2020年注册核安全工程师执业资格考前备考复习题一(综合知识)

压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂，是因为轻水具有()优点。

TBP(磷酸三丁酯)的降解产物为()。

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()。

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()。

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()。

可以使用UO2作为核燃料的堆型有()。

核电厂补给水系统是为一回路主、辅系统提供所需的()。

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()。

压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，可以是()。

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。

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()。

低能β源包括()源。

安全既涉及正常情况下的辐射危险，也涉及作为事件后果的辐射危险，还涉及因核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或任何其他辐射源失控而可能产生的其他直接后果。这里所说的“事件”包括()。

下列关于电离能量损失率说法正确的有()。

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。

在INSAG-4《安全文化》附录中提出了“核安全文化指标”，分别对()的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要求，总共有143项。

下列关于反应堆二回路管道说法正确的是()。

辐射防护在选择屏蔽材料时，要考虑()。

14MeV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()。

放射性物质进入人体后，()辐射的所有能量均将在组织或器官内耗尽。

压水反应堆冷却剂系统可分为()。

在ICRP第103号出版物修订的防护体系中，将所有的辐射照射分为()，取代了关于实践和干预的分类方法。

钠冷快堆使用液态金属钠作为冷却剂，钠做冷却剂的优点有()。

放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用()源。

扩大的ASCOT研讨会可以达到()目标。

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标准“基本安全原则”(《安全标准丛书》第SF-1号)，取代了原先作为《安全丛书》出版的前“安全基本法则”类型的()出版物。

开放型放射工作场所在污染控制中，()是主要的，特别是放射性毒性高、操作量大的情况下更为重要。

影响核燃料的燃耗深度的因素是()。

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()。

移动床反应器干法生产UF4的特点()。

组织推进核安全文化建设的良好实践包括对于自我评价、事件分析和错误探讨中发现的核安全文化的弱化问题，单位应积极主动应对()。

对于AP1000堆芯平衡燃料循环，采用()策略和技术。

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。

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。

铀矿开采一般采用()。

在大多数压水堆中，事故给水系统该系统还有在()工况下代替主给水系统向蒸汽发生器供水的辅助功能。

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。

辐射防护监测包括纲要的制定、测量和结果的()。

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。

中子循环就是指裂变中子经过慢化成为()中子，()中子击中核燃料引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。它包含了若干个环节，首先是()中子倍增过程。

屏蔽中子对吸收剂的要求是在捕获吸收中子时，放射出来的粒子能量小，而且容易被阻挡、被吸收，但是多数情况下，当捕获中子时，所放出来的辐射能量均在()MeV左右，需另加γ防护。

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。

沸水堆冷却剂的再循环量取决于向()的注入率。

20世纪50年代逐步形成了研究物质结构的三个分支学科，即()。

目前，对核安全文化的评价可有()种方式。

发生内照射时，人员只要监测体内的该核素的()就可算得该人员所受的剂量。

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()。

压水堆堆芯吊篮由()而成，对机加工机床的能力要求比较高。

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()。

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。

一座90万kW或140万kW的压水堆核电厂，一回路有()条并列的环路组成。

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)。

辐射安全组织的形式及规模与其所从事的工作的()有关。

原子的半径约为()的量级。

在山东石岛湾建造的华能山东石岛湾核动力厂是20万kW级的模块式高温气冷堆核动力厂示范工程(简称HTR—PM)。采用()燃料元件，()作冷却剂，()作慢化剂。

对于引发危害性后果的事故，为确保其可能性处于极低水平，IAEA提出的基本安全原则原则八：防止事故，要求必须采取()措施。

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<()/堆年。

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。

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()。

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()。

反应堆压力容器本体材料属()。

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。

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。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)给水温度为()。

对重带电粒子(如α粒子来说)，与物质原子的核外电子作用时，()。

非密封源主要用于()。

工业辐照加速器通常电子能量的范围是()。

物质的许多化学及物理性质、光谱特性基本上只与()有关。

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。

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()%。

到目前为止，包括人工制造的不稳定元素在内，人们已经知道了()多种元素。

常用γ放射源137Cs和60Co都是由于母核发生()后，子核处于较高激发态能级，在向较低能态或基态跃迁时发出γ光子。

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。

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。

自然存在的稳定核素约有()个。

根据统计，职业性放射工作人员每年所接受的平均有效剂量不超过年限值的()。

“无看管源”系指从未接受过()或没有置于其之下的放射源。

α放射源放出的α粒子能量一般为()。

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。

反应堆内重要的辐射俘获反应有U238(n，γ)U239，生成的U239经()衰变生成易裂变材料Pu239。

IAEA提出的基本安全原则原则四：设施和活动的正当性，要求为了评估效益和危险，必须考虑运行没施和进行活动所产生的一切()。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)用来将冷却剂和慢化剂隔离开的是()。

对实践的主要要求包括凡没有被()的实践全部受审管部门管理，按有关管理要求接受管理。

对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量变化的特性，可以发现大体上存在()个区域。

热中子俘获反应可以表示为()。

β放射源按发射的粒子的最大能量可分为()类。

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。

在压水堆中往往以()溶解在()内用作补偿控制。

假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变，可放出最大能量为0.512MeV的电子有()个。

快堆燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成()的燃料盒。