2020年注册核安全工程师执业资格考前备考复习题二(综合知识)

外照射情况下，影响人体内的剂量分布的因素包括()。

()是核安全文化对员工响应的要求，也是员工提高核安全文化素养的努力方向。

U235俘获一个中子后会分裂为两个或三个较轻的原子核，同时发出的中子数可能是()。

快堆可用的燃料形式有金属合金燃料，金属燃料或金属合金燃料优点是()。

用于瞬时剂量率测量的电离室的特点()。

β放射源是包括发射()的放射源。

UF6生产过程主要由()部分组成。

俄罗斯在核能方面的标准分为()。

α表面污染的监测在间接法中应用最多的有()。

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()。

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()。

防止和减轻事故后果的主要手段是“纵深防御”。纵深防御通过以()方面的适当结合来实现。

用于工作场所监测的仪器，从测量方法上大体可分为()。

对核动力厂主泵的要求()。

γ放射源按辐射的能量和活度可分为()。

为了保护人类和环境免予辐射危险，并确保有辐射危险的设施和活动的安全，安全原则为提出具体要求和应采取措施提供了基础。这些设施和活动特别包括()。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆的最重要的设计特性有()。

凡是能改变反应堆有效倍增因子的任何装置、机构和过程均可作为控制反应性的手段。归纳起来有()。

立式冷却剂泵水力机械部分包括()。

西安脉冲堆系统由()组成。

核动力厂的机械设备分为()。

垂直放置的均匀加热流道，欠热液体从底部进入管内向上流动，在热流密度较低情况下，流道内的流型有()。

重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有()主要差别，这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的。

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。

AP1000安全壳氢气控制系统功能是()。

与常规采矿比较，原地爆破浸出采铀的缺点是()。

铀矿地下开采的充填采矿法的充填有()。

按照ASCOT评价方法，对于核动力厂，核安全文化评价组对核安全文化的评价是从最初的全厂巡视和文件检查开始的。全厂巡视的工作包括()。

欧洲压水堆(EPR)是由()联合开发的第三代欧洲压水堆核电厂。

铀水冶的常规铀水冶工艺特点是()。

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()。

下列关于比结合能ε说法正确的有()。

安全壳按结构分有()。

贵重金属是指()。

下列关于合金元素铌说法正确的有()。

对于β-衰变的核()。

()是通用的中子屏蔽材料。

用于辐射照相探伤的是()。

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。

按照ASCOT评价方法，对于核动力厂，核安全文化评价组对核安全文化的评价是从最初的()开始的。

堆内裂变能绝大部分的能量集中在裂变碎片动能，约占总能量的()。

核反应堆链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在()内转化为热能。

为实现相当的产量，铀浓缩工厂在各级中必须()很多离心机。

如果反应堆要发出1MWd的能量，则有()个U235核裂变。

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()。

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。

研究堆的类型按()分为热中子堆和快中子堆。

IAEA在《核设施中的安全文化》中将单位核安全文化水平衰退分为五个阶段。危险是阶段()。

在2011年底世界上运行的435座机组中有()座是压水堆。

反应堆压力容器本体材料属低碳钢，()。

核反应中的各种截面均与入射粒子的()有关，截面随之的变化关系称为激发函数。

凡是能改变反应堆()的任何装置、机构和过程均可作为控制反应性的手段。

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。

135I经β衰变产生135Xe，半衰期()。

根据经验反馈确认单位核安全文化弱化的征兆包括()个方面。

中子防护的原则是对减速了的()吸收。

宏观截面反映的是一个中子与()发生反应的平均概率。

AP1000有()台蒸汽发生器。

安全壳尺寸是由()决定的。

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。

()中子与重核的散射反应主要是非弹性散射。

我国大亚湾核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换1/3燃料组件，达到平衡换料时新燃料的富集度为()%。

开放型放射工作场所放射性废水经净化处理后，将放射性物质充分浓集，然后将剩余水平较低的含放射性物质的空气或水进行稀释，()后才可排放。

天然存在的222Ra()。

我国秦山和大亚湾核电厂所采用的是()安全壳。

在蒸汽发生器里，一回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换，从而使二回路的水变成()左右的、()MPa的高温蒸汽。

堆芯中没有任何控制毒物(可燃毒物和/或化学补偿毒物)时的反应性称为()。

天然铀中238U占()%。

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。

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()%。

核动力厂余热排出系统的主要功能包括除了失水事故(LOCA)引起()投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出热量。

γ射线照相(探伤)机的工作容器的屏蔽体材料是()。

对核反应可以按()进行分类。

在现场进行核电厂主管道焊接，一般采用()的组合方法。

自然界有()多种天然放射性核素。

合金钢中的铜含量超过()%时塑性显著降低。

()提出原子核由质子和中子组成的假设。

欧洲压水堆(EPR)设计寿命为()年。

下列关于流化床氟气净化反应器优点说法错误的是()。

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)。

堆内裂变产物衰变产生的β射线的能量大部分是在()内释放出来的，只有少量高能β射线进入()，但不会穿到堆芯外边去。

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。

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。

()是产生不稳定核的最重要的手段。

瞬发γ光子是在裂变后小于()s的短时间内完成的。

池式快堆通过钠泵使池内的液钠在堆芯与()之间流动。

2006年11月，IAEA与联合国环境规划署和世界卫生组织等9个国际组织出版了基本()“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)。

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，在自我评价前支援服务的结尾，支援小组起草一份总结报告的初稿，征求单位意见后，由支援小组定稿，再由东道国分发，在此之前，该报告将一直作为()文件对待。

通常称()为控制元件。

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。

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。

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。

重水堆核动力厂由于使用天然铀，()少，因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外，补充新燃料。

沸水堆的()也称为二次安全壳。

HP(Ge)就地γ谱仪的特点是()。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆在需要停堆时控制棒能够()落入到()的管道中。