【文章內(nèi)容簡(jiǎn)介】 ：后處理模式；“一次通過(guò)”模式Q：鈾在地殼中分布廣泛，其平均含量為（），其總量約為（）噸；天然鈾的同位素有三種（）。自然界大約有種鈾礦物；A：4E6；；238U(%)/235U(%)/234U(%)；200Q：鈾在地殼存在的形式一般以（）的形式存在（如瀝青鈾礦）；或以（）（如釷、鋯、稀土礦物）的結(jié)晶格架中；A：鈾礦物；類(lèi)質(zhì)同象形式進(jìn)入其他非鈾礦物Q：釷在地殼中平均含量為（），其總量約為（）噸； A：；～Q：目前核燃料原料的勘探、開(kāi)發(fā)和應(yīng)用主要是（）資源的開(kāi)發(fā)； 鈾礦Q：鈾釷礦的特點(diǎn)有：（）、（）、（）、（）。A：可以是單獨(dú)的也可以是共生的；具有放射性；射氣現(xiàn)象；具有重金屬性質(zhì)Q：鈾、釷礦物及伴生放射性礦開(kāi)采特點(diǎn)如下：由于具有放射性，在開(kāi)采過(guò)程中應(yīng)制定（）；分為（）和（）；必須具備完整的六大系統(tǒng)：（）；開(kāi)采流程：（）。A：較為嚴(yán)密的輻射防護(hù)措施；露天開(kāi)采；地下開(kāi)采；通風(fēng)系統(tǒng)、提升運(yùn)輸系統(tǒng)、供排水系統(tǒng)、供電系統(tǒng)、通信調(diào)度系統(tǒng)和安全生產(chǎn)保障系統(tǒng)；此外還有輻射防護(hù)體系和應(yīng)急救險(xiǎn)保障體系等；輻射取樣編錄、γ測(cè)量、采礦設(shè)計(jì)、鑿巖爆破、礦石檢查、放射性分選、運(yùn)輸和三廢處理；Q：鈾礦加工采用有（）從礦石提取鈾； A：濕法冶金（用酸法或堿法）Q： 核燃料組件主要由（）、（）、（）和（）組成；核燃料的特點(diǎn)是（），一座1000MW級(jí)的壓水堆核電機(jī)組每年需要補(bǔ)充新燃料約（）噸低濃鈾；A：上下管座；格架；控制棒導(dǎo)向管；燃料元件棒；能量高度集中；24Q：一般燃料組件在反應(yīng)堆內(nèi)使用（）年的時(shí)間； A：3～5Q：核燃料組件的制造工藝（從低濃UF6開(kāi)始到燃料組件成品，主要有以下工序）：（）A：化工轉(zhuǎn)化—制備可燒結(jié)UO2粉末；UO2芯塊制備；組件零部件制造；燃料元件棒制備；組件組裝Q： 乏燃料的組成是（）、（）和（）； A：原有的組成；裂變產(chǎn)物；錒系產(chǎn)物Q：后處理的意義是（）。A：充分利用核燃料資源；后處理對(duì)核廢物的長(zhǎng)期安全管理也極為重要。Q：依據(jù)后處理工藝是否涉及水介質(zhì)可分為（）和（）兩類(lèi)； A：水法；干法 Q：廢物最小化是把放射性廢物的量和活度減少到（）的水平；包括從核設(shè)施設(shè)計(jì)到退役的各個(gè)階段，減少?gòu)U物的產(chǎn)生，進(jìn)行再利用和再循環(huán)，對(duì)一次廢物和二次廢物做適當(dāng)處理等各種措施；A：合理達(dá)到的盡量低；Q：放射性廢物按放射性水平分為（）、（）、（）、（）、（）。A：豁免廢物；極低放廢物；低放廢物；中放廢物；高放廢物；α廢物Q：放射性廢物經(jīng)（）、（）和（）后以?xún)煞N方式進(jìn)入終態(tài)：一是（）；另外是（）。A：預(yù)處理；處理；整備；大體積廢氣和廢液凈化后向大氣或水體排放；濃集在小體積中的放射性核素Q：核設(shè)施退役策略分為（）三種形式； A：立即拆除、延緩拆除和就地埋葬Q：放射性廢物是一種（）源和（）源； A：電離輻射；環(huán)境污染Q：放射性廢物安全管理除遵循（）的管理要求外，還要遵循（）的管理要求，執(zhí)行（）； A：一般有毒有害物質(zhì)；電離輻射源；輻射防護(hù)三原則Q：放射性廢物管理以（）方式實(shí)行全過(guò)程管理，實(shí)現(xiàn)（），向環(huán)境排出最小化和受照劑量最小化；A：優(yōu)化；廢物最小化Q：核臨界控制的手段有（）A：幾何控制；質(zhì)量控制；濃度控制；富集度控制；慢化控制；間距控制；毒物控制。Q：燃料制造過(guò)程中的臨界安全必須考慮（）現(xiàn)象； A：易裂變物質(zhì)會(huì)出現(xiàn)液、氣、固三種形態(tài)及其不均勻性Q：為增加乏燃料濕法儲(chǔ)存設(shè)施的容量，可采?。