注冊核安全工程師習題

Q:核反應也能夠按入射粒子能量來分類,低能核反應：入射粒子能量在()以下；中能核反應：入射粒子能量在()反應；高能核反應：入射粒子能量在()以下；A:100MeV;100MeV～1GeV;1GeVQ:反應能Q應等于反應前后體系()之差（以能量為單位）；A:總質(zhì)量Q:對()核反應稱之為放能反應；對于Q<0稱為吸能反應；A:Q>0Q:對于吸能反應而言，()稱為核反應閾能Tth；A:能發(fā)生核反應最小入射粒子動能TaQ:為保持動量守恒，入射粒子動能除了要供給被體系吸收Q值外，還要提供()，顯然，Ta必須()才能發(fā)生吸能反應；A:反應產(chǎn)物動能;超出Q一定數(shù)值Q:要使吸能反應能發(fā)生，入射粒子在L系中動能Ta最少(),并定義為反應閾能Tth；A:等于(ma+mA)/mA×QQ:單位時間內(nèi)()應與()和Ns（單位面積內(nèi)靶核數(shù)Ns=ns）成正比，N=σINs；σ稱為截面，其物理意義為(),其量給為()，慣用單位為()，用b表示，1b=()m2=()cm2；還有毫巴（mb）和微巴（μb）；A:入射粒子與靶核發(fā)生反應數(shù)N;I（單位時間入射粒子數(shù)）;一個入射粒子入射到單位面積內(nèi)只含有一個靶核靶子上所發(fā)生反應概率；面積;巴;10-28;10-24Q:對于一定入射粒子和靶核，往往存在若干反應道，()稱為分截面，各種分截面之和稱為總截面，它與分截面關系為(),它表示產(chǎn)生各種反應()A:各反應道截面;σt=Σσi；總概率Q:核反應中各種截面均與()關于，截面隨()改變關系稱為激發(fā)函數(shù)，即σ(E)-E函數(shù)關系；與此函數(shù)對應曲線為；A:入射粒子能量;入射粒子能量;激發(fā)曲線Q:核反應產(chǎn)額為()與()之比，Y=N/I0；核反應產(chǎn)額與()、()、()等關于，對靶體，不一樣深度處()是不一樣；A:入射粒子在靶體引發(fā)核反應數(shù)；入射粒子數(shù)；反應截面；靶厚度；組成；核反應截面Q:在沒有外來粒子轟擊下，原子核自行發(fā)生裂變現(xiàn)象；自發(fā)裂變通常表示式為()，在自發(fā)裂變母核與裂變產(chǎn)物間關系為()，即()守恒；A:X(Z,A)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；A=A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子數(shù)Q:自發(fā)裂變能Qf,s，定義為()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)；A:兩個裂變產(chǎn)物動能之和,Q:由()能夠?qū)С觯篞f,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為結合能；A:能量守恒Q:自發(fā)裂變發(fā)生條件()，即()A:Qf,s大于0；兩裂變碎片結合能大于裂變核結合能；Q:裂變碎片是很不穩(wěn)定原子核，首先碎片處于()，另首先它們是()，所以自發(fā)裂變核又是一個()；A:較高激發(fā)態(tài)；遠離β穩(wěn)定線豐中子而發(fā)射中子；很強中子源Q:超钚元素一些核素如Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等()性質(zhì)，尤其以Cf252最為突出，1gCf252體積甚小于()，而每秒可發(fā)射()個中子；A:自發(fā)裂變；1cm3；2.31E12Q:當具備()某粒子a轟擊靶核A時，形成復合核發(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；裂變裂變碎片；Q:當形成復合核時，復合核通常處于()態(tài)，其()時，那么核裂變就會立刻發(fā)生；A:激發(fā)；激發(fā)能E*超出它裂變位壘高度EbQ:誘發(fā)裂變中，()是最主要也是研究最多誘發(fā)裂變；A:中子誘發(fā)裂變；Q:誘發(fā)裂變通常表示式為()A:n+X(Z,A)→X*(Z,A+1)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；Q:通常