注册核安全工程师培训综合知识考试试题(1)

在百万级的压水堆核电厂中，每台主循环泵的冷却水流量约为每小时()多吨。

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。

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。

按原理和结构形式的不同，压水堆稳压器分为()两种。

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()。

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。

目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子通量分布，在高度上为()分布，半径方向上为()分布。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)燃料棒束组件长约()mm、外径为()mm左右。

小事件开始出现，但总不能理解其意义，导致减少自我评估和延迟改进计划，属于核安全文化水平衰退的第()阶段。

德国于1959年开始建造()式高温气冷反应堆(即AVR)。

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。

核动力厂的补给水系统中的()可以减少核动力厂向环境排放的废水量。

核反应率表示每单位时间、每单位体积内中子与物质原子核发生作用的()。

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。

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

对各种不同的核素来说，它们衰变的快慢可以用()来表示。

AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置()区。

微观截面σin表示()的作用截面。

我国目前执行的《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是()。

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。

一般认为每一个U235、U233或Pu239的原子核裂变时大约要放出()的能量。

蓄压箱注入系统由安全壳内的数个蓄压箱(也称安注箱)及其与一回路()相连的管道和阀门组成。

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。

沸腾危机在堆芯中传热恶化的危险主要来自()。

发生事故，对问题需要深度评估，不得不实施重大且代价巨大的改进计划发生在单位核安全文化水平衰退的第()阶段。

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()。

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()。

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()。

IAEA提出的核安全文化指的是一种在()领域必须存在的健康的安全文化。

蒸汽发生器传热管壁一般为()。

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。

模块式高温气冷堆在事故最高温度1600，包覆颗粒燃料的破损率只有()，绝大部分裂变产物都被阻留在颗粒燃料的包覆层内。

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。

《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。

()是快堆冷却剂是一致的选择。

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()。

()浮获中子时释放的γ射线很少，可以忽略。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)的低温低压重水慢化剂存在于()。

乏燃料在溶解以后，铀自然处于最易被萃取的()价。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)堆入口温度为()。

欧洲压水堆(EPR)换料方案为()。

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()。

蒸汽发生器内有很多传热管，传热管内流动的是温度较高的堆芯冷却剂，称为()。

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()%。

AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳简体壁厚为()mm。

发现裂变到链式反应堆的建立，仅仅花了4年的时间，1942年12月第一个铀堆在()投入运行。

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。

()是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽。

在铀矿山测量空气、水、尿和生物样品中铀采用()。

用于工作场所监测的仪器，从测量方法上大体可分为三种：瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器和γ谱仪。用于测量累计剂量的仪器常采用()。

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。

低能光子的()效应相当显著，使用时应考虑对其的防护。

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。

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。

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。

反应堆冷却剂泵的关键是保持()密封，以免堆内带放射性的水外漏。

高温气冷堆燃料元件由弥散在()基体中的()燃料组成。

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。

欧洲压水堆(EPR)安注箱的运行压力()bar，运行温度是()。

压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成。核岛中的四大部件是()。

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。

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。

目前在运行的压水反应堆的一回路设计温度多为()左右。

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。

当原子受到内在原因或外来因素的作用时，处在低能级的电子有可能被激发到较高的能级上，称为()过程。

当原子受到内在原因或外来因素的作用时，电子被电离到原子的壳层之外，称为()过程。

《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。

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。

由温度变化引起反应性变化叫做反应性的温度效应。温度系数的定义是每变化()反应性的变化量。具有()温度系数的堆具有自稳定性。

下列人群所受照射不属于医疗照射的是()。

安全措施包括为防止事件发生而采取的()以及为在事件发生下为减轻其后果而做出的()。

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。

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。

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。

核安全文化是存在于组织和员工中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的()，即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。

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。

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。

鉴于压水堆的情况，对安全壳的设计要求很高，要考虑()问题。

压水堆从蒸汽发生器产生的高温蒸汽流过()，带动发电机组发电。

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。

人体受到照射的辐射源有()类。

γ射线远距治疗机使用最普遍的是()放射源。

入射粒子能量在()区间，称中能核反应。

天然存在的198Au()。

原生核素是存在于()中的天然放射性核素。

沸水堆MarkI型安全壳干阱和湿阱(抑压水池)的最大设计压力为()MPa，设计温度为()。

可以使用UC或ThO2做核燃料的堆型是()。

IAEA安全文化评价组提供的的咨询和支援服务可有()种方式。

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。

重水堆使用UO2作为核燃料，燃料富集度为()。

核动力厂一回路的辅助系统：补给水系统，乏燃料池冷却及净化去污清洗系统按其所起的作用可以被归为()。

压水堆核电厂功率调节系统的主控制回路信号来源是()。

以钚-239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良的增殖性能，其增殖比可以达到()。

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。

所有慢化剂中中子吸收最弱的材料是()。

“氙毒”指的是Xe元素的同位素()。

AP1000核动力厂非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解()。

燃料元件表面如果出现了()工况，包壳温度上升很快，这时锆合金的机械特性、化学特性都急剧恶化，致使燃料元件发生破损，所以有时把这种工况称做()。

EPR安全壳设计(绝对)压力提高到()MPa，设计温度提高到()。

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。