注册核安全工程师考试综合知识预测试题(1)

()公约对IAEA各成员国规定了具体义务。IAEA的安全标准是评价IAEA各成员国遵守这些公约情况的有用工具。

原子由原子核和核外电子组成，其中()。

()属于常规放疗射线。

以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组成属于中度辐射敏感性的有()。

模块式高温气冷堆由()组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。

西安脉冲堆配置的实验辐照装置种类较多，其中有()，这些实验辐照装置可供开展各种核技术利用和多种科学实验研究。

欧洲压水堆(EPR)与标准900MWe核动力厂的安注系统有()差别。

在中国同位素与辐射行业协会完成的《同辐技术产业化发展与对策研究报告》中，建议把()领域作为同位素产业化发展的重点，从根本上提高我国核技术利用产业的技术水平、产业规模和竞争能力，为国家经济和社会发展作出更大贡献，进而有助于推动世界社会经济的发展和人类生活质量的改善。

人体受到照射的辐射源有两类，即天然辐射源和人工辐射源。属于天然辐射源的有()。

与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的特点有()。

辐射防护剂量限值一般可分为()。

火焰炉UF4氟化反应器特点()。

蒸汽发生器传热管降质类型有()。

反应堆功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号，()以调节反应堆轴向功率分布。

下列关于压水堆内流动组织说法正确的有()。

核反应堆停堆触发系统的高能管道破裂保护用以在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时()。

下列关于GM计数管型剂量仪说法正确的有()。

四氯化碳还原法还原UF6与氢还原法相比，其缺点是()。

2008年7月，IAEA在对早期ASCOT指南实践的基础上，正式颁发了SCART指南(ss-16)，系统地提出了安全文化评价的()。

反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。密封泵的优点是()。

组织推进核安全文化建设的良好实践包括自我评价，自我评价应由组织决策层主导，其主要方法是()。

重水堆按其结构形式可以分为压力管式和压力壳式两类。下列关于压力壳式重水堆说法正确的有()。

我国已批准对()等农副产品进行辐照保鲜、贮存食用。

利用放射性同位素()等制作的放射性静电消除器，具有结构简单、安装容易、使用方便和不用电等优点，广泛用于纺织、印刷、造纸、塑料、电子感光胶片等行业，还可清除唱片、幻灯片、照相底片、摄影镜头等上的灰尘。

欧洲压水堆(EPR)系统设计遵循()原则。

AP1000非能动堆芯余热排出系统(PRHR)主要设备包括一套100%容量非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)和相连的管道、阀门。下列关于PRHRHX说法正确的有()。

乏燃料后处理工厂的总去污系数具体数值取决于()。

为防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施有()。

核燃料组件制造从低浓六氟化铀开始到生产出燃料组件成品，主要的工序包括()。

天然辐射源主要来自()。

AP1000核动力厂非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统，例如()以及有关抗震厂房来放置这些部件。

为达到国家核产品标准要求，必须将铀化学浓缩物或八氧化三铀进行()，使铀氧化物进一步提纯。

生产厂家将放射性标记物、标记抗原、抗体、稀释液、分离剂组装成试剂盒，通常称放免分析试剂盒或放免药盒。每个药盒中125I的活度为()Bq量级。

快堆可用的燃料形式有()。

压水堆核电厂的功率调节可以有各种调节方案，其调节特性有：()。

AP1000氢气复合子系统有()个非能动氢气自动催化复合器。

磷使钢材在低温时韧性降低并容易产生脆性破坏，称为“冷脆”现象，高温时也使钢的()变差。

原子的大小是由()来表征的。

辐射育种使用x射线和γ射线辐照时，一般使用的剂量范围为()。

目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯。圆柱形均匀裸堆的热中子通量分布在高度方向上为()分布，半径方向上为()分布。

与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，而且发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。一台加速器的平均功率输出最高可达l50kW，相当于()的60Co源。

模块式高温气冷堆采取纵深防御的安全原则，设置了阻止放射性外泄的()道屏障。

甲级非密封源工作场所日等效最大操作量()Bq。

快堆二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成()芯块，装入到直径约为()的()包壳内，构成燃料元件细棒。