假定靶核是靜止，中子動能為Tn；依照復合核激發(fā)能和裂變勢壘相對大小，能夠分為()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()及其()，如碎片()、()、()、()等；A:各種性質(zhì)；隨即衰變過程及產(chǎn)物；質(zhì)量；能量；釋放中子；γ射線Q:原子核裂變后產(chǎn)生兩個質(zhì)量不一樣碎片，它們受到()排斥而飛離出去，使得裂變釋放能量大部分轉化成碎片()，這兩個碎片稱為初級碎片；A:庫侖；動能Q:初級碎片是很不穩(wěn)定原子核，首先是因為碎片具備很高激發(fā)能，另首先它們是遠A:離β穩(wěn)定線豐中子核，因而能直接發(fā)射中子（通常發(fā)射()個中子）；1～3Q:發(fā)射中子后碎片激發(fā)能小于核子平均結合能（8MeV）不足以發(fā)射核子，主要以()形式退激；發(fā)射γ光子Q:在上述過程中發(fā)射中子和γ光子是在裂變后小于()短時間內(nèi)完成，稱為瞬發(fā)中子和瞬發(fā)γ光子；A:10-16sQ:發(fā)射中子后碎片稱為()A:次級碎片或稱裂變初級產(chǎn)物；Q:發(fā)射γ光子后初級產(chǎn)物仍是()，經(jīng)過數(shù)次β衰變鏈，最終轉變成()A:豐中子核；穩(wěn)定核素；Q:β衰變半衰期通常是大于()s，相對于瞬發(fā)裂變中子和γ射線，這是慢過程；A:10-2Q:在連續(xù)β衰變過程中有些核素可能具備較高激發(fā)能，其激發(fā)能超出中子結合能就有可能發(fā)射中子，這時發(fā)射中子稱為緩發(fā)中子（其產(chǎn)額占裂變中子數(shù)()左右）；A:1%Q:在二分裂情況下，碎片Y1、Y2質(zhì)量分布有兩種情況（）和（）；A:對稱裂變；非對稱裂變Q:對（）核素，質(zhì)量對稱為概率最大，稱為對稱裂變；（）核素其自發(fā)裂變和低激發(fā)能誘發(fā)裂變碎片質(zhì)量分布是非對稱，稱為非對稱裂變，隨激發(fā)能提升，非對稱裂變向?qū)ΨQ裂變過濾；A:Z≤84和Z≥100；90≤Z≤98Q:對于質(zhì)量數(shù)在228～255錒系元素，如鈾233、钚239、锎252非對稱裂變后碎片質(zhì)量都有AH約為（），而且AH、AL互補，這說明AH=140核尤其輕易形成，這是殼效應引發(fā)；A:140Q:核裂變重碎片質(zhì)量平均數(shù)在AH≈140幾乎不變，而輕碎片則隨（）而改變；A:裂變核Q:裂變中子包含（）和（）（約點總數(shù)1%）兩部分；A:瞬發(fā)中子；緩發(fā)中子Q：輻射源按其產(chǎn)生起源分為（）和（）；其中天然輻射對人類照射占總劑量（）以上；其次是醫(yī)學輻射，約占總劑量（）；A：天然輻射源；人工輻射源；90%；4%Q：現(xiàn)在廣泛應用各種放射性同位素基本上都是由（）和（）生產(chǎn)，其基本原理是由反應堆產(chǎn)生（）和由加速器產(chǎn)生（）和（）相互作用，經(jīng)過(n,f)、(p,n)、(d,n)等各種核反應行到所需要放射性同位素；A：反應堆；加速器；中子；帶電粒子；靶材料Q：放射性同位素和射線裝置在（）、（）、（）領域應用越來越廣泛。A：醫(yī)學；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用中，必須遵照（），首先確定應用（），其次在進行輻射防護時要控制放射工作人員、患者和周圍公眾照射劑量（），實現(xiàn)輻射防護（）；A：輻射防護“三標準”；正當性；盡可能低；最優(yōu)化Q：在使用密封源時，重點防護（），尤其要加強放射源（）管理，預防（）；A：外照射；安全；丟失被盜Q：使用非密封源時，要預防（）和（），要設置有效（）；A：放射性物質(zhì)潑灑造成表面污染；內(nèi)照射；放射性“三廢”處理設施Q：使用放射性裝置時，要依照不一樣類型裝置產(chǎn)生污染源采取不一樣防護方法，尤其要設置確實可靠（），預防人員誤照射；A：安全連鎖裝置Q：核燃料循環(huán)設施與核反應堆基本工作原理包含（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）基本知識；A：鈾礦勘探、開采與加工；鈾化合物轉化；濃縮（富集）鈾生產(chǎn)；核燃料元（組）件制造；乏燃料儲存、