ǎ﹥?chǔ)存措施： A：乏燃料密集化Q：應(yīng)確保乏燃料儲(chǔ)存在正常和可信的異常條件下都處于（）狀態(tài)。臨界分析時(shí)應(yīng)考慮雙偶然事件原則以及會(huì)使儲(chǔ)存陣列的反應(yīng)性達(dá)到（）的參數(shù)和條件； A：次臨界；最大Q：通常乏燃料儲(chǔ)存陣列的Keff操作限值?。ǎ?；有時(shí)也可限定為（）；但此時(shí)各種不確定度、偏差、毒物和應(yīng)付意外事件的裕量都要（）； A：；；降低Q：乏燃料后處理廠的核臨界安全控制一般應(yīng)符合（）原則，應(yīng)盡可能采用幾何控制；對(duì)于不能采用幾何控制的大型設(shè)備則應(yīng)采用（）； A：雙重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制Q：核反應(yīng)堆是一種綜合的技術(shù)裝置，用來(lái)實(shí)現(xiàn)重元素的（）反應(yīng)； A：可控自持鏈?zhǔn)絈：核反應(yīng)堆由（）堆等組成；A：芯、冷卻劑系統(tǒng)、慢化劑系統(tǒng)、控制與保護(hù)系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)Q： 核反應(yīng)堆系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率為（）加上（）； A：系統(tǒng)內(nèi)中子的吸收率；系統(tǒng)內(nèi)中子的泄漏率Q：K=1，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)過(guò)程處于（）；若K1，這種狀態(tài)為（）； A：穩(wěn)定狀態(tài)；次臨界狀態(tài)；超臨界狀態(tài)Q：有效增殖系數(shù)K與（）有關(guān)，同時(shí)也與（）有關(guān)；A：堆芯系統(tǒng)的材料成份和結(jié)構(gòu)（如易裂變核素的富集度、燃料—慢化劑的比例等）；堆的尺寸和形狀Q：一個(gè)鈾235核裂變可以釋放出（）的能量，相當(dāng)（）J。因此1MW的功率相當(dāng)于每秒鐘有（）個(gè)鈾235核裂變，每日有（）個(gè)鈾235裂變。相當(dāng)于（）g鈾235，這就是說(shuō)反應(yīng)堆每發(fā)出1MWd的能量需要（）g鈾235裂變。A：200MeV；；；；；Q：考慮到在裂變的同時(shí)必要有一部分鈾235由于發(fā)生(n,γ)反應(yīng)而浪費(fèi)掉（對(duì)鈾235其σf=583靶，σr=101靶）（σf+σr）/σf≈（）g A：Q：有兩個(gè)因素影響著核燃料的燃耗濃度：（），在元件尚剩不少鈾235（心臟運(yùn)行中生成的钚239）時(shí)就不得不換料：A：第一隨著可裂變核的消耗反應(yīng)堆的有效增殖系數(shù)K有效會(huì)不斷下降，當(dāng)降到1以下時(shí)，堆就不能達(dá)到臨界了，當(dāng)然也不能再燃燒了；第二，反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)燃料元件處于高溫、高壓、強(qiáng)中子車(chē)照條件下，元件包殼會(huì)受到一定操作。為防止包殼破損導(dǎo)致的放射性進(jìn)入冷卻劑，燃料元件在堆中放置的時(shí)間是受到嚴(yán)格控制的。Q：核燃料燃燒的充分程度常采用（）這一物理量來(lái)衡量。A：燃耗深度Q：為了描述各類(lèi)反應(yīng)堆在核燃料轉(zhuǎn)換方面的能力，引入一個(gè)稱(chēng)為轉(zhuǎn)化比的量，大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比約為（），高溫氣冷堆具有較高的轉(zhuǎn)化比，為（），因此有時(shí)被稱(chēng)為（）。A：；；先進(jìn)轉(zhuǎn)化堆Q：以钚239作為燃料的快中子反應(yīng)堆具有非常優(yōu)良有增殖性能，其增殖比可以達(dá)到（），主要堆型是采用（）作為冷卻劑的（）。