注册核安全工程师单选题1(综合知识)

高速运动的带电粒子受到突然加速或减速会发射出具有连续能量的电磁辐射，通常称作()。

IAEA提出的基本安全原则一：安全责任，要求应对运行设施或进行活动的组织或个人实施()管理。

压水堆核电厂在正常工况下向()输送净化水、泄漏补充水和主泵轴封水。

电离室型剂量仪在电离室壁厚度满足()而对γ射线的减弱可以忽略的情况下，剂量仪测量照射量(率)的灵敏度(响应)，在()光子能量范围内基本保持不变。

AP1000堆芯平衡燃料循环，采用()的燃料管理策略。

目前在运行的压水堆核电厂一回路参数范围大体是：冷却剂在进出口的温升为()。

大亚湾核电厂为我国引进的()核电厂。

快堆使用钠做冷却剂时只需两三个大气压，冷却剂的温度即可达()。

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()意见后，由支援小组定稿，再由()分发。

核燃料在反应堆内产生的锕系产物由铀同位素()反应而生成。

极毒放射性核素毒性组别修正因子为()。

一般大口径料仓、壁厚、料层厚的料位计可选用()做射线源。

快中子堆使用(U、Pu)O2作为核燃料，燃料富集度为()。

核反应堆的()是核燃料存放的区域，是核动力厂的心脏，核裂变链式反应就在其中进行。

AP1000反应堆压力容器简体壁厚()mm。

铀矿原地爆破浸出与常规采冶工艺相比，减少了()的出矿量。

EPR总厚度达2.6m厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭，考虑了军用、一般飞机和商用飞机()。

对点状源(可把放射源看作一个点)来说，距离增加1倍，照射量率可降到原来的()。

加速器是利用()使带电粒子(如电子、质子、氘核及重离子等)获得高能量的装置。

下列不属于乏燃料水法后处理工艺的首端过程的是()。

金属结构材料的性能指标是指()。

Sm149达到平衡钐的时间在()小时以上。

在普雷克斯型工艺中，位于化学元素周期表中的()价的金属离子很易被去除。

α射线是的粒子是()。

防护与安全最优化的过程，可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析，以便实现：根据最优化的结果制定相应的()，据此采取预防事故和减轻事故后果的()，从而限制照射的大小及受照的可能性。

我国台湾省在运行的核动力厂除最南面的核一3机组外，主要是()机组，拟新建的电站也决定采用该堆型。

轻水堆核动力厂汽轮机热效率低，即使先进压水堆核电厂热效率也仅约()%，而先进火电机组可达到()%以上。

铀化学浓缩物和八氧化三铀在天然铀含量上得到浓缩和提高:铀化学浓缩物的铀品位达()%，八氧化三铀的铀品位达()%。

钢中的()元素会使钢材出现“热脆”现象。

从化学转化过程看，再循环铀与天然铀并无区别。对由富集铀燃料得到的再循环铀应注意()问题。

应对运行设施或进行活动的组织或个人实施许可证管理，许可证持有者负有的责任应按照()确定或核准的安全目标和要求予以实行。

()中首次提出了一个新的概念，即干预的辐射防护体系。

高温气冷堆用来发电有两种热力循环方式：(1)蒸汽循环方式;(2)氦气循环方式。氦气循环方式在技术上有一定困难，主要是()的技术。

使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为0.1-1Gy，代表值为()Gy。

压水堆堆内构件由()型的()合金钢制成。

压水堆堆芯导向筒支承板利用()与堆芯上栅格板连接成为一个整体。

()是制备UF6和金属铀的原料。

对剂量率仪表一般要求与137Cs源相比，在50keV到3MeV的能量范围内能量响应不大于±()%。

在热中子反应堆内的核裂变反应基本上都是发生在()。

EPR安全壳的抗震设计按()g考虑。

一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器高()m以上。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求在要求采取控制措施或操作员行动来保证安全的情况下，必须进行()，以证明所作的安排得力而且可靠。

乏燃料中某些可转换的核素吸收中子后生成的中间产物须有足够的衰变时间才能完全转化为易裂变物质。例如，239Np(T1/22.35d)转化为239Pu至少要()才比较完全。

在原子能级图中，用三个量子数n、l、j来描述不同的能级。其中n、l是与电子轨道运动相关的量子数，而j是与电子的自旋运动相关的量子数，j与l的关系是()。

在INSAG-4《安全文化》附录中提出了“核安全文化指标”，分别对政府及其部门、营运单位、研究单位和设计单位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()项。

国家对从事核安全关键岗位工作的()人员实行注册核安全工程师制度。

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，该类服务由1或2位专家组成自我评价前支援小组，通常工作一周。在此期间，支援小组的支援对象是()。