压水堆核电厂功率调节系统的控制棒驱动回路根据()装置的输出信号，触发控制棒传动机构。

AP1000非能动安全注入系统由()个堆芯补水箱、()个安注箱、()只内置换料水箱以及相连的阀门和管道组成。

核反应()学，是研究在能量、动量等守恒的前提下，核反应能否发生或发生核反应的条件。

AP1000的反应堆冷却剂泵为()。

压水堆核电厂硼注箱位于高压安注泵()，高压安注水经硼注箱进入一回路()。

INSAG-4《安全文化》中将组织分为()个层次。

国内外核技术利用的研究与开发早在19世纪末就开始了，但核技术利用真正形成规模则起步于20世纪()年代。

钢材中含氧，会增加钢的()。

沸水堆的MarkI和MarkII安全壳主要由干阱和湿阱(抑压水池)组成，称为()安全壳。

现代轻水堆的乏燃料在停堆的瞬间(约一秒钟后)，其比活度高达()Bq/kgU。

在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，其中有()个功率量程通道。

AP1000的压力容器设计参数为()MPa和()。

反应堆自动脉冲试验系统可被认为是()的一种形式。

用于抵消寿期初大量的剩余反应性的控制棒是()。

按裂变反应的中子能量可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆。其中堆内有慢化剂的是()。

重水堆的冷却剂是()。

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：对于()型轻水堆，从技术上看只需简单的厂外应急汁划。

中国高通量工程试验反应堆(HFETR)每盒燃料元件由8层同心套管构成，最外层与最内层套管是连接构件，不含燃料，并起()作用。

1942年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的()内，首次实现了原子核链式反应，开创人类利用核能新纪元。

中国先进研究堆CARR正常运行时，冷却剂通过()，进入堆芯容器冷却堆芯，再流入()，经主回路系统返回。

随着()的成熟，它已经是快堆最成熟的燃料。

对流换热的基本计算式为牛顿冷却公式q=hF(Tw—Tb)，h为对流换热系数，单位()。

压水堆核电厂硼注箱使用容积约为()m3。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)燃料元件总数/堆为()个。

从l975年起在法国境内合资建造的“超凤凰”快堆核电厂，冷却剂压力<()MPa。

核子湿度密度仪可测量()的密度和含水量或湿度密度。

中国先进研究堆CARR为()冷却慢化、()反射层的()反应堆。

压力管卧式重水堆(CANDU堆)反应堆的堆芯由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。压力管水平放置，每个压力管内有()个燃料棒束组件，构成水平方向尺度达()的活性区。

为了保护人类和环境免予辐射危险，并确保有辐射危险的设施和活动的安全，()为提出具体要求和应采取措施提供了基础。

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三个区域。中能区的能量区间为()。

没有明确的政府授权，()对设施或活动负有责任的人员或组织对安全的责任。

燃料组件的()的位置度公差有严格要求，目前我国由精密程控加工中心来完成。

压水堆蒸汽发生器的汽水分离器由()级组成。

随着反应堆的启动运行，由于从冷态变到热态过程中的温度变化、核燃料的燃耗、裂变产物积累等引起了反应性下降，需要采用()的方法来调整反应性。

稳压器是对一回路冷却剂系统压力进行控制和()保护的重要设备。

装运UF6的容器是特制的钢瓶。由于受临界质量的限制，富集度超过()%的产品，一般仅用内径()mm的钢瓶。

医用电子直线加速器的能量在()MeV以下。

对实践的主要要求是()。

核燃料组件寿期终了时包壳的最大腐蚀深度应低于壁厚的()%。

γ射线远距治疗机使用最普遍的是60Co放射源,因为其()。

反应堆功率控制系统在额定功率的()%以下，可采用手动控制。

()是指有一定把握预期不会受到但可能会因辐射源的事故或某种具有偶然性质的事件或事件序列(包括设备故障和操作错误)所引起的照射。

宏观截面的量纲是()。

钍系从Th232开始，经过连续()次衰变，最后到达稳定核素()。

对许多核素，考察其反应截面随入射中子能量变化的特性，当中子能量在()区间时，许多重元素的核的截面出现共振峰。

锕-铀系从()开始，经过连续衰变，最后到达稳定核素。