注冊核安全工程師習(xí)題(共17頁)

1、Q:核反應(yīng)也可以按入射粒子的能量來分類,低能核反應(yīng)：入射粒子能量在()以下(yxi)的；中能核反應(yīng)：入射粒子能量在()的反應(yīng)；高能核反應(yīng)：入射粒子能量在()以下的；A:100MeV;100MeV1GeV; 1GeVQ:反應(yīng)(fnyng)能Q應(yīng)等于反應(yīng)前后體系()之差（以能量為單位）；A:總質(zhì)量(zhling)Q:對()的核反應(yīng)稱之為放能反應(yīng)；對于Q0Q:對于吸能反應(yīng)而言，()稱為核反應(yīng)閾能Tth；A:能發(fā)生核反應(yīng)的最小入射粒子動能TaQ:為保持動量守恒，入射粒子的動能除了要供給被體系吸收的Q值外，還要提供()，顯然，Ta必須()才能發(fā)生吸能反應(yīng)；A:反應(yīng)產(chǎn)物的動能; 超過Q一定的數(shù)值Q:要使吸

2、能反應(yīng)能發(fā)生，入射粒子在L系中的動能Ta至少(),并定義為反應(yīng)閾能Tth；A:等于(ma+mA)/ mAQQ:單位時間內(nèi)()應(yīng)與()和Ns（單位面積內(nèi)的靶核數(shù)Ns=ns）成正比，N=INs；稱為截面，其物理意義為(),其量給為()，常用單位為()，用b表示，1b=()m2=()cm2；還有毫巴（mb）和微巴（b）；A:入射粒子與靶核發(fā)生反應(yīng)數(shù)N; I（單位時間的入射粒子數(shù)）;一個入射粒子入射到單位面積內(nèi)只含有一個靶核的靶子上所發(fā)生反應(yīng)的概率；面積; 巴;10-28;10-24Q:對于一定的入射粒子和靶核，往往存在若干反應(yīng)道，()稱為分截面，各種分截面之和稱為總截面，它與分截面的關(guān)系為(),它表

3、示產(chǎn)生各種反應(yīng)的()A:各反應(yīng)道的截面; t=i；總概率Q:核反應(yīng)中的各種截面均與()有關(guān)，截面隨()變化關(guān)系稱為激發(fā)函數(shù)，即(E)-E的函數(shù)關(guān)系；與此函數(shù)相應(yīng)的曲線為；A:入射粒子的能量; 入射粒子能量的; 激發(fā)曲線Q:核反應(yīng)的產(chǎn)額為()與()之比，Y=N/I0；核反應(yīng)的產(chǎn)額與()、()、()等有關(guān)，對靶體，不同深度處的()是不同的；A:入射粒子在靶體引起的核反應(yīng)數(shù)；入射粒子數(shù)；反應(yīng)截面；靶的厚度；組成；核反應(yīng)截面Q:在沒有外來粒子轟擊下，原子核自行發(fā)生裂變的現(xiàn)象；自發(fā)裂變的一般表達(dá)式為()，在自發(fā)裂變的母核與裂變產(chǎn)物間的關(guān)系為()，即()守恒；A:X(Z,A)Y1(Z1,A1)+Y2(Z2

4、,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子(lz)數(shù)Q:自發(fā)(zf)裂變能Qf,s，定義(dngy)為()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)；A:兩個裂變產(chǎn)物的動能之和,Q:由()可以導(dǎo)出：Qf,s= M(Z,A)C2-M(Z1,A1)+M(Z2,A2)C2；Qf,s =B(Z1,A1)+B(Z2,A2)- B(Z,A)，式中B為結(jié)合能；A:能量守恒Q:自發(fā)裂變發(fā)生的條件()，即()A:Qf,s大于0；兩裂變碎片的結(jié)合能大于裂變核的結(jié)合能；Q:裂變碎片是很不穩(wěn)定的原子核，一方面碎片處于()，另一方面它們是()，所以自發(fā)裂變核又是一種()；A:較高的激發(fā)態(tài)；遠(yuǎn)離穩(wěn)定線的豐

5、中子而發(fā)射中子；很強(qiáng)的中子源Q:超钚元素的某些核素如Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等()的性質(zhì)，尤其以Cf252最為突出，1g的Cf252體積甚小于()，而每秒可發(fā)射()個中子；A:自發(fā)裂變； 1cm3；2.31E12Q:當(dāng)具有()的某粒子a轟擊靶核A時，形成的復(fù)合核發(fā)生裂變，其過程記為A(a,f1)f2表示裂變，其中f1，f2代表()A:一定能量；裂變的裂變碎片；Q:當(dāng)形成復(fù)合核時，復(fù)合核一般處于()態(tài)，其()時，那么核裂變就會立即發(fā)生；A:激發(fā)；激發(fā)能E*超過它的裂變位壘高度EbQ:誘發(fā)裂變中，()是最重要也是研究最多的誘發(fā)裂變；A:中子誘發(fā)裂變；Q:誘發(fā)裂變的一般表達(dá)式為

