1、Q:核反應也可以按入射粒子的能量來分類,低能核反應：入射粒子能量在()以下(yxi)的；中能核反應：入射粒子能量在()的反應；高能核反應：入射粒子能量在()以下的；A:100MeV;100MeV1GeV; 1GeVQ:反應(fnyng)能Q應等于反應前后體系()之差（以能量為單位）；A:總質量(zhling)Q:對()的核反應稱之為放能反應；對于Q0Q:對于吸能反應而言，()稱為核反應閾能Tth；A:能發生核反應的最小入射粒子動能TaQ:為保持動量守恒，入射粒子的動能除了要供給被體系吸收的Q值外，還要提供()，顯然，Ta必須()才能發生吸能反應；A:反應產物的動能; 超過Q一定的數值Q:要使吸

2、能反應能發生，入射粒子在L系中的動能Ta至少(),并定義為反應閾能Tth；A:等于(ma+mA)/ mAQQ:單位時間內()應與()和Ns（單位面積內的靶核數Ns=ns）成正比，N=INs；稱為截面，其物理意義為(),其量給為()，常用單位為()，用b表示，1b=()m2=()cm2；還有毫巴（mb）和微巴（b）；A:入射粒子與靶核發生反應數N; I（單位時間的入射粒子數）;一個入射粒子入射到單位面積內只含有一個靶核的靶子上所發生反應的概率；面積; 巴;10-28;10-24Q:對于一定的入射粒子和靶核，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，它與分截面的關系為(),它表

3、示產生各種反應的()A:各反應道的截面; t=i；總概率Q:核反應中的各種截面均與()有關，截面隨()變化關系稱為激發函數，即(E)-E的函數關系；與此函數相應的曲線為；A:入射粒子的能量; 入射粒子能量的; 激發曲線Q:核反應的產額為()與()之比，Y=N/I0；核反應的產額與()、()、()等有關，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數；入射粒子數；反應截面；靶的厚度；組成；核反應截面Q:在沒有外來粒子轟擊下，原子核自行發生裂變的現象；自發裂變的一般表達式為()，在自發裂變的母核與裂變產物間的關系為()，即()守恒；A:X(Z,A)Y1(Z1,A1)+Y2(Z2

4、,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子(lz)數Q:自發(zf)裂變能Qf,s，定義(dngy)為()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)；A:兩個裂變產物的動能之和,Q:由()可以導出：Qf,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:自發裂變發生的條件()，即()A:Qf,s大于0；兩裂變碎片的結合能大于裂變核的結合能；Q:裂變碎片是很不穩定的原子核，一方面碎片處于()，另一方面它們是()，所以自發裂變核又是一種()；A:較高的激發態；遠離穩定線的豐

5、中子而發射中子；很強的中子源Q:超钚元素的某些核素如Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等()的性質，尤其以Cf252最為突出，1g的Cf252體積甚小于()，而每秒可發射()個中子；A:自發裂變； 1cm3；2.31E12Q:當具有()的某粒子a轟擊靶核A時，形成的復合核發生裂變，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:當形成復合核時，復合核一般處于()態，其()時，那么核裂變就會立即發生；A:激發；激發能E*超過它的裂變位壘高度EbQ:誘發裂變中，()是最重要也是研究最多的誘發裂變；A:中子誘發裂變；Q:誘發裂變的一般表達式為

6、()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；根據復合核激發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:裂變后現象是指裂變碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等；A:各種性質；隨后的衰變過程及產物；質量；能量；釋放的中子；射線Q:原子核裂變后產生兩個質量不同的碎片，它們受到()排斥而飛離出去，使得裂變釋放的能量大部分轉化成碎片的()，這兩個碎片稱為初級碎片；A:庫侖；動能Q:初級碎片(su pin)是很不穩定的原子核，一方面是由于碎片具有很高的激發能，另一方面它