運輸與后處理；放射性廢物管理與核設施退伍；核燃料加工、處理設計核臨界安全控制Q：輻射源是能夠經(jīng)過發(fā)射（）或釋放（）而引發(fā)（）一切（）或（）；A：電離輻射；放射性物質(zhì)；輻射照射；物質(zhì)；實體Q：從輻射源起源分為（）和（）兩種；A：天然輻射源；人工輻射源Q：天然輻射源主要來自（）、（）和（）；A：宇宙射線；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貢獻較大；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為母核放射性）、錒—鈾系系（以鈾235為母核放射性）和釷系（以釷232為母核放射性）三個系一些核素；無衰變系列長壽命放射性核素Q：原生放射性核素廣泛存在于地球巖石、土壤、江河、湖海中，這些元素濃度和分布隨（）不一樣而改變，其中，（）活度濃度最高；A：巖石結構類型；花崗巖Q：土壤和巖石中所含鈾、釷、鉀等元素，以（）活度濃度最高；A：鉀40Q：人工輻射源主要有（）、（）和（）；A：核設施；核技術應用輻射源；核試驗落下灰；Q：反應堆正常運行時主要輻射源是（）和（）；A：γ輻射源；中子源；Q：鈾235每次裂變大約有（）γ能量在衰變一秒后由裂變產(chǎn)物放出，其中四分之三以上能量在（）內(nèi)放出，γ射線能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeVQ：裂變中子具備分布很寬能量，從（）一直到（），峰值位于（），平均能量約（）；反應堆（）相當大，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)物衰變時放出中子，每次裂變放出緩發(fā)中子只有（），而且能量較低；A：0.0158；Q：不論是堆內(nèi)輻射場還是堆外引出束，都是γ射線和中子混合場，不但（）高，（）也高，中子場往往又是（）、（）與（）混合場。A：中子注量；γ輻射劑量；快中子；共振中子；熱中子；Q：核燃料循環(huán)設施包含核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循環(huán)各個工序中，有可能受到各種射線照射，因而在輻射防護上應給予足夠重視；A：生產(chǎn)；加工；儲存；后處理設施；Q：密封源是密封在包殼里或緊密固結在覆蓋層里并呈（）放射性物質(zhì)。A：固體形態(tài)Q：密封源種類很多，按活度不確定度可分為（）、（）、（）、（）等；按用途可分為醫(yī)療用、工業(yè)攝影（探傷）用、核儀表用、射線輻照用、放射性測井用、放射性測量及儀表刻度用等；A：檢驗源；工作源；參考源；標準源；Q：α放射源主要用于（）、（）和（）；慣用α放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）；等；A：煙霧報警器；靜電消除器；放射性避雷器等離子發(fā)生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238UQ：慣用α放射源活度通常較低，通常在（）BqA：104～3.7×109Q：α粒子能量通常低于（），在空氣中射程小于（），沒有外照射危險；絕大多數(shù)α核素屬于（）；使用時要尤其注意保護源（）性能，預防將源丟失或被盜；沒有使用價值廢源應按要求處理，不能隨便拆開或扔掉。A：7MeV；6cm；極毒或高毒核素；密封；Q：β放射源主要用于（）和（）β，還可用作放射性測厚儀、皮膚科敷貼器和氣相色譜儀電子捕食器等；慣用β放射性核素有：（）等；β活度測量；能量響應刻度時參考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204TiQ：β射線穿透能力比一樣能量α粒子約強（），能量超出（）β粒子可穿透皮膚表層，故應考慮（）；A：100倍；70ke；Vβ外照射防護Q：β粒子穿過周圍物質(zhì)量產(chǎn)生（），其（）能力比β粒子強得多；在使用時不能無視（）防護，即使是純β發(fā)射體，也要注意降低軔致輻射影響。A：軔致輻射；穿透；γ光子Q：屏蔽β作用應選?。ǎ┮越档蛙愔螺椛?，外面再用（）屏蔽軔致輻射和其余γ光子。