6、()A:n+X(Z,A)X*(Z,A+1)Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；Q:一般假定靶核是靜止的，中子的動能為Tn；根據(jù)復(fù)合核激發(fā)能和裂變勢壘的相對大小，可以分為()和()兩種情況；A:熱中子核裂變；閾能核裂變Q:裂變后現(xiàn)象是指裂變碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等；A:各種性質(zhì)；隨后的衰變過程及產(chǎn)物；質(zhì)量；能量；釋放的中子；射線Q:原子核裂變后產(chǎn)生兩個質(zhì)量不同的碎片，它們受到()排斥而飛離出去，使得裂變釋放的能量大部分轉(zhuǎn)化成碎片的()，這兩個碎片稱為初級碎片；A:庫侖；動能Q:初級碎片(su pin)是很不穩(wěn)定的原子核，一方面是由于碎片具有很高的激發(fā)能，另一方面它

7、們是遠(yuǎn)A:離穩(wěn)定(wndng)線的豐中子核，因而能直接發(fā)射中子（通常發(fā)射()個中子）；13Q:發(fā)射中子后的碎片的激發(fā)能小于核子的平均結(jié)合能（8MeV）不足以發(fā)射核子，主要(zhyo)以()的形式退激；發(fā)射光子Q:在上述過程中發(fā)射的中子和光子是在裂變后小于()的短時間內(nèi)完成的，稱為瞬發(fā)中子和瞬發(fā)光子；A:10-16sQ:發(fā)射中子后的碎片稱為()A:次級碎片或稱裂變的初級產(chǎn)物；Q:發(fā)射光子后初級產(chǎn)物仍是()，經(jīng)過多次衰變鏈，最后轉(zhuǎn)變成()A:豐中子核；穩(wěn)定的核素；Q:衰變的半衰期一般是大于()s，相對于瞬發(fā)裂變中子和射線，這是慢過程；A:10-2Q:在連續(xù)衰變過程中有些核素可能具有較高的激發(fā)能，其

8、激發(fā)能超過中子結(jié)合能就有可能發(fā)射中子，這時發(fā)射的中子稱為緩發(fā)中子（其產(chǎn)額占裂變中子數(shù)的()左右）；A:1%Q:在二分裂情況下，碎片Y1、Y2的質(zhì)量分布有兩種情況（）和（）；A:對稱裂變；非對稱裂變Q:對（）的核素，質(zhì)量對稱為概率最大，稱為對稱裂變；（）的核素其自發(fā)裂變和低激發(fā)能誘發(fā)裂變的碎片質(zhì)量分布是非對稱的，稱為非對稱裂變，隨激發(fā)能的提高，非對稱裂變向?qū)ΨQ裂變過濾；A:Z84和Z100；90Z98Q:對于質(zhì)量數(shù)在228255的錒系元素，如鈾233、钚239、锎252的非對稱裂變后的碎片質(zhì)量均有AH約為（），而且AH、AL互補(bǔ)，這說明AH=140的核特別容易形成，這是殼效應(yīng)引起的；A:140Q

9、:核裂變重碎片的質(zhì)量平均數(shù)在AH140幾乎不變，而輕碎片的則隨（）而改變；A:裂變(li bin)核Q:裂變(li bin)中子包含（）和（）（約點(diǎn)總數(shù)(zngsh)的1%）兩部分；A:瞬發(fā)中子；緩發(fā)中子Q：輻射源按其產(chǎn)生來源分為（）和（）；其中天然輻射對人類的照射占總劑量的（）以上；其次是醫(yī)學(xué)輻射，約占總劑量的（）；A：天然輻射源；人工輻射源；90%；4%Q：目前廣泛應(yīng)用的各種放射性同位素基本上都是由（）和（）生產(chǎn)的，其基本原理是由反應(yīng)堆產(chǎn)生的（）和由加速器產(chǎn)生的（）和（）相互作用，通過(n,f)、(p,n)、(d,n)等各種核反應(yīng)行到所需要的放射性同位素；A：反應(yīng)堆；加速器；中子；帶電粒子

10、；靶材料Q：放射性同位素和射線裝置在（）、（）、（）領(lǐng)域的應(yīng)用越來越廣泛。A：醫(yī)學(xué)；工業(yè)；農(nóng)業(yè)和食品加工Q：在放射性同位素和射線裝置應(yīng)用中，必須遵循（），首先確定應(yīng)用的（），其次在進(jìn)行輻射防護(hù)時要控制放射工作人員、患者和周圍公眾的照射劑量（），實(shí)現(xiàn)輻射防護(hù)（）；A：輻射防護(hù)“三原則”；正當(dāng)性；盡可能低；最優(yōu)化Q：在使用密封源時，重點(diǎn)防護(hù)（），特別要加強(qiáng)放射源的（）管理，防止（）；A：外照射；安全；丟失被盜Q：使用非密封源時，要防止（）和（），要設(shè)置有效的（）；A：放射性物質(zhì)潑灑造成表面污染；內(nèi)照射；放射性“三廢”處理設(shè)施Q：使用放射性裝置時，要根據(jù)不同類型的裝置產(chǎn)生的污染源采取不同的防護(hù)措施，