7、們是遠A:離穩定(wndng)線的豐中子核，因而能直接發射中子（通常發射()個中子）；13Q:發射中子后的碎片的激發能小于核子的平均結合能（8MeV）不足以發射核子，主要(zhyo)以()的形式退激；發射光子Q:在上述過程中發射的中子和光子是在裂變后小于()的短時間內完成的，稱為瞬發中子和瞬發光子；A:10-16sQ:發射中子后的碎片稱為()A:次級碎片或稱裂變的初級產物；Q:發射光子后初級產物仍是()，經過多次衰變鏈，最后轉變成()A:豐中子核；穩定的核素；Q:衰變的半衰期一般是大于()s，相對于瞬發裂變中子和射線，這是慢過程；A:10-2Q:在連續衰變過程中有些核素可能具有較高的激發能，其

8、激發能超過中子結合能就有可能發射中子，這時發射的中子稱為緩發中子（其產額占裂變中子數的()左右）；A:1%Q:在二分裂情況下，碎片Y1、Y2的質量分布有兩種情況（）和（）；A:對稱裂變；非對稱裂變Q:對（）的核素，質量對稱為概率最大，稱為對稱裂變；（）的核素其自發裂變和低激發能誘發裂變的碎片質量分布是非對稱的，稱為非對稱裂變，隨激發能的提高，非對稱裂變向對稱裂變過濾；A:Z84和Z100；90Z98Q:對于質量數在228255的錒系元素，如鈾233、钚239、锎252的非對稱裂變后的碎片質量均有AH約為（），而且AH、AL互補，這說明AH=140的核特別容易形成，這是殼效應引起的；A:140Q

9、:核裂變重碎片的質量平均數在AH140幾乎不變，而輕碎片的則隨（）而改變；A:裂變(li bin)核Q:裂變(li bin)中子包含（）和（）（約點總數(zngsh)的1%）兩部分；A:瞬發中子；緩發中子Q：輻射源按其產生來源分為（）和（）；其中天然輻射對人類的照射占總劑量的（）以上；其次是醫學輻射，約占總劑量的（）；A：天然輻射源；人工輻射源；90%；4%Q：目前廣泛應用的各種放射性同位素基本上都是由（）和（）生產的，其基本原理是由反應堆產生的（）和由加速器產生的（）和（）相互作用，通過(n,f)、(p,n)、(d,n)等各種核反應行到所需要的放射性同位素；A：反應堆；加速器；中子；帶電粒子

10、；靶材料Q：放射性同位素和射線裝置在（）、（）、（）領域的應用越來越廣泛。A：醫學；工業；農業和食品加工Q：在放射性同位素和射線裝置應用中，必須遵循（），首先確定應用的（），其次在進行輻射防護時要控制放射工作人員、患者和周圍公眾的照射劑量（），實現輻射防護（）；A：輻射防護“三原則”；正當性；盡可能低；最優化Q：在使用密封源時，重點防護（），特別要加強放射源的（）管理，防止（）；A：外照射；安全；丟失被盜Q：使用非密封源時，要防止（）和（），要設置有效的（）；A：放射性物質潑灑造成表面污染；內照射；放射性“三廢”處理設施Q：使用放射性裝置時，要根據不同類型的裝置產生的污染源采取不同的防護措施，

11、特別要設置確實可靠的（），防止人員誤照射；A：安全連鎖裝置Q：核燃料循環設施與核反應堆的基本工作原理包括（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知識；A：鈾礦勘探、開采與加工；鈾化合物的轉化；濃縮（富集）鈾的生產；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役；核燃料加工、處理設計的核臨界安全控制Q：輻射源是可以通過發射（）或釋放（）而引起（）的一切（）或（）；A：電離輻射；放射性物質；輻射照射；物質；實體Q：從輻射源的來源分為（）和（）兩種；A：天然(tinrn)輻射源；人工輻射源Q：天然輻射源主要(zhyo)來自（）、（）和（）；A：宇宙射線(yzhu s