A：；液態(tài)金屬鈉；鈉冷快堆Q：對(duì)于同等體積的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大； A：球；圓柱；長(zhǎng)方體堆Q：根據(jù)最佳體積和加工制造方面的原因，反應(yīng)堆實(shí)際上采用球形的不多，多數(shù)是采用圓柱形的。Q：圓柱形均勻堆的熱中子注量率分布：在高度方向上為（）分布、半徑方向上為（）分布； A：余弦；零階貝塞爾函數(shù)Q：堆芯內(nèi)的體積釋熱率空間分布是隨（）而變化的，在對(duì)堆芯做較詳細(xì)分析時(shí)，堆芯體積釋熱率分布或者中子注量率分布隨壽期的變化應(yīng)由反應(yīng)堆物理計(jì)算得到。A：燃料壽期；Q：裂變核反應(yīng)率密度的強(qiáng)弱取決于（）A：堆內(nèi)中子注量率的水平；Q：中子注量率分布的展平方法（）堆芯徑向分區(qū)裝載；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物Q：以發(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的主要有（）五種堆型。A：壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）Q：核反應(yīng)堆的基本特征有（）以及該種堆型的主要特點(diǎn)等。A：燃料形態(tài)、燃料富集度、中子能譜、慢化劑、冷卻劑、燃料組件設(shè)計(jì)、堆芯設(shè)計(jì)、熱力循環(huán)回路Q(chēng)：壓水堆核電站采用以（）作核燃料，燃料芯塊中鈾235的富集度約（）；核燃料是高溫?zé)Y(jié)的（）芯塊，將其封裝在細(xì)長(zhǎng)的鋯合金包殼管中構(gòu)成燃料元件，這些燃料元件以矩形點(diǎn)陣排列為燃料組件，組件橫斷面邊長(zhǎng)約（）cm，長(zhǎng)約（）m。幾百個(gè)組件拼裝成壓水堆堆芯。堆芯宏觀上為圓柱形；A：稍加濃鈾；3%；圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料；20；3Q：壓水堆的冷卻劑是（），其不僅作為中子的慢化劑同時(shí)也用作冷卻劑； 輕水（價(jià)格便宜且有優(yōu)良的熱傳輸性能）Q：壓水堆是一種使冷卻劑處于（）狀態(tài)的輕水堆，壓水堆冷卻劑入口水溫一般在（）℃左右，出口水溫（）℃左右，堆內(nèi)壓力（），如大亞灣。A：高壓；290；330；Q：（）是分隔冷卻劑回路和二回路的關(guān)鍵設(shè)備； A：蒸汽發(fā)生器Q：在已建、在建和將建的核電站中壓水堆占（）左右。壓水堆核電站最顯著的特點(diǎn)是：（）。（）。主要缺點(diǎn)是（）（）A：64%；結(jié)構(gòu)緊湊、堆芯的功率密度大；經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短；主要缺點(diǎn)之一：必須采用高壓的壓力容器（壓力容器的制作難度和制作費(fèi)用高）；主要缺點(diǎn)之二：必須采用一定富集度的核燃料Q：沸水堆與（）同屬于輕水堆家族，都使用（）作慢化劑和冷卻劑、（）作燃料，燃料形態(tài)均為（），外包鋯合金包殼；堆芯內(nèi)共有約（）個(gè)燃料組件，每個(gè)組件為（）正方排列，其中含有（）是燃料元件和（）根空的中央棒（水棒）；A：壓水堆；輕水；低富集度鈾；二氧化鈾陶瓷芯塊；800；88；62；2Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站還有（）、（）（）三個(gè)不同的特點(diǎn)：A：直接循環(huán)；工作壓力可以降低；堆芯出現(xiàn)空泡。Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點(diǎn)是（）：A：輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜；功率密度比壓水堆小；Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反應(yīng)堆；重水堆燃料元件的芯塊也與壓水堆類(lèi)似，是（），這種芯塊也是放在密封的外徑約為（）mm長(zhǎng)約（）mm的鋯合金包殼管內(nèi)構(gòu)成棒狀元件；由（）到（）是數(shù)目不等的燃料元件棒組成長(zhǎng)約（）mm、外徑（）mm左右的燃料棒束組件；A：慢化劑；燒結(jié)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷瓷塊；十幾；500；19；43；500；100Q：重水堆反應(yīng)堆堆芯是由幾百根裝燃料棒束組件的壓力管排列而成；壓力管（）放置，管內(nèi)有（）束燃料組件，構(gòu)成水平方向尺度達(dá)（）m的活性區(qū)； A：水平；12；6Q：重水堆核電站的特點(diǎn)是（）A：中子經(jīng)濟(jì)性好可以采用天然鈾作為核燃料；比輕水堆更節(jié)約天然鈾；可以不停堆更換核燃料；重水堆的功率密度低；輕水堆失水事故的后果可能比重水堆嚴(yán)重Q：高溫氣冷堆用（）作為冷卻劑的反應(yīng)堆；其特點(diǎn)：不會(huì)發(fā)生（）；但氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時(shí)消耗的功率大；為了提高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要（）； A：氣體；相變；加壓Q：快中子堆是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為（）以上的快中子引起的反應(yīng)堆；一般采用（），將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為（）mm的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細(xì)棒；A：；氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采用碳化鈾—碳化钚混合物）；6Q：快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為（）和（）兩部分。燃料區(qū)；增殖再生區(qū)Q：快堆中的冷卻劑主要有兩種：（）或（）A：液態(tài)金屬鈉；氦氣（分為鈉冷快堆和氣冷快堆）Q：核島四大部件：（）、（）、（）和（）。A：堆芯；蒸汽發(fā)生器；穩(wěn)壓器；主泵（在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)備的輔助系統(tǒng)）；Q：（）實(shí)質(zhì)上是二回路與三回路之間的熱交換器；三回路是一個(gè)（）回路； A：冷凝器；開(kāi)式；Q：在冷凝器里三回路的水與二回路的水也是互不接觸的，只是通過(guò)（）傳遞熱量； A：冷凝器的管壁Q：二回路系統(tǒng)的主要功能是（）。A：將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽供汽輪機(jī)組做功發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用；Q：保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)有（）：A：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng)；Q：為核電站一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時(shí)提供必要冷卻的系統(tǒng)有：（）； A：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)Q：在發(fā)生重大失水事故時(shí)保證核電站反應(yīng)堆及主廠房安全的系統(tǒng)有（）：； A：安全注射系統(tǒng)、安全殼噴灑系統(tǒng)Q：控制和處理放射性物質(zhì)，減少對(duì)自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有：（）；A：疏排水系統(tǒng)、放射性廢液處理系統(tǒng)、廢氣凈化處理系統(tǒng)、廢物處理系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、取樣分析系統(tǒng)Q：一回路其他輔助系統(tǒng)（）：；A：補(bǔ)給水系統(tǒng)、乏燃料冷卻及凈化去污清洗系統(tǒng)等Q：二回路輔助系統(tǒng)（）：。