A：低原子序數(shù)材料（如塑料、有機玻璃、鋁板等）；高原子序數(shù)材料Q：低能光子源是利用（）或利用（）制成源統(tǒng)稱；主要用于（）等儀表；發(fā)射低能光子慣用放射性核素有（）等；A：發(fā)射低能γ射線和X射線放射性核素；β輻射體與靶物質(zhì)產(chǎn)生軔致輻射；厚度計、密度計、X射線熒光分析儀;55Fe、57Co、125I、238Pu、241Am、244CmQ：低能光子比較輕易屏幕，但要注意可能存在（）和（）；A：高能γ射線;軔致輻射影響Q：由238Pu、241Am等α放射性核素制成低能光子源，當活度較高時，不能忽略其（）和（）產(chǎn)生中子；A：自發(fā)裂變;（α，n）反應Q：低能光子（）相當顯著，使用時應考慮對（）防護；A：散射效應;散射Q：低能光子源慣用（）密封，（）不耐酸堿腐蝕，也不耐水，使用和存放時應保持干燥，預防受潮，以免變質(zhì)；A：鈹窗;鈹Q：γ放射源是使用最多放射源，廣泛用于工業(yè)、農(nóng)業(yè)、醫(yī)療和科研等各個部分；為了取得高劑量率輻射場，裝源量多數(shù)在（）范圍內(nèi)，大于（）γ輻照裝置已不少見；A：3E15～2E16Bq;3E16BqQ：活度在（）γ放射源主要用于各種儀表（如料位計、核子秤、密度計等）、工業(yè)射線攝影和人體內(nèi)腔醫(yī)療；A：E8～2E12BqQ：γ射線貫通能力很強，使用γ放射源主要預防（）；A：外照射Q：γ源在固定工作場所使用時應利用建筑物（）和（）進行屏蔽，使屏蔽墻外人員所受照射低于要求劑量限值；設置（）、（）等；源使用場所若經(jīng)常改變暫時用欄桿、繩子或其余障礙物圍起來；活度小于（）γ源，通?？衫脮r間防護和距離防護，對工作場所外影響很小；A：墻;門;可靠安全連鎖裝置；設置警告信號和標志；50MBqQ：利用α粒子與輕元素（如鈹）(α,n)反應或高能γ射線與鈹（或氘）(,n)反應可制成不一樣能譜中子源；慣用中子源有（）鐳等；A：—鈹中子源、镅-鈹中子源、釙-鈹中子源、钚-鈹中子源Q：利用重核自發(fā)裂變產(chǎn)生中子中子源稱為自發(fā)裂變中子源，（）最適宜，應用最多；其中子產(chǎn)額高、體積小、可制成點源，所以應用廣泛；A：252Cf中子源Q：工作場分級：按放射性核素日等效最大操作量大小分為甲（大于（））、乙（）和丙（）三個等級；A：4E9Bq;2E7～4E9;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（）。操作方式關于因子（）；A：10、1、0.1和0.01；從0.001到1000Q：X射線機產(chǎn)生X線強度正比于（）、（）和（）；A：靶物質(zhì)原子序數(shù)Z；電流強度I；電子加速電壓（管電壓）U平方Q：反應堆生產(chǎn)放射性同位素主要包含（）、（）、（）和（）A：制靶；反應堆照射；活度測量；分裝等步驟；Q：靶子經(jīng)反應堆中子照射后，產(chǎn)生放射性同位素活度與（）、（）、（）、（）、（）及（）等關于；A：輻照處中子注量率；輻照時間；靶核中子反應截面；靶量；豐度；生成核素半衰期Q：在國際上已確定為臨床應用放射性同位素中，加速器生產(chǎn)有（）多個，反應堆生產(chǎn)有（）種A：40；25Q：加速器生產(chǎn)放射性同位素產(chǎn)額決定于（）等；A：加速器加速粒子能量和整流強度、靶材靶量和豐度、生成核素核反應截面、打靶時間和生成核素半衰期Q：核燃料循環(huán)包含（）、（）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；核反應堆；后段Q：按照對乏燃料管理策略不一樣，燃料循環(huán)基本上有兩在模式，也稱兩大技術路線，及（）和（）。A：后處理模式；“一次經(jīng)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：鈾在地殼存在形式通常以（）形式存在（如瀝青鈾礦）；或以（）（如釷、鋯、稀土礦物）結晶格架中；A：鈾礦物；類質(zhì)同象形式進入其余非鈾礦物Q：釷在地殼中平均含量為（），其總量約為（）噸；A：1.2E-5；1.3E10～1.8E10Q：現(xiàn)在核燃料原料勘探、開發(fā)和應用主要是（）資源開發(fā)；鈾礦Q：鈾釷礦特點有：（）、（）、（）、（）。A：能夠是單獨也能夠是共生；具備放射性；射氣現(xiàn)象；具備重金屬性質(zhì)Q：鈾、釷礦物及伴生放射性礦開采特點以下：因為具備放射性，在開采過程中應制訂（）；分為（）和（）；必須具備完整六大系統(tǒng)：（）；開采流程：（）。