全国注册核安全工程师考试综合知识真题解答Word文件下载.docx
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A、1/38、屮C、？
/2D、八反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为心W儿热皆段/、冷管段C、波动管段久直皆段
蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的
（儿可靠性比较低。
66
A、B、，/2C、t/sD、”4
0.在目前运行的大型压水堆孩电厂中主要采用（W）作为主循环泵。
〃
不轴密封/、全密封久半密封么不密封仏第三代高温气冷堆中的慢化剂U）c八仃墨艮氮气次二氧化碳D、金属钠”、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（昇）弘以上的快中心引起的反应堆，57
彳、0・/8、/C、0・$D、0.2
72、在核动力厂的设il•上做到至少（夕）小时内•不需要操作员T预。
W
小研究堆是指主要用来作为（X）的核反应堆。
久中子源8、电子源久质子源久核子源“、反应堆功率控制是由U）系统来实现的。
“2儿反应堆功率控制功率调*•久他系统久蒸汽发生器水位涮卩系统臥所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。
久国务院核安全监管部门3、设计部门久核行业主管部门久营运单位76、对安全的责任主要由（）承担0久许可证持有者艮设计部门久政府部门久营运单位
久当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引屈断裂的最大（），叫做疲劳强度。
久塑性艮应力次抗压久断裂18、在所有铀氧化物中，3）是最稳世的。
久二氧化铀3、八氧化三铀久四氛化铀夕、六氟化铀仏四氛化铀是制备六氛化铀和（彳）的原材料。
W久金属釉/、二氧化铀久八氧化三铀久合金铀20、非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量分为9级。
久一8、二C、三久四21、电子加速器的能量大于3）弘会产生中子，在辐射屏蔽设讣时，要考虑中子的影响。
230
A\10真“S\2何忧C、6M"
D、8Ms
22、在天然辐射源中，（/）的短寿命子体最为重要，由它们造成的有效剂量与额外所有内照射辐射源贡献的％%Q232
久8、皿C、%D、*
23、天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为W）人炉
”、a射线、P射线、Y射线引起的辐射危害程度来说，外照射⑻购/、a>
B>
YSXa邙vy久a<
丫邙久p<
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2S、电离和激发主要是通过对（X）的作用使细胞受到损伤，导致各种健康危害•
久彩分子氏细胞核次器官久组织
ft.加
26、在辐射防护通常遇到的剂量范用内，是一种随机性效应，表现为受照者后代的身体缺陷。
久遗传效应J躯体效应次白血病久癌症27、不带电粒子在某一体枳元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和，为（iJ）。
27S久比释动能3、转移能久内能久热能28、物质的质量乘比热，是该物质升高一度吸收的热量，称为3）久热容次比热容久吸热能力久热容量决、钠冷快堆中，在室温下钠的状态（彳）。
久固态次液态次气态D.金属态转、非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量分为“）个等级。
227
37、白血病是（Q）效应2%
32、对气体扩散厂来说,
由于空气中的水分与六氟化铀作用后形成（人会堵塞或破坏分离膜。
化学物D.爆炸物
力、核燃料在反应堆内发生各种核反应后，除了仍剩有新燃料中原有元素外，还有钢系产物和CX）2"
久裂变产物混合产物久稳泄核素久铀”、反应堆中主要用（“）反应生产同位素，所生成的同位素与靶材料一般是3〉元素。
久相同艮不同次新夕、目标如世界人口受到的人工辐射源中.（刃居于首位。
26?
久核动力生产B、核实验次医疗IX核能循环
久辐射权重因子次有效剂量次次级限制久辐射剂量37、卅呻《安全文化》指出除了人们往往称为“上帝的旨意"
外•核电厂发生的问题主要因为S）Q323久人的原因3、设备原因次管理原因久设计原因38、反应堆生成的放対性同位素是同一S）24T"
元素Z?
同位素Q核素Q粒子m原子核裂变后产生两个质量不同的碎片•收到"
）分离飞开＞^7/库仑斥力/引力0撞击力"
«
、中子通量分布的形状取决于（）hi/几何形状/功率0中子通量夕
控制棒有安全棒、调节棒和（刃P43/补偿棒刃亭堆棒0可燃毒物加J溶毒物42、研究堆主要生产（刃S6/质子/中子0电子夕粒子刃、吸收中子最弱的是"
）S7
彳重水3石墨/轻水夕液钠你压水堆燃料元件惮簧所在空间有“）〃压力的氨气。
Q
沖fS2C5lH
“、目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（彳）作为主循环泵0/轴封泵/全密封泵^?
