注册核安全工程师考试综合知识预测试题(4)

乏燃料冷却的目的在于()。

影响燃料元件内的温度场的因素有()。

切尔诺贝利事故的根本原因是()。

重水和石墨作为慢化剂的特点是()。

由于疲劳破坏前没有明显的变形，所以疲劳破坏经常造成重大事故，所以对于()等承受交变载荷的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。

与回路式钠快冷堆相比，池式钠快冷堆的特点()。

组织提高员工核安全文化素养的良好实践包括()。

放射性核素毒性分组为中毒组的有()。

放射工作人员的个人防护措施主要有()。

核燃料组件零部件制造是指()的制造。

核电厂虽然堆型较多，但核安全机械设备主要是()等。

AP1000非能动堆芯冷却系统包括()。

下列关于中子源说法正确的有()。

乏燃料水法后处理工艺澄清所得料液还要加入若干化学试剂来调节()。

辐射监测仪器的刻度是为了保证仪器的正常工作和准确，刻度内容包括()。

正电子发射计算机断层扫描仪(PET)显像诊断使用的正电子发射核素主要有()。

下列属于裂变产物的是()。

与湿法相比较，用干法生产UF4的优点是()。

铀矿化学采矿包括原地浸出和原地爆破浸出采铀。化学采矿与常规采矿相比的优点是()。

高温气冷堆的安全壳可以称为包容体，其特点和功能是()。

为确定核动力厂保护参数的动作整定值，必须进行安全分析。其主要步骤有：()。

进行辐射育种的辐射可以是()。

下列关于安全壳设备闸门说法正确的有()。

可燃毒物的优点()。

出于不同的目的，人们可以按()角度对核反应堆进行分类。

压水堆堆内构件包括()。

UO2干法生产UF4转化过程的核心是UO2的氢氟化，其反应器设计的关键在于()。

可用作热中子堆的核燃料有：()。

下列描述单位核安全文化弱化的征兆属于技术问题方面的有()。

水作为慢化剂的特点是()。

氘核引起的核反应有()。

氡瞬时测量的方法很多。对于氡的活度浓度，最常用的测量方法有()。

下列关于燃料温度系数说法正确的有()。

下列关于级联说法正确的有()。

氡子体活度浓度的瞬时测量，典型的测量方法有()。

必须对个人受到的正常照射加以限制，以保证来自各项得到批准辐射实践的综合照射所致的个人()不超过国家标准中规定的相应剂量限值。

干法生产UF4所得产品的物理和化学性质主要取决于()。

美国ASME《锅炉及压力容器规范》每()年修订一次。

欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循简单化和多样化原则。重要的安全系统及其支持功能设备，安全注入、应急给水、设备冷却、应急电源，都按()列设计。

乏燃料经()冷却后，其放射性衰减就大大变慢了。

γ射线辐照装置常用的核素是60Co、137Cs，活度范围>()Bq。

密封源腔内治疗目前更趋向用125I作为永久性“种子”植入组织中治疗肿瘤，每个125I种子源的活度≈()Ci。

堆内裂变能的绝大部分(约90%)在()内转换为热能。

除了()的主管道与其反应堆压力容器筒体材质类似以外，其他压水堆的主管道基本为()材料的。

所谓安全限值是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何()所规定的限额。

钠沸点()。

电离能量损失率与入射粒子电荷数()。

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观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的()。

欧洲压水堆(EPR)压力容器管座下部、堆内构件的下部支撑件、接管安全端的材料由Inconel600改用Inconel()，减少应力腐蚀。

反应堆中氙-135的产额主要取决于()的产额。

AP1000最大组件燃耗可达()Wd/tU。

下列关于液体冷却反应堆的说法错误的是()。

由氟化反应器排出的气体中，除含有UF6、F2和作为稀释气的N2以外，还含有少量的HF、O2等不凝性气体。此混合气体在冷凝器中，绝大部分的UF6被冷凝成固体，排出的不凝性气体中还含有()%的F2。

对于α粒子和源，下列说法错误的是()。

()是由英国科学家汤姆逊于1897年发现的，也是人类发现的第一个微观粒子。

当将含UF6的混合气体压缩至()kPa(三相点压力)以上且导入以水冷却的冷凝器中时，UF6即被液化。

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，流道内的传热分区按照自下而上的顺序排列正确的是()。

核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于改进型核动力厂在()的8h内，燃料没有损坏。

()(沸石型固体)的晶格间隙可吸附HF和UF6，也是一种良好的吸附剂。

AP1000非能动安全壳冷却包括()个过程。

EPR所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，钢的等级同()。

()工艺流程是最早实现工业规模生产陶瓷二氧化铀粉末的方法。

压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在安全壳内，称之为()。

沸腾分为池式沸腾和流动沸腾两种，()属于池式沸腾。

停堆余量是当全部()都投入堆芯时，反应堆所达到的负反应性称为停堆余量，或称为停堆深度。

AP1000非能动安全注入系统的水源之中，安注箱执行中压安全注射功能，安注箱内充()个大气压的()。

反应堆从启动至满功率运行，其核功率的动态变化范围达()个数量级。

乏燃料水法后处理工艺的机械剪切法，是将整个燃料组件集束剪切成()左右长的元件小段。

堆功率的测量是把中子探测器放在堆芯()贴近()的孔道内来测量的。

核动力厂化容系统分担容积变化的()%。

利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。其中252Cf中子源应用最多。中子能谱与235U裂变中子能谱相似，中子平均能量为()MeV。

对于职业照射，平均年有效剂量限值为20mSv，在任一年内的有效剂量不得超过()mSv。

AP1000安全壳的功能是在正常运行时为堆芯和反应堆冷却剂系统提供()。

日本核电计划主要是采用()。

中等活度的γ放射源中，高比活度的137Cs、60Co、192Ir和170Tm等放射源可用于()。

多普勒展宽效应总使有效共振吸收()，逃脱共振几率()，这就产生了()温度效应。

蒸汽发生器传热管外流动的是温度相对较低的水和汽，称为()。

乏燃料后处理过程中，适于强辐照场合下使用的溶剂萃取设备是()。

中子与C原子核的非弹性散射会产生()MeV的γ射线。

中等质量的核素的B(结合能)/A(质量数)与轻核、重核相比()。

堆的热源来自裂变过程释放出来的能量，每次裂变放出来的可利用总能量约为200MeV，不包括裂变过程释放出由()带走无法利用的约()能量。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求必须根据()的处理方法对所有设施和活动的安全进行评价。

安全壳最小内部高度通常由()决定。

目前绝大部分乏燃料贮存方式采用“湿式”，湿式贮存时间可长达()。

平衡钐中毒的反应性在()左右，比氙中毒小许多倍。

核反应堆保护系统包括那些为了保护反应堆根据()参数变化而操作紧急停堆断路器和专设安全设施执行机构的()电气设备。

裂变中子经过与原子核的多次散射反应，其能量会逐步减少，这种过程称为中子的()。

中国先进研究堆CARR衰变箱布置在()。

依据《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第500号令)民用核安全设备是指在()中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)燃料235U浓缩度为()%。

入射粒子在物质中行经的实际轨迹的长度称作()。

我国大亚湾核电厂初始堆芯分成三个燃料富集度不同的区，l区53个组件，富集度()%;2区52个组件，富集度()%;3区52个组件，富集度为()%。