注册核安全工程师考试综合知识模拟试题(1)

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管理者的巡视，一般的组织管理者巡视的主要任务是()。

散射可以分为弹性散射和非弹性散射。下列关于非弹性散射描述正确的有()。

中国先进研究堆CARR的U3Si2-Al弥散体燃料芯块具有()特点。

IAEA的安全标准系列适用于为和平目的运行设施和进行活动，“设施”包括其规模需要考虑()的生产、加工、使用、处理、贮存或处置放射性物质(或安装有辐射发生器)的任何其他场所。

选取反应堆压力容器的材料时需要考虑()。

职业照射是指工作人员在其工作过程中所受的所有照射，下列不属于职业照射的是()。

铀矿地下开采通风方式有压入式和抽出式通风方式，下列关于压入式通风说法正确的是()。

辐射防护中使用的宏观量中属于基本防护量是()。

可燃毒物通常所选用的材料为()。

γ射线远距治疗机主要由()组成。

著名的A=140重碎片的衰变链，在发现β放射性的同时有()的沉淀物，对这个衰变链的研究，导致了发现核裂变的现象。

IAEA提出的核安全文化指的是一种在核能与核技术领域必须存在的健康的安全文化。遵规守制是保证核安全的最基本要求，但这不足以保证核安全。为了保证核安全，还要求员工具有()，来承担所有可影响安全的任务。

压水堆核电厂功率调节系统由()组成。

下列属于放射防护领域实践范围的有()。

在核动力厂运行中，一回路水化学因物理腐蚀、化学腐蚀而变化，下列说法正确的是()。

下列关于压水堆控制棒驱动机构的耐压壳组件说法正确的有()。

下列关于反应道描述正确的有()。

工作场所空气被放射性气溶胶污染时监测的目的是()。

辐射防护的目的是()。

下列关于正比计数器型剂量仪说法正确的有()。

研究堆辐照生产放射性核素的有利条件是()。

下列关于辐射引起的生物效应说法正确的有()。

鉴于乏燃料的特性，后处理的工业化过程具有的特点是()。

放射性核素衰变可能会发射一定能量的()。

蒸汽发生器按二回路工质在蒸汽发生器中流动方式，可分为()。

下列关于β粒子说法正确的有()。

核动力厂一回路辅助系统的主要作用是()。

沸腾传热通常是最有效的传热机理，在压水堆中它存在于()等传热设备之中。

现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的泵壳是一回路压力边界的一部分，为核1级部件。应能承受设计工况以及事故状态下的各类载荷，如()。

密封源按放射源的几何形状可分为()等。

铀矿开采方式选择的目的是在()的条件下，最大限度地将铀矿资源从地下回采出来。

目前还能存在于地球上的放射性核素都只能维系在三个处于长期平衡状态的放射系中。这三个放射系中的核素，主要是通过()衰变的。

PWR堆与CANDU堆相比较，PWR反应堆的特点是()。

AP1000对首炉堆芯，推荐采用先进的堆芯燃料装载技术。先进燃料装载技术的主要特点有()。

铀矿石破碎是采用机械撞击和挤压的方式，将矿石破碎到一定粒度范围之内，常用的机械有()。

非密封源操作方式与放射源状态修正因子的范围是()。

IAEA提出的基本安全原则原则三：对安全的领导和管理，要求必须通过有效的()来实现和保持安全。

加速器的()受中子照射会产生感生放射性。

在电子加速器上，电子与靶材料相互作用产生轫致辐射，轫致辐射又与靶材料及其他材料相互作用得到中子，习惯上将这种反应称为(γ，n)反应，中子的能谱为连续谱，其最大能量()。

