2020年注册核安全工程师执业资格考前备考复习题三(综合知识)

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()。

辐射防护领域的实践与干预，需要实施干预行动一般有()情况。

核安全工作的发展历史到目前为止可以划分为()。

无法使用天然铀做核燃料的反应堆有()。

石墨具有()特点，依然在高温气冷堆中扮演着不可替代的角色。

下列关于原子核核外电子说法正确的有()。

辐射防护应当根据监测的()来制定监测计划。

下列关于核反应堆分类说法正确的有()。

反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。轴封泵的优点是()。

核反应堆保护系统完成的任务是：()。

密封源腔内治疗常用的放射性核素为()。

IAEA提出的基本安全原则原则五：防护的最优化要求在考虑防护最优化时，要对各种因素的相对重要性做出判断，其中包括()因素。

酸性浸出液的铀提取工艺的解析剂通常采用()。

气体作冷却剂的特点是()。

锰在含量不多时能够不过多地降低钢的()。

下列属于核安全2级设备的有()。

中子俘获反应包括()等反应。

反应堆保护专设安全设施触发系统由()触发系统组成。

下列关于空间氙振荡说法正确的有()。

第三代压水反应堆的主要堆型包括()。

使用自我检查这一工具的常用方法是“STAR”方法，可分为()步骤。

内照射个人剂量监测，对于发射()射线的核素可以在体外用较灵敏的仪器直接测量，经过探测效率的修正，可以得出体内现存核素含量。

只要是组织就一定有管理体系。IAEA提倡的管理体系，实际上是要求从()方面固化出一系列健康的文化因素。

由于反应堆冷却剂温度的限制只能产生压力较低的饱和蒸汽或微过热蒸汽，这使轻水堆核动力厂汽轮机具有()特点。

随着氧化物燃料的成熟，它已经是快堆最成熟的燃料，现在运行的原型快堆、经济验证快堆和后期的实验快堆几乎都用()等氧化物燃料。

下列关于比释动能K描述正确的有()。

核仪表的特点是()。

按照ASCOT评价方法，对一个单位的监察工作进行评价，不能局限于文件的层次，即不能只针对监察部门的监察计划、监察报告和已实施改正行动的批准书等进行评价，还有许多其他要进行评价的方面，包括()。

我国()核电厂执行的是美国ASME规范。

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。

γ射线屏蔽，利用()可以简便地估算屏蔽材料的厚度。

核安全文化建设的中级阶段特征是()。

辐照效应对于核安全设备以()最为重要。

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。

根据原子的核式模型，原子由()组成。

下列关于β放射源说法正确的有()。

下列属于核岛辅助系统的有()。

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()。

文化作为一种客观存在，其特性就是()。

IAEA的安全标准系列适用于为和平目的运行设施和进行活动，“设施”包括()。

钢材的主要化学成分是铁和少量的()。

目前压水堆的安全壳的发展都采用()层安全壳，在()先进压水堆中还设计了堆芯熔融物的捕集器。

每个压水堆安全注入系统的蓄压箱能提供淹没堆芯所需容积的()%。

放射工作人员的健康档案保存的时间与个人剂量档案保存时间相同，在其脱离放射工作后继续保存()年。

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()%。

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。

下列关于压水堆核电厂上充泵的作用说法正确的是()。

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。

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。

模块式高温气冷堆阻止放射性外泄的第二道屏障是()。

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()。

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()。

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()。

下列()是影响实验堆反应性的因素。

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。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)在排管容器内贯穿着成排的水平燃料管道，这种燃料通道由两层套管构成。内套管称为()。

强度是在外力作用下，材料抵抗()的能力。

()，开始考虑到严重事故的预防和缓解。

用于外照射的次级限值有浅表剂量当量限值和深部剂量当量限值：深部剂量当量限值为每年()mSv，用以限制()效应的发生率达到可以接受的水平。

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()。

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。

对于温度，要求在-10─40的温度范围内辐射监测仪器读数变化在±()%以内。

高毒放射性核素毒性组别修正因子为()。

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。

标准的ASCOT研讨会研讨会的程序有()个内容。

在核动力厂的许多系统中，如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发生器或凝汽器的传热管内，水与壁面之问的传热都是()换热。

模块式高温气冷堆可以在()个方面达到应用。

慢化剂的慢化比为()。

1991年，IAEA为了使核安全文化这一理念更好的发挥作用，出版了INSAG-4《安全文化》专门报告。深入论述了核安全文化的定义、特征和本质，目的是对核安全文化有一个共同的()。

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()。

压水堆冷却剂回路和二回路通过()传递热量。

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。

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。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)可以在反应堆运行时，由装卸料机连接()的两端密封接头进行不停堆换料。

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()。

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。

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。

EPR安全壳在设计压力下的泄漏率为()%/d。

快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，燃料元件包壳的最高温度可达()，远远超过压水堆燃料元件约()的最高包壳温度。

与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点是()。

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。

氨还原法还原UF6，是在()发生反应，先生成()。

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()。

()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。

内照射个人剂量监测检验方法分()两类。

AP1000核动力厂满足URD要求，其电站设计寿命()年。

当原子受到内在原因或外来因素的作用时，()，称为激发过程。

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。

利用()，可制成中子源。

利用塔式氟气净化反应器，F2的总利用率可达()%以上。

改进型气冷堆(AGR)是第二代气冷堆。为了提高冷却剂的温度，元件包壳改用()，并采用了()富集铀的二氧化铀陶瓷燃料，C02温度由400提高到()。

对于公众照射，眼晶体平均年当量剂量限值为()mSv。

对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量变化的特性，出现共振峰的区域为()。

在目前运行的大型压水堆核电厂中主要还是采用()作主循环泵。

IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务有对自我评价的支援方式，自我评价后的支援服务帮助成员国分析核安全文化自我评价的()和制定改进的()。

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。

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。

内照射防护的隔离方法就是根据放射性核素的()，将工作场所进行分级、分区管理。

在辐射实践中所使用的辐射源(包括辐射装置)所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束的前提下，在充分考虑了经济和社会因素之后，()保持在可合理达到的尽量低的水平，这有时被称为ALARA原则。

Zr作燃料包壳的主要缺点是在()下锆与水开始发生锆水反应产生()，会带来安全问题。