11、特別要設(shè)置確實(shí)可靠的（），防止人員誤照射；A：安全連鎖裝置Q：核燃料循環(huán)設(shè)施與核反應(yīng)堆的基本工作原理包括（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知識；A：鈾礦勘探、開采與加工；鈾化合物的轉(zhuǎn)化；濃縮（富集）鈾的生產(chǎn)；核燃料元（組）件制造；乏燃料儲存、運(yùn)輸與后處理；放射性廢物管理與核設(shè)施退役；核燃料加工、處理設(shè)計(jì)的核臨界安全控制Q：輻射源是可以通過發(fā)射（）或釋放（）而引起（）的一切（）或（）；A：電離輻射；放射性物質(zhì)；輻射照射；物質(zhì)；實(shí)體Q：從輻射源的來源分為（）和（）兩種；A：天然(tinrn)輻射源；人工輻射源Q：天然輻射源主要(zhyo)來自（）、（）和（）；A：宇宙射線(yzhu s

12、hxin)；宇生放射性核素；原生放射性核素Q：宇生放射性核素約（）種，其中氚3、碳14、鈹7和鈉22的貢獻(xiàn)較大；A：20Q：原生放射性核素分為兩類：一類是（）；另一類是（），如鉀40，Rb87等；A：主要以鈾系（以鈾238為母核的放射性）、錒鈾系系（以鈾235為母核的放射性）和釷系（以釷232為母核的放射性）三個系的一些核素；無衰變系列的長壽命放射性核素Q：原生放射性核素廣泛存在于地球的巖石、土壤、江河、湖海中，這些元素的濃度和分布隨（）不同而變化，其中，（）的活度濃度最高；A：巖石構(gòu)造的類型；花崗巖Q：土壤和巖石中所含的鈾、釷、鉀等元素，以（）的活度濃度最高；A：鉀40Q：人工輻射源主要有（

13、）、（）和（）；A：核設(shè)施；核技術(shù)應(yīng)用的輻射源；核試驗(yàn)落下灰；Q：反應(yīng)堆正常運(yùn)行時的主要輻射源是（）和（）；A：輻射源；中子源；Q：鈾235每次裂變大約有（）的能量在衰變一秒后由裂變產(chǎn)物放出，其中四分之三以上的能量在（）內(nèi)放出，射線能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeVQ：裂變中子具有分布很寬的能量，從（）一直到（），峰值位于（），平均能量約（）；反應(yīng)堆的（）相當(dāng)大，是一個（）中子源；A：eV級；18MeV；0.8MeV；2MeV；活性區(qū)（堆芯）；體積；Q：裂變產(chǎn)物衰變時放出的中子，每次裂變放出的緩發(fā)中子只有（），而且能量較低；A：0.0158

14、；Q：不論是堆內(nèi)的輻射場還是堆外的引出束，都是射線和中子的混合場，不僅（）高，（）也高，中子場往往又是（）、（）與（）的混合場。A：中子注量；輻射劑量；快中子；共振中子；熱中子；Q：核燃料循環(huán)設(shè)施包括核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循環(huán)各個工序中，有可能(knng)受到各種射線照射，因而在輻射防護(hù)上應(yīng)予以足夠的重視；A：生產(chǎn)；加工(ji gng)；儲存；后處理設(shè)施；Q：密封(mfng)源是密封在包殼里或緊密的固結(jié)在覆蓋層里并呈（）的放射性物質(zhì)。A：固體形態(tài)Q：密封源的種類很多，按活度的不確定度可分為（）、（）、（）、（）等；按用途可分為醫(yī)療用、工業(yè)照相（探傷）用、核儀表用、射線輻照用、

15、放射性測井用、放射性測量及儀表刻度用等；A：檢查源；工作源；參考源；標(biāo)準(zhǔn)源；Q：放射源主要用于（）、（）和（）；常用的放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）；等；A：煙霧報(bào)警器；靜電消除器；放射性避雷器等的離子發(fā)生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238UQ：常用的放射源活度一般較低，一般在（）Bq A：1043.7109Q：粒子的能量一般低于（），在空氣中的射程小于（），沒有外照射的危險(xiǎn)；絕大多數(shù)核素屬于（）；使用時要特別注意保護(hù)源的（）性能，防止將源丟失或被盜；沒有使用價(jià)值的廢源應(yīng)按規(guī)定處理，不能隨便拆開或扔掉。A：7MeV；6cm；極毒或高毒核素；密封