高压泵〃上充泵
考了一个注入硼酸溶液的单选7$页上部题目不记得47、世界上第一座具有非能动安全的模块式球床高温气冷堆功率是S够。
Q2
伽S4（fC6&
D3&
彩、非能动系统设计成满足（）准则，并且采用概率风险评价来保证他们的可靠性0"
彳单一故障/故障安全0多样性〃独立性40、无保护事故率•（）X保护系统非安全故障平均概率。
说
/事故率/事故发生率0事故发生起数0事故平均概率50、金属结构材料发挥作用的主要是（）7处/力学性能/物理性能0化学性能zP工艺性能“、屈服强度是指在外力作用下开始产生明显（）的最小应力。
W/塑性变形Z?
断裂0弹性变形夕永久变形
S2、（）将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽％6/蒸汽发生器3冷却剂/反应堆夕主泵
S3.殆是制备加F和（）的原料。
咖
"
二氧化铀/金属铀/氟气夕黄饼
S4、气体离心法单机浓缩系数与气体扩散法浓缩系数相差（刃个数量级。
20S
SS、（）在加速器开机时产生，停机后消失。
273/瞬发辐射/缓发辐射C尸辐射夕才射线
S6、在年有效剂量中，（）占全部天然本底照射水平的初％。
250
57.潜在照射是指有一泄把握预期不会受到但有可能会因（）的事件或事件序列所引起的照
射0266"
辐射源事故3基本事件0设计工况事件夕破口事故必、人类受到辐射照射后出现的健康危害来源于各种射线通过（）引起组织细胞中原子变化。
267
/电离作用Z?
激发作用/〃
不同类型辐射对机体产生的生物效应不同，主要取决于（）和穿透能力。
购彳电离密度Z?
激发作用0射线作用D60.吸收剂量是单位质量受照物质中所吸收的276/总辐射能戻平均辐射能量/当量剂量夕结合能
多选
八天然存在的放射系（九約0
ft.血
彳、8、亦C、仆2D、zE、s2.P放射源是指可以发射电子的同位素放射源。
它包括发射（）。
m
久B•粒子Z?
、卄衰粒子0俄歇电子子久内转换电子仁反微中子八丫射线通过物质时主要有（）。
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5久光电效应3、康普顿效应久光电效应久电子对效应仁核反应
A反应堆在运行过程中，反应性将不断变化，尖主要原因（）。
刃
久燃料和重同位素成分的变化3、造成“中毒”和“结渣”效应C、温度效应D、空洞
效应E、气泡效应
$、轻水作为慢化剂的反应堆有一些局限性，如/人S7久必须使用低富集度的铀3、必须采用提高堆芯的压力次必须使用高富集度的铀决温度高仁湿度大
6、压水堆核电厂核岛主要组成设备C）67
久汽轮机Z?
、反应堆本体次蒸汽发生器久稳压器仁主泵7、控制棒是由中子吸收截面较大的材料制成，如（）。
A、镉B、硼C、锢D、鈴E、银
8、堆内构件的功能（）。
曲久支承和固定燃料组件、承受堆芯重量3、确保控制捧的对中和导向次引导冷却剂流入和流出燃料组件久为压力容器提供热屏蔽仁为堆芯内仪表提供导向和支承
X压水堆核电厂中的蒸汽发生器主要有O。
“久立式“型卧式次立式宜流久带预热器仁螺旋管式
70、廿MV采用低泄漏装料方案的优点有（）。
久换料程序简单3、减少换料时间次降低对压力容器的辐照D、减少中子泄漏仁延迟换料周期讥核安全7级设备主要包括反应堆压力容器边界的所有设备，主要有（）久压力容器3、稳压器久蒸汽发生器夕余热排出系统的主要部件仁安全壳厂房72、核燃料循环是指核燃料的（）的全过程。
倣久提取次加工次运输久贮存仁使用”、化学采矿与常规采矿相比的缺点⑹久投资孩经营费用大劳动强度大久生产劳动环境差久只适用于具有一泄地质、水文地质条件的矿床仁对地下水环境存在污染“、与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点I、20$久比能耗低3、单机浓缩系数大久技术发展潜力大决离心机造价低仁运行寿命长7S、极毒物（）
才、2?