A：較為嚴密輻射防護方法；露天開采；地下開采；通風系統(tǒng)、提升運輸系統(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)；另外還有輻射防護體系和應搶救險保障體系等；輻射取樣編錄、γ測量、采礦設計、鑿巖爆破、礦石檢驗、放射性分選、運輸和三廢處理；Q：鈾礦加工采取有（）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（）、（）、（）和（）組成；核燃料特點是（），一座1000MW級壓水堆核電機組每年需要補充新燃料約（）噸低濃鈾；A：上下管座；格架；控制棒導向管；燃料元件棒；能量高度集中；24Q：通常燃料組件在反應堆內(nèi)使用（）年時間；A：3～5Q：核燃料組件制造工藝（從低濃UF6開始到燃料組件成品，主要有以下工序）：（）A：化工轉化—制備可燒結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：乏燃料組成是（）、（）和（）；A：原有組成；裂變產(chǎn)物；錒系產(chǎn)物Q：后處理意義是（）。A：充分利用核燃料資源；后處理對核廢物長久安全管理也極為主要。Q：依據(jù)后處理工藝是否包括水介質(zhì)可分為（）和（）兩類；A：水法；干法Q：廢物最小化是把放射性廢物量和活度降低到（）水平；包含從核設施設計到退伍各個階段，降低廢物產(chǎn)生，進行再利用和再循環(huán)，對一次廢物和二次廢物做適當處理等各種方法；A：合理達成盡可能低；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；α廢物Q：放射性廢物經(jīng)（）、（）和（）后以兩種方式進入終態(tài)：一是（）；另外是（）。A：預處理；處理；整備；大致積廢氣和廢液凈化后向大氣或水體排放；濃集在小體積中放射性核素Q：核設施退伍策略分為（）三種形式；A：立刻拆除、延緩拆除和就地埋葬Q：放射性廢物是一個（）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照（）管理要求外，還要遵照（）管理要求，執(zhí)行（）；A：通常有毒有害物質(zhì)；電離輻射源；輻射防護三標準Q：放射性廢物管理以（）方式實施全過程管理，實現(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：核臨界控制伎倆有（）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施容量，可采取（）儲存方法：A：乏燃料密集化Q：應確保乏燃料儲存在正常和可信異常條件下都處于（）狀態(tài)。臨界分析時應考慮雙偶然事件標準以及會使儲存陣列反應性達成（）參數(shù)和條件；A：次臨界；最大Q：通常乏燃料儲存陣列Keff操作限值取（）；有時也可限定為（）；但此時各種不確定度、偏差、毒物和應付意外事件裕量都要（）；A：0.90；0.95；降低Q：乏燃料后處理廠核臨界安全控制通常應符合（）標準，應盡可能采取幾何控制；對于不能采取幾何控制大型設備則應采?。ǎ籄：雙重偶然；可溶性或固定中子毒物控制Q：核反應堆是一個綜合技術裝置，用來實現(xiàn)重元素（）反應；A：可控自持鏈式Q：核反應堆由（）堆等組成；A：芯、冷卻劑系統(tǒng)、慢化劑系統(tǒng)、控制與保護系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、輻射監(jiān)測系統(tǒng)Q：核反應堆系統(tǒng)內(nèi)中子消失率為（）加上（）；A：系統(tǒng)內(nèi)中子吸收率；系統(tǒng)內(nèi)中子泄漏率Q：K=1，鏈式反應過程處于（）；若K<1，反應堆狀態(tài)稱為（）；若K>1，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（）關于，同時也與（）關于；A：堆芯系統(tǒng)材料成份和結構（如易裂變核素富集度、燃料—慢化劑百分比等）；堆尺寸和形狀Q：一個鈾235核裂變能夠釋放出（）能量，相當（）J。所以1MW功率相當于每秒鐘有（）個鈾235核裂變，每日有（）個鈾235裂變。