注册核安全工程师习题.doc

1、Q:核反应也可以按入射粒子的能量来分类,低能核反应：入射粒子能量在()以下的；中能核反应：入射粒子能量在()的反应；高能核反应：入射粒子能量在()以下的；A:100MeV;100MeV1GeV; 1GeVQ:反应能 Q应等于反应前后体系()之差（以能量为单位） ；A:总质量Q:对()的核反应称之为放能反应；对于 Q0Q:对于吸能反应而言，()称为核反应阈能 Tth；A:能发生核反应的最小入射粒子动能 TaQ:为保持动量守恒，入射粒子的动能除了要供给被体系吸收的 Q值外，还要提供()，显然，Ta必须()才能发生吸能反应；A:反应产物的动能; 超过 Q一定的数值Q:要使吸能反应能发生，入射粒子在

2、L系中的动能 Ta至少(),并定义为反应阈能 Tth；A:等于(m a+mA)/ mAQQ:单位时间内()应与()和 Ns（单位面积内的靶核数 Ns=ns）成正比，N=IN s； 称为截面，其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用 b表示，1b=()m 2=()cm2；还有毫巴（mb）和微巴（b） ；A:入射粒子与靶核发生反应数 N; I（单位时间的入射粒子数）;一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率；面积; 巴;10 -28;10-24Q:对于一定的入射粒子和靶核，往往存在若干反应道，()称为分截面，各种分截面之和称为总截面，它与分截面的关系为(),它表

3、示产生各种反应的()A:各反应道的截面; t= i；总概率Q:核反应中的各种截面均与()有关，截面随()变化关系称为激发函数，即 (E)-E 的函数关系；与此函数相应的曲线为；A:入射粒子的能量; 入射粒子能量的; 激发曲线Q:核反应的产额为()与()之比，Y=N/I 0；核反应的产额与()、()、()等有关，对靶体，不同深度处的()是不同的；A:入射粒子在靶体引起的核反应数；入射粒子数；反应截面；靶的厚度；组成；核反应截面Q:在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象；自发裂变的一般表达式为()，在自发裂变的母核与裂变产物间的关系为()，即()守恒；A:X(Z,A)Y 1(Z1,A1)+

4、Y2(Z2,A2)；A= A 1+A2；Z=Z 1+Z2；粒子数Q:自发裂变能 Qf,s，定义为()Q f,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)；A:两个裂变产物的动能之和,Q:由()可以导出：Q f,s= M(Z,A)C2-M(Z 1,A1)+M(Z2,A2)C 2；Q f,s =B(Z1,A1)+B(Z2,A2)- B(Z,A)，式中 B为结合能；A:能量守恒Q:自发裂变发生的条件()，即()A:Qf,s大于 0；两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能；Q:裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于()，另一方面它们是()，所以自发裂变核又是一种()；A:较高的激发态；远离 稳定线

5、的丰中子而发射中子；很强的中子源Q:超钚元素的某些核素如 Cm244、Bk249、Cf252、Fm255 等()的性质，尤其以 Cf252最为突出，1g 的 Cf252体积甚小于()，而每秒可发射()个中子；A:自发裂变； 1cm 3；2.31E12Q:当具有()的某粒子 a轰击靶核 A时，形成的复合核发生裂变，其过程记为 A(a,f1)f2表示裂变，其中 f1，f 2代表()A:一定能量；裂变的裂变碎片；Q:当形成复合核时，复合核一般处于()态，其()时，那么核裂变就会立即发生；A:激发；激发能 E*超过它的裂变位垒高度 EbQ:诱发裂变中，()是最重要也是研究最多的诱发裂变；A:中子诱发裂

6、变；Q:诱发裂变的一般表达式为()A:n+X(Z,A)X *(Z,A+1)Y 1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；Q:一般假定靶核是静止的，中子的动能为 Tn；根据复合核激发能和裂变势垒的相对大小，可以分为()和()两种情况；A:热中子核裂变；阈能核裂变Q:裂变后现象是指裂变碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等；A:各种性质；随后的衰变过程及产物；质量；能量；释放的中子； 射线Q:原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，它们受到()排斥而飞离出去，使得裂变释放的能量大部分转化成碎片的()，这两个碎片称为初级碎片；A:库仑；动能Q:初级碎片是很不稳定的原子核，一方面是由于碎片具有很