16、；Q：放射源主要用于（）和（），還可用作放射性測厚儀、皮膚科敷貼器和氣相色譜儀的電子捕食器等；常用的放射性核素有：（）等；活度測量；能量響應(yīng)刻度時的參考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204TiQ：射線的穿透能力比同樣能量粒子約強(qiáng)（），能量超過（）的粒子可穿透皮膚表層，故應(yīng)考慮（）；A：100倍；70ke；V外照射的防護(hù)Q：粒子穿過周圍物質(zhì)量產(chǎn)生（），其（）能力比粒子強(qiáng)得多；在使用時不能忽視（）的防護(hù)，即使是純發(fā)射體，也要注意減少軔致輻射的影響。A：軔致輻射；穿透；光子Q：屏蔽作用應(yīng)選用（）以減少軔致輻射，外面再用（）屏蔽軔致

17、輻射和其他光子。A：低原子序數(shù)(yunz xsh)的材料（如塑料、有機(jī)玻璃、鋁板等）；高原子序數(shù)的材料Q：低能光子(gungz)源是利用（）或利用（）制成的源的統(tǒng)稱；主要用于（）等儀表；發(fā)射低能光子的常用放射性核素有（）等；A：發(fā)射(fsh)低能射線和X射線的放射性核素；輻射體與靶物質(zhì)產(chǎn)生的軔致輻射；厚度計(jì)、密度計(jì)、X射線熒光分析儀; 55Fe、57Co、125I、238Pu、241Am、244CmQ：低能光子比較容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）；A：高能射線; 軔致輻射的影響Q：由238Pu、241Am等放射性核素制成的低能光子源，當(dāng)活度較高時，不能忽略其（）和（）產(chǎn)生的中子；A：自發(fā)

18、裂變; （，n）反應(yīng)Q：低能光子的（）相當(dāng)顯著，使用時應(yīng)考慮對（）的防護(hù)；A：散射效應(yīng); 散射Q：低能光子源常用（）密封，（）不耐酸堿腐蝕，也不耐水，使用和存放時應(yīng)保持干燥，防止受潮，以免變質(zhì)；A：鈹窗; 鈹Q：放射源是使用最多的放射源，廣泛用于工業(yè)、農(nóng)業(yè)、醫(yī)療和科研等各個部分；為了獲得高劑量率的輻射場，裝源量多數(shù)在（）范圍內(nèi)，大于（）的輻照裝置已不少見；A：3E152E16Bq; 3E16BqQ：活度在（）的放射源主要用于各種儀表（如料位計(jì)、核子秤、密度計(jì)等）、工業(yè)射線照相和人體內(nèi)腔醫(yī)療；A：E82E12BqQ：射線的貫穿能力很強(qiáng)，使用放射源主要防止（）；A：外照射Q：源在固定工作場所使用時

19、應(yīng)利用建筑物的（）和（）進(jìn)行屏蔽，使屏蔽墻外人員所受照射低于規(guī)定的劑量限值；設(shè)置（）、（）等；源的使用場所若經(jīng)常變化臨時用欄桿、繩子或其他障礙物圍起來；活度小于（）的源，一般可利用時間防護(hù)和距離防護(hù)，對工作場所外的影響很??；A：墻; 門; 可靠的安全連鎖裝置；設(shè)置警告信號和標(biāo)志；50MBqQ：利用粒子與輕元素（如鈹）的(,n)反應(yīng)或高能射線與鈹（或氘）的(,n)反應(yīng)可制成不同能譜的中子源；常用的中子源有（）鐳等；A：鈹中子源、镅-鈹中子源、釙-鈹中子源、钚-鈹中子源Q：利用(lyng)重核自發(fā)裂變產(chǎn)生中子的中子源稱為自發(fā)裂變中子源，（）最合適，應(yīng)用最多；其中(qzhng)子產(chǎn)額高、體積小、可制

20、成點(diǎn)源，因此應(yīng)用廣泛；A：252Cf中子源Q：工作場分級：按放射性核素日等效(dn xio)最大操作量的大小分為甲（大于（）、乙（）和丙（）三個等級；A：4E9Bq; 2E74E9;豁免活度2E7Q：核素毒性級別修正因子分為極毒、高毒、中毒和低毒四個級別，修正因子分別為（）。操作方式有關(guān)的因子（）；A：10、1、0.1和0.01；從0.001到1000Q：X射線機(jī)產(chǎn)生的X線強(qiáng)度正比于（）、（）和（）；A：靶物質(zhì)的原子序數(shù)Z；電流強(qiáng)度I；電子加速電壓（管電壓）U的平方Q：反應(yīng)堆生產(chǎn)放射性同位素主要包括（）、（）、（）和（）A：制靶；反應(yīng)堆照射；活度測量；分裝等步驟；Q：靶子經(jīng)反應(yīng)堆中子照射后，產(chǎn)

