料主要采用（）。

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RCC-M将核电厂设备中分成两大类零件：承压零件和非承压零件；非承压零件中还含有涉及安全功能的非承压零件。在RCC-M中要求承压零件以及涉及安全功能的非承压零件如（）的采购必须遵照RCC-M规范。

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（）既属于核反应堆也属于核电厂一回路主设备。

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反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一，在核电厂安全分析中，（）。

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反应堆压力容器长期工作在高温（）左右。

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反应堆压力容器长期工作在高压（）MPa左右。

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反应堆压力容器属于在核电厂整个寿期内不可（）的设备。

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目前只有俄罗斯采用（）作为压水堆压力容器材料。

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我国和美、法、德、日等国均采用（）作为压水堆压力容器材料。

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反应堆压力容器顶盖和本体是通过主法兰、螺栓及上下法兰间的（）紧固密封。

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压水堆反应堆压力容器本体由（）个筒节和下封头环形拼焊而成。

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反应堆压力容器本体有（）个冷却剂进出入口接管。

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压水堆反应堆压力容器本体冷却剂进出入口接管一般是通过（）焊缝连接到相应的筒节。

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压水堆由于主管道的材料一般为不锈钢，因此压力容器接管与主管道的连接处还需要焊接接口（）。

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压水堆反应堆压力容器顶盖上有（）个控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座。

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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过（）装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上。
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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过液氮冷却装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上，然后进行（）。

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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座通过液氮冷却装配贯穿在反应堆压力容器顶盖上，然后进行镍基堆焊和J形剖口焊接，以防（）。

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压水堆控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座焊接时要考虑正确的焊接顺序，防止（），焊接工艺难度较大。

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为防止高温含硼水对反应堆压力容器材料的腐蚀，压水堆压力容器内表面所有与冷却剂接触的部位都有厚度不小于（）mm的不锈钢耐蚀堆焊层。

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下列关于俄罗斯VVER堆型反应堆压力容器说法错误的是（）。

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高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要（），且形状比较（）。

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AP1000反应堆压力容器简体壁厚（）mm。

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AP1000反应堆压力容器内部带有（）厚的奥氏体不锈钢(308L)堆焊层。

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AP1000反应堆压力容器的（）没有贯穿件，减少了贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。

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AP1000反应堆堆芯中子测量仪表从压力容器的（）引入。

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压水堆堆内构件由（）型的（）合金钢制成。

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压水堆堆内构件主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。堆芯下部支承构件是堆芯的主要（），它是以（）结构为特征的组合体。

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压水堆堆芯吊篮高约（）m。

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压水堆堆芯吊篮由（）而成，对机加工机床的能力要求比较高。

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压水堆堆芯燃料组件直立坐于（）上。

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压水堆堆芯导向管支承板是一块直径约（）m，厚约（）mm的圆板。
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压水堆堆芯导向筒支承板利用（）与堆芯上栅格板连接成为一个整体。

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控制棒导向管一般采用（）焊接保证其尺寸精度和预防变形。

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压水堆控制棒驱动机构的耐压壳是承压边界，该承压边界的破损将产生放射性的冷却剂外溢。因此，该组件的（）密封环焊工艺和质量非常关键。

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（）是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽。

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在俄罗斯和一些东欧国家使用较广的蒸汽发生器是（）。

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我国目前只有（）核电厂采用的是卧式自然循环蒸汽发生器。

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大亚湾核电厂的蒸汽发生器是（）。

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大亚湾核电厂的蒸汽发生器共有（）根传热管。

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大亚湾核电厂的蒸汽发生器传热管直径（）mm，壁厚（）mm。

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大亚湾核电厂的蒸汽发生器总高（）m。

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压水堆蒸汽发生器的汽水分离器由（）级组成。

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蒸汽发生器的汽水分离器由两级组成。一级汽水分离器是（）分离器，除掉大部分水分，第二级分离器是（）干燥器，进一步除湿。

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对于自然循环蒸汽发生器，其出口的蒸汽湿度一般要求在（）％以下。湿度过高的蒸汽进入汽轮机会影响汽轮机叶片的寿命。

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蒸汽发生器筒体上筒体、锥形连接段及下筒体分别用厚（）mm的低合金高强度（）铁素体钢卷制或整体锻件环焊缝焊接成一个整体。

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压水堆蒸汽发生器的（）内主要设置有汽水分离器和蒸汽干燥器。

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高温气冷堆的蒸汽发生器与压水堆的蒸汽发生器结构差异较大，传热管为（）结构。

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

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高温气冷堆的蒸汽发生器传热管为盘管结构，材料为Inconel-（）。

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高温气冷堆的蒸汽发生器顶部直接连接（）台氦风机。

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AP1000采用（）台典型的带有一体化汽水分离器的（直立倒u形管）自然循环蒸汽发生器。

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AP1000也采用2台典型的带有一体化汽水分离器的直立倒U形管自然循环蒸汽发生器。但最大的不同是蒸汽发生器下封头直接与（）相连接。

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目前压水堆蒸汽发生器传热管采用的材料是（）。

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影响蒸汽发生器传热管破损的因素是（）。

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蒸汽发生器传热管降质类型有（）种。

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蒸汽发生器传热管降质类型有两种：(1)晶间腐蚀；(2)晶间应力腐蚀。晶间腐蚀是在没有明显的应力下，化学侵蚀由（）开始，沿管子金属的晶界扩散，（）发展。

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蒸汽发生器传热管降质类型有两种：(1)晶间腐蚀；(2)晶间应力腐蚀。晶间应力腐蚀是材料制造和运行中产生较高应力，裂缝沿晶界向材料（）扩散。

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为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括二次侧水处理由磷酸盐处理修改为（）处理，防止区域性的耗蚀（管壁变薄）。

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防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括管束支撑板用（），改用（）管孔。

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为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括传热管两侧压力小于（）MPa。

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稳压器是对一回路冷却剂系统压力进行控制和（）保护的重要设备。

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稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生（）沸腾。

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整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过（）与一个环路的（）相连。

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按原理和结构形式的不同，压水堆稳压器分为（）两种。

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现代压水堆核电厂普遍采用（）稳压器。

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大亚湾核电厂稳压器为一立式上下为（）封头的圆柱筒形高压容器。

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大亚湾核电厂稳压器高（）m。

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大亚湾核电厂稳压器直径（）m。

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大亚湾核电厂稳压器净重约（）t。

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大亚湾核电厂稳压器容器用材料为（）板卷焊或锻件加工焊接成一个整体。

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大亚湾核电厂稳压器容器内壁堆焊（）耐蚀层。

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大亚湾核电厂稳压器电加热器由（）根直管护套型电加热器元件组成，共分为（）组。

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大亚湾核电厂稳压器电加热器的（）电热丝放在管状不锈钢护套中心，用（）粉末压紧绝缘。

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（）是稳压器制造的关键工艺，具有一定的技术难度。

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EPR稳压器重（）t。

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EPR稳压器长（）m，直径（）m。

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EPR所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，钢的等级同（）。

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EPR所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是高强度低合金（）铁素体锻钢制成，并有（）层堆焊覆面。

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现代压水堆核电厂使用最广泛的主泵是（）。

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大亚湾核电厂主循环泵是（）冷却、立式、电动、单级（），带有可控泄漏轴封装置。

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立式冷却剂泵从底部到顶部可分为（）个部分。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的泵壳为（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的（）是一回路压力边界的一部分，为核1级部件。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的轴向进水口在下部，出水口与（）成切线方向。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的叶轮为一个单级有（）个螺旋叶片组成的（），装在泵轴的下端。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵高速旋转的叶轮将冷却剂经（）及与之方向相同的切线出水口接管送至堆入口环路管（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的热屏蔽目的是在泵的上部和泵的下部之问进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等，要求保持在（）左右；而泵的下部为高温高压的冷却剂。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵主泵机组装有双向推力轴承和（）个导向轴承。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的关键部件是其轴封组件，轴封组件由自下而上串联的（）级轴封组成。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵通过轴密封组件连续的三级泄漏，将系统压力过渡到（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第一道轴封是（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第（）道轴封是摩擦面密封。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第（）道轴封是全设计压力的轴封。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第（）道轴封是泄漏水导流轴封。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第（）道轴封位于泵轴承上方，它是密封组件中最重要的部件，又称主轴封。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封是一种密封表面彼此不接触的依靠液膜悬浮的流体动力密封。液膜是由通过此级密封上下游间的（）建立的，因而存在（）泄漏。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封（1号轴封）的主要部件是一个随轴转动的动环和不转动的静环，动环和静环都是（）圆环，表面涂（），动环和静环之间形成一层薄水膜，因而存在可控泄漏。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封（1号轴封）的泄漏量是预先确定的并受到控制，此种密封又称为“受控泄漏”密封，因为环与动环之问的间隙始终维持一个（）。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，代替传统的一台轴密封泵。将屏蔽泵应用于核电厂，主要基于它的（）优势。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的支承方式独特：两台泵直接与蒸汽发生器（）连接。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的转动惯量大：电机设置上下（）飞轮，以提高泵的转动惯量。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的整体占用空问小：泵启动时采用（）调速控制，启动电流小，电机尺寸缩小。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的辅助系统简化：无（）系统。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的主要缺点是（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分的惯性／惰转飞轮提高了主泵的惰转性能，当主泵突然断电时，泵仍能继续运行（），以保证有足够的堆芯冷却，以及及时采取应急措施，从而提高了全厂断电时堆芯的安全性。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分的惰转飞轮为余热排出相关的（）部件。

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反应堆压力容器与蒸汽发生器之间的主管道称为（）。

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反应堆蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为（）。

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主泵与反应堆压力容器之间的主管道称为（）。

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AP600和AP1000堆型核电厂主泵直接悬挂在蒸汽发生器下封头汇水腔下，省去了主管道（）。

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除了（）的主管道与其反应堆压力容器筒体材质类似以外，其他压水堆的主管道基本为（）材料的。

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目前，国产压水堆主管道主要采用的是（）工艺。

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目前，国产压水堆主管道主要采用的是铸造工艺。其中，直管段采用（）。

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目前，国产压水堆主管道主要采用的是铸造工艺。其中，弯头和斜接管嘴采用（）。

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目前，国产压水堆主管道的热套管采用（）。

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压水堆主管道通常将（）组件预制焊接、检验和试验完成后再运到核电厂安装现场进行焊接。

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核电厂主管道属于厚壁大口径奥氏体不锈钢，对焊接过程要求极为严格，在保证各种优良的力学性能和使用性能的前提下，其（）应控制在所规定的范围之内，焊接难度很大。

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在现场进行核电厂主管道焊接，一般采用（）的组合方法。

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在现场进行核电厂主管道焊接底层时，用（）气在外面和里面进行保护。

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随着焊接技术的发展，在主管道焊接工程中（）氩弧焊接设备也逐渐采用。

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EPR主管道材质采用奥氏体（）不锈钢。

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EPR主管道的焊接工艺实施了重大改进，使用轨道窄间隙TIG焊接技术得到均匀的圆周焊缝。使用自动TIG机焊接大大减少了（）并提高了焊接质量。

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在（）安全壳内，一般有一层起密封作用钢衬里。

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安全壳钢衬里根据设计要求，其最小壁厚为（）mm。

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安全壳钢衬里车间拼接采用（），现场焊接为（）。

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安全壳钢衬里通过（）与安全壳连接。

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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳主要受压元件材料为（）。

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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳简体壁厚为（）mm。

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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳设计压力为（）MPa。

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AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第三卷NE分卷（）级设备。

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安全壳人员闸门是供工作人员经与（）连接的专用通道以出入安全壳。

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安全壳人员闸门是供工作人员经与辅助厂房连接的专用通道以出入安全壳。另外通常还设有一个应急用人员闸门，供工作人员在应急情况通过（）出入安全壳。

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安全壳人员闸门是一个直径约（）m，长约（）m的圆筒形结构。

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安全壳设备闸门的封头为椭圆形瓜瓣拼焊结构，直径达（）m。

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安全壳贯穿件包括机械贯穿件和电气贯穿件两类，大亚湾核电厂安全壳贯穿件分（）个类型。

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安全壳贯穿件包括机械贯穿件和电气贯穿件两类。贯穿件是由一个穿过安全壳混凝土壁面并锚固在（）上的钢套管及两个接头构成。

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大亚湾核电厂安全壳贯穿件分10个类型，有电缆贯穿件、管道贯穿件、核燃料运输管道贯穿件以及管道、电缆备用贯穿件等。其中，（）的密封性由钢套筒内充满加压氮气来保证。

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大亚湾核电厂安全壳电缆贯穿件的密封性由钢套筒内充满加压（）气来保证。

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大亚湾核电厂安全壳大部分贯穿件（）于安全壳筒体壁面，（）在安全壳内侧的侧板上。

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压水堆核电厂硼注箱位于高压安注泵（），高压安注水经硼注箱进入一回路（）。

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压水堆核电厂硼注箱使用容积约为（）m3。

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压水堆核电厂正常运行状态下，箱内充满（）ppm的高浓度硼酸溶液。

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压水堆核电厂硼注箱内高浓度硼酸溶液的硼结晶温度较高，为防止硼结晶，硼注箱绝热并由（），以保持溶液温度。

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压水堆核电厂为了保持硼注入箱内温度和硼浓度均匀化，设有由再循环泵和（）组成的再循环回路。

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压水堆核电厂硼注箱主体材料多为（），内表面堆焊不锈钢。

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压水堆核电厂硼注箱筒体直径（）mm左右。

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压水堆核电厂硼注箱筒体是由1-2块（）mm左右的厚钢板卷焊而成。
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压水堆核电厂硼注箱筒体封头一般（）而成。

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压水堆核电厂安全壳内每个环路的（）上都接着一个安注箱。

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压水堆核电厂安注箱为（）结构。

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压水堆核电厂安注箱总容积约（）m3。

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压水堆核电厂安注箱内充（）ppm的含硼水。

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压水堆核电厂安注箱内充含硼水，用加压（）kg的（）气覆盖。

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压水堆核电厂（）安注箱为非能动安全系统，不用安注信号启动。

