【正文】 AEA安全文化評價(jià)組評價(jià)第四篇：注冊安全工程師《法律知識》習(xí)題。A:安全第一的思想； 主動精神； 有形導(dǎo)出Q：安全文化是基本的管理原則，由（）和（）這兩個(gè)主要方面組成； A:體制；個(gè)人的響應(yīng)Q：核安全的實(shí)現(xiàn)取決于兩方面的因素，一個(gè)是（），另一個(gè)是（）。A：堆芯嚴(yán)重?fù)p傷的概率分析；大量放射性向環(huán)境釋放的概率分析；產(chǎn)生重大后果（生命、健康、環(huán)境和財(cái)產(chǎn)）的概率分析。A：核設(shè)施的質(zhì)量保證總大綱；每一種工作（單位）的質(zhì)量保證（分）大綱；Q：輻射防護(hù)目標(biāo)是保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下輻射照射或由于任何計(jì)劃排放的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持（），保證減輕任何事故的放射性后果； A：低于規(guī)定限值并且合理可靠盡量低Q：1999年IAEA核安全顧問組發(fā)表的報(bào)告（INSAG12）中提出的核電廠運(yùn)行安全目標(biāo)是：堆芯熔化率：（）/堆年（對已運(yùn)行的核電廠）和（）/堆年（對將來的核電廠）；大量放射性釋放概率為：（）/堆年（對已運(yùn)行的核電廠）和（）/堆年（對將來的核電廠）A：104；105；105；106Q：2002年5月我國核安全局發(fā)表的政策聲明《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策》中提出新建核電廠的安全目標(biāo)是：堆芯熔化率：（）/堆年；大量放射性釋放概率為：（）/堆年。A：將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的飽和蒸汽供汽輪機(jī)組做功發(fā)電和供電站其他輔助設(shè)備使用；Q：保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行的系統(tǒng)有（）：A：化學(xué)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(yùn)行和停堆時(shí)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(shí)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)（）：。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)金屬鈉；氦氣（分為鈉冷快堆和氣冷快堆）Q：核島四大部件：（）、（）、（）和（）。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(gè)燃料組件，每個(gè)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(gè)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。壓水堆核電站最顯著的特點(diǎn)是：（）。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：壓水堆的冷卻劑是（），其不僅作為中子的慢化劑同時(shí)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：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(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。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：；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。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(gè)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(shí)被稱為（）。為防止包殼破損導(dǎo)致的放射性進(jìn)入冷卻劑，燃料元件在堆中放置的時(shí)間是受到嚴(yán)格控制的。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。臨界分析時(shí)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；最大Q：通常乏燃料儲存陣列的Keff操作限值?。ǎ?；有時(shí)也可限定為（）；但此時(shí)各種不確定度、偏差、毒物和應(yīng)付意外事件的裕量都要（）； A：；；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(shí)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(gè)鈾235核裂變可以釋放出（）的能量，相當(dāng)（）J。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：依據(jù)后處理工藝是否涉及水介質(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(gè)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：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、γ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（）、（）、（）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(shí)間； A：3～5Q：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（）。自然界大約有種鈾礦物；A：4E6；；238U(%)/235U(%)/234U(%)；200Q：鈾在地殼存在的形式一般以（）的形式存在（如瀝青鈾礦）；或以（）（如釷、鋯、稀土礦物）的結(jié)晶格架中；A：鈾礦物；類質(zhì)同象形式進(jìn)入其他非鈾礦物Q：釷在地殼中平均含量為（），其總量約為（）噸； A：；～Q：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Q：鈾釷礦的特點(diǎn)有：（）、（）、（）、（）。操作方式有關(guān)的因子（）；A：1；Q：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)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(shí)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(shí)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，及（）和（）。2E7～4E9。門。鈹Q：γ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(gè)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γ輻照裝置已不少見； A：3E15～2E16Bq。（α，n）反應(yīng)Q：低能光子的（）相當(dāng)顯著，使用時(shí)應(yīng)考慮對（）的防護(hù)； A：散射效應(yīng)。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γ射線。A：軔致輻射；穿透；γ光子Q：屏蔽β作用應(yīng)選用（）以減少軔致輻射，外面再用（）屏蔽軔致輻射和其他γ光子。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、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：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α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α放射源活度一般較低，一般在（）Bq A：104～109Q：α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)α核素屬于（）；使用時(shí)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：；1000秒；2MeV；Q：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(gè)（）中子源；A：eV級；18MeV；；2MeV；活性區(qū)（堆芯）；體積；Q：裂變產(chǎn)物衰變時(shí)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：；Q：不論是堆內(nèi)的輻射場還是堆外的引出束，都是γ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。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,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(gè)裂變產(chǎn)物的動能之和，22Q:由()可以導(dǎo)出：Qf,s= M(Z,A)C［M(Z1,A1)+M(Z2,A2)］C；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β穩(wěn)定線的豐中子而發(fā)射中子；很強(qiáng)的中子源Q:超钚元素的某些核素如Cm24Bk24Cf25Fm255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(gè)中子；3A:自發(fā)裂變； 1cm；Q:當(dāng)具有()的某粒子a轟擊靶核A時(shí)，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(shí)，復(fù)合核一般處于()態(tài)，其()時(shí)，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()*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