21、生的放射性同位素的活度與（）、（）、（）、（）、（）及（）等有關(guān)；A：輻照處的中子注量率；輻照時間；靶核的中子反應(yīng)截面；靶量；豐度；生成核素的半衰期Q：在國際上已確定為臨床應(yīng)用的放射性同位素中，加速器生產(chǎn)的有（）多種，反應(yīng)堆生產(chǎn)的有（）種A：40；25Q：加速器生產(chǎn)放射性同位素的產(chǎn)額決定于（）等；A：加速器加速粒子能量和整流強(qiáng)度、靶材的靶量和豐度、生成核素的核反應(yīng)截面、打靶時間和生成核素的半衰期Q：核燃料循環(huán)包括（）、（）和（）等過程，分為（）、（）和（）三大部分；A：燃料加工；核能利用；燃料后處理；前段；核反應(yīng)堆；后段Q：按照對乏燃料的管理策略不同，燃料循環(huán)基本上有兩在模式，也稱兩大技術(shù)路線

22、，及（）和（）。A：后處理模式；“一次通過”模式Q：鈾在地殼中分布廣泛，其平均含量為（），其總量約為（）噸；天然鈾的同位素有三種（）。自然界大約有種鈾礦物；A：4E-6；4.5E9；238U(99.276%)/235U(0.720%)/234U(0.0056%)；200Q：鈾在地殼(dqio)存在的形式一般以（）的形式存在（如瀝青鈾礦）；或以（）（如釷、鋯、稀土礦物(kungw)）的結(jié)晶格架中；A：鈾礦物；類質(zhì)同象形式進(jìn)入(jnr)其他非鈾礦物Q：釷在地殼中平均含量為（），其總量約為（）噸；A：1.2E-5；1.3E101.8E10Q：目前核燃料原料的勘探、開發(fā)和應(yīng)用主要是（）資源的開發(fā)；鈾礦

23、Q：鈾釷礦的特點(diǎn)有：（）、（）、（）、（）。A：可以是單獨(dú)的也可以是共生的；具有放射性；射氣現(xiàn)象；具有重金屬性質(zhì)Q：鈾、釷礦物及伴生放射性礦開采特點(diǎn)如下：由于具有放射性，在開采過程中應(yīng)制定（）；分為（）和（）；必須具備完整的六大系統(tǒng)：（）；開采流程：（）。A：較為嚴(yán)密的輻射防護(hù)措施；露天開采；地下開采；通風(fēng)系統(tǒng)、提升運(yùn)輸系統(tǒng)、供排水系統(tǒng)、供電系統(tǒng)、通信調(diào)度系統(tǒng)和安全生產(chǎn)保障系統(tǒng)；此外還有輻射防護(hù)體系和應(yīng)急救險(xiǎn)保障體系等；輻射取樣編錄、測量、采礦設(shè)計(jì)、鑿巖爆破、礦石檢查、放射性分選、運(yùn)輸和三廢處理；Q：鈾礦加工采用有（）從礦石提取鈾；A：濕法冶金（用酸法或堿法）Q： 核燃料組件主要由（）、（）、

24、（）和（）組成；核燃料的特點(diǎn)是（），一座1000MW級的壓水堆核電機(jī)組每年需要補(bǔ)充新燃料約（）噸低濃鈾；A：上下管座；格架；控制棒導(dǎo)向管；燃料元件棒；能量高度集中；24Q：一般燃料組件在反應(yīng)堆內(nèi)使用（）年的時間；A：35Q：核燃料組件的制造工藝（從低濃UF6開始到燃料組件成品，主要有以下工序）：（）A：化工轉(zhuǎn)化制備可燒結(jié)UO2粉末；UO2芯塊制備；組件零部件制造；燃料元件棒制備；組件組裝Q： 乏燃料的組成是（）、（）和（）；A：原有的組成；裂變產(chǎn)物；錒系產(chǎn)物Q：后處理的意義是（）。A：充分利用核燃料資源；后處理對核廢物的長期安全(nqun)管理也極為重要。Q：依據(jù)后處理工藝是否涉及(shj)水

25、介質(zhì)可分為（）和（）兩類；A：水法；干法(n f)Q：廢物最小化是把放射性廢物的量和活度減少到（）的水平；包括從核設(shè)施設(shè)計(jì)到退役的各個階段，減少廢物的產(chǎn)生，進(jìn)行再利用和再循環(huán)，對一次廢物和二次廢物做適當(dāng)處理等各種措施；A：合理達(dá)到的盡量低；Q：放射性廢物按放射性水平分為（）、（）、（）、（）、（）。A：豁免廢物；極低放廢物；低放廢物；中放廢物；高放廢物；廢物Q：放射性廢物經(jīng)（）、（）和（）后以兩種方式進(jìn)入終態(tài)：一是（）；另外是（）。A：預(yù)處理；處理；整備；大體積廢氣和廢液凈化后向大氣或水體排放；濃集在小體積中的放射性核素Q：核設(shè)施退役策略分為（）三種形式；A：立即拆除、延緩拆除和就地埋葬Q：放