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压水堆核电厂安注箱现主体材料多为（）。

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压水堆核电厂安注箱筒体是由板材卷焊而成，封头一般由（）块瓜瓣压制成型后拼焊而成。

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一般二代压水堆核电厂中，除了核1级的主泵外，单堆核2级泵有（）种（）台。

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一般二代压水堆核电厂中，单堆核3级泵共（）种（）台。

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核电厂最常用的泵是（）。

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压水堆核电厂上充泵是（）系统的一个重要设备。

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压水堆核电厂上充泵在正常工况下向反应堆冷却剂系统输送（）。

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压水堆核电厂在正常工况下向（）输送净化水、泄漏补充水和主泵轴封水。

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下列关于压水堆核电厂上充泵的作用说法正确的是（）。

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压水堆核电厂上充泵在一回路发生（）事故或（）事故而引起一回路温度、压力下降到一定值时，安注信号发生，又作为高压安注泵从换料水箱吸取含硼水通过硼注箱向RCP系统冷段注水，或直接注入RCP系统的冷段和热段，防止堆芯烧毁。

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压水堆核电厂上充泵的类型有（）两种。

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大亚湾核电厂采用的是（）上充泵。

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压水堆用离心式上充泵一般为（）离心泵。

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压水堆辅助给水泵属于专设安全设施，作为主给水系统的后备，当主给水丧失时，一直处于热备用状态的辅助给水泵会立即启动向（）提供给水。

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压水堆辅助给水泵一般为（），分为汽动和电动两种。

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压水堆两台电动辅助给水泵由应急电源供电，每台提供（）％额定流量。

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压水堆汽动辅助给水泵提供（）％额定流量。

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压水堆汽动辅助给水泵是（）式汽轮机。

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压水堆汽动辅助给水泵是单级冲动式汽轮机，由主蒸汽管道上（）个分管供汽，只要其中一个供汽就能满足供汽量。

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现新建的二代核电厂中采用（）额定流量联体式单级卧式汽动辅助给水泵。

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在秦山二期2×650MW核电站中，核级阀门(不包括风阀)有3500台左右，其中核1级阀门约（）台。

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核级阀门的阀体一般不允许采用（）结构的阀体。

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核级阀门本身需要焊接的地方不多，除了主要铸锻件的补焊外，主要是硬密封阀门的密封面上堆焊硬质合金等材料，以提高核电阀门密封面（）。

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压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核（）级的热交换器。

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压水堆核电厂余热排出热交换器为（）热交换器。

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压水堆核电厂余热排出热交换器为立式U形管壳式热交换器。（）U形管内流过，（）从壳体流过。

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下列关于压水堆核电厂再生热交换器说法错误的是（）。

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核电厂虽然堆型较多，但核安全机械设备主要是（）等。
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核反应堆主要由（）组成。

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核电厂一回路主设备包括（）等。

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下列关于反应堆压力容器说法正确的有（）。

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选取反应堆压力容器的材料时需要考虑（）。

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反应堆压力容器材料要求有较高的（）。
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反应堆压力容器常用材料一般为（）。

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下列关于反应堆压力容器封头顶盖说法正确的有（）。

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下列关于压水堆反应堆压力容器本体说法正确的有（）。

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AP1000反应堆压力容器由（）组成。

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AP1000反应堆压力容器的（）焊接在一起。

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下列关于EPR反应堆压力容器说法正确的有（）。

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压水堆堆芯下部整个支承结构包括（）。

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压水堆堆内上部堆内构件是由（）等主要部件组成。

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压水堆堆芯上栅格板是压紧定位板，它直接压紧（），避免这些组件因水力冲击而“向上飞”。

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压水堆控制棒驱动机构包括（）。

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压水堆控制棒驱动机构的耐压壳组件是（）的包壳。

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下列关于压水堆控制棒驱动机构的耐压壳组件说法正确的有（）。

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蒸汽发生器的种类繁多，但目前压水堆核电厂中使用较为广泛的是（）。

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压水堆蒸汽发生器由蒸发段(下筒体)和汽水分离段(上筒体)组成，主要包括（）。

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压水堆蒸汽发生器筒体由（）组成。

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蒸汽发生器传热管材料由过去采用耐高温腐蚀合金改用Inconel-690合金，其优点是（）。

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影响蒸汽发生器传热管破损的因素包括（）。

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蒸汽发生器传热管降质类型有（）。

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为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施有（）。

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大亚湾核电厂整个稳压器由（）等部件组成。

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立式冷却剂泵从底部到顶部可分为（）。

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立式冷却剂泵水力机械部分包括（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的泵壳是一回路压力边界的一部分，为核1级部件。应能承受设计工况以及事故状态下的各类载荷，如（）。

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下列关于现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵泵轴说法正确的有（）。

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美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的主要技术特点是（）。

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现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分包括（）等部件。

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安全壳是一个将（）等设备包围集中在一起的密封建筑，是核电厂防止放射性物质向环境释放的最后一道屏障，是一个极其重要的建筑物。

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安全壳按材料分有（）。

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安全壳按结构分有（）。
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安全壳钢衬里一般由（）组成，形成整体压力“容器”。

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安全壳钢衬里筒体壁板安装（）及背面锚固在混凝土中的角钢、连接件(焊钉)等。

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下列关于AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳说法正确的有（）。

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下列关于安全壳设备闸门说法正确的有（）。

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压水堆核电厂各系统中还用到很多核级容器，下列属于核级容器的有（）。

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压水堆核电厂硼注箱由（）组成。

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压水堆核电厂安注箱由（）组成。

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一般二代压水堆核电厂中，属核2级泵的有（）。

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一般二代压水堆核电厂中，属核3级泵的有（）。

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下列关于压水堆辅助给水泵说法正确的有（）。

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压水堆辅助给水泵为了满足（）原则，一般并列采用两种泵。

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按阀门结构划分，主要有（）等。

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目前较为常见的阀门密封面堆焊方法有（）等方法。

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压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，其种类有（）。

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压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，其中核2级的主要有（）。

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压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，其中核3级的主要有（）。

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压水堆核电厂一回路采用了大量的热交换器，有管壳式、管板式和板式，下列关于板式换热器说法正确的是（）。

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核燃料是指含有（），在反应堆内使自持核裂变链式反应得以实现的材料。

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易裂变核素是指能与（）作用而产生裂变的核素。

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核燃料是在反应堆内使自持式核裂变链式反应得以实现的材料，其主要组成成分是（）。

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通常把含有一种或几种易裂变核素，并在适当条件下能达到临界的材料称为（）。

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所谓可转换核素是指（）后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。

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通常把含有一种或几种可转换核素的材料称为（）。

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主要易裂变核素有235U、239Pu和233U，而（）也具有良好的裂变性能。

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天然铀中238U占（）%。

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天然铀(238U占99．28％)和天然钍(232Th)仍是最基础的核燃料，是因为他们（）。

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从反应堆将达到预期燃耗值卸出的核燃料称为（）。

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核燃料循环的后段是指（）。

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核燃料循环分为闭路式和开路式两大类。闭路式(或闭合式)铀核燃料循环包括核燃料循环的（）。

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对不进行乏燃料后处理，将其长期暂存、永久贮存、直接处置，被称为（）的核燃料循环，是一种开路式核燃料循环。
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核燃料循环过程中既不属于前段也不属于后段的是（）。

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铀核燃料闭路式循环流程中，贫化铀出现在（）阶段。
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核燃料所采用的主要的易裂变核素有（）。
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主要的可转换核素有（）。

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主要的可转换核素有238U、232Th，而（）也能起可转换核素的作用。

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核燃料循环是指核燃料的提取、加工、使用、回收再利用的全过程。包括（）。

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核燃料进入核反应堆前的加工过程称为核燃料循环的前段，包括（）。

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对不进行乏燃料后处理，将其（）被称为一次通过式的核燃料循环，是一种开路式核燃料循环。
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铀矿（）是铀矿开采的基础。

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铀矿地质勘探是铀矿开采的基础，为铀矿的开采设计提供可靠的（）报告。

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铀矿地质勘探根据铀矿成矿理论及已知成矿规律，根据工作地区地质特点，采用（）方法进行找矿。

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铀矿找矿按照程序分为（）个阶段。

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（）在普查、勘探和对铀矿床进行评价中具有重要作用。

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下列属于放射性普查的是（）。

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在我国，（）是找铀的首要手段。

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现代铀矿勘探还配有（）技术，进一步发现异常和确定进一步勘探范围。

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（）阶段是对铀矿床进行全面工业评价的决定性阶段。

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铀矿找矿按照程序分为（）阶段。

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野外放射性普查有（）。

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勘探阶段是对铀矿床进行全面工业评价的决定性阶段，勘探手段主要是（）。

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目前我国铀矿开采方式以（）为主。

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目前我国铀矿开采方式以地开采为主，约占（）％。
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铀矿地下开采必须有科学、合理的通风系统和有效的通风方式，目的是驱散和稀释（）。

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铀矿地下开采的充填采矿法的胶结充填材料主要为（）。

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铀矿化学采矿应用有一定的局限性只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床。矿床需大致呈（），底板不渗漏，矿层位于静止水位之（），且具有较好的渗透性。

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原地爆破浸出一般先采出（）％的矿石，对余下的矿体采用微差挤压爆破等方法，将矿石按规定的矿块粒度要求进行崩落。

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铀矿原地爆破浸出与常规采冶工艺相比，减少了（）的出矿量。

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原地爆破浸出的废水量较少，仅为常规工艺的（），可有效地保护地表及地下水环境。

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原地浸出采铀建设投资约为常规采矿的（）%。
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原地浸出采铀生产能耗约为常规采矿的（）%。

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原地浸出采铀成本约为常规采矿的（）%。

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能最大限度地回收铀资源的铀矿开采方式为（）。

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原地浸出采铀能最大限度地回收铀资源，大大地提高了劳动生产效率，与常规采矿相比，生产效率提高（）倍。

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世界许多国家都采用（）采铀技术。

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铀矿开采一般采用（）。

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铀矿开采方式选择的目的是在（）的条件下，最大限度地将铀矿资源从地下回采出来。

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选择铀矿开采方法的具体要求有（）方面。

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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采，露天开采与地下开采相比具有（）优点。

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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采，露天开采的缺点是（）。

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铀矿常规开采方式有露天开采和地下开采，地下开采的缺点是（）。

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铀矿常规地下开采有（）等多种成熟的采矿工艺技术。

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铀矿地下开采通风方式有压入式和抽出式通风方式，下列关于压入式通风说法正确的是（）。

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铀矿地下开采通风方式有压入式和抽出式通风方式，下列关于抽出式通风说法正确的是（）。

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铀矿地下开采的主要采矿方法有（）。

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铀矿地下开采的充填采矿法的充填有（）。

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铀矿化学采矿包括原地浸出和原地爆破浸出采铀。化学采矿与常规采矿相比的优点是（）。

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铀矿化学采矿包括原地浸出和原地爆破浸出采铀。化学采矿的缺点是（）。

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与常规采矿比较，原地爆破浸出采铀的优点有（）。

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与常规采矿比较，原地爆破浸出采铀的缺点是（）。

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原地浸出采铀只需打钻孔将浸出液输送到水冶厂进行回收铀的新工艺。原地浸出采铀具有明显的优点是（）。
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铀的提取必须用化学试剂把矿石中铀的有用组分转化为可溶性化合物，可用的化学试剂是（）。

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铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后，得到的铀化学浓缩物重铀酸盐主要有（）。

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铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后，得到的铀化学浓缩物重铀酸盐俗称（）。

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重铀酸盐煅烧生产得到（）。

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铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后，得到的铀化学浓缩物重铀酸盐俗称黄饼，也可由重铀酸盐煅烧生产得到八氧化三铀，以上产品称为（）。

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在所有铀氧化物中，由于（）是最稳定的，易于长期储存，所以当今世界铀交易市场中都是以此进行的。

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常规铀水冶过程铀的浸出率大约在（）％以上，铀的总回收率大约在（）％以上。

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铀矿石破碎后矿石通过（）实现矿石粒度的分级。

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铀矿石湿式磨矿后通过（）进行粒度分级。

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浸出工序是通过用酸或碱配制成的浸出剂与铀矿石发生化学反应，把铀从矿石中溶解并分离，形成铀的浸出液的过程。浸出剂由水、浸出试剂和（）构成。

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铀浸出的酸法浸出多以（）作浸出试剂。

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铀浸出的碱法浸出多以（）作浸出试剂。

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铀浸出为使矿石中难溶的（）价铀氧化为易溶的（）价铀，浸出过程常需要添加氧化剂。

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利用某类细菌促进矿石中铀的浸出以降低（），通常称为细菌浸出。

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铀浸出的固液分离一般通过浓密-过滤来实现，为了强化浓密的澄清效果，通常加入（）。

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铀浸出的固液分离一般通过浓密-过滤来实现，为了强化浓密的澄清效果，常用絮凝剂为（）类絮凝剂。

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通常从（）浸出工序得到的浸出液，不仅含有铀，也含有一定种类和数量的杂质，因此浸出液的提取工艺包括了提纯-沉淀工序，最终得到铀的化学浓缩物。

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酸性浸出液的铀提取利用某些离子交换树脂对不同金属离子亲和力的区别，使铀与其他金属离子分离，实现铀溶液的提纯。离子交换过程，要通过（）两道工序。

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酸性浸出液的铀提取工艺通常使（）交换树脂进行吸附过程。

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铀矿酸性浸出液的溶剂萃取设备通常有以（）为代表的卧式(分级式)设备。

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铀化学浓缩物的过滤，多采用（）进行间歇式脱水，或采用真空过滤机、离心过滤机等连续过滤设备。

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大多数碱法浸出的浸出液中杂质含量很低，不需要提纯即可以直接沉淀铀。通常采用（）作为沉淀剂，从铀的（）溶液中直接进行沉淀，过滤后得到重铀酸钠产品。
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大多数碱法浸出的浸出液中杂质含量很低，不需要提纯即可以直接沉淀铀。通常采用氢氧化钠作为沉淀剂，从铀的碳酸钠溶液中直接进行沉淀，过滤后得到（）。
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碱法浸出提铀也可以在固液分离得浸出液后，由季胺萃取、再用碳酸钠或碳酸铵反萃取、结晶、经三相分离和过滤后，获得（）。