7、高的激发能，另一方面它们是远 A:离 稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射()个中子） ；13Q:发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能（8MeV）不足以发射核子，主要以()的形式退激；发射 光子Q:在上述过程中发射的中子和 光子是在裂变后小于()的短时间内完成的，称为瞬发中子和瞬发 光子；A:10-16sQ:发射中子后的碎片称为()A:次级碎片或称裂变的初级产物；Q:发射 光子后初级产物仍是()，经过多次 衰变链，最后转变成()A:丰中子核；稳定的核素；Q: 衰变的半衰期一般是大于()s，相对于瞬发裂变中子和 射线，这是慢过程；A:10-2Q:在连续 衰变过程中有些核素可能具

8、有较高的激发能，其激发能超过中子结合能就有可能发射中子，这时发射的中子称为缓发中子（其产额占裂变中子数的()左右） ；A:1%Q:在二分裂情况下，碎片 Y1、Y2 的质量分布有两种情况（）和（） ；A:对称裂变；非对称裂变Q:对（）的核素，质量对称为概率最大，称为对称裂变；（）的核素其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变，随激发能的提高，非对称裂变向对称裂变过滤；A:Z84 和 Z100；90Z98Q:对于质量数在 228255 的锕系元素，如铀 233、钚 239、锎 252的非对称裂变后的碎片质量均有 AH约为（） ，而且 AH、AL 互补，这说明 AH=14

9、0的核特别容易形成，这是壳效应引起的；A:140Q:核裂变重碎片的质量平均数在 AH140 几乎不变，而轻碎片的则随（）而改变；A:裂变核Q:裂变中子包含（）和（） （约点总数的 1%）两部分；A:瞬发中子；缓发中子Q：辐射源按其产生来源分为 （）和（）；其中天然辐射对人类的照射占总剂量的（）以上；其次是医学辐射，约占总剂量的（）；A：天然辐射源；人工辐射源； 90%；4%Q：目前广泛应用的各种放射性同位素基本上都是由（）和（）生产的，其基本原理是由反应堆产生的（）和由加速器产生的（）和（）相互作用，通 过(n,f) 、(p,n)、(d,n)等各种核反应行到所需要的放射性同位素；A：反应堆；加

10、速器；中子；带电 粒子；靶材料Q：放射性同位素和射线装置在（）、 （）、（）领域的应用越来越广泛。A：医学；工业；农业和食品加工Q：在放射性同位素和射线装置 应用中，必须遵循（），首先确定应用的（），其次在 进行辐射防护时要控制放射工作人员、患者和周 围公众的照射剂 量（）， 实现辐射防护（）；A：辐射防护“三原则”；正当性；尽可能低；最优化Q：在使用密封源时，重点防护（），特 别要加强放射源的（）管理，防止（）；A：外照射；安全；丢失被盗Q：使用非密封源时，要防止（）和（），要设置有效的（）；A：放射性物质泼洒造成表面 污染；内照射；放射性“三废”处理设施Q：使用放射性装置时，要根据不同类型

11、的装置产生的污染源采取不同的防护措施，特别要设置确实可靠的（），防止人 员误照射；A：安全连锁装置Q：核燃料循环设施与核反应 堆的基本工作原理包括（）、 （）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知识；A：铀矿勘探、开采与加工；铀化合物的转化；浓缩（富集）铀的生产；核燃料元（组）件制造；乏燃料储存、运输与后处理；放射性 废物管理与核设施退役；核燃料加工、处理设计的核临界安全控制Q：辐射源是可以通过发射（）或 释放（）而引起（）的一切（）或（）；A：电离辐射；放射性物质；辐 射照射；物质；实体Q：从辐射源的来源分为（）和 （）两种；A：天然辐射源；人工辐射源Q：天然辐射源主要来自（）、 （）和（）

12、；A：宇宙射线；宇生放射性核素；原生放射性核素Q：宇生放射性核素约（）种，其中氚 3、碳 14、铍 7 和钠 22 的贡献较大；A：20Q：原生放射性核素分为两类 ：一类是（）；另一类是（），如钾 40，Rb87 等；A：主要以铀系（以铀 238 为母核的放射性）、锕铀系系（以铀 235 为母核的放射性）和钍系（以钍 232 为母核的放射性）三个系的一些核素；无衰变系列的长寿命放射性核素Q：原生放射性核素广泛存在于地球的岩石、土壤、江河、湖海中，这些元素的浓度和分布随（）不同而变化，其中， （）的活度浓度最高；A：岩石构造的类型；花岗岩Q：土壤和岩石中所含的铀、钍、钾等元素，以（）的活度 浓度