A：主蒸汽排放系統(tǒng)、蒸汽再熱及抽汽系統(tǒng)、凝結(jié)水給水系統(tǒng)、事故給水系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、潤(rùn)滑油系統(tǒng)及循環(huán)冷卻水系統(tǒng)等等Q：核動(dòng)力廠廠址選擇的主要目的是（），同時(shí)也應(yīng)考慮（）；A：保護(hù)公眾和環(huán)境免受放射性事故釋放所引起的過(guò)量輻射影響；核動(dòng)力廠正常的放射性物質(zhì)的釋放對(duì)公眾和環(huán)境的影響Q：核安全基本原則涉及（）、（）及（）原則； A：管理責(zé)任；縱深防御；若干基本技術(shù)Q：（）應(yīng)當(dāng)對(duì)核設(shè)施的安全負(fù)有全面的最終責(zé)任，不因有設(shè)計(jì)方、供貨方、合同方和監(jiān)管方的存在而減輕其責(zé)任；A：營(yíng)運(yùn)單位Q：根據(jù)國(guó)際輻射防護(hù)委員會(huì)第60號(hào)報(bào)告，輻射防護(hù)基本原則主要包括以下幾點(diǎn)：（）A：輻射實(shí)踐的正當(dāng)性；輻射防護(hù)與安全的最優(yōu)化；劑量限值和劑量約束；Q：縱深防御的三個(gè)目標(biāo)（）A：補(bǔ)償或糾正設(shè)備故障或人員差錯(cuò)；維持屏障本身的有效性并防止故障傳播到全廠；在屏障本身的有效性不能完全保持時(shí)，保護(hù)從業(yè)人員、公眾和環(huán)境不致受到輻射傷害；Q：縱深防御的兩個(gè)策略（）A：預(yù)防事故發(fā)生；在一旦事故發(fā)生時(shí)，限制其后果，并防止它向更嚴(yán)重的情況進(jìn)展；Q：縱深防御在核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)中的基本實(shí)施辦法（）A：預(yù)防；檢測(cè)；保護(hù)；包容；應(yīng)急Q：為了履行保證公眾健康和安全的責(zé)任，核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位必須遵循（）和（）的要求，制定相應(yīng)的核設(shè)施質(zhì)量保證大綱，并報(bào)（）審核；A：《中華人民共和國(guó)民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》；核安全法規(guī)HAF003《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》；國(guó)家核安全部門(mén)Q：質(zhì)量保證大綱包括（）、（）。A：核設(shè)施的質(zhì)量保證總大綱；每一種工作（單位）的質(zhì)量保證（分）大綱；Q：輻射防護(hù)目標(biāo)是保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下輻射照射或由于任何計(jì)劃排放的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持（），保證減輕任何事故的放射性后果； A：低于規(guī)定限值并且合理可靠盡量低Q：1999年IAEA核安全顧問(wèn)組發(fā)表的報(bào)告（INSAG12）中提出的核電廠運(yùn)行安全目標(biāo)是：堆芯熔化率：（）/堆年（對(duì)已運(yùn)行的核電廠）和（）/堆年（對(duì)將來(lái)的核電廠）；大量放射性釋放概率為：（）/堆年（對(duì)已運(yùn)行的核電廠）和（）/堆年（對(duì)將來(lái)的核電廠）A：104；105；105；106Q：2002年5月我國(guó)核安全局發(fā)表的政策聲明《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問(wèn)題的技術(shù)政策》中提出新建核電廠的安全目標(biāo)是：堆芯熔化率：（）/堆年；大