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碱法浸出提铀也可以在固液分离得浸出液后，由（）萃取、再用（）反萃取、结晶、经三相分离和过滤后，获得三碳酸铀酸铵（（NH₄）₄UO₂（CO₃）₃）。

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“堆浸”是堆置浸出法的简称，堆浸工艺要求堆场（）。

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堆浸过程铀的浸出率大约在（）％，铀的总回收率大约在（）％，均略低于常规铀水冶。

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原地浸出简称地浸，地浸只适用于可地浸的（）铀矿床。

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铀矿原地浸出简称地浸，地浸生产中，为了不使浸出液流散，有效地控制地浸的浸出范围，通常采用（）的生产方式。

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原地爆破浸出提铀工艺可省去（）矿体的开采量、贮运量和尾矿处置作业。

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原地爆破浸出提铀要特别重视和加强生产工艺过程对（）污染的控制。

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在铀矿开采和铀水冶加工生产过程中，会产生数量相当庞大的（），它们将会对从业人员和环境造成危害。

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铀精制(纯化)是对铀水冶产品铀化学浓缩物或（）进一步加工提纯的工艺过程。

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铀化学浓缩物和八氧化三铀在天然铀含量上得到浓缩和提高:铀化学浓缩物的铀品位达（）％，八氧化三铀的铀品位达（）％。

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核产品二氧化铀国家质量要求是：严格控制产品中吸收中子能力较强的镉、钼、钛、钨、钽、矾等元素含量不超过（）。

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核产品二氧化铀国家质量要求是：控制产品中吸收中子能力较弱的锂、硅、铁、铝、碳等元素量不超过（）。

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通常采用沉淀法将溶液中铀转化为固体状态并分离出来，沉淀剂是（）。

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铀水冶工艺流程可根据溶浸剂的性质分为（）。

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铀水冶工艺方法主要有（）。

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铀水冶的常规铀水冶工艺特点是（）。

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常规铀矿石加工的预处理，包括（）。

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铀矿石破碎是采用机械撞击和挤压的方式，将矿石破碎到一定粒度范围之内，常用的机械有（）。

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为获取更细颗粒的铀矿石，采用磨矿来实现，磨矿机有（）。

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铀浸出为使矿石中难溶的四价铀氧化为易溶的六价铀，浸出过程常需要添加氧化剂，通常使用的氧化剂有（）。

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酸性浸出液的铀提取工艺包括（）。

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酸性浸出液的铀提取工艺的解析剂通常采用（）。

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铀矿酸性浸出液的萃取过程主要经过萃取一反萃取两个工序，萃取工艺的萃取剂多采用（）萃取剂。

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铀矿酸性浸出液的萃取过程主要经过萃取一反萃取两个工序，反萃取工艺的萃取剂多采用（）反萃取剂。

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铀矿堆浸工艺特点（）。

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为达到国家核产品标准要求，必须将铀化学浓缩物或八氧化三铀进行（），使铀氧化物进一步提纯。

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铀精制过程中，要确保原料（）设备及其他设施的气密性和空气净化装置的有效性。

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铀精制过程中，要确保原料溶解和结晶煅烧设备及其他设施的气密性和空气净化装置的有效性，严格控制（）外泄。

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（）既可以是核原料生产工艺的一部分，又可以包容于核燃料循环的各个环节之中，称为联系各个环节的纽带。

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铀转化过程大多属于（）相反应。

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铀转化过程大多属于气-固相反应，一般要求有较高（）％的转化率。

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（）是制备UF6和金属铀的原料。

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湿法生产UF4工艺以核纯级的（）为原料，加入（），生成的沉淀经过滤、干燥和煅烧，得无水UF4产品。

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干法生产UF₄工艺，即在高温下用气态（）与UO₂发生气—固相反应直接制得几乎不含水的UF4的方法。

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与湿法相比较，用干法生产UF4所产生的工艺废液量仅为湿法的（）。

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

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按UF₄产品的用途可分两种，一则用于生产UF6（称为“级联品位”），在产品中UF4含量不小于（）%。

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按UF₄产品的用途可分两种：一是用于制备金属铀（称为“金属品位”），振实密度要不小于（）g/cm³。

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按UF₄产品的用途可分两种，一则用于生产UF₆（称为“级联品位”），强调（）。

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UO₂干法生产UF₄转化过程的核心是（）。

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干法生产UF₄，在单个流化床内不易建立温度和物料浓度的梯度，HF的过剩率一般在（）%以上。

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流化床反应器干法生产UF₄，现工业上常采用（）系统。

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流化床反应器干法生产UF₄，现工业上常采用两级串联系统：第一级选用具有良好气-固相接触性能的（）形流化床，以增大传热速率，避免物料烧结。

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流化床反应器干法生产UF₄，现工业上常采用两级串联系统：第二级用能减小固相返混的（）形流化床。

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流化床反应器干法生产UF₄，现工业上常采用两级串联系统，两级反应法当使用具有高活性的分解原料时，可得到高质量的UF₄产品，同时HF的过剩率降至（）%左右。

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（）是唯一的一种既稳定又具高度挥发性的铀化合物，至今一直被用于铀同位素富集工厂的供料。

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生产UF₆的工业方法几乎都是用核纯级的（）。

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在特定情况下，也可以用氟气直接氟化铀的氧化物生产UF₆，下列描述正确的是（）。

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在氟化工艺中，为了最大限度地提高UF₆的转化率和氟气的利用率，要使用过量的氟气，以确保铀的直接回收率大于（）%。

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在氟化工艺中，为了最大限度地提高UF₆的转化率和氟气的利用率，要使用过量的氟气，过量的氟气须再循环，使其总利用率不低于（）%。

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UF6生产过程主要由氟化、UF₆冷凝收集、氟气回收和尾气处理四部分组成，其基本流程中含有（）级UF₆冷凝收集器。

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UF4细粉末均匀地分散在（）的氟气中时会发生燃烧。

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火焰炉UF₄氟化反应器的缺点是残渣量较多（）%。

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火焰炉UF₄氟化反应器的缺点是氟气过剩量大（）%。

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流化床UF₄氟化反应器的缺点是氟气过剩量较大约（）%。

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流化床UF₄氟化反应器的缺点是灰渣率较大（）%。

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（）是流化床反应器氟化反应的重要操作参数。

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为了顺利地解决流化床UF4氟化床层的温度控制问题，并把氟化过程中产生的非稳态效应降低到不影响正常流化的水平，已开发出一种填充流化床反应器，即以惰性粒子（）构成床料的主体。

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UF4氟化的立式氟化炉可在保持良好气-固相接触的条件下实现一定程度的物流逆流流动，因此可在小于（）%的氟气过剩量下运行。

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UF4氟化的立式氟化炉由于底部装有分布板，可使落在它上面的未转化料继续与浓度较高的氟气反应，因而灰渣率可降至（）%。

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能完全实现气—固相的逆流接触，因而能在氟气耗量接近化学计算量的条件下，使UF₄几乎完全地转化的UF₄氟化设备是（）。

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UF6的收集指从氟化反应器及其净化反应器排放出来的成品混合气中分离出UF₆，再将其转装于专用产品容器中。成品混合气中UF₆的含量范围为（）%。

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UF₆的凝华过程是一种（）的传热过程。

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UF₆凝华过程，为确保UF₆冷凝完全，通常采用（）操作。

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当将含UF₆的混合气体压缩至（）kPa（三相点压力）以上且导入以水冷却的冷凝器中时，UF₆即被液化。

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UF₆的三相点温度为（）。

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在某些场合，为了让产品极度均匀化，在凝华冷凝器卸料时，将其中的固体UF₆加热到（）(压力为202．6-405．2kPa)使其直接液化。

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装运UF₆的容器是特制的钢瓶。由于受临界质量的限制，富集度超过（）%的产品，一般仅用内径（）mm的钢瓶。
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UF₆以液态形式装瓶，钢瓶允许的最大装填量依据（）时液体UF₆的（）来确定。

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UF₆以（）态形式装瓶，钢瓶中的UF₆在常温下为（）态。

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由氟化反应器排出的气体中，除含有UF₆、F₂和作为稀释气的N₂以外，还含有少量的HF、O₂等不凝性气体。此混合气体在冷凝器中，绝大部分的UF₆被冷凝成固体，排出的不凝性气体中还含有（）%的F₂。

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为了最大限度地利用氟气，大多须设置气体净化并循环利用系统。约占（）%总产量的UF6是在辅助冷凝器中被收集的。

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利用塔式氟气净化反应器，净化后的气体含氟量约为（）%。

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利用塔式氟气净化反应器，F₂的总利用率可达（）％以上。

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下列关于流化床氟气净化反应器优点说法错误的是（）。

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流化床氟气净化反应器当床温为370～400、进气中F₂，浓度为5％～30％时，氟的回收率大于（）％。

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

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（）(沸石型固体)的晶格间隙可吸附HF和UF₆，也是一种良好的吸附剂。

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

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UF₄氟化生产UF₆，尾气排放前的最终处理步骤是（）。

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UF₄氟化生产UF₆，多数工厂都直接用碱液(KOH或K₂C0₃溶液)洗涤第二级冷凝器排出的尾气，之后再从碱液中回收铀，并用（）沉淀氟。

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再循环铀指由乏燃料后处理过程回收得到的铀，通常以（）的形式，因此又称后处理铀。

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()是天然铀或其富集铀在辐照时产生的两种特有同位素。

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乏燃料后处理过程回收得到的铀，其中（）衰变子体的积累会使其γ剂量率随时间而显著增加。

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乏燃料后处理过程回收得到的铀中，由于（）是一种中子吸附剂，用再循环铀再富集时需要额外的分离功。

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从化学转化过程看，再循环铀与天然铀并无区别。对由富集铀燃料得到的再循环铀应注意（）问题。
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无论天然铀、富集铀还是贫化铀的六氟化物，其最终都要加工成UO₂或金属铀。前者用于反应堆的燃料芯体制造；后者则先要将其转化成（），再用Ca或Mg还原成金属。

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用（）还原UF₆制备UF4是目前应用最广的方法。

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用氢气还原UF₆制备UF₄是目前应用最广的方法，其特点是（）。

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用氢气还原UF₆制备UF₄是目前应用最广的方法，工业上已开发出两种提供起始反应所需能量的方法：热壁法、冷壁法。热壁法是是经由高温约（）反应器壁供给。

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

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用氢气还原UF₆制备UF₄是目前应用最广的方法，工业上已开发出两种提供起始反应所需能量的方法：热壁法、冷壁法。冷壁法由引入的F2与H2燃烧释放的反应热来供给。为使此过程更经济，还开发了以（）取代F2作为引发剂的方法。

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当还原小批量的高富集度UF₆时，控制温度在（）以上并且让CCl₄大量过剩，UF₆即可氟化CCl₄，并发生取代反应，被完全还原成UF₄。

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用四氯化碳还原小批量的高富集度UF₆，反应要在（）中批式地进行。

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用四氯化碳转化大量的低富集度或贫化的UF₆时，可在（）下用回转炉处理。

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氨还原法还原UF₆，是在（）发生反应，先生成（）。

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

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氨还原法还原UF6，前段工序采用（）；后段工序采用（）。

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铀转化过程大多属于气-固相反应，其工艺特点有（）。

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湿法生产UF₄工艺的特点（）。

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与湿法相比较，用干法生产UF₄的优点是（）。

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干法生产UF4的缺点是（）。

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干法生产UF₄所得产品的物理和化学性质主要取决于（）。

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UO2干法生产UF₄工艺过程由（）组成。
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UO₂干法生产UF₄转化过程的核心是UO₂的氢氟化，其反应器设计的关键在于（）。

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UO₂干法生产UF₄所使用的设备主要有（），也可将其组合成新型反应器。

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UO₂干法生产UF₄所使用的设备主要有卧式搅拌床、流化床和移动床三类,也可将其组合成新型反应器。这些设备性能差异的主要指标是（）。

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UO₂干法生产UF₄工艺，卧式搅拌床反应器在大规模工业上不常应用。其原因是（）。

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流化床反应器干法生产UF4的特点（）。

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移动床反应器干法生产UF₄的特点（）。

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乏燃料后处理回收的UNH溶液可先行脱硝制得的UO₃，再直接转化为UF₆，此方法可以省去（）工序。

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UF₆生产过程主要由（）部分组成。

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UF₄氟化成UF₆所使用的反应器有（）。

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火焰炉UF₄氟化反应器特点（）。

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流化床UF₄氟化反应器的特点（）。

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UF₄氟化的立式氟化炉的特点（）。

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UF₄氟化的卧式搅拌炉设备特点（）。

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UF₄氟化后成品UF₆混合气中UF₆的含量范围为30%--90%，其余为（）等不凝性气体。

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工业上用于收集UF₆有（）过程。

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UF₆的液化与凝华相比，其特点是（）。

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为了最大限度地利用氟气，大多须设置气体净化并循环利用系统，该系统使用的设备是（）。

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塔式氟气净化反应器的缺点是（）。

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为了最大限度地利用氟气，大多须设置气体净化并循环利用系统。从第二级冷凝器排出的不凝气体中，通常尚残留有UF₆、F₂和少量HF等有害气体，在将其排放前必须进行处理，以回收其中的铀并防止铀和氟对环境的污染，可使用的方法有（）。

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生产UF₆过程中废气处理的固体化学阱法，可用作捕集剂的有（）。

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再循环铀的转化过程中，利用各种杂质元素氟化物的挥发性和化学特性的差异，可对产品实现净化。比UF₆挥发性更强的杂质，如（），在UF₆结晶过程中被分离出去。

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再循环铀的转化过程中，放射性元素，包括超铀元素(Np、Pu、Am、Cm)和裂变产物(Ru、Tc、Te、Nb)，利用其不同的化学性质与UF₆分离，采用的方法有（）。

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UF₆干法转化为UF₄的方法有（）。

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四氯化碳还原法还原UF₆与氢还原法相比，其缺点是（）。

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唯一天然存在的易裂变核素是（）。

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铀-235是唯一天然存在的易裂变核素。它在天然铀中的铀丰度为（）%。
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在现代热中子反应堆中，除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外，轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料，其中铀-235的丰度约为（）%。