相當于（）g鈾235，這就是說反應堆每發(fā)出1MWd能量需要（）g鈾235裂變。A：200MeV；3.2E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05Q：考慮到在裂變同時必要有一部分鈾235因為發(fā)生(n,γ)反應而浪費掉（對鈾235其σf=583靶，σr=101靶）所以發(fā)出1MWd能量實際上需要消防鈾235為1.05g（σf+σr）/σf≈（）gA：1.23Q：有兩個原因影響著核燃料燃耗濃度：（），在元件尚剩不少鈾235（心臟運行中生成钚239）時就不得不換料：A：第一伴隨可裂變核消耗反應堆有效增殖系數(shù)K有效會不停下降，當降到1以下時，堆就不能達成臨界了，當然也不能再燃燒了；第二，反應堆運行時燃料元件處于高溫、高壓、強中子車照條件下，元件包殼會受到一定操作。為預防包殼破損造成放射性進入冷卻劑，燃料元件在堆中放置時間是受到嚴格控制。Q：核燃料燃燒充分程度常采?。ǎ┻@一物理量來衡量。A：燃耗深度Q：為了描述各類反應堆在核燃料轉換方面能力，引入一個稱為轉化比量，大多數(shù)當代輕水堆轉化比約為（），高溫氣冷堆具備較高轉化比，為（），所以有時被稱為（）。A：0.6；0.8；先進轉化堆Q：以钚239作為燃料快中子反應堆具備非常優(yōu)良有增殖性能，其增殖比能夠達成（），主要堆型是采?。ǎ┳鳛槔鋮s劑（）。A：1.2；液態(tài)金屬鈉；鈉冷快堆Q：對于同等體積堆、（）形中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大；A：球；圓柱；長方體堆Q：依照最好體積和加工制造方面原因，反應堆實際上采取球形不多，多數(shù)是采取圓柱形。Q：圓柱形均勻堆熱中子注量率分布：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)體積釋熱率空間分布是隨（）而改變，在對堆芯做較詳細分析時，堆芯體積釋熱率分布或者中子注量率分布隨壽期改變應由反應堆物理計算得到。A：燃料壽期；Q：裂變核反應率密度強弱取決于（）A：堆內(nèi)中子注量率水平；Q：中子注量率分布展平方法（）堆芯徑向分區(qū)裝載；合理布置控制棒；引入合理公布可燃毒物Q：以發(fā)電為目標核能動力領域，世界上應用比較普遍或具備良好發(fā)展前景主要有（）五種堆型。A：壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）Q：核反應堆基本特征有（）以及該種堆型主要特點等。A：燃料形態(tài)、燃料富集度、中子能譜、慢化劑、冷卻劑、燃料組件設計、堆芯設計、熱力循環(huán)回路Q：壓水堆核電站采取以（）作核燃料，燃料芯塊中鈾235富集度約（）；核燃料是高溫燒結（）芯塊，將其封裝在細長鋯合金包殼管中組成燃料元件，這些燃料元件以矩形點陣排列為燃料組件，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；20；3Q：壓水堆冷卻劑是（），其不但作為中子慢化劑同時也用作冷卻劑；輕水（價格廉價且有優(yōu)良熱傳輸性能）Q：壓水堆是一個使冷卻劑處于（）狀態(tài)輕水堆，壓水堆冷卻劑入口水溫通常在（）℃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關鍵設備；A：蒸汽發(fā)生器Q：在已建、在建和將建核電站中壓水堆占（）左右。壓水堆核電站最顯著特點是：（）;（）;主要缺點是（）（）A：64%；結構緊湊、堆芯功率密度大；經(jīng)濟上基建費用低、建設周期短；主要缺點之一：必須采取高壓壓力容器（壓力容器制作難度和制作費用高）；主要缺點之二：必須采取一定富集度核燃料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；8×8；62；2Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站還有（）、（）（）三個不一樣特點：A：直接循環(huán)；工作壓力能夠降低；堆芯出現(xiàn)空泡。Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站主要缺點是（）：A：輻射防護和廢物處理較復雜；功率密度比壓水堆??；Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）反應堆；重水堆燃料元件芯塊也與壓水堆類似，是（），這種芯塊也是放在密封外徑約為（）mm長約（）mm鋯合金包殼管內(nèi)組成棒狀元件；由（）到（）是數(shù)目不等燃料元件棒組成長約（）mm、外徑（）mm左右燃料棒束組件；A：慢化劑；燒結二氧化鈾短圓柱形陶瓷瓷塊；十幾；500；19；43；500；100Q：重水堆反應堆堆芯是由幾百根裝燃料棒束組件壓力管排列而成；壓力管（）放置，管內(nèi)有（）束燃料組件，組成水平方向尺度達（）m活性區(qū)；A：水平；12；6Q：重水堆核電站特點是（）A：中子經(jīng)濟性好能夠采取天然鈾作為核燃料；比輕水堆更節(jié)約天然鈾；能夠不停堆更換核燃料；重水堆功率密度低；輕水堆失水事故后果可能比重水堆嚴重Q：高溫氣冷堆用（）作為冷卻劑反應堆；其特點：不會發(fā)生（）；但氣體密度低，導熱能力差，循環(huán)時消耗功率大；為了提升氣體密度及導熱能力，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主要由平均能量為（）以上快中子引發(fā)反應堆；通常采?。ǎ瑢⒍趸櫯c二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為（）mm不銹鋼包殼內(nèi)，組成燃料元件細棒；A：0.1MeV；氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采取碳化鈾—碳化钚混合物）；6Q：快堆堆芯與通常熱中子堆堆芯不一樣，它分為（）和（）兩部分。燃料區(qū)；增殖再生區(qū)Q：快堆中冷卻劑主要有兩種：（）或（）A：液態(tài)金屬鈉；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（在核島中系統(tǒng)設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)正常運行和確保反應堆安全而設備輔助系統(tǒng)）；Q：（）實質(zhì)上是二回路與三回路之間熱交換器；三回路是一個（）回路；A：冷凝器；開式；Q：在冷凝器里三回路水與二回路水也是互不接觸，只是經(jīng)過（）傳遞熱量；A：冷凝器管壁Q：二回路系統(tǒng)主要功效是（）。A：將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生飽和蒸汽供汽輪機組做功發(fā)電和供電站其余輔助設備使用；Q：確保反應堆和一回路系統(tǒng)正常運行系統(tǒng)有（）：A：化學和容積控制系統(tǒng)、主循環(huán)泵軸密封水系統(tǒng)；Q：為核電站一回路系統(tǒng)在運行和停堆時提供必要冷卻系統(tǒng)有：（）；A：設備冷卻水系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)Q：在發(fā)生重大失水事故時確保核電站反應堆及主廠房安全系統(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)，降低對自然環(huán)境放射性排放系統(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：一回路其余輔助系統(tǒng)（）：；A：補給水系統(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)及循環(huán)冷卻水系統(tǒng)等等Q：核動力廠廠址選擇主要目標是（），同時也應考慮（）；A：保護公眾和環(huán)境免受放射性事故釋放所引發(fā)過量輻射影響；核動力廠正常放射性物質(zhì)釋放對公眾和環(huán)境影響Q：核安全基本標準包括（）、（）及（）標準；A：管理責任；縱深防御；若干基本技術Q：（）應該對核設施安全負有全方面最終責任，不因有設計方、供貨方、協(xié)議方和監(jiān)管方存在而減輕其責任；A：營運單位Q：依照國際輻射防護委員會第60號匯報，輻射防護基本標準主要包含以下幾點：（）A：輻射實踐正當性；輻射防護與安全最優(yōu)化；劑量限值和劑量約束；Q：縱深防御三個目標（）A：賠償或糾正設備故障或人員差錯；維持屏障本身有效性并預防故障傳輸?shù)饺珡S；在屏障本