13、最高；A：钾 40Q：人工辐射源主要有（）、 （）和（）；A：核设施；核技术应用的辐射源；核 试验落下灰；Q：反应堆正常运行时的主要 辐射源是（）和（）；A：辐射源；中子源；Q：铀 235 每次裂变大约有（）的 能量在衰变一秒后由裂变产 物放出，其中四分之三以上的能量在（）内放出， 射线能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000 秒；2MeV ；0.7MeVQ：裂变中子具有分布很宽的能量，从（）一直到（），峰值位于（），平均能量约（）；反应堆的（）相当大，是一个（）中子源；A：eV 级；18MeV；0.8MeV ；2MeV；活性区（堆芯）；体积；Q：裂变产物衰变时放出的中子

14、，每次裂变放出的缓发中子只有（），而且能量较低；A：0.0158；Q：不论是堆内的辐射场还是堆外的引出束，都是 射线和中子的混合 场，不仅（）高， （）也高，中子场往往又是（）、 （）与（）的混合场。A：中子注量； 辐射剂量；快中子；共振中子； 热中子；Q：核燃料循环设施包括核燃料（）、 （）、（）和（）等；在核燃料循环各个工序中，有可能受到各种射线照射，因而在辐射防护上 应予以足够的重视；A：生产；加工；储存；后处理设 施；Q：密封源是密封在包壳里或 紧密的固结在覆盖层里并呈（）的放射性物质。A：固体形态Q：密封源的种类很多，按活度的不确定度可分为（）、 （）、（）、（）等；按用途可分为医疗

15、用、工业照相（探伤）用、核仪表用、射线辐照用、放射性测井用、放射性测量及仪表刻度用等；A：检查源；工作源；参考源；标 准源；Q：放射源主要用于（）、 （）和（）；常用的 放射性核素有（）、 （）、（）、（）、（）和（）；等；A：烟雾报警器；静电消除器；放射性避雷器等的离子 发生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238UQ：常用的 放射源活度一般较低，一般在（）Bq A：1043.7109Q：粒子的能量一般低于（），在空气中的射程小于（），没有外照射的危险；绝大多数 核素属于（）；使用时要特别注意保护源的（）性能，防止将源丢失或被盗；没有使用价值的废源应按规定处理，不

16、能随便拆开或扔掉。A：7MeV；6cm；极毒或高毒核素；密封；Q：放射源主要用于（）和（），还可用作放射性测厚仪、皮肤科敷贴器和气相色谱仪的电子捕食器等；常用的 放射性核素有：（）等；活度测量；能量响 应刻度时 的参考源和工作源；3H 、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm 和 204TiQ：射线的穿透能力比同样能量 粒子约强（），能量超 过（）的 粒子可穿透皮肤表层，故应考虑（）；A：100 倍；70ke；V 外照射的防护Q：粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比 粒子强得多；在使用时不能忽视（）的防护，即使是纯 发射体，也要注意减少轫致辐射的影

17、响。A：轫致辐射；穿透； 光子Q：屏蔽 作用应选用（）以减少轫致辐射，外面再用（）屏蔽轫致辐射和其他 光子。A：低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、 铝板等）；高原子序数的材料Q：低能光子源是利用（）或利用（）制成的源的 统称；主要用于（）等仪表；发射低能光子的常用放射性核素有（）等；A：发射低能 射线和 X 射线的放射性核素； 辐射体与靶物质产生的轫致辐射；厚度计、密度计、X 射线荧光分析仪; 55Fe 、57Co、125I、238Pu、241Am、244CmQ：低能光子比较容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）；A：高能 射线; 轫致辐射的影响Q：由 238Pu、241Am 等 放射性核素

18、制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生的中子；A：自发裂变; （，n）反应Q：低能光子的（）相当显著，使用时应考虑对（）的防护；A：散射效应; 散射Q：低能光子源常用（）密封， （）不耐酸碱腐蚀，也不耐水，使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免变质；A：铍窗; 铍Q：放射源是使用最多的放射源，广泛用于工 业、农业、医疗和科研等各个部分；为了获得高剂量率的辐射场，装源量多数在（）范 围内，大于（）的 辐照装置已不少见；A：3E152E16Bq; 3E16BqQ：活度在（）的 放射源主要用于各种 仪表（如料位计、核子秤、密度计等）、工业射线照相和人体内腔医疗；A：E82E12Bq