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一些研究试验堆和快中子堆要求富集度更高的燃料。高通量的材料试验堆则需要富集到（）%以上的高浓铀。

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铀浓缩是指用人工方法使()丰度增加的过程。因此，铀同位素分离（铀浓缩）工厂是核燃料循环中的重要环节。

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分离功是一种仅用于（）工业的度量单位。

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从天然铀原料生产1t丰度为3%的浓缩铀，大约需要（）tSWU。

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

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从天然铀原料生产1t丰度为3%的浓缩铀，浓缩过程中剩下4.5t贫化铀，其铀-235丰度下降到（）%左右，一般无工业应用价值，作为尾料贮存。

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人工方法获得浓缩铀的方法有多种，（）虽然理论上可在单级实现，但仍存在许多技术难关，需要继续投入大量的研究开发工作。

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铀浓缩最早实现工业应用的大规模生产方法是（）。

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当六氟化铀气体通过扩散分离时，在（）铀-235有微小的加浓。

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当六氟化铀气体通过扩散分离时，在（）铀-235被贫化。

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铀浓缩的扩散分离级的分离器一般做成（）。

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铀浓缩的扩散分离级的分离器内安装扩散膜，扩散膜常制成管状，直径几厘米，长为（）m。

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铀浓缩的扩散分离级的每一个分离器内可装有（）支膜管。

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通常用分离系数表示分离效果。分离系数就是在分离级前后所需同位素（铀-235）的相对丰度比。理论上，扩散分离系数最大值等于两种组分的分子量（）。

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分离系数就是在分离级前后所需同位素（铀-235）的相对丰度比。理论上，扩散分离系数最大值等于（）。

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分离系数就是在分离级前后所需同位素（铀-235）的相对丰度比。实际扩散分离分离系数远低于此值，一般为（）左右。

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由于扩散分离单级的分离效果极小，为了达到丰度为3%的低浓铀产品，需把（）多级扩散级串联起来组成级联。

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气体扩散法生产浓缩铀的大型扩散厂每kgSWU约需消耗（）kWh电能。

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在高速旋转的离心机中，从中心引出气体流，得到的是（）流分。

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与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点是（）。

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与气体扩散法相比，气体离心法比能耗低，约为气体扩散法的（）%，也就是生产单位产品的耗电量少。

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气体离心法单机浓缩系数（分离系数与1之差）在（）左右。

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要得到丰度为3%的低浓铀产品，气体离心法需要（）级的级联。

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要得到丰度为3%的低浓铀产品，气体离心法与气体扩散法的级联相差（）个数量级。

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为实现相当的产量，铀浓缩工厂在各级中必须（）很多离心机。

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一个实用的离心机分离工厂往往需要安装()台离心机。

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

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激光法的突出优点是分离系数大，（）次分离即可获得适于制造核武器的高浓缩铀，但因其技术上难度较大，目前离工业应用尚有较大距离。

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浓缩铀生产的主要工艺过程为：原料UF₆容器放入压热罐中加热，UF₆以气态形式供入级联进行分离，当235U被浓缩到所需丰度时，装入冷冻状态下的产品容器，再经（），取样合格后存入成品库房。

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铀浓缩工厂的工作介质为（）。

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现在世界仅有美国、法国、俄罗斯、西欧三国(英国、德国、荷兰)、中国和日本等少数国家，拥有不同规模的工业化生产浓缩铀的能力，其中（）采用气体离心法。

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

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用人工方法获得浓缩铀的方法有多种，但迄今为止，真正形成工业规模的生产方法是（）。

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用扩散法分离同位素的条件是（）。

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铀浓缩的扩散分离级的主要组成部分包括（）。

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铀浓缩的气体离心机主要由（）等零部件组成。

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铀浓缩的气体离心机的生产能力取决于（）。
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气体离心机单机分离能力主要取决于（）。
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铀浓缩离心机的实际应用关键在于（）。

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下列关于级联说法正确的有（）。

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铀浓缩工厂主工艺系统设置有（）。

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铀浓缩工厂的特点（）。

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铀浓缩工厂级联装置一旦启动，就要求常年连续运行，因此，铀浓缩工厂要求非常可靠的供电，必须配置后备电源，此外铀浓缩工厂的（）供应等均不允许中断。

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—座1000MW级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约（）t低浓铀。

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一般燃料组件大约在反应堆内使用（）年的时间。

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燃料组件的（）是对可靠性和安全性的主要影响因素。

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核燃料包壳的应力分析应满足反应堆（）有关设计规范的规定，应有足够的机械强度和刚度。

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核燃料包壳的应力分析应满足反应堆压力容器有关设计规范的规定，应有足够的机械强度和刚度。包壳的最大容许应变量不超过（）%。

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核燃料组件寿期终了时包壳的最大腐蚀深度应低于壁厚的（）%。

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核燃料在寿期终了时包壳含氢量一般不允许超过（）。
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核燃料组件制造从低浓六氟化铀开始到生产出燃料组件成品，主要有（）个工序。

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（）工艺流程是最早实现工业规模生产陶瓷二氧化铀粉末的方法。

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UF₆蒸气溶解于水，生成氟化铀酰溶液，反应式为：UF₆（气）+₂H₂O(液)-UO₂F₂(液)+₄HF(液)，此反应为（）热反应，水解槽在（）压下工作。

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以UF₆为原料采用重铀酸铵（ADU）工艺流程制备陶瓷UO₂粉末的ADU的沉淀工艺过程，氟化铀酰溶液用（）沉淀时形成多种铀酸盐沉淀。

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重铀酸铵（ADU）沉淀是颗粒细小且粘聚的浆体，一般是几个（）大小。

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经过滤洗涤除去以物理状态吸附于重铀酸铵（ADU）上的氟，可脱氟近（）%，所以洗涤是脱氟的重要措施。

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重铀酸铵（ADU）的洗涤过程洗涤剂通常采用（）。

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过滤后的重铀酸铵（ADU）滤饼含水30%—60%，经过干燥使ADU含水分降到（）%以下。

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重铀酸铵（ADU）工艺流程中的分解还原在（）气氛下进行。

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重铀酸铵（ADU）工艺流程中的分解还原利用（）将氟除去，使氟含量降到2×10^-4以下。

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重铀酸铵（ADU）工艺流程中的分解还原利用水蒸气将氟除去，使氟含量降到（）以下。

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重铀酸铵（ADU）转化成UO₂粉末时，其工艺参数对UO₂粉末的性质影响极大。例如UO₂粉末的比表面积、松装密度和流动性与（）密切相关。

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一体化干法（IDR）工艺流程是将()送入回转炉反应器。

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

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UO₂芯块制备中的关键工序是（）。

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UO₂芯块烧结工业上一般都采用（）。

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UO₂芯块烧结把压制好生坯放在（）中，再连续送入有还原气氛（）的烧结炉中烧结。

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UO₂芯块烧结温度一般控制在（）左右。

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UO₂芯块的烧结密度一般控制在理论密度的（）%。

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核燃料组件的上下管座一般由（）制成。

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（）是燃料组件的关键部件，除对栅元的位置度及公差要求严格外，同时又对每个栅元对元件棒的夹持力有严格要求。

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燃料组件的（）的位置度公差有严格要求，目前我国由精密程控加工中心来完成。

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

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核燃料芯块装管采用机械化自动装管工艺，也有使用手工装管工艺。芯块的上端要装入（）隔热块和弹簧。

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一般压水堆燃料组件全长大约为（）m，重量约在550-670kg之间，是一个大型而又精密的高技术产品。

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燃料棒组装时，不论采用何种方法防止划伤，划伤深度必须小于包壳厚度（）%。

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采用或含有（）燃料的元组件称为MOX燃料元（组）件。
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目前常用的压水堆核电站核燃料组件主要由（）组成。

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就燃料组件设计而言，通常应考虑的技术要求有（）。

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核燃料组件制造从低浓六氟化铀开始到生产出燃料组件成品，主要有（）个工序。
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目前用于制备可烧结UO₂粉末的化工转化工艺流程主要有（）。

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目前用于制备可烧结UO₂粉末的化工转化湿法工艺流程主要有（）。
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目前用于制备可烧结UO₂粉末的化工转化干法工艺流程主要有（）。
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我国目前采用的可烧结UO₂粉末的化工转化工艺流程是（）。
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重铀酸铵（ADU）流程特点：（）。
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以UF₆为原料采用重铀酸铵（ADU）工艺流程制备陶瓷UO2粉末的工艺过程包含（）。
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从重铀酸铵（ADU）的特性往往可以预示U₀₂粉末及其烧结芯块的特性。所以要求ADU具有（）。
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必须控制适宜的重铀酸铵（ADU）沉淀条件、选择适宜的工艺参数，即控制适宜的（）等影响沉淀的因素。
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重铀酸铵（ADU）沉淀是颗粒细小且粘聚的浆体，过滤比较困难。工业上采用的效果较好的过滤设备是（）。

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过滤后的重铀酸铵（ADU）滤饼含水30%—60%，必须经干燥脱水后才能进入后边工序。目前用于ADU干燥的方法有（）。

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控制重铀酸铵（ADU）的（）是制得性能适宜的UO2粉末的关键所在。

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一体化干法（IDR）工艺流程的特点是（）。

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UO₂芯块烧结送舟方式有（）。
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核燃料组件零部件制造是指（）的制造。
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核燃料元件棒制备工序主要包括（）。
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燃料元件棒制备为保证端塞焊接的可靠性，常用的检测方法有（）。
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组装好的核燃料元件棒要经过（）检查。
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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多，共有（）种化学元素。

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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多，其原子序号自（）至（）。

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核燃料在反应堆内发生初级和次级裂变产物的种类十分繁多，其质量数从（）。

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核燃料在反应堆内产生的锕系产物由铀同位素（）反应而生成。

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核燃料在反应堆内产生的锕系产物中最重要的是钚的各种同位素，尤以（）为主。

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核燃料在反应堆内产生的锕系产物大多具有半衰期较长的()放射性，而且伴有一定的中子发射率。

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核燃料在反应堆内产生的锕系产物有钚、镎、镅、锔等，各核素的产额随其（）。

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现代轻水堆的乏燃料在停堆后，其比活度过（）即衰减一个数量级。

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现代轻水堆的乏燃料在停堆的瞬间（约一秒钟后），其比活度高达（）Bq/kgU。

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现代轻水堆的乏燃料在停堆一年后，其比活度仅为（）Bq/kgU。

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乏燃料经（）冷却后，其放射性衰减就大大变慢了。

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对于较难处理而放射毒性又大的挥发性131I（T1/18.05d）而言，乏燃料需经至少（）的冷却使其衰变殆尽，才能避免在元件溶解过程中逸出，造成事故。
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乏燃料中某些可转换的核素吸收中子后生成的中间产物须有足够的衰变时间才能完全转化为易裂变物质。例如，239Np（T1/22.35d）转化为239Pu至少要（）才比较完全。
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（）是铀的一种同位素，在后处理过程中不可能与其他铀同位素分离，但它具有强放射性，会给后面再制燃料元件带来困难。

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为使乏燃料中的237U衰减到与天然铀相当的放射性水平，一般需冷却（）。

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目前，轻水堆乏燃料在反应堆现场至少贮存（）才被运出。

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在反应堆现场，一般就是反应堆附设的燃料水池贮存乏燃料的方式称为（）。

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目前绝大部分乏燃料贮存方式采用“湿式”，湿式贮存时间可长达（）。

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乏燃料采用干式贮存方式的贮存时间可长达（）。

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为增加水池的贮存容量，应尽可能使乏燃料的排列紧密，这就会带来核临界安全的问题。（）可使乏燃料贮存更加密集化。

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用于装运燃耗大于（）Wd/tU乏燃料的容器，还须设置中子吸收层（水或有机树酯材料）。

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乏燃料运输容器内装有金属篮筐，对于（）燃料，此篮筐由含有中子毒物的材料制成。

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乏燃料运输容器的设计、制造和检验均有非常严格的规范和标准，且实行()制度。

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乏燃料运输容器在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。例如，容器要做（）m水深处的水压密封试验。

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乏燃料运输容器在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。例如，跌落在（）m高垂直的金属立棒上的贯穿试验。

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乏燃料运输容器在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。例如，从（）m高处自由跌落在刚性平台上。

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乏燃料运输容器在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。例如，在（）高温下火烧半小时。

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目前用于大型轻水堆核电站乏燃料的容器重量已达（）t级，一次可装运（）个组件以上。

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乏燃料运输具有“门到门”的优点的运输方式是（）。

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乏燃料输适于中长距离，对沿途的影响较小，费用适中的方式是（）。

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燃料运输适于中长运距，一次也可装运多个容器，成本低而效率高的方式是（）。

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下列关于乏燃料运输说法错误的是（）。

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下列核燃料循环模式也称为“闭路核燃料循环”的是（）。

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为了获取武器级钚装料，必须采用的乏燃料循环模式是（）。

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下列核燃料循环模式也称为“开路核燃料循环”的是（）。

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先将压水堆的乏燃料只经简单的高温氧化挥发处理以去除气态裂变产物，再将粉末状的二氧化铀烧结成芯块，制成供CANDU堆使用的燃料的乏燃料循环模式称为（）。

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对反应堆中用过的乏燃料进行后处理便于更安全地处理和处置放射性废物，因为回收了铀、钚以后，大大地降低了废液中（）放射性核素的含量。

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以发展压水堆核电站为例，如果不对其乏燃料后处理（即只让燃料“一次通过”），铀资源的利用率仅为（）%。

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如果对压水堆核电站乏燃料实施后处理，让回收的铀与钚再制成燃料在压水堆中再循环使用一次，就可节省约（）%的天然铀。

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如果对压水堆核电站乏燃料实施后处理，让回收的铀与钚再制成燃料在压水堆中再循环使用一次，就可节省约25%的天然铀；若返循环多次，则铀资源的利用率可提高到（）%左右。
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如果将由后处理得到的钚与铀富集后得到的贫铀制成快增殖堆燃料并实现快堆燃料循环，则铀资源的利用率可高达（）%。

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将由后处理得到的钚与铀富集后得到的贫铀制成快增殖堆燃料并实现快堆燃料循环，如此做法可使铀资源的利用期限由50年延长至约（）年。