26、射性廢物是一種（）源和（）源；A：電離輻射；環(huán)境污染Q：放射性廢物安全管理除遵循（）的管理要求外，還要遵循（）的管理要求，執(zhí)行（）；A：一般有毒有害物質(zhì)；電離輻射源；輻射防護(hù)三原則Q：放射性廢物管理以（）方式實(shí)行全過程管理，實(shí)現(xiàn)（），向環(huán)境排出最小化和受照劑量最小化；A：優(yōu)化；廢物最小化Q：核臨界控制的手段有（）A：幾何控制；質(zhì)量控制；濃度控制；富集度控制；慢化控制；間距控制；毒物控制。Q：燃料制造過程中的臨界安全必須考慮（）現(xiàn)象；A：易裂變物質(zhì)會出現(xiàn)液、氣、固三種形態(tài)及其不均勻性Q：為增加乏燃料濕法儲存設(shè)施的容量，可采?。ǎ﹥Υ娲胧篈：乏燃料密集化Q：應(yīng)確保乏燃料儲存在正常和可信的異常條件

27、下都處于（）狀態(tài)。臨界(ln ji)分析時應(yīng)考慮雙偶然事件原則以及會使儲存陣列的反應(yīng)性達(dá)到（）的參數(shù)和條件；A：次臨界(ln ji)；最大Q：通常乏燃料(rnlio)儲存陣列的Keff操作限值?。ǎ?；有時也可限定為（）；但此時各種不確定度、偏差、毒物和應(yīng)付意外事件的裕量都要（）；A：0.90；0.95；降低Q：乏燃料后處理廠的核臨界安全控制一般應(yīng)符合（）原則，應(yīng)盡可能采用幾何控制；對于不能采用幾何控制的大型設(shè)備則應(yīng)采用（）；A：雙重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制Q：核反應(yīng)堆是一種綜合的技術(shù)裝置，用來實(shí)現(xiàn)重元素的（）反應(yīng)；A：可控自持鏈?zhǔn)絈：核反應(yīng)堆由（）堆等組成；A：芯、冷卻劑系統(tǒng)、慢化劑系

28、統(tǒng)、控制與保護(hù)系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)測系統(tǒng)Q： 核反應(yīng)堆系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率為（）加上（）；A：系統(tǒng)內(nèi)中子的吸收率；系統(tǒng)內(nèi)中子的泄漏率Q：K=1，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)過程處于（）；若K1，這種狀態(tài)為（）；A：穩(wěn)定狀態(tài)；次臨界狀態(tài)；超臨界狀態(tài)Q：有效增殖系數(shù)K與（）有關(guān)，同時也與（）有關(guān)；A：堆芯系統(tǒng)的材料成份和結(jié)構(gòu)（如易裂變核素的富集度、燃料慢化劑的比例等）；堆的尺寸和形狀Q：一個鈾235核裂變可以釋放出（）的能量，相當(dāng)（）J。因此1MW的功率相當(dāng)于每秒鐘有（）個鈾235核裂變，每日有（）個鈾235裂變。相當(dāng)于（）g鈾235，這就是說反應(yīng)堆每發(fā)出1MWd的能量需要（）g鈾235裂變。A：200MeV；3.2

29、E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05Q：考慮到在裂變的同時必要有一部分鈾235由于發(fā)生(n,)反應(yīng)而浪費(fèi)掉（對鈾235其f=583靶，r=101靶）因此發(fā)出1MWd的能量實(shí)際上需要消防的鈾235為1.05g（f+r）/f（）gA：1.23Q：有兩個因素影響著核燃料的燃耗濃度：（），在元件尚剩不少鈾235（心臟運(yùn)行中生成的钚239）時就不得不換料：A：第一隨著可裂變核的消耗反應(yīng)堆的有效增殖系數(shù)K有效會不斷下降，當(dāng)降到1以下時，堆就不能達(dá)到臨界了，當(dāng)然也不能再燃燒了；第二，反應(yīng)堆運(yùn)行時燃料元件處于高溫、高壓、強(qiáng)中子車照條件下，元件包殼會受到一定操作。為防止包殼破損導(dǎo)致的放射

30、性進(jìn)入冷卻劑，燃料元件在堆中放置(fngzh)的時間是受到嚴(yán)格控制的。Q：核燃料燃燒的充分(chngfn)程度常采用（）這一物理量來衡量(hng ling)。A：燃耗深度Q：為了描述各類反應(yīng)堆在核燃料轉(zhuǎn)換方面的能力，引入一個稱為轉(zhuǎn)化比的量，大多數(shù)現(xiàn)代輕水堆的轉(zhuǎn)化比約為（），高溫氣冷堆具有較高的轉(zhuǎn)化比，為（），因此有時被稱為（）。A：0.6；0.8；先進(jìn)轉(zhuǎn)化堆Q：以钚239作為燃料的快中子反應(yīng)堆具有非常優(yōu)良有增殖性能，其增殖比可以達(dá)到（），主要堆型是采用（）作為冷卻劑的（）。A：1.2；液態(tài)金屬鈉；鈉冷快堆Q：對于同等體積的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大；A：球；圓柱；長方