19、Q：射线的贯穿能力很强，使用 放射源主要防止（）；A：外照射Q：源在固定工作场所使用时应 利用建筑物的（）和（）进行屏蔽，使屏蔽墙外人员所受照射低于规定的剂量限值；设置（）、 （）等；源的使用场所若 经常变化临时用栏杆、绳子或其他障碍物围起来；活度小于（）的 源，一般可利用时间防护和距离防护，对工作场所外的影响很小；A：墙; 门; 可靠的安全连锁装置； 设置警告信号和标志；50MBqQ：利用 粒子与轻元素（如铍）的(,n)反应或高能 射线与 铍（或氘）的(,n)反应可制成不同能谱的中子源；常用的中子源有（）镭等；A：铍中子源、镅-铍中子源、钋 -铍中子源、钚-铍中子源Q：利用重核自发裂变产生中

20、子的中子源称为自发裂变中子源， （）最合适，应用最多；其中子产额高、体积小、可制成点源，因此应用广泛；A：252Cf 中子源Q：工作场分级：按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲（大于（）、乙（）和丙（）三个等级；A：4E9Bq; 2E74E9;豁免活度2E7Q：核素毒性级别修正因子分 为极毒、高毒、中毒和低毒四个级别，修正因子分别为（）。操作方式有关的因子（）；A：10、1、0.1 和 0.01；从 0.001 到 1000Q：X 射线机产生的 X 线强度正比于（）、 （）和（）；A：靶物质的原子序数 Z；电流 强度 I；电子加速电压（管电压 ）U 的平方Q：反应堆生产放射性同位素主要包括

21、 （）、 （）、 （）和（）A：制靶；反应堆照射；活度测量；分装等步骤；Q：靶子经反应堆中子照射后，产生的放射性同位素的活度与（）、 （）、（）、（）、（）及（）等有关；A：辐照处的中子注量率；辐照 时间；靶核的中子反应截面；靶量；丰度；生成核素的半衰期Q：在国际上已确定为临床应 用的放射性同位素中，加速器生产的有（）多种，反应堆生产的有（）种A：40；25Q：加速器生产放射性同位素的 产额决定于（）等；A：加速器加速粒子能量和整流 强度、靶材的靶量和丰度、生成核素的核反应截面、打靶时间和生成核素的半衰期Q：核燃料循环包括（）、 （）和（）等过程，分 为（）、 （）和（）三大部分；A：燃料加工

22、；核能利用；燃料后 处理；前段；核反应堆；后段Q：按照对乏燃料的管理策略不同，燃料循环基本上有两在模式，也称两大技术路线，及（）和（）。A：后处理模式；“一次通过”模式Q：铀在地壳中分布广泛，其平均含量为（），其 总量约为（）吨；天然铀的同位素有三种（）。自然界大约有种铀矿物；A：4E-6；4.5E9；238U(99.276%)/235U(0.720%)/234U(0.0056%)；200Q：铀在地壳存在的形式一般以（）的形式存在（如 沥青铀矿）；或以（）（如钍、锆、稀土矿物）的结晶格架中；A：铀矿物；类质同象形式进入其他非 铀矿物Q：钍在地壳中平均含量为（），其总量约为（）吨；A：1.2E-

23、5；1.3E101.8E10Q：目前核燃料原料的勘探、开发和应用主要是（）资源的开发；铀矿Q：铀钍矿的特点有：（）、 （）、（）、（）。A：可以是单独的也可以是共生的；具有放射性；射气 现象；具有重金属性质Q：铀、钍矿物及伴生放射性矿开采特点如下：由于具有放射性，在开采过程中应制定（）；分为（）和（）；必须具备完整的六大系统：（）；开采流程：（）。A：较为严密的辐射防护措施；露天开采；地下开采；通 风系统、提升运输系统、供排水系统、供电系统、通信调度系统和安全生 产保障系统；此外还有辐 射防护体系和应急救险保障体系等；辐射取样编录、 测量、采矿设计、凿岩爆破、 矿石检查 、放射性分选、运输和三