0Pe8、226観C、2加久40/C匕、^3?
CS
76、医疗照射的患者是指（）的久因自身医疗诊断所受照射的人艮知情自愿帮助虑者受到照射的自愿者次生物医学研究计划中的志愿者所受的照射久施行诊断人员所受的照射仁照顾虑者的家人所受的照射久高度敏感（）魏久淋巴组织卄骼次胸腺D、胃肠上皮仁柠惱18、影响辐射照射的物理因素包括267
久辐射类型辐射能量次吸收剂量久剂量率生物敏感度佟最常用的参考水平有（九加久记录水平3、行动水平次调査水平久干预水平4测量水平20、按放射源的几何形状可分为I、223久点源艮线源次平面源久圆柱源仁中子源2!
、内防护的一般方法（）羽久包容次隔离次屏蔽〃、净化仁稀释22、根据御的定义，“安全"
系指保护人类和环境免于辐射危险，以及确保引起辐射危险的设施和活动的安全，这里所使用的“安全”包括（）3?
2
A、核装置安全iJ、辐射安全么放射性废物管理的安全久放射性物质运输的安全仁火灾
2）、对决策者的核安全文化要求（）326久公布核安全政策/、建立管理体系久提供人力物力资源久不断自我完善£
明确责任分
、凡能改变反应堆有效倍增丙子的任何装置、机构和过程均可作为控制反应性的手段（）
P42
久改变堆内中子吸收改变中子慢化能力次改变中子泄漏次向堆内加入或提出控制毒物仁改变堆芯几何形状25、放射性核素毒性分为（）228久无毒次低毒次中毒久高毒仁极毒
气冷堆选择氨气的优点够
彳不卜J任何物质反应Z?
仃兀他位置柑容性好Q热效率岛Q中Y吸收截而小£
保证元件不破损27、四氛化铀的干法与湿法生产的比较，英缺点（）W久流程的适应性差，对原料要求严格/、生产中无水〃的过剩量较大次设备磨损和腐蚀会带来杂质久工艺过程复杂仁工厂的基建、运行、维修费用高28、中子发生器加速离子的能量不高，通常只能利用（）反应获得单能中子。
237/f、8、T（cj4fhC、（/尸）D、（仁）E、亿0少、中子与物质根互作用包括（）/%"
电离/激发0惮性散射少非惮性散射倂亥反应30.反应堆燃料温度效应包括（）4Z〃共振吸收增加3影响中子截面大小/慢化能力降低"
影响反应堆几何尺寸储度下降力、考了安全壳喷淋系统辅助功能07S页下部
32、快堆可以用的燃料形式有（）g/金属合金物氧化物/碳化物〃氮化物顷［化物33、核反应堆停堆触发系统组成部分（）W彳启动保护/核功率保护0堆芯保护夕冷却剂压力保护J蒸汽发生器保护"
、民用核安全设备在（）活动中必须采用成熟且经过验证的技术或工艺0Q
/设计3制造C安装Q焊接Q无损检验
彳反应堆压力容器/反应堆冷却剂泵Q稳压器夕主管道余热排出系统部件
%、压力容器材料要求有较高的Us彳机械性能/抗辐照性能热稳;
^性D£
后处理目的和任务有（〉2"
/回收和净化乏燃料中残剩的易裂变材料Z?
回收和净化乏燃料中新产生的易裂变材料0回收和净化未发生孩反应的可转换材料"
提取有用的放射性同位素e38、屏蔽设讣包括（）2Q2"
源项特性汁算屏蔽结构和材料的选择0泄漏和散射问题处理D£
”、（）为对輻射危险进行防护，保护人类环境，奠世了坚实基础。
372才国际公约和伽安全标准3工业标准和技术要求e安全责任〃安全目的C40、钠冷快堆的优点W"
吸收截而小3导热性好Q常温卜•为同态〃化学性质活泼廊点岛
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