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乏燃料后处理产品的总回收率（）%。

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乏燃料后处理产品每一步操作的回收率要（）%。

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

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

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乏燃料后处理常用（）这一术语来表征对裂变产物的去除程度。

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乏燃料后处理工厂的总去污系数往往高达（）。

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乏燃料后处理对铀、钚两种产品的分离也有一定要求，可用分离系数β（指两种物质在分离前原料中含量的比值与分离后产品中含量的比值之比）来表征，一般在（）量级。

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乏燃料后处理产品铀中超铀核素的总α放射性比活度≤（）。

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乏燃料后处理铀中去钚产品的分离系数较高，铀中含钚约（）。

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乏燃料后处理钚中去铀的分离系数则可稍低，允许钚产品中含有很少量的铀≤（）。

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乏燃料后处理产品对化学杂质的含量一般都在（）数量级。

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乏燃料后处理产品所有杂质的中子吸收截面最多只能相当于含10B（）的中子吸收截面。

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乏燃料后处理工艺可以分为湿法（水法）和干法两大类，目前水法分离使用的是（）。

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当今，各国在乏燃料后处理工业规模中得到应用的全部是以（）为核心的水法后处理工艺。

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乏燃料水法后处理工艺可分为（）段过程。

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下列不属于乏燃料水法后处理工艺的首端过程的是（）。

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下列不属于乏燃料水法后处理工艺的首端过程的是（）。

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乏燃料水法后处理工艺化学溶解过程使用的溶解液是（）。

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乏燃料水法后处理工艺溶解结束后提出吊篮，经稀酸漂洗后用专门仪器检测其中的残余燃料量。若损失率小于（）%，将包壳作为废物处理，否则返回再溶解。

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对于以铝合金作包壳的生产堆天然铀金属燃料，先用（）溶液溶去包壳，用水漂洗后再用硝酸溶解芯体。

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对以铝（或镁）合金作包壳、以铝（或镁）与富集铀金属弥散体为芯体的研究试验堆辐照燃料，则也可用（）一次性予以溶解。

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乏燃料水法后处理化学溶解过程，无核临界限制的溶解器常为（）。

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乏燃料水法后处理化学溶解，须考虑核临界安全的溶解器为几何安全或几何良好的（），对于形状和尺寸均有一定限制。

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乏燃料在溶解以后，铀自然处于最易被萃取的（）价。

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乏燃料在溶解以后，钚必须靠（）才能几乎全部稳定在易被萃取的（）价。

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在乏燃料后处理工艺中应用得最普遍也最为成功的是以（）为萃取剂、以（）为盐析剂的普雷克斯（PUREX）流程。

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使用磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂因其黏度较大，使用时要以烷烃（如煤油、正烷烃混合物等）作稀释剂，通常配制成（）的浓度。

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下列关于磷酸三丁酯（TBP）萃取铀、钚说法错误的是（）。

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普雷克斯型工艺流程经历一个（）的过程称为一个溶剂萃取循环。

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典型的普雷克斯流程对每种产品而言须经历（）个循环。

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普雷克斯型工艺流程的共去污－分离循环（第一循环）通常由（）台接触器组成。

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普雷克斯型工艺流程的第一循环是（）。

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普雷克斯型工艺流程的第一循环阶段进行铀、钚共萃取，并用硝酸溶液洗涤，去除绝大部分（）%以上的裂变产物杂质。

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普雷克斯型工艺流程为避免各循环溶剂之间相互混合，每个溶剂萃取循环都设有独立的溶剂净化系统，依次用（）溶液和（）溶液洗涤，以除去降解产物。

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乏燃料后处理过程中，长期运行时溶剂降解严重，产生的界面污物会影响操作，因而不宜在高辐照条件下应用的溶剂萃取设备是（）。

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乏燃料后处理过程中，溶剂降解程度较轻，容易排除降解产物，还有利于实现临界安全的几何控制的溶剂萃取设备是（）。

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乏燃料后处理过程中，适于强辐照场合下使用的溶剂萃取设备是（）。

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乏燃料后处理由溶剂萃取获得的产品还须对其浓缩并转形以获得最终固体产品，称此为“尾端过程”。此过程对产品通常还具有（）的作用。

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往硝酸钚溶液中加入（）溶液，即生成溶解度很低的含钚沉淀，可得较高的回收率。

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草酸钚沉淀经过滤与洗涤后，在空气中于（）的高温下煅烧，即得黄褐色的二氧化钚松散粉末。

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往硝酸铀酰溶液中加入（）溶液，可通过沉淀获得含铀产品。

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往硝酸铀酰溶液中加入碳酸铵溶液，可通过沉淀获得（）产品。

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当今乏燃料后处理的铀尾端工艺已改为先在（）设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝转化成UO3。

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核燃料在反应堆内发生各种核反应后，除了仍剩有新燃料中原有的元素外，生成了（）产物。

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核燃料在反应堆内裂变产额较大而半衰期又适中（或更长）且对乏燃料随后的工艺过程具有重要意义的挥发性气态核素有（）。

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核燃料在反应堆内裂变产额较大而半衰期又适中（或更长）且对乏燃料随后的工艺过程具有重要意义的固态核素有（）。
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乏燃料冷却的目的在于（）。
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按乏燃料贮存设施的所在地可分为（）。
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乏燃料贮存过程的安全主要考虑（）。
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由于乏燃料的固有特性，给其运输带来了（）等复杂问题，因而在运输过程中一定要确保其安全，以免造成危害。
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乏燃料运输容器圆筒和顶盖内设有能阻挡各种射线（特别是γ放射性）的屏蔽层，可选用的屏蔽材料有（）。
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乏燃料可采用（）运输。
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对反应堆中用过的乏燃料进行后处理的目的和任务是（）。
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鉴于乏燃料的特性，后处理的工业化过程具有的特点是（）。

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乏燃料后处理工厂的总去污系数具体数值取决于（）。

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乏燃料后处理工厂凡有易裂变物质存在且可能达到核临界状态而造成事故的场合均需严加防范。具体做法有（）。

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乏燃料后处理工艺可以分为湿法（水法）和干法两大类，干法可按处理原理的不同分为（）。

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乏燃料水法后处理工艺澄清所得料液还要加入若干化学试剂来调节（）。

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乏燃料后处理工艺的溶剂萃取法使用的有机溶剂应具有（）特点。

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对短冷却期的乏燃料，（）常成为普雷克斯型工艺萃取分离过程的“麻烦制造者”。

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在普雷克斯型工艺中，对于长冷却期高燃耗的燃料，（）的去除则须加以格外重视。
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普雷克斯型工艺流程的第一循环阶段采用（）将钚还原成不被萃取的价状态，从而实现钚与铀的分离。
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TBP（磷酸三丁酯）的降解产物为（）。
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乏燃料后处理工厂中使用的溶剂萃取设备主要有（）。

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往硝酸钚溶液中加入草酸溶液，即生成溶解度很低的草酸钚沉淀，其特点是（）。
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当今铀尾端工艺已改为先在流化床设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝，流化床脱硝的特点（）。

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乏燃料后处理的尾端过程，往硝酸铀酰溶液中加入碳酸铵溶液，可通过沉淀获得三碳酸铀酰铵产品；也可以直接从含铀有机相中将其反萃沉淀出来。沉淀物经陈化、过滤、洗涤和干燥后，在H₂气氛下的高温炉内煅烧即得UO2产品。此方法的特点是（）。

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辐射源是指可以通过（）而引起辐射照射的一切物质或实体。

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辐射源的种类很多，从辐射源的（）可分为天然辐射源和人工辐射源两种。

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核技术利用是指核领域中（）的应用技术。
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核技术利用的技术基础与技术手段就是放射性同位素(放射源)和射线装置中的（）技术。

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密封放射源是指密封在包壳里的或紧密地固定在覆盖层里并呈（）形态的放射性物质。

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密封放射源按（）可分为检查源、工作源、参考源、标准源等。

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常用的α放射源，活度一般较低（）Bq。

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常用的α放射源，α粒子的能量一般低于（）MeV。

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常用的α放射源，α粒子的能量一般低于7MeV，在空气中的射程小于（）。

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β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强（）倍。

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能量超过（）的β粒子可穿透皮肤表层，常用的β放射源的β粒子能量均大于此值，故应考虑β外照射的防护。

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在使用β放射源时不能忽视（）的防护。
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屏蔽β射线应选用低原子序数的材料（），以减少轫致辐射，外面再用高原子序数的材料屏蔽轫致辐射和其他γ光子。

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利用发射低能γ射线和x射线的放射性核素，或利用β辐射体与靶物质产生的轫致辐射制成的源统称为（）。

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低能光子比较容易屏蔽，但要注意可能存在的（）的影响。

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由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其自发裂变和（）反应产生的中子。

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低能光子的（）效应相当显著，使用时应考虑对其的防护。

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低能光子源常用（）密封。

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低能光子源常用铍窗密封，铍不耐（），使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免铍窗变质。

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（）放射源是使用最多的放射源，广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部门。

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γ放射源是使用最多的放射源，为了获得高剂量率的辐射场，装源量多数在（）Bq范围内，大于百万居里的γ辐照装置已不少见。

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活度在（）Bq的γ放射源主要用于各种核仪表(如料位计、核子秤、密度计等)、工业射线照相(无损探伤)和人体腔内治疗。

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活度在（）的γ放射源主要用于各种核仪表(如料位计、核子秤、密度计等)、工业射线照相(无损探伤)和人体腔内治疗。

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γ射线辐照装置常用的核素是60Co、137Cs，活度范围＞（）Bq。

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使用γ放射源主要防止（）。

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γ射线的贯穿能力很强，其辐照范围往往超出工作场所之外。下列说法错误的是（）。
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活度小于（）的γ源，一般可利用时间防护和距离防护，对工作场所外的影响很小。

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利用（），可制成中子源。

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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中（）中子源应用最多。

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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。它的半衰期为（）年。

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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。它的半衰期为2.65年，自发裂变中子产额为（）n／(S.g)。

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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。中子能谱与（）裂变中子能谱相似。

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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。中子能谱与235U裂变中子能谱相似，中子平均能量为（）MeV。

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利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。空气中1m处的中子和γ剂量率分别为（）Sv／(h.g)和（）Gy／(h.g)。

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非密封源主要用于（）。

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非密封源主要用于医学诊断、治疗用放射性药物、放射免疫药盒，农业、生物、水文、地质、科研用放射性同位素（），等等。

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非密封放射源的特点（）。

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在防护条件相同的条件下，非密封源操作的（）（操作量）越大，可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。

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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求，将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为（）个等级。

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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求，将非密封源工作场所按放射性核素日等效（）操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。

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甲级非密封源工作场所日等效最大操作量（）Bq。

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乙级非密封源工作场所日等效最大操作量（）Bq。

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丙级非密封源工作场所日等效最大操作量（）Bq。

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非密封源工作场所日等效最大操作量0.1Ci，为（）级工作场所。

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放射性核素的日等效操作量等于（）。

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极毒放射性核素毒性组别修正因子为（）。

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高毒放射性核素毒性组别修正因子为（）。

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中毒放射性核素毒性组别修正因子为（）。

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低毒放射性核素毒性组别修正因子为（）。

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非密封源操作方式与放射源状态修正因子的范围是（）。

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Co、90Sr、210Pb、237Np放射性核素毒性分组为（）。

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下列按放射性核素毒性分组，毒性最高的是（）。
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下列不属于射线装置的是（）。
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x射线机的种类很多，如诊断x射线机、治疗x射线机、工业探伤x射线机、x射线分析仪等。x射线机的核心部分是（）。

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x射线机的核心部分是x线管。通常由安装在真空玻璃壳内的阴极和阳极组成。阴极通常是（）制灯丝，阳极是根据应用需要由某种材料(如钨、钼等)制成的靶。

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x射线有两种类型，一种是高速电子在靶原子核附近经过时，受靶核的强库仑场吸引而损失其部分或全部动能，转变为具有（）的轫致辐射。

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一般x射线机的管电压(峰值)为（）。

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知道了x射线机的（），可从文献上查得离靶1m处产生的x射线的发射率Gy.m2／(mA.min)。

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加速器是利用（）使带电粒子(如电子、质子、氘核及重离子等)获得高能量的装置。

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能量低于（）的加速器称为低能加速器。

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轫致辐射的发射率随靶材料的（）的增加而增加。

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轫致辐射的发射率随靶材料的原子序数和电子能量的增加而增加，当电子的能量低于l0MeV时，一定的束流强度在向前方向产生的x射线强度，几乎与电子能量成（）关系增加。

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在电子加速器上，电子与靶材料相互作用产生轫致辐射，轫致辐射又与靶材料及其他材料相互作用得到中子，习惯上将这种反应称为（）反应。

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在电子加速器上，电子与靶材料相互作用产生轫致辐射，轫致辐射又与靶材料及其他材料相互作用得到中子，习惯上将这种反应称为(γ，n)反应，中子的能谱为连续谱，其最大能量（）。

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(γ，n)反应的阈能≈（）MeV。

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通常对能量大于（）的电子加速器会产生中子，在辐射屏蔽设计时，要考虑中子的影响。

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加速器的（）受中子照射会产生感生放射性。

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能量在10MeV以上的加速器停机后，粒子进入加速器厅或靶厅时，要考虑（）的影响。

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中子发生器是利用（），能量在（）以下，通过(d，n)反应产生快中子的小型加速器。

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中子发生器是利用直流电压，能量在1MeV以下，通过（）反应产生快中子的小型加速器。

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中子发生器加速离子的能量不高，多数在（）以下，也有的到（）。

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中子发生器的电源电流容量较大，能提供较强的离子流，一般能达到（）数量级。

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由于中子发生器加速的能量有限，通常只能利用D(d，n)3He和T(d，n)4He反应获得（）MeV能量的单能中子。

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由于T(d，n)4He反应截面在氘核能量近于（）处出现共振截面峰值达到（）靶。因此，可利用此反应在中子发生器上获得中子产额较高的14MeV中子。