24、废处理；Q：铀矿加工采用有（）从矿石提取 铀；A：湿法冶金（用酸法或碱法）Q： 核燃料 组件主要由（）、 （）、（）和（）组成；核燃料的特点是（），一座 1000MW 级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约（）吨低浓铀；A：上下管座；格架；控制棒导 向管；燃料元件棒；能量高度集中；24Q：一般燃料组件在反应堆内使用（）年的 时间；A：35Q：核燃料组件的制造工艺（从低 浓 UF6 开始到燃料组件成品，主要有以下工序）：（）A：化工转化制备可烧结 UO2 粉末；UO2 芯块制备；组件零部件制造；燃料元件棒制 备；组件组装Q： 乏燃料的组成是（）、 （）和（）；A：原有的组成；裂变产物；锕 系产物

25、Q：后处理的意义是（）。A：充分利用核燃料资源；后处 理对核废物的长期安全管理也极为重要。Q：依据后处理工艺是否涉及水介 质可分为（）和（）两类；A：水法；干法Q：废物最小化是把放射性废 物的量和活度减少到（）的水平；包括从核设施设计到退役的各个阶段，减少废物的产生，进行再利用和再循环，对一次废物和二次废物做适当处理等各种措施；A：合理达到的尽量低；Q：放射性废物按放射性水平分 为（）、 （）、（）、（）、（）。A：豁免废物；极低放废物；低放 废物；中放废物；高放废物； 废物Q：放射性废物经（）、 （）和（）后以两种方式进入终态：一是（）；另外是（）。A：预处理；处理；整备；大体积废 气和废液

26、净化后向大气或水体排放；浓集在小体积中的放射性核素Q：核设施退役策略分为（）三种形式；A：立即拆除、延缓拆除和就地埋葬Q：放射性废物是一种（）源和（）源；A：电离辐射；环境污染Q：放射性废物安全管理除遵循（）的管理要求外，还要遵循（）的管理要求，执行（）；A：一般有毒有害物质；电离辐 射源；辐射防护三原则Q：放射性废物管理以（）方式 实行全过程管理，实现（），向环境排出最小化和受照剂量最小化；A：优化；废物最小化Q：核临界控制的手段有（）A：几何控制；质量控制；浓度控制；富集度控制；慢化控制；间距控制；毒物控制。Q：燃料制造过程中的临界安全必 须考虑（）现象；A：易裂变物质会出现液、气、固三种

27、形态及其不均匀性Q：为增加乏燃料湿法储存设 施的容量，可采取（）储存措施：A：乏燃料密集化Q：应确保乏燃料储存在正常和可信的异常条件下都 处于（）状态。临界分析时应考虑双偶然事件原则以及会使储存阵列的反应性达到（）的参数和条件；A：次临界；最大Q：通常乏燃料储存阵列的 Keff 操作限值取（）；有时也可限定为（）；但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要（）；A：0.90；0.95；降低Q：乏燃料后处理厂的核临界安全控制一般 应符合（）原则，应尽可能采用几何控制；对于不能采用几何控制的大型设备则应采用（）；A：双重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制Q：核反应堆是一种综合的技 术装置

28、，用来实现重元素的（）反应；A：可控自持链式Q：核反应堆由（）堆等组成；A：芯、冷却剂系统、慢化剂系 统、控制与保 护系统、屏蔽系统、辐射监测系统Q： 核反应堆系统内中子的消失率 为（）加上（）；A：系统内中子的吸收率；系统 内中子的泄漏率Q：K=1，链式反应过程处于（）；若 K1，这种状态为（）；A：稳定状态；次临界状态；超 临界状态Q：有效增殖系数 K 与（）有关，同时也与（）有关；A：堆芯系统的材料成份和结 构（如易裂变核素的富集度、燃料慢化剂的比例等）；堆的尺寸和形状Q：一个铀 235 核裂变可以释 放出（）的能量，相当（）J。因此 1MW 的功率相当于每秒钟有（）个铀 235 核裂变，每日有（）个 铀 235 裂变。相当于（） g 铀 235，这就是说反应堆每发出1MWd 的能量需要（）g 铀 235 裂变。A：200MeV；3.2E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05Q：考虑到在裂变的同时必要有一部分 铀 235 由于发生(n,)反应而浪费掉（对铀 235 其f=583 靶， r=101 靶）因此发 出 1MWd 的能量实际上需要消防的 铀 235 为 1.05g（f+r）/f（）gA：1.23Q：有两个因素影响着核燃料的燃耗 浓度：（），在元件尚剩不少铀 235（心脏运行中生成的钚239）时就不得不换料：