高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要()，且形状比较()。

硼酸控制的反应性量占总的反应性控制量的()%左右。

快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆，增殖比可达()。

料位计是利用γ射线通过介质后被吸收减弱的程度不同，对各种形态物料的位置进行非接触无损检测式核仪表。主要由放射源、探测器、()和主机组成。

对与辐射有关的实践活动的()分析在防护标准中被专门突出出来确定为一条基本原则，反映出入们对辐射实践是采取严肃慎重态度的。

西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件由()作包壳材料。

核素是指在其核内具有()的一种原子核或原子。

原子从激发态跃迁回到基态，这种过程叫做原子()。

压水堆汽动辅助给水泵提供()%额定流量。

(γ，n)反应的阈能≈()MeV。

有效剂量的单位是()，专门名称是()。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)蒸汽发生器出口处压力为()MPa。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆反应堆堆芯和蒸汽发生器放在各自的()压力壳中，在一回路失效情况下也不会出现部件因过热而损坏。

在2011年底世界上运行的435座机组中，压水堆占()%以上。

高温气冷堆燃料元件核芯的热解碳和碳化硅包覆层的作用是()。

沸水堆汽水分离器是靠()把水和蒸汽分开。

辐射危险有可能超越国界，因此必须进行国际合作，国际安全相关()为开展国际合作提供了方便。

IAEA提出的基本安全原则原则八：防止事故，要求必须事先拟订()，以便在核反应堆堆芯、核链式反应或其他辐射源失控的情况下有恢复控制的措施和缓解任何有害后果的手段。

AP1000安全壳是钢安全壳，由()个环段和上下封头组成。

蒸汽发生器传热管的材料选用SB163N06690的()合金无缝管(Inconel-690)。

IAEA提出的基本安全原则：原则一是()。

核反应堆保护系统通过安全驱动系统和安全系统辅助设施，完成所需的安全动作，维持安全并()事故后果。

从安全运行角度考虑，要求慢化剂温度系数是()(至少在额定温度工况下)，以提高反应堆的自调自稳特性。

核反应堆停堆触发系统用以防止偏离泡核沸腾比过小和燃料线功率密度过大而导致堆芯损坏的是()。

最大限度地提高员工核安全文化素养、改善员工绩效的方法在于确定并消除()上的薄弱环节，从其上预防错误的发生。

反应堆内裂变核反应率密度的强弱取决于堆内()的水平。

压水堆核电厂余热排出热交换器为立式U形管壳式热交换器。()U形管内流过，()从壳体流过。

()是唯一较容易实现燃料增殖的堆型。

建立和充实“干预的辐射防护体系”，仍要充分贯彻在实践中建立的辐射防护基本原则;同时，对()情况采用干预行动与补救行动，加强应急的准备与响应。

我国对快堆技术的开发始于20世纪()年代。

通常把含有一种或几种易裂变核素，并在适当条件下能达到临界的材料称为()。

反应堆里人们预定的各种安全警戒限度，与反应堆的事故工况相比，相差还很远，这就是所谓()。

在中子通量远大于()/(cm2.s)时，氙浓度达到最大值的时间基本上与中子通量无关。

世界各国在核能与核技术的研究、开发和应用中，为了保证核与辐射安全，取得公众的信赖，采取了一系列()措施，发展了一整套()，并以法律和法规的形式颁布和实施。

IAEA提出的基本安全原则原则九：应急准备和响应，要求在制订应急响应安排时，必须考虑到所有()的事件。

EPR安全壳内装有氢复合器，能够在12小时内使氢含量降到()%以下。

反应堆()的管道称为波动管。

带电粒子通过物质时，只是使电子从低能级状态跃迁到高能级状态，这种过程叫原子的()。

γ射线穿过物质时其注量率随着穿过的厚度的增加而()。

下列关于欧洲压水堆(EPR)的应急给水系统(EFWS)说法错误的是()。

欧洲压水堆(EPR)()的安全系统使预防性维修得到了优化。与当前核动力厂相比，在运行期间可以完成系统部件的试验和维修，即可进行不停运的日常保养维护。

主要易裂变核素有235U、239Pu和233U，而()也具有良好的裂变性能。

在分析堆芯传热中，研究对流体换热的目的有两个，一是为了得到冷却剂通道内的温度分布，从而保证冷却剂的温度低于许可极限温度;二是为了找到决定()的关键因素，以便于选择材料和流动参数使得()。

现代压水堆核电厂使用最广泛的主泵是()。

下列关于裂变产物说法错误的是()。

()主要是生产新的易裂变核素233U、239Pu和各种不同用途的同位素。

使用γ放射源主要防止()。

反应堆生产放射性同位素3H和125I的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用()。

压水堆核电厂硼注箱筒体封头一般()而成。

1MW的热功率相当于每秒钟有()个U235核裂变。

在大多数压水堆中，事故给水系统属于专设安全设施之一。其主要功能是：在主给水系统的任何一个环节发生故障时，事故给水系统作为应急手段向()供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯剩余功率，直到停堆冷却系统允许投入运行为止。

核安全1级设备的支承件是()。

向堆芯加入或提出控制毒物的方式有()。