12、hxin)；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的貢獻較大；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為母核的放射性）、錒鈾系系（以鈾235為母核的放射性）和釷系（以釷232為母核的放射性）三個系的一些核素；無衰變系列的長壽命放射性核素Q：原生放射性核素廣泛存在于地球的巖石、土壤、江河、湖海中，這些元素的濃度和分布隨（）不同而變化，其中，（）的活度濃度最高；A：巖石構造的類型；花崗巖Q：土壤和巖石中所含的鈾、釷、鉀等元素，以（）的活度濃度最高；A：鉀40Q：人工輻射源主要有（

13、）、（）和（）；A：核設施；核技術應用的輻射源；核試驗落下灰；Q：反應堆正常運行時的主要輻射源是（）和（）；A：輻射源；中子源；Q：鈾235每次裂變大約有（）的能量在衰變一秒后由裂變產物放出，其中四分之三以上的能量在（）內放出，射線能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeVQ：裂變中子具有分布很寬的能量，從（）一直到（），峰值位于（），平均能量約（）；反應堆的（）相當大，是一個（）中子源；A：eV級；18MeV；0.8MeV；2MeV；活性區（堆芯）；體積；Q：裂變產物衰變時放出的中子，每次裂變放出的緩發中子只有（），而且能量較低；A：0.0158

14、；Q：不論是堆內的輻射場還是堆外的引出束，都是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。A：中子注量；輻射劑量；快中子；共振中子；熱中子；Q：核燃料循環設施包括核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循環各個工序中，有可能(knng)受到各種射線照射，因而在輻射防護上應予以足夠的重視；A：生產；加工(ji gng)；儲存；后處理設施；Q：密封(mfng)源是密封在包殼里或緊密的固結在覆蓋層里并呈（）的放射性物質。A：固體形態Q：密封源的種類很多，按活度的不確定度可分為（）、（）、（）、（）等；按用途可分為醫療用、工業照相（探傷）用、核儀表用、射線輻照用、

15、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；標準源；Q：放射源主要用于（）、（）和（）；常用的放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）；等；A：煙霧報警器；靜電消除器；放射性避雷器等的離子發生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238UQ：常用的放射源活度一般較低，一般在（）Bq A：1043.7109Q：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；絕大多數核素屬于（）；使用時要特別注意保護源的（）性能，防止將源丟失或被盜；沒有使用價值的廢源應按規定處理，不能隨便拆開或扔掉。A：7MeV；6cm；極毒或高毒核素；密封

16、；Q：放射源主要用于（）和（），還可用作放射性測厚儀、皮膚科敷貼器和氣相色譜儀的電子捕食器等；常用的放射性核素有：（）等；活度測量；能量響應刻度時的參考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204TiQ：射線的穿透能力比同樣能量粒子約強（），能量超過（）的粒子可穿透皮膚表層，故應考慮（）；A：100倍；70ke；V外照射的防護Q：粒子穿過周圍物質量產生（），其（）能力比粒子強得多；在使用時不能忽視（）的防護，即使是純發射體，也要注意減少軔致輻射的影響。A：軔致輻射；穿透；光子Q：屏蔽作用應選用（）以減少軔致輻射，外面再用（）屏蔽軔致

17、輻射和其他光子。A：低原子序數(yunz xsh)的材料（如塑料、有機玻璃、鋁板等）；高原子序數的材料Q：低能光子(gungz)源是利用（）或利用（）制成的源的統稱；主要用于（）等儀表；發射低能光子的常用放射性核素有（）等；A：發射(fsh)低能射線和X射線的放射性核素；輻射體與靶物質產生的軔致輻射；厚度計、密度計、X射線熒光分析儀; 55Fe、57Co、125I、238Pu、241Am、244CmQ：低能光子比較容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）；A：高能射線; 軔致輻射的影響Q：由238Pu、241Am等放射性核素制成的低能光子源，當活度較高時，不能忽略其（）和（）產生的中子；A：自發