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由于T(d，n)4He反应截面在氘核能量近于110keV处出现共振截面峰值达到5靶。因此，可利用此反应在中子发生器上获得中子产额较高的14MeV中子。一般中子产额在（）n／s左右，强流中子发生器的中子产额可达到（）n／s。
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中子发生器主要用于产生（）MeV中子，开展各种应用。

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中子发生器主要用于产生l4MeV中子，开展14MeV中子的各种应用。所利用的核反应为（）。

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密封中子管是紧凑型中子发生器，将（）密封在一个玻璃管中。

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密封中子管是紧凑型中子发生器，将离子源、加速间隙、靶等密封在一个玻璃管中，管子的直径（），长（）。

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密封中子管是紧凑型中子发生器，由氘氚反应产生的14MeV中子产额一般为（）n／s，高的可达到（）n/s。

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密封中子管是紧凑型中子发生器，寿命为（）h。

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天然辐射源主要来自（）。

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密封放射源按其辐射的射线可分为（）等。
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密封源按放射源的几何形状可分为（）等。

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密封放射源按活度的不确定度可分为（）等。

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密封放射源按用途可分为（）等。

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α放射源主要用于（）等的离子发生器。

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常用的α放射性核素有（）。

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关于常用的α放射源，下列说法正确的是（）。

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β放射源主要用作β活度测量和β能量响应刻度时的（）。

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β放射源主要用作β活度测量和β能量响应刻度时的参考源和工作源，还可用作（）。

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常用的β放射性核素有（）等。
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β放射性核素衰变时，常伴随有γ辐射或其他形式的光子，只有少数核素，如（）例外。

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下列关于β放射源说法正确的有（）。

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利用（）制成的源统称为低能光子源。

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低能光子源主要用于（）等仪表。

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发射低能光子的常用放射性核素有（）等。

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由（）等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其自发裂变和(α，n)反应产生的中子。

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活度在(3mCi-60Ci)的γ放射源主要用于（）。

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γ射线辐照装置常用的核素是（）。

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γ放射源的主要用途包括（）。

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中子源在（）等领域得到广泛应用。

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利用α粒子与轻元素(如铍)的(α，n)反应或高能γ射线与铍(或氘)的(γ，n)反应，可制成具有不同能谱的中子源。常用的中子源有（）。
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由于252Cf中子源（），因此用它作为中子源在各个领域得到了广泛应用。

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下列关于中子源说法正确的有（）。

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不满足密封源定义中所列条件的源为非密封源，也称开放源或开放型放射源。非密封源最常用的核素有（）。

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下列关于非密封放射源说法正确的是（）。

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为了便于对操作量不同的工作场所提出不同的防护要求，将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为（）等级。

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放射性核素毒性分组可分为（）。

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放射性核素毒性分组为极毒组的有（）。

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放射性核素毒性分组为中毒组的有（）。

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下列气态核素中，属于中毒组的有（）。

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放射性核素毒性分组为低毒组的有（）。

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下列气态核素中，属于低毒组的有（）。

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射线装置是指能产生预定水平（）等的电器设备或内含放射源的装置(高能加速器除外)。

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x射线机产生的x射线有两种类型，下列说法正确的有（）。

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x射线机产生的x线的强度正比于（）。

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x线机的（）是影响x线强度的直接因素。

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加速器是可以使（）获得高能量的装置。

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加速器的种类很多，按加速粒子的能量区分，有（）。

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加速器是一个重要的辐射源，它具有（）等特点。

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加速器主要由（）组成。

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

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下列关于低能加速器（能量低于100MeV）产生的辐射说法正确的有（）。

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电子直线加速器，当粒子能量在1-10MeV时，可能存在的辐射种类有（）。

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电子直线加速器，当粒子能量在＞10MeV时，可能存在的辐射种类有（）。

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在加速器上，中子是由各种核反应产生的，中子的发射率、能量和角分布强烈地依赖于（）。

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加速器的结构材料、冷却水及加速器厅和辐照厅内的空气受中子照射会产生感生放射性，其辐射水平取决于（）。

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密封中子管是紧凑型中子发生器，其特点是（）。

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辐射类型包括辐射种类和能量。它们首先取决于源中放射性核素的（）。

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辐射能否从源中有效发射出来还取决于源的（）。

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在单位时间内（），称为放射性活度，也称衰变率，表征放射源的强弱。

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放射性活度的定义是：在给定的时刻，处于特定能态的一定量放射性核素在时间间隔dt内发生（）。

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活度的单位为Bq(1Bq=1蜕变／s)，曾用单位为Ci，1Ci=（）Bq。

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短半衰期核素放射源的使用期限主要与（）有关。

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长半衰期核素放射源的使用期限主要考虑放射源的（）。

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在已发现的2600多种同位素中，稳定的核素只有（）种左右。

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原子核具有的放出（）的性质，叫做放射性。

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能够自发地放出射线从而变成另一种元素的同位素，叫做（）。

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天然放射性同位素的种类很多，已达（）种。

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通常把宇宙射线和地面辐射统称为（）。

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人工放射性同位素是利用核反应方法制造的。现在应用核反应堆和加速器生产的放射性同位素已达（）多种。

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根据需要，可将人工放射性同位素制成放射性活度不同量级的放射源，放射性活度可做到（）Bq量级至（）Bq量级。
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α放射源放出的α粒子能量一般为（）。

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α放射源放出的α粒子能量一般为4-8MeV，在空气中的射程为（）。

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α放射源放出的α粒子能量一般为4-8MeV，在固体中的射程为（）。

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目前工业用量最大的是α源是（）。

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β放射源按发射的粒子的最大能量可分为（）类。

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中能β源主要用于（）。

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下列关于高能β源说法错误的是（）。

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γ放射源是以发射γ辐射为主要特征的放射源，下列说法错误的是（）。

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Co的衰变伴随两组强度(每一个核衰变时放出该辐射的几率)均大于（）％的γ辐射，其能量分别为1.173MeV和1.332MeV。

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Co的衰变伴随两组强度(每一个核衰变时放出该辐射的几率)均大于99％的γ辐射，其能量分别为（）MeV。

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Cs的γ辐射强度为（）％。

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γ放射源按辐射的能量和活度可分为（）类。

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轫致辐射源属于（）。

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中等活度γ放射源大多用于（）。

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中等活度的γ放射源中，高比活度的137Cs、60Co、192Ir和170Tm等放射源可用于（）。

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用于辐射照相探伤的是（）。

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强γ放射源是活度大于（）Bq的60Co、137Cs放射源。

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强γ放射源是活度大于1013Bq的（）放射源。

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表征放射源的基本参数是（）。

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放射源的基本参数取决于（）。

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放射性核素衰变可能会发射一定能量的（）。

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密封源的典型结构主要由（）等构成。

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下列属于天然放射性同位素的有（）。

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地球上到处都存在着天然放射性同位素，它们衰变时放出（）。

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下列属于人工放射性同位素的有（）。

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在核技术利用中常用的主要放射源有（）。

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常用的α放射源主要有（）。

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目前工业用量最大的是α源是241Am，因为241Am（）。

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β放射源是包括发射（）的放射源。

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β放射源按发射的粒子的最大能量可分为（）。

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低能β源包括（）源。

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低能β源的特点及用途包括（）。

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中能β源包括（）源。

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高能β源包括（）源。

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高能β源主要用于（）。

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γ放射源按辐射的能量和活度可分为（）。

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低能γ(X)放射源(亦称低能光子源)由发射γ射线或x射线的核素（）等制成。

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中等活度γ放射源由中等活度的（）等核素制成。

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中等活度的γ放射源中，高比活度的（）等放射源可用于辐射照相探伤。

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强γ放射源用于（）。这类放射源亦称做辐射源。

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自然界有（）多种天然放射性核素。

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目前广泛应用的各种同位素的来源是（）。

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目前广泛应用的各种同位素的来源几乎都是由（）。

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目前应用的放射性核素，按活度计算，绝大多数是由（）生产的。

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核反应堆生产放射性同位素是将样品(靶料)置于反应堆辐照室(如活性区)或辐照管道(如孔道)内经（）辐照，使样品中的稳定同位素变为放射性同位素。

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核反应堆生产60Co放射性同位素时，将金属钻丝(或钴片、钻棒)装于不锈钢壳内并用氩弧焊密封，然后放入反应堆中照射，由59Co（）60Co反应得到放射性同位素60Co。

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Co在2×10¹³n/（cm².s）热中子注量下辐照一年，生成的60Co的活度约为（）Ci。

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反应堆生产放射性同位素3H和125I的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用（）。

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在用反应堆生产放射性同位素（）时，由于其能腐蚀金属，它的泄漏会直接影响反应堆的安全，必须予以充分重视，必须选用耐腐蚀性的样品盒

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反应堆生产放射性同位素的品种受核反应类型的限制，因此，利用加速器生产放射性同位素，特别是（）同位素方面愈益显示出其重要性。

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在国际上已确定为临床医学应用的放射性同位素中，用加速器生产的有（）多种，用反应堆生产的有（）种。

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用CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击锌靶，由(P，2n)反应得到放射性同位素（）。

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用CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击（）靶，得到放射性同位素67Ga。

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用CS-30型回旋加速器产生的（）轰击锌靶，由68Zn(P，2n)67Ga反应得到放射性同位素67Ga。

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CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击锌靶，由（）反应得到放射性同位素67Ga。

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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的制靶是在（）靶基上用（）法镀锌(天然锌)。

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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的制靶是在紫铜靶基上用电镀法镀锌(天然锌)，镀层厚（）mg/cm²。

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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的靶经照射达到预期的产额后，从回旋加速器中取出，放置铅罐中冷却（）天以降低（）杂质水平，然后移至放射性操作箱内进行化学分离。

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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液，按要求配制的放射性67Ga-枸橼酸镓注射液，将注射液经（）的微孔膜过滤后进行分装，分装后再经高压蒸汽消毒，再经检验消毒效果合格后发货，同时留样作无菌检查。

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加速器生产的同位素都是缺中子同位素，衰变时大多是（），所以可用γ相机或正电子发射计算机断层扫描(PET)进行医学诊断，病人所受的剂量小。

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甲状腺诊断采用加速器生产的123I，病人所受的剂量只有用反应堆生产的131I的（）％。

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质子能量在25-30MeV的回旋加速器可以生产（）余种放射性同位素。

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质子能量在（）MeV的回旋加速器可以生产20余种放射性同位素。

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一台60MeV回旋加速器的造价约为一台26MeV回旋加速器的（）倍。

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用反应堆生产放射性同位素主要包括（）等步骤。

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靶材经反应堆中子照射后，产生的放射性同位素的活度与（）等有关。
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在用反应堆生产放射性同位素时，为了确保人员的辐射安全，防止放射性污染，在辐照同位素操作过程中必须采取一系列安全措施。其中包括（）。

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加速器通可过（）等反应得到放射性同位素。
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生产放射性药物67Ga-枸橼酸镓注射液的生产过程是（）。

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下列关于加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素说法正确的是（）。

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加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素相比，其优点是（）。

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加速器生产放射性同位素的产额决定于（）。

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选择生产放射性同位素用的加速器时，需要考虑其主要性能指标如能量和束流强度，下列说法正确的有（）。

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（）是核医学科最基本的显像仪器。

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（）是性能最为全面的核医学显像仪器，是我国三级甲等医院中核医学科不可缺少的设备。

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正电子发射计算机断层扫描仪(PET)是专为探测体内正电子发射体湮没辐射时同时产生的方向相反的能量为（）Mev的两个γ光子的显像仪器。

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在临床医学中，放射性同位素（）用以判断甲状腺的功能和状态。

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（）是目前所有放射性显像技术中分辨率最高的显像装置，特别适用于心脏、脑神经和肿瘤的代谢显像，进行肿瘤的早期诊断。

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正电子发射计算机断层扫描仪(PET)一次诊断每个病人的18F注射量≈（）Ci。

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骨密度仪是利用放射性同位素对人体骨骼中的钙、磷含量进行无损检测，可诊断原发性、继发性骨质疏松等，一般使用的放射性核素为（），活度为（）Ci。

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辐射对（）的治疗效果十分明显。

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（）产生的辐射均可用于临床治疗。

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由于（）具有设备简单、使用灵活、操作方便等优点，所以在辐射治疗中应用最广。

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按照射方式可将密封源治疗分为近距离治疗和远距离治疗两类，不属于近距离治疗的是（）。

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密封源近距离治疗分为表浅治疗和腔内治疗，表浅治疗一般利用（）放射源。

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密封源表浅治疗以（）用得最多。

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密封源表浅治疗以90Sr-90Y用得最多，90Sr的活度可达（）Ci。

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密封源腔内治疗源的尺寸一般为（）级别。

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密封源腔内治疗目前更趋向用（）作为永久性“种子”植入组织中治疗肿瘤。

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密封源腔内治疗目前更趋向用125I作为永久性“种子”植入组织中治疗肿瘤，每个125I种子源的活度≈（）Ci。

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放射源治疗的后装机，因为（）的γ射线能量较低(0.317MeV)，容易屏蔽，半衰期适用(74d)，所以使用较多。

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放射源治疗的后装机，因为192Ir的γ射线能量较低(0.317MeV)，容易屏蔽，半衰期适用(74d)，所以使用较多，活度约为（）。

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γ射线远距治疗机的（）是γ放射源的贮存和照射部分。

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γ射线远距治疗机的准直器起（）射线束的作用。

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γ射线远距治疗机使用最普遍的是（）放射源。

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γ射线远距治疗机使用最普遍的是60Co放射源,因为其（）。

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γ射线远距治疗机使用最普遍是60Co，60Co的活度通常为（）。

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进行放射免疫分析需要具备放射性核素标记抗原、抗原标准品、特异抗体、稀释液、分离剂和放射性测量仪器。临床大多采用（）标记抗原。

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生产厂家将放射性标记物、标记抗原、抗体、稀释液、分离剂组装成试剂盒，通常称放免分析试剂盒或放免药盒。每个药盒中125I的活度为（）Bq量级。

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利用射线（）的特点可制成各种用途的核仪表。

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核子秤是根据（）与物质相互作用原理制造的一种新型计量设备。

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核子秤使用的放射性核素主要是（）。

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核子秤使用的放射性核素主要是137Cs，活度范围（）。

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核子秤是一种对运输皮带上的固态散装物料进行在线连续称重计量的核仪表，它可以测量（）。

