注册核安全工程师考试综合知识预测试题(5)

下列关于轫致辐射辐射说法正确的有()。

辐射防护监测可分为()。

压水堆堆芯上栅格板是压紧定位板，它直接压紧()，避免这些组件因水力冲击而“向上飞”。

热传递的方式有()。

下列关于裂变中子说法正确的有()。

下列关于衰变常数λ的说法正确的是()。

大亚湾核电厂整个稳压器由()等部件组成。

医用X射线机目前主要的诊断方法是()。

密封中子管是紧凑型中子发生器，其特点是()。

核动力厂化学和容积控制系统的主要功能是()。

推进核安全文化建设的良好实践防止人因失误的主要措施有工前会，下列()情况应召开附加工前会议。

反应堆功率控制系统的功能是()。

下列关于光子的叙述正确的有()。

我国的核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》明确了研究堆的安全目标，由()组成。

立式冷却剂泵从底部到顶部可分为()。

INSAG-4《安全文化》中将组织分为决策层、管理层和基层三个层次，对于决策层的要求是()。

介入放射诊疗目前在我国已普遍开展，应用最多的是()。

核电厂一回路主设备包括()等。

反应堆功率控制系统的功能是实现反应堆的()。

反应堆功率调节系统根据二回路的()选出一个作为跟踪的功率，加上校正因子，作为功率整定值，然后将其转换为棒位整定值。

IAEA提出的基本安全原则原则二：政府职责要求政府和监管机构在通过建立()保证人类和环境免于辐射危险负有重要的责任。

放射性测井根据使用射线的不同可分为()测井。

为保证反应堆能安全可靠地运行，必须具备一整套相应的控制保护系统去执行下列任务()。

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，采取了一系列技术及管理措施，发展了一整套理论和原则，并以()的形式颁布和实施。

目前在压水堆中，由于材料的发展提高了燃耗深度和换料周期，出现了()的换料方案。

下列关于介入放射诊疗说法正确的有()。

钠冷快堆回路式结构是将()分立布置，用管路把各个独立的设备连接成回路系统。

与钴源辐照装置相比，加速器()。

蒸汽发生器按传热管形状可分为()。

以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于不敏感的有()。

压水堆燃料包壳与芯块之间有0.17mm的间隙，目的在于()。

先进的沸水堆(ABWR)设计的重大改进之一是将原来BWR安装在压力壳外侧的反应堆再循环泵改为安装在压力壳内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该项改进的优点是()。

下列关于现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵泵轴说法正确的有()。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)压力管中装有()。

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的区域可分为()。

反应堆中氙-135的产生途径有两种，第一种是由铀-235裂变直接产生，第二种是由裂变产物碲-135经过()衰变得到。

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)，综合成一套包括()项新原则的协调一致的安全原则，成为原子能机构《安全标准丛书》重要出版物。

压水堆具有良好的自调特性，但随负荷变化参数波动很大。为改善调节性能，必须让()参加调节。

快中子区的核截面一般都很小，通常小于()靶，而且截面随能量的变化也趋于平滑。

IAEA提出的基本安全原则原则二：政府职责，要求必须()有效的法律和政府安全组织框架，应包括有独立的监管机构。

天然辐射照射(天然本底照射)世界范围平均年有效剂量约为()。

裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于较高的激发态，另一方面它们是远离()稳定线的丰中子核而发射中子，所以自发裂变核又是一种很强的中子源。

反应堆安全壳厂房，包括安全壳贯穿件属于()设备。

核子秤使用的放射性核素主要是137Cs，活度范围()。

将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线在开始时有些起伏，逐渐光滑地达到极大值约()，然后又缓慢地变小。

铀矿地下开采的充填采矿法的胶结充填材料主要为()。

()对安全的承诺是达到核安全文化建设的首要因素。

压水堆核电厂()也称为二回路系统。

压水堆高温水从压力容器()离开反应堆堆芯以后，进入()。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)主蒸汽流量/堆为()kg/s。

中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。在20世纪()年代是核技术利用的应用研究开发时期。

不稳定的核素是指原子核会()地转变成另一种原子核或另一种状态并伴随一些粒子或碎片的发射的核素，又称为放射性原子核。

对于自然循环蒸汽发生器，其出口的蒸汽湿度一般要求在()%以下。湿度过高的蒸汽进入汽轮机会影响汽轮机叶片的寿命。

AP1000反应堆压力容器内部带有()厚的奥氏体不锈钢(308L)堆焊层。

目前在运行的压水堆核动力厂变工况时，反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差()。

慢化所需的时间称为慢化时间，在常见的慢化剂中，慢化时间为()s。

被称为4n+3系的是()。

正常运行工况时在堆芯外面的是()。

如果是()情况，功率密度分布展平实际上就是中子通量的展平。

模块式高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆()。

核安全文化是国际原子能机构(IAEA)在总结()事故经验教训的基础上提出的。

x射线有两种类型，一种是高速电子在靶原子核附近经过时，受靶核的强库仑场吸引而损失其部分或全部动能，转变为具有()的轫致辐射。

我国大亚湾核电厂堆芯由()个燃料组件构成一个高3.66m、等效直径3.04m的准圆柱状核反应区。

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，过量的氟气须再循环，使其总利用率不低于()%。

欧洲压水堆(EPR)稳压器在当严重事故(堆芯熔化)将要发生时，通过释放阀开启，向安全壳内大气排放，保证使反应堆一回路快速降压至<()bar。

M壳层共有()个支壳层。每个支壳层最多可容纳()个电子。

在中子通量远大于1013/(cm2.s)时，氙浓度达到最大值的时间基本上与中子通量无关，大约在停堆后()h。

蒸汽发生器筒体上筒体、锥形连接段及下筒体分别用厚()mm的低合金高强度()铁素体钢卷制或整体锻件环焊缝焊接成一个整体。

降低误动作率是反应堆保护系统主要设计目标之一，目前已降低到()。

用于治疗癌症的快中子源应满足下列条件：产额约()n/s，中子能量在()MeV以上。

辐射防护的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。也就是说，要将()对人造成的健康危害或风险限制在社会可接受的水平以下。

AP1000安全壳外有抗地震的()结构，有保护安全壳使之免于受外部事件(龙卷风、导弹等)的损坏。

核反应截面的常用单位“靶”，用b表示，1b=()cm2。

钠冷快堆回路式结构是将堆本体、一回路的钠循环泵和中间热交换器()，用管路把各个独立的设备连接成回路系统。

过剩增殖系数代表堆内有效增殖系数超过临界的余额，作为反应堆超临界度(或次临界度)的一种量度。但在应用中往往用过剩增殖系数的相对值ρ来表示，简称之为反应性，ρ=()。

中能β源主要用于()。

大亚湾核电厂稳压器直径()m。

核反应堆保护系统用来探测核反应堆工况偏离正常运行状态，一旦超过()，就会发出保护动作。

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：放射性职业照射<()。

西安脉冲堆燃料芯体中铀的质量比为()%。

《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()发布。

下列按放射性核素毒性分组，毒性最高的是()。

由γ光子引起的反应,其中最常见的是()反应。

利用射线()的特点可制成各种用途的核仪表。

铀矿石破碎后矿石通过()实现矿石粒度的分级。

反应堆内支承件的核安全级别是由()确定的。

慢化所需的时间称为慢化时间，对于水，慢化时间约为()s。