18、裂變; （，n）反應Q：低能光子的（）相當顯著，使用時應考慮對（）的防護；A：散射效應; 散射Q：低能光子源常用（）密封，（）不耐酸堿腐蝕，也不耐水，使用和存放時應保持干燥，防止受潮，以免變質；A：鈹窗; 鈹Q：放射源是使用最多的放射源，廣泛用于工業、農業、醫療和科研等各個部分；為了獲得高劑量率的輻射場，裝源量多數在（）范圍內，大于（）的輻照裝置已不少見；A：3E152E16Bq; 3E16BqQ：活度在（）的放射源主要用于各種儀表（如料位計、核子秤、密度計等）、工業射線照相和人體內腔醫療；A：E82E12BqQ：射線的貫穿能力很強，使用放射源主要防止（）；A：外照射Q：源在固定工作場所使用時

19、應利用建筑物的（）和（）進行屏蔽，使屏蔽墻外人員所受照射低于規定的劑量限值；設置（）、（）等；源的使用場所若經常變化臨時用欄桿、繩子或其他障礙物圍起來；活度小于（）的源，一般可利用時間防護和距離防護，對工作場所外的影響很??；A：墻; 門; 可靠的安全連鎖裝置；設置警告信號和標志；50MBqQ：利用粒子與輕元素（如鈹）的(,n)反應或高能射線與鈹（或氘）的(,n)反應可制成不同能譜的中子源；常用的中子源有（）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(lyng)重核自發裂變產生中子的中子源稱為自發裂變中子源，（）最合適，應用最多；其中(qzhng)子產額高、體積小、可制

20、成點源，因此應用廣泛；A：252Cf中子源Q：工作場分級：按放射性核素日等效(dn xio)最大操作量的大小分為甲（大于（）、乙（）和丙（）三個等級；A：4E9Bq; 2E74E9;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（）。操作方式有關的因子（）；A：10、1、0.1和0.01；從0.001到1000Q：X射線機產生的X線強度正比于（）、（）和（）；A：靶物質的原子序數Z；電流強度I；電子加速電壓（管電壓）U的平方Q：反應堆生產放射性同位素主要包括（）、（）、（）和（）A：制靶；反應堆照射；活度測量；分裝等步驟；Q：靶子經反應堆中子照射后，產

21、生的放射性同位素的活度與（）、（）、（）、（）、（）及（）等有關；A：輻照處的中子注量率；輻照時間；靶核的中子反應截面；靶量；豐度；生成核素的半衰期Q：在國際上已確定為臨床應用的放射性同位素中，加速器生產的有（）多種，反應堆生產的有（）種A：40；25Q：加速器生產放射性同位素的產額決定于（）等；A：加速器加速粒子能量和整流強度、靶材的靶量和豐度、生成核素的核反應截面、打靶時間和生成核素的半衰期Q：核燃料循環包括（）、（）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；核反應堆；后段Q：按照對乏燃料的管理策略不同，燃料循環基本上有兩在模式，也稱兩大技術路線

22、，及（）和（）。A：后處理模式；“一次通過”模式Q：鈾在地殼中分布廣泛，其平均含量為（），其總量約為（）噸；天然鈾的同位素有三種（）。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(dqio)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(kungw)）的結晶格架中；A：鈾礦物；類質同象形式進入(jnr)其他非鈾礦物Q：釷在地殼中平均含量為（），其總量約為（）噸；A：1.2E-5；1.3E101.8E10Q：目前核燃料原料的勘探、開發和應用主要是（）資源的開發；鈾礦

23、Q：鈾釷礦的特點有：（）、（）、（）、（）。A：可以是單獨的也可以是共生的；具有放射性；射氣現象；具有重金屬性質Q：鈾、釷礦物及伴生放射性礦開采特點如下：由于具有放射性，在開采過程中應制定（）；分為（）和（）；必須具備完整的六大系統：（）；開采流程：（）。A：較為嚴密的輻射防護措施；露天開采；地下開采；通風系統、提升運輸系統、供排水系統、供電系統、通信調度系統和安全生產保障系統；此外還有輻射防護體系和應急救險保障體系等；輻射取樣編錄、測量、采礦設計、鑿巖爆破、礦石檢查、放射性分選、運輸和三廢處理；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（）、（）、