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核子秤除皮带输送机外，还可应用于（）输送机。

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料位计是利用（），对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。

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料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同，对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。特别适用于（）条件下对物料位置的测定及远距离自动测量和控制。

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料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同，对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。主要由放射源、探测器、（）和主机组成。

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料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同，对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。放射源装在（）制源容器内。

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料位计有单点式、双点式(上、下料位)和连续料位多种型式。料位计常用的γ射线源是（）。

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料位计常用的γ射线源有60Co和137Cs，源的活度范围（）。

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一般大口径料仓、壁厚、料层厚的料位计可选用（）做射线源。

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一般小口径料仓、壁薄、料层薄的料位计可选用（）做射线源。

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放射性测同位素厚仪放射源与探头的距离一般为（）cm。

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放射性测同位素厚仪一般测量纸张厚度使用β粒子能量较低的（）。

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放射性测同位素厚仪测量金属薄膜选用β粒子能量较高的（）源。

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

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放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用241Am、137Cs源，活度为（）。
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核子湿度密度仪可测量（）的密度和含水量或湿度密度。

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核子湿度密度仪内装有（）个放射源。

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核子湿度密度仪内装有两个放射源，一个是（）放射源，活度为（），用于测量密度。

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核子湿度密度仪内装有两个放射源，一个是（）放射源，活度为（），用于测量水分。

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核子湿度密度仪测量密度时，137Cs源发出γ射线进入被测材料，穿过被测材料的γ射线被装在仪器内的探测器（）接收并给出计数。

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核子湿度密度仪测量水分时，中子源发射的中子进入被测材料，高能中子与被测材料水分中的氢原子相互作用而降低能量成为慢中子，慢中子被仪器内的（）探测器接收。

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核子湿度密度仪经常用于沥青路面测量，以确定混合料的（）。

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放射性测井法中目前常用的γ放射源为（）。

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放射性测井法中目前常用的γ放射源为137Cs，活度一般为（）。

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放射性测井法中目前常用的中子源为（）中子源。

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放射性测井法中目前常用的中子源为241Am-Be中子源，活度约为（）。

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下列关于γ射线照相(探伤)机说法错误的是（）。

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γ射线照相(探伤)机的工作容器的屏蔽体材料是（）。

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γ射线照相(探伤)机在工作时操作遥控器长度大于（）m。

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工业照相常用的γ放射源为（）。

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工业照相用的γ放射源因为（）的γ射线能量低，容易屏蔽，所以目前用得最多。

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工业照相用的γ放射源因为192Ir的γ射线能量低，容易屏蔽，所以目前用得最多，其活度一般为（）左右。

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放射性静电消除器是利用放射性同位素发出的（）使空气电离，中和静电而达到消除静电的目的。

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火灾报警器上使用的（）烟雾探测器，当有烟雾时，使其发射的（）粒子的电离减弱，并发出报警信号。

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进行辐射育种的辐射用得最多放射性同位素源是（）。

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辐射育种使用x射线和γ射线辐照时，一般使用的剂量范围为（）。

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辐射育种使用中子辐照，一般使用的剂量范围为（）n/cm²。
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农副产品的辐照保鲜用辐射源主要为（）放射源。

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辐照保鲜用辐射源主要为60Co放射源，活度在（）以上。

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采用适宜剂量的（）照射柞蚕卵能够刺激蚕的生长、促进蚕的发育、增强蚕的体质、减少蚕病、提高蚕丝产量。

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在（）辐射作用下，也可以得到增加柞蚕丝产量、提高小鸡孵化率和促进雏鸡的生长发育、提高雏鸡成活率的效果。

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放射性同位素在食品加工中主要用于（）。

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放射性测井根据使用射线的不同可分为（）测井。

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放射性同位素在医学上的应用已有半个多世纪的历史。目前主要应用于（）等。

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放射性同位素在医学上的应用已有半个多世纪的历史。使用的放射性核素主要有（）。

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目前用于脏器显像进行扫描的主要项目有甲状腺、肝、脑、肺、脾、肾、心脏、胰腺等。常用的放射性同位素诊断设备有（）。

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单光子发射计算机断层扫描仪(SPECT)影像诊断时使用的放射性核素主要是（）。

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正电子发射计算机断层扫描仪(PET)显像诊断使用的正电子发射核素主要有（）。

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下列属于放射性药物诊断仪器的是（）。

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密封源表浅治疗常将（）等密封，制成各种敷贴器，贴在患部，用来治疗血管瘤、皮炎等皮肤病及眼疾病。
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密封源腔内治疗常用的放射性核素为（）。

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密封源腔内治疗源的外形一般制成（）。

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下列关于放射源治疗的后装机说法正确的有（）。

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放射性同位素体外远距治疗即用强（）射线照射肿瘤组织，达到治疗目的。

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体外远距治疗即用强γ或β射线照射肿瘤组织，达到治疗目的，此方法一般用于浅表肿瘤的治疗，如（）等。

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γ射线远距治疗机主要由（）组成。

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γ射线远距治疗机常用的是（）放射源。

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在当前医学临床诊断中，将同位素标记技术与抗原、抗体反应的特异性相结合的检测方法称为放射免疫分析技术。这种分析方法具有（）等特点，一直是临床诊断的一种重要手段。

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放射免疫分析技术用于测定体内各种微量生物活性物质，如（）等，在很多领域起着重要作用。

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进行放射免疫分析需要具备（）。

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

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放射性同位素在工业上的应用包括（）。

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下列属于核仪表的是（）。

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由于核子秤（），因此被广泛应用于水泥、煤炭、化肥、化工、矿山冶金、电力、盐业、港口等行业的在线计量与控制。

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放射性测同位素厚仪用于测定（）等的厚度。

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放射性测同位素厚仪使用的放射源常为（）源。

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放射性测同位素厚仪测量塑料薄膜用（）源。

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放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用（）源。

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中子测井的方法有（）。

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γ射线照相(探伤)机一般由工作容器、挠性源导管、遥控器和其他附件组成。工作容器由（）等构成。

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利用放射性同位素（）等制作的放射性静电消除器，具有结构简单、安装容易、使用方便和不用电等优点，广泛用于纺织、印刷、造纸、塑料、电子感光胶片等行业，还可清除唱片、幻灯片、照相底片、摄影镜头等上的灰尘。

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放射性同位素在农业上的应用包括（）。
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与杂交育种相比，辐射育种具有的优势是（）。

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进行辐射育种的辐射可以是（）。

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农业上常用放射性核素（）进行农药、化肥示踪。

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我国已批准对（）等农副产品进行辐照保鲜、贮存食用。

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下列属于放射性药物影像诊断的是（）。

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核仪表的特点是（）。

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x射线用于治疗是基于肌体的组织细胞受到x射线作用后使其（）发生电离，使细胞在分裂和代谢方面遭到破坏。

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x射线主要用于（）治疗，是放射治疗的一种方法。

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X射线计算机断层扫描仪(CT)检查对（）疾病的诊断价值较高，应用普遍。

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X射线计算机断层扫描仪(CT)对（）等病诊断效果好，诊断较为可靠。

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加速器产生的x射线、γ射线、中子、质子等照射肌体的组织细胞，可以（），从而达到治疗的目的。这就是加速器放射治疗的基本原理。

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我国治疗癌症主要采取化疗、手术和放射治疗，有（）％的癌症病人采取放射治疗。

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放射治疗能否有效地杀死癌细胞，主要取决射线的（）特征，即癌细胞对该射线的敏感度。

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放射治疗能否有效地杀死癌细胞，主要取决射线的生物学特征，即癌细胞对该射线的敏感度。敏感度以（）个参数来衡量。

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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量，x、γ、电子等低LET(传能线密度)射线的OER（），RBE（）。

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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量，快中子、质子、重离子等高LET(传能线密度)射线的OER（），RBE（）。

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癌细胞对射线的敏感度以氧增强比(OER)和生物效应比(RBE)两个参数来衡量，OER（），说明杀伤力受癌细胞中含氧量的影响小，对乏O2癌细胞仍有较强的杀伤力；RBE（），说明能将癌细胞破坏到不可修复的程度。

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由于x、γ、电子等射线容易得到，加速器结构简单，造价低，所以目前医用（）是放射治疗的主要手段。

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医用电子直线加速器的能量在（）MeV以下。

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医用电子直线加速器的能量在50MeV以下，其中大部分运行在（）MeV。

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由于中子氧增比小，生物效应比高，所以对缺氧的或对处于相对静止期的癌细胞有较大的杀伤作用，对某些用γ射线、电子的放疗效果差的癌症很有用，所以利用（）对某些癌症(腮腺癌、前列腺癌等)的治疗起到了一定作用。

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高能质子不属于高LET射线，但它的深度剂量分布好，在人体内的剂量吸收曲线存在一个（）的布拉格峰。

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一般质子治疗能量为（）MeV，流强要求不高，（）即可。

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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT，（）在安全检查中发挥了重要作用。

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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT，加速器射线源工业CT主要用于（）。

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加速器工业CT的工作原理是：由电子（）产生的电子束打钨靶产生x射线，x射线穿透物体后被探测器接收并给出（）信号，经变换后还原出物体内部的密度结构图。

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加速器工业CT的电子直线加速器能量一般为（）MeV。

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加速器工业CT的电子直线加速器能量一般为6-20MeV，可检测的厚度等效成钢约（）m。

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加速器工业CT电子直线加速器能量一般为6-20MeV，可检测的厚度等效成钢约0.3m，一般检测工件的长度可达（）m，工件最大重量约为（）kg。

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与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，而且发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。lkW功率的射束相当于（）Bq的60Co源。

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与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，而且发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。一台加速器的平均功率输出最高可达l50kW，相当于（）的60Co源。
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工业辐照加速器一般采用（）。

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工业辐照加速器通常电子能量的范围是（）。

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工业辐照加速器功率通常（）。

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工业辐照加速器电子扫描宽度为（）m。

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工业辐照加速器主要应用于（）。

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我国电子束辐照始于20世纪（）年代。

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由于中子发生器体积小、流强大、造价低、易于操作维护、可提供（）MeV中子，所以是核技术利用的重要工具之一。在工业、农业、医学、科研等各个领域有着广泛的应用。

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

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中子活化分析可进行痕量分析（）g。

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

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在中子活化分析中，反应堆中子的活化分析是最重要的一种。但是随着中子发生器产额的提高（）和毫秒级“跑兔”系统以及数据获取分析系统的建立，14MeV中子活化分析也已进人痕量多元素分析技术的行列。

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用产额为10¹¹n／s的中子发生器对钢样品照射10s，再用2s将样品用压缩氮气运送到γ探测器前，经过20s计数，即可在1min内给出钢样中的含氧量，灵敏度达到（），这对氧气顶吹转炉的快速炼钢很有意义。

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炸药和喷射药中的低浓度杂质能影响操作中的安全，大多数炸药和喷射药中包含大量的氮，用14MeV中子活化分析，由14N(n，2n)13N反应测定总的氮含量来控制纯度，对50mg黑索今炸药样品，测量氮含量的绝对误差为（）％。

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中子发生器用于测井指的是用（）进行测井。

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中子发生器用于测井指的是用密封中子管进行测井，也就是（）测井。

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对于快中子测井，大约（）n／s的平均中子产额是必要的。

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快中子测井要能经受井下高温高压的工作环境，目前，最小的中子发生器具有（）的直径并能承受（）个大气压力。

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

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中子寿命测井是利用中子在油中的平均寿命大约（）与在水中的平均寿命（）的差别，来区分地层中是水层还是油层。

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在中子活化测井中，可以利用14MeV中子活化分析技术，测量（）同位素的含量变化来寻找深部铀、钍矿。

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由于中子的相对生物效应高、电离密度大、能够诱发产生较多的对人类有益的突变而日益受到育种工作者的重视。用γ射线和快中子照射水稻种子，结果发现在适宜的引变剂量下，快中子诱发的叶绿素突变率较γ射线诱发的高（）倍。

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用于治疗癌症的快中子源应满足下列条件：产额约（）n／s，中子能量在（）MeV以上。

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（）是最适宜的快中子治癌装置。

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在核参数测量中，用中子发生器测量（）MeV中子的反应截面等参数经常用作标准截面。

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

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下列属于射线装置在医疗诊断和治疗上的应用的是（）。

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医用X射线机目前主要的诊断方法是（）。

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x射线在医学上的应用是（）。

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下列关于X射线计算机断层扫描仪说法正确的有（）。

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下列关于介入放射诊疗说法正确的有（）。

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介入放射诊疗目前在我国已普遍开展，应用最多的是（）。

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我国治疗癌症主要采取化疗、手术和放射治疗。放射治疗的优点是（）。

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放射治疗能否有效地杀死癌细胞，主要取决射线的生物学特征，即癌细胞对该射线的敏感度。敏感度以（）参数来衡量。

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属于低LET(传能线密度)射线的有（）。

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属于高LET(传能线密度)射线的有（）。

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（）属于常规放疗射线。

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由于中子（），对某些用γ射线、电子的放疗效果差的癌症很有用，所以利用快中子对某些癌症(腮腺癌、前列腺癌等)的治疗起到了一定作用。

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利用高能质子进行放射性治疗，下列说法正确的是（）。

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质子治疗加速器类型可为质子（）。

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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT，下列说法正确的有（）。

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工业计算机断层扫描仪(ICT)也称工业CT，可分为（）。

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加速器工业CT由（）等组成。

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由于加速器（）所以在工业辐照上得到了广泛应用。

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与钴源辐照装置相比，加速器（）。

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加速器工业辐照是利用加速器产生的电子束对产品进行辐照，产品受大剂量辐照后，产生生物、化学或物理效应，达到（）等目的。

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加速器工业辐照具有（）等优点。

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中子发生器的应用包括（）。

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中子活化分析具有（）特点。
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MeV中子活化分析可以用来分析一些不宜用热中子作活化分析的元素（）。

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在地质学中，通过测定由快中子非弹性散射、慢中子俘获和放射性核素发射的脉冲中子技术进行岩石分析将更有发展前途，它可以实现井中岩石的定量分析，特别是对（）的分析。