31、體堆Q：根據(jù)最佳體積和加工制造方面的原因，反應(yīng)堆實(shí)際上采用球形的不多，多數(shù)是采用圓柱形的。Q：圓柱形均勻堆的熱中子注量率分布：在高度方向上為（）分布、半徑方向上為（）分布；A：余弦；零階貝塞爾函數(shù)Q：堆芯內(nèi)的體積釋熱率空間分布是隨（）而變化的，在對堆芯做較詳細(xì)分析時，堆芯體積釋熱率分布或者中子注量率分布隨壽期的變化應(yīng)由反應(yīng)堆物理計(jì)算得到。A：燃料壽期；Q：裂變核反應(yīng)率密度的強(qiáng)弱取決于（）A：堆內(nèi)中子注量率的水平；Q：中子注量率分布的展平方法（）堆芯徑向分區(qū)裝載；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物Q：以發(fā)電為目的的核能動力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的主要有（）五種堆型。A：壓

32、水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）Q：核反應(yīng)堆(hfnyngdu)的基本特征有（）以及該種堆型的主要(zhyo)特點(diǎn)等。A：燃料形態(tài)、燃料富集度、中子能譜、慢化劑、冷卻劑、燃料組件(z jin)設(shè)計(jì)、堆芯設(shè)計(jì)、熱力循環(huán)回路Q：壓水堆核電站采用以（）作核燃料，燃料芯塊中鈾235的富集度約（）；核燃料是高溫?zé)Y(jié)的（）芯塊，將其封裝在細(xì)長的鋯合金包殼管中構(gòu)成燃料元件，這些燃料元件以矩形點(diǎn)陣排列為燃料組件，組件橫斷面邊長約（）cm，長約（）m。幾百個組件拼裝成壓水堆堆芯。堆芯宏觀上為圓柱形；A：稍加濃鈾；3%；圓柱形二氧化鈾陶瓷燃料；2

33、0；3Q：壓水堆的冷卻劑是（），其不僅作為中子的慢化劑同時也用作冷卻劑；輕水（價(jià)格便宜且有優(yōu)良的熱傳輸性能）Q：壓水堆是一種使冷卻劑處于（）狀態(tài)的輕水堆，壓水堆冷卻劑入口水溫一般在（）左右，出口水溫（）左右，堆內(nèi)壓力（），如大亞灣。A：高壓；290；330；15.5MPaQ：（）是分隔冷卻劑回路和二回路的關(guān)鍵設(shè)備；A：蒸汽發(fā)生器Q：在已建、在建和將建的核電站中壓水堆占（）左右。壓水堆核電站最顯著的特點(diǎn)是：（）; （）;主要缺點(diǎn)是（）（）A：64%；結(jié)構(gòu)緊湊、堆芯的功率密度大；經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短；主要缺點(diǎn)之一：必須采用高壓的壓力容器（壓力容器的制作難度和制作費(fèi)用高）；主要缺點(diǎn)之二：必須

34、采用一定富集度的核燃料Q：沸水堆與（）同屬于輕水堆家族，都使用（）作慢化劑和冷卻劑、（）作燃料，燃料形態(tài)均為（），外包鋯合金包殼；堆芯內(nèi)共有約（）個燃料組件，每個組件為（）正方排列，其中含有（）是燃料元件和（）根空的中央棒（水棒）；A：壓水堆；輕水；低富集度鈾；二氧化鈾陶瓷芯塊；800；88；62；2Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站還有（）、（）（）三個不同的特點(diǎn)：A：直接循環(huán)；工作壓力可以降低；堆芯出現(xiàn)空泡。Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點(diǎn)是（）：A：輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜；功率密度比壓水堆??；Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反應(yīng)堆；重水堆燃料元件的芯塊也與壓水堆類

35、似，是（），這種芯塊也是放在密封的外徑約為（）mm長約（）mm的鋯合金包殼管內(nèi)構(gòu)成棒狀元件；由（）到（）是數(shù)目不等的燃料元件棒組成長約（）mm、外徑（）mm左右的燃料棒束組件；A：慢化劑；燒結(jié)(shoji)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷瓷塊；十幾；500；19；43；500；100Q：重水(zhn shu)堆反應(yīng)堆堆芯是由幾百根裝燃料棒束組件的壓力管排列而成；壓力管（）放置(fngzh)，管內(nèi)有（）束燃料組件，構(gòu)成水平方向尺度達(dá)（）m的活性區(qū)；A：水平；12；6Q：重水堆核電站的特點(diǎn)是（）A：中子經(jīng)濟(jì)性好可以采用天然鈾作為核燃料；比輕水堆更節(jié)約天然鈾；可以不停堆更換核燃料；重水堆的功率密度低；輕水堆