由于中子发生器加速的能量有限，通常只能利用D(d，n)3He和T(d，n)4He反应获得()MeV能量的单能中子。

在压力管式重水堆(CANDU堆)中，用压力管把重水慢化剂和冷却剂分开。压力管内冷却燃料组件的高压重水，压力为()MPa，温度为()。

原地爆破浸出提铀要特别重视和加强生产工艺过程对()污染的控制。

热中子通量的增加，氙中毒会增加，但是不会无限增加，氙中毒最大也不会超过裂变造成的碘135和氙135产额的()。

缓发裂变中子的产额占裂变中子数的()左右。

在水慢化的反应堆中，快中子的慢化时间约为()s。

酸性浸出液的铀提取利用某些离子交换树脂对不同金属离子亲和力的区别，使铀与其他金属离子分离，实现铀溶液的提纯。离子交换过程，要通过()两道工序。

历史上曾用过拉德(rad)作为比释动能和吸收剂量的专用单位，1rad表示质量为1g的受照射物质吸收l00erg的辐射能。1rad=()Gy。

在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后，代中子平均寿命约为()s。

反应性控制设计的主要任务包括采取各种切实有效的控制方式，在确保安全的前提下，控制反应堆的()，以满足反应堆的长期运行的需要。

工业照相用的γ放射源因为()的γ射线能量低，容易屏蔽，所以目前用得最多。

现代轻水堆的乏燃料在停堆后，其比活度过()即衰减一个数量级。

欧洲压水堆(EPR)压力容器加大了管嘴到堆芯顶部的距离，加大了管嘴到堆芯顶部的距离，使小LOCA能够避免堆芯裸露，在大LOCA下，加大再淹没的()。

反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的接管()均选用奥氏体不锈钢锻件，相应的供货技术条件为ASMESA182。

Xe135的热中子吸收截面非常大，在E=0.0253eV处为()靶。

完好的皮肤提供了一个有效防止大部分放射性物质进入体内的天然屏障。但是()能通过完好的皮肤而被吸收。

AP1000在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时，非能动堆芯余热排出系统(PRHR)可自动投入排出堆芯的余热。该系统主要设备包括一套()%容量非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)和相连的管道、阀门。

压水堆汽动辅助给水泵是()式汽轮机。

对于公众照射，皮肤平均年当量剂量限值为()mSv。

华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆利用TRIS0包覆颗粒的燃料元件，每个燃料颗粒外包覆着两层高密度的热解碳和一层碳化硅，石墨基体内()非燃料边界区。

微观截面的量纲是()。

UF4氟化生产UF6，尾气排放前的最终处理步骤是()。

无论天然铀、富集铀还是贫化铀的六氟化物，其最终都要加工成UO2或金属铀。前者用于反应堆的燃料芯体制造;后者则先要将其转化成()，再用Ca或Mg还原成金属。

铀矿找矿按照程序分为()个阶段。

西安脉冲堆系统配备()条同位素生产线、放射性废物处理等子项工程及其配套设施。

乏燃料输适于中长距离，对沿途的影响较小，费用适中的方式是()。

()是环境中人工辐射源对全球公众产生照射的最主要原因。

氡的瞬时测量是在对氡或氡子体的放射性活度浓度或()潜能浓度进行测量。

反应堆冷却剂泵可分为两大类(1)全密封泵(2)轴封泵。轴封泵维修方便，轴密封结构的更换仅需()个小时左右。

核电厂为了提高经济性，需要提高机组的规模，在压水堆中，提高机组的规模是增加环路数，在压水堆核电厂一个机组反应堆有()个环路组成，配同样数量的蒸汽发生器。

核安全文化由()提出。

在应急照射情况时：急性照射的剂量行动水平，即器官或组织受到急性照射，在任何情况下预期都应进行干预的剂量行动水平，例如对全身(骨髓)受到急性照射，两天内预期吸收剂量()。

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，流道内的流型自下而上分别是()。

西安脉冲堆是一座()研究堆，采用铀氢锆燃料-慢化剂()状元件。

反应堆辅助给水系统处于安全壳外的部分属于()设备。

根据目前制造水平，()MW以上大容量核动力厂汽轮机机组主要发展半速机组。

防止蒸汽发生器传热管质量下降采取的措施包括管束支撑板用()，改用()管孔。

在()时，安全注入系统向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升。

对于含有放射性物质的消费品，除了()种情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品。

铀矿石中提取的铀经浓缩、提取后，得到的铀化学浓缩物重铀酸盐俗称()。

华能山东石岛湾电站(HTR—PM)堆出口温度为()。

()事故在核动力厂设备事故中居首要地位。

压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度为()。核燃料是高温烧结的()二氧化铀陶瓷燃料芯块。

()产生的辐射均可用于临床治疗。

1903年,()证实了α射线是正电荷的氦原子,β射线是电子，进而于1911年提出原子的核式模型。

《民用核安全设备监督管理条例》规定民用核安全设备行业标准，由国务院核行业主管部门发布，并报国务院标准化主管部门()。

在事故后的()小时内，AP1000非能动安全壳冷却系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。

反应堆压缩空气系统向安全级物项供气部分属于()设备。

自发裂变发生的条件：两裂片的结合能大于裂变核的结合能。仔细研究比结合能曲线可以发现，对于不是很重的核，例如A>()即可满足此条件。