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中子发生器是最适宜的快中子治癌装置，其特点是（）。

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国内外核技术利用的研究与开发早在19世纪末就开始了，但核技术利用真正形成规模则起步于20世纪（）年代。

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核技术利用真正形成规模则起步于20世纪40年代，其标志是1946年（）采用（）大量生产放射性同位素取得成功。

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中国核技术利用的创建始于20世纪（）。

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中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。其中，（）年是核技术利用的开创时期。

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中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。其中，1955-1960年是核技术利用的开创时期，这一时期核技术利用主要是为（）建设发展的需要服务。

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中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。在20世纪（）年代是核技术利用的应用研究开发时期。

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中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。20世纪80年代以来，我国核技术利用进入了一个以（）应用为重点的全面发展时
期。

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国家发改委委托中国同位素与辐射行业协会召开了“民用非动力核技术高技术产业化专项”的通知宣贯座谈会，提出了要在5年左右使我国核技术利用产业产值达到1000亿元的产业规模，并保持年均（）％的增长速度，这是对发展核技术利用产业的极大支持和鞭策。

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在中国同位素与辐射行业协会完成的《同辐技术产业化发展与对策研究报告》中，建议把（）个领域作为同位素产业化发展的重点，从根本上提高我国核技术利用产业的技术水平、产业规模和竞争能力，为国家经济和社会发展作出更大贡献，进而有助于推动世界社会经济的发展和人类生活质量的改善。

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根据国家制定的到2020年的“中长期科学和技术发展规划纲要”的总体框架，2004年1月，国家发展和改革委员会发布了组织实施“民用非动力核技术高技术产业化专项”的通知，明确了重点技术方向为（）。

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在中国同位素与辐射行业协会完成的《同辐技术产业化发展与对策研究报告》中，建议把（）领域作为同位素产业化发展的重点，从根本上提高我国核技术利用产业的技术水平、产业规模和竞争能力，为国家经济和社会发展作出更大贡献，进而有助于推动世界社会经济的发展和人类生活质量的改善。

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辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支，是专门研究防止（）对人体危害的综合性边缘学科，与许多学科存在交叉领域。

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辐射防护的基本任务是：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全，保护好环境，又要允许进行那些可能会产生辐射的（）以造福于人类。

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辐射防护的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到（）的水平。

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辐射防护的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。也就是说，要将（）对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下。

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要将人工辐射源对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下，即在不过分限制会产生或增加辐射照射的有益的人类活动的基础上，根据（）原则，为人们提供必要和适当的防护。

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要将人工辐射源对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下，即在不过分限制会产生或增加辐射照射的有益的人类活动的基础上，根据辐射防护的最优化原则，为人们提供必要和适当的防护，充分理解并运用辐射效应中随机性效应与确定性效应的特点，杜绝发生使人们所受到的剂量超过（），减少（）的发生率，以最大限度地保证人们的辐射安全。

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辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支，其主要内容要求涉及的学科有（）。

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辐射防护的基本任务是：既要保护（），又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。

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辐射防护的目的是（）。

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人体受到照射的辐射源有（）类。
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人体受到照射的辐射源有两类，即（）和人工辐射源。

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（）是迄今人类受到电离辐射照射的最主要来源。
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人体受到照射的辐射源有两类，即天然辐射源和人工辐射源。天然辐射源按其起因分为（）类。

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宇生核素，主要是由宇宙射线与大气中的原子核相互作用产生的，下列不属于宇生核素的是（）。

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原生核素是存在于（）中的天然放射性核素。

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天然辐射照射（天然本底照射）世界范围平均年有效剂量约为（）。

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世界范围平均年有效剂量约为2.4mSv，在引起内照射的各种辐射源中，（）最为重要。

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世界范围平均年有效剂量约为2.4mSv，在引起内照射的各种辐射源中，222Rn的短寿命子体最为重要，由它们造成的有效剂量约为所有内照射辐射源贡献的（）％。

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天然辐射源的外照射中宇宙射线的贡献（）原生核素。

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天然辐射源引起的外照射中宇宙射线的贡献略低于原生核素。在年有效剂量中，（）系起着重要作用。

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天然辐射源引起的外照射中宇宙射线的贡献略低于原生核素。在年有效剂量中，238U系起着重要作用，约占全部天然本底照射水平的（）％。

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天然本底照在任何一个大的群体中，约（）％的人预期年有效剂量在1-3mSv，约（）％的人预期年有效剂量小于1mSv，而其余（）％的人年有效剂量大于3mSv。

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由于空气、水、食品中都含有放射性物质，因此一个参考人每天食人一定量的放射性物质，以（）为最多。

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由于空气、水、食品中都含有放射性物质，因此一个参考人每天食人一定量的放射性物质，以40K为最多，每天食入（）Bq。

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下列关于国际放射防护委员会提出的参考人说法错误的是（）。

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天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为（）。

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天然本底照射的特点是它涉及世界的全部居民，并以比较（）的剂量率为人类所接受。

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（）的特点是它涉及世界的全部居民，并以比较恒定的剂量率为人类所接受。所以可将该水平作为基准，用以与各种人工辐射源的照射水平相比较。

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当今，世界人口受到的人工辐射源的照射中，（）居于首位。

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对病人个人诊断照射产生的剂量是相当低的，有效剂量介于（）mSv，其原则是只要达到取得所需足够诊断信息即可。

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治疗是采用很高的剂量，精确地照射肿瘤部位，处方的典型剂量介于（）Gy，以便消除疾病或者减缓症状。

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全世界由于医疗照射所致的年集体有效剂量约为天然辐射源产生的年集体有效剂量的（）。

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全世界由于医疗照射所致的年集体有效剂量约为天然辐射源产生的年集体有效剂量的1／5。与此相应的世界居民的年人均有效剂量约为（）mSv。

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（）是环境中人工辐射源对全球公众产生照射的最主要原因。

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全球地下核试验中释出的131I造成的集体有效剂量估计为（）人.Sv。

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核试验可以产生几百种放射性核素，但其中多数不是产量很少就是在很短时间内已全部衰变，对全球居民的有效剂量贡献大于1％的只有（）种。

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核试验可以产生几百种放射性核素，但其中多数不是产量很少就是在很短时间内已全部衰变，对全球居民的有效剂量贡献大于1％的只有7种，对人体照射水平最大的是（）。

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核试验可以产生几百种放射性核素，但其中多数不是产量很少就是在很短时间内已全部衰变，对全球居民的有效剂量贡献大于1％的只有7种，对人体照射水平最小的是（）。

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核试验对居民照射的主要途径是（），其次是（）。

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1980年底前由大气层核试验造成的集体有效剂量负担总计为3×107人.SV，相当于当今世界人口额外受到大约（）年的天然本底辐射的照射。

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就核试验引起的人均年剂量而言，1963年最大，相当于天然辐射源所致平均年剂量的7％，1966年则下降为2％左右，目前则低于（）％。

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按现有的技术水平，核电生产持续到2500年时由核燃料循环所致的年集体有效剂量和人均有效剂量的预计值是天然辐射源照射水平的（）％。

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

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在全球人口集体剂量估算值中，天然辐射源所占的份额为最大；在人工辐射源所致公众照射的集体剂量估算值中，则以（）所占的份额为最大。

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人体受到照射的辐射源有两类，即天然辐射源和人工辐射源。属于天然辐射源的有（）。

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宇宙辐射，即来自宇宙空间的高能粒子流，其中有（）。

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当今世界使人类受到照射的主要人工辐射源是（）。

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核试验可以产生几百种放射性核素，但其中多数不是产量很少就是在很短时间内已全部衰变，对全球居民的有效剂量贡献大于1％的只有7种，从1965年起（）是剩余累积沉积中主要的核素。

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照射是指受照的（）。

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照射在（）情况下，可以分为应急照射和持续照射。

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对于未排除的天然源照射或未被豁免的天然源，除了（）所致的照射低于审管部门所制定的持续照射行动水平的情况以外，对涉及天然源的实践所产生的流出物的排放或放射性废物的处置所引起的公众照射，仍应遵循国家标准的有关规定。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，应确保进入（）的参观访问人员有了解该区域防护与安全措施的工作人员陪同。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，应在参观访问人员进入（）前，向他们提供足够的信息和指导。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，应在（）设置醒目的标志，并采取其他必要的措施，确保对来访者进入实施适当的控制。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，应确保进入控制区的参观访问人员有了解该区域（）的工作人员陪同。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，应在监督区设置醒目的标志，并采取其他必要的措施，确保对来访者进入监督区实施适当的（）。

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对于含有放射性物质的消费品，除了（）种情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品。

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对于含有放射性物质的消费品，除了（）情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品。

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对于含有放射性物质的消费品，除了下列三种情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品：所引起的照射是被（）的；消费品中的放射性含量是被（）的；该消费品已经审管部门（）可以销售的。

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下列人群所受照射不属于医疗照射的是（）。

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在进行医疗照射时，必须认真实施医疗照射的辐射防护体系基本原则是（）。

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医疗照射对与临床指征无关的放射学检查和医学研究中志愿者的照射都必须进行（）。

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

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

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（）是指有一定把握预期不会受到但可能会因辐射源的事故或某种具有偶然性质的事件或事件序列(包括设备故障和操作错误)所引起的照射。

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从实质上来说，对潜在照射的控制，就是对辐射源的（）的控制。

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应对个人所受到的潜在照射危险加以（），使来自各项获准实践的所有潜在照射所致的个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于（）水平。

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除（）外，对于来自一项实践中任一特定辐射源的照射，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类辐射源规定或认可的值，并不能大于可能导致超剂量限值和潜在照射危险限值的值。

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对任何可能向环境释放放射性物质的辐射源，（）还应确保对该辐射源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和辐射源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员(包括其后代)（）所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。

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应使辐射源始终处于受保护状态，防止被盗和损坏，并防止任何人未经批准进行辐射（）。

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应使辐射源始终处于受保护状态，防止被盗和损坏，并防止任何人未经批准进行辐射实践；并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知（）。

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对可移动的辐射源应定期进行（），确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。

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应在不同阶段(包括选址、设计、制造、建造、安装、调试、运行、维修和退役)对实践中辐射源的防护与安全措施进行（）。并对所需要的参数进行（）。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，作了（）规定。

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职业照射是指工作人员在其工作过程中所受的所有照射，下列不属于职业照射的是（）。

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公众照射是指成员所受的辐射源的照射，下列不属于公众照射的是（）。

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除了放射工作人员外的一般公众，当他们前来参观访问时，应在参观访问人员进入控制区前，向他们提供足够的（）。

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应对辐射源的使用与其潜在照射的大小和可能性采取相适应的多层防护与安全措施(即纵深防护)，以确保当某一层次的防御措施失效时，可由下一层次的防御措施予以弥补或纠正，以达到（）。

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实践中辐射源的（），均应以行之有效的工程实践为基础，而这些工程实践应符合法规、标准和有关文件的规定等。

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人类应该在最大限度利用电离辐射源和核能的同时加强（），尽量避免和减少电离辐射可能引起的对人的健康危害。

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辐射与人体相互作用会导致某些特有生物效应。效应的性质和程度主要决定于人体组织吸收的（）。

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辐射诱发细胞死亡、突变及恶性突变的部位是在细胞核内，（）是主要靶，电离和激发主要通过对其的作用使细胞受到损伤，导致各种健康危害。

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下列关于机体放射损伤过程说法错误的是（）。

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（）的电离和激发是辐射生物效应的基础。

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影响辐射生物学作用的因素基本上可归纳为（）个方面。

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

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在其他条件相同的情况下，就α射线、β射线、γ射线引起的辐射危害程度来说，外照射时（），内照射时（）。

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影响辐射效应严重程度的因素，来自机体方面的也很多，最核心的问题是不同的种属、细胞、组织和器官对辐射有着不同的（）。

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在辐射生物学的研究中，辐射敏感性的判断指标多用研究对象的（）来表示。

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一般地，人体内繁殖能力越（），代谢越（），分化程度越（）的细胞对辐射越敏感。

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根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机性和确定性效应两类，随机性效应的特点是（）。

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由辐射引起的显现在受照者本人身上的有害效应叫躯体效应。急性的躯体效应发生在短时间内受到大剂量照射事故情况下，属于（）效应。

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辐射造成的（）属于随机性效应。

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使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（）。

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使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为0.1-1Gy，代表值为（）Gy。

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

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2Gy的x射线照射造成新生儿死亡的最高峰是在妊娠的第（）天左右。

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影响辐射生物学作用的因素很多，基本上可归纳为（）方面。

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影响辐射生物学作用的因素很多，基本上可归纳为两个方面：一是与辐射有关的，称为物理因素；二是与机体有关的，称为生物因素。物理因素主要是指（）。

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不同类型的辐射对机体引起的生物效应不同，这种不同主要取决于辐射的（）。

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下列关于辐射引起的生物效应说法正确的有（）。

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外照射情况下，影响人体内的剂量分布的因素包括（）。

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内照射情况下的生物效应取决于进入体内的放射性核素的（）。

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影响辐射效应严重程度的因素，来自机体方面的也很多，最核心的问题是不同的种属、细胞、组织和器官对辐射有着不同的辐射敏感性。下列关于辐射敏感性叙述正确的有（）。

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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成按辐射敏感性的高低大致可分为（）。

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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于高度辐射敏感性的有（）。

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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于中度辐射敏感性的有（）。

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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于轻度辐射敏感性的有（）。

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以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于不敏感的有（）。

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根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机性和确定性效应两类，确定性效应的特点是（）。

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

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照射量的单位是（）。

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照射量的单位是C／kg。过去，照射量的专用单位是伦琴，符号为R。1R=（）C／kg。

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照射量是一个用来表示X射线或γ射线在（）介质中产生电离能力大小的辐射量。

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（）只用于量度x或γ射线在空气介质中产生的照射效应。

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只有在满足（）的条件下，才能严格按照定义精确测量照射量。

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鉴于现有技术条件和对精确度的要求，能被精确测量照射量的光子能量限于（）范围以内。

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鉴于现有技术条件和对精确度的要求，能被精确测量照射量的光子能量限于10keV-3MeV范围以内。在辐射防护中，能量的上限可扩大到（）MeV。

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