36、失水事故的后果可能比重水堆嚴(yán)重Q：高溫氣冷堆用（）作為冷卻劑的反應(yīng)堆；其特點(diǎn)：不會發(fā)生（）；但氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時消耗的功率大；為了提高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要（）；A：氣體；相變；加壓Q：快中子堆是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量為（）以上的快中子引起的反應(yīng)堆；一般采用（），將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為（）mm的不銹鋼包殼內(nèi)，構(gòu)成燃料元件細(xì)棒；A：0.1MeV；氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采用碳化鈾碳化钚混合物）；6Q：快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為（）和（）兩部分。燃料區(qū)；增殖再生區(qū)Q：快堆中的冷卻劑主要有兩種：（）或（）A：液態(tài)金

37、屬鈉；氦氣（分為鈉冷快堆和氣冷快堆）Q：核島四大部件：（）、（）、（）和（）。A：堆芯；蒸汽發(fā)生器；穩(wěn)壓器；主泵（在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)備的輔助系統(tǒng)）；Q：（）實(shí)質(zhì)上是二回路與三回路之間的熱交換器；三回路是一個（）回路；A：冷凝器；開式；Q：在冷凝器里三回路的水與二回路的水也是互不接觸的，只是通過（）傳遞熱量；A：冷凝器的管壁Q：二回路系統(tǒng)的主要功能是（）。A：將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽供汽輪機(jī)組做功(zugng)發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用；Q：保證反應(yīng)堆和一回(y hu)路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)有（）： A：化學(xué)和容積(r

38、ngj)控制系統(tǒng)、主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng)；Q：為核電站一回路系統(tǒng)在運(yùn)行和停堆時提供必要冷卻的系統(tǒng)有：（）；A：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)Q：在發(fā)生重大失水事故時保證核電站反應(yīng)堆及主廠房安全的系統(tǒng)有（）：；A：安全注射系統(tǒng)、安全殼噴灑系統(tǒng)Q：控制和處理放射性物質(zhì)，減少對自然環(huán)境放射性排放的系統(tǒng)有：（）；A：疏排水系統(tǒng)、放射性廢液處理系統(tǒng)、廢氣凈化處理系統(tǒng)、廢物處理系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、取樣分析系統(tǒng)Q：一回路其他輔助系統(tǒng)（）：；A：補(bǔ)給水系統(tǒng)、乏燃料冷卻及凈化去污清洗系統(tǒng)等Q：二回路輔助系統(tǒng)（）：。A：主蒸汽排放系統(tǒng)、蒸汽再熱及抽汽系統(tǒng)、凝結(jié)水給水系統(tǒng)、事故給水系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、潤滑油系統(tǒng)及循

39、環(huán)冷卻水系統(tǒng)等等Q：核動力廠廠址選擇的主要目的是（），同時也應(yīng)考慮（）；A：保護(hù)公眾和環(huán)境免受放射性事故釋放所引起的過量輻射影響；核動力廠正常的放射性物質(zhì)的釋放對公眾和環(huán)境的影響Q：核安全基本原則涉及（）、（）及（）原則；A：管理責(zé)任；縱深防御；若干基本技術(shù)Q：（）應(yīng)當(dāng)對核設(shè)施的安全負(fù)有全面的最終責(zé)任，不因有設(shè)計(jì)方、供貨方、合同方和監(jiān)管方的存在而減輕其責(zé)任； A：營運(yùn)單位Q：根據(jù)國際輻射防護(hù)委員會第60號報(bào)告，輻射防護(hù)基本原則主要包括以下幾點(diǎn)：（）A：輻射實(shí)踐的正當(dāng)性；輻射防護(hù)與安全的最優(yōu)化；劑量限值和劑量約束； Q：縱深防御的三個目標(biāo)（）A：補(bǔ)償或糾正設(shè)備(shbi)故障或人員差錯；維持屏障本身的有效性并防止故障傳播到全廠；在屏障本身的有效性不能完全保持時，保護(hù)從業(yè)人員、公眾和環(huán)境不致受到輻射傷害；Q：縱深防御(fngy)的兩個策略（）A：預(yù)防事故發(fā)生；在一旦事故發(fā)生時，限制其后果，并防止它向更嚴(yán)重的情況(qngkung)進(jìn)展；Q：縱深防御在核動力廠設(shè)計(jì)中的基本實(shí)施辦法（）A：預(yù)防；檢測；保護(hù)；包容；應(yīng)急Q：為了履行保證公眾健康和安全的責(zé)任，核設(shè)施營運(yùn)單位必須遵循（）和（）的要求，制定相應(yīng)的核設(shè)施質(zhì)量保證大綱，并報(bào)（）審核；A：中華