24、（）和（）組成；核燃料的特點是（），一座1000MW級的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：一般燃料組件在反應堆內使用（）年的時間；A：35Q：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： 乏燃料的組成是（）、（）和（）；A：原有的組成；裂變產物；錒系產物Q：后處理的意義是（）。A：充分利用核燃料資源；后處理對核廢物的長期安全(nqun)管理也極為重要。Q：依據后處理工藝是否涉及(shj)水

25、介質可分為（）和（）兩類；A：水法；干法(n f)Q：廢物最小化是把放射性廢物的量和活度減少到（）的水平；包括從核設施設計到退役的各個階段，減少廢物的產生，進行再利用和再循環，對一次廢物和二次廢物做適當處理等各種措施；A：合理達到的盡量低；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；廢物Q：放射性廢物經（）、（）和（）后以兩種方式進入終態：一是（）；另外是（）。A：預處理；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

26、射性廢物是一種（）源和（）源；A：電離輻射；環境污染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，執行（）；A：一般有毒有害物質；電離輻射源；輻射防護三原則Q：放射性廢物管理以（）方式實行全過程管理，實現（），向環境排出最小化和受照劑量最小化；A：優化；廢物最小化Q：核臨界控制的手段有（）A：幾何控制；質量控制；濃度控制；富集度控制；慢化控制；間距控制；毒物控制。Q：燃料制造過程中的臨界安全必須考慮（）現象；A：易裂變物質會出現液、氣、固三種形態及其不均勻性Q：為增加乏燃料濕法儲存設施的容量，可采?。ǎ﹥Υ娲胧篈：乏燃料密集化Q：應確保乏燃料儲存在正常和可信的異常條件

27、下都處于（）狀態。臨界(ln ji)分析時應考慮雙偶然事件原則以及會使儲存陣列的反應性達到（）的參數和條件；A：次臨界(ln ji)；最大Q：通常乏燃料(rnlio)儲存陣列的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的裕量都要（）；A：0.90；0.95；降低Q：乏燃料后處理廠的核臨界安全控制一般應符合（）原則，應盡可能采用幾何控制；對于不能采用幾何控制的大型設備則應采用（）；A：雙重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制Q：核反應堆是一種綜合的技術裝置，用來實現重元素的（）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、慢化劑系

28、統、控制與保護系統、屏蔽系統、輻射監測系統Q： 核反應堆系統內中子的消失率為（）加上（）；A：系統內中子的吸收率；系統內中子的泄漏率Q：K=1，鏈式反應過程處于（）；若K1，這種狀態為（）；A：穩定狀態；次臨界狀態；超臨界狀態Q：有效增殖系數K與（）有關，同時也與（）有關；A：堆芯系統的材料成份和結構（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：一個鈾235核裂變可以釋放出（）的能量，相當（）J。因此1MW的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出1MWd的能量需要（）g鈾235裂變。A：200MeV；3.2

29、E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05Q：考慮到在裂變的同時必要有一部分鈾235由于發生(n,)反應而浪費掉（對鈾235其f=583靶，r=101靶）因此發出1MWd的能量實際上需要消防的鈾235為1.05g（f+r）/f（）gA：1.23Q：有兩個因素影響著核燃料的燃耗濃度：（），在元件尚剩不少鈾235（心臟運行中生成的钚239）時就不得不換料：A：第一隨著可裂變核的消耗反應堆的有效增殖系數K有效會不斷下降，當降到1以下時，堆就不能達到臨界了，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。為防止包殼破損導致的放射

30、性進入冷卻劑，燃料元件在堆中放置(fngzh)的時間是受到嚴格控制的。Q：核燃料燃燒的充分(chngfn)程度常采用（）這一物理量來衡量(hng ling)。A：燃耗深度Q：為了描述各類反應堆在核燃料轉換方面的能力，引入一個稱為轉化比的量，大多數現代輕水堆的轉化比約為（），高溫氣冷堆具有較高的轉化比，為（），因此有時被稱為（）。A：0.6；0.8；先進轉化堆Q：以钚239作為燃料的快中子反應堆具有非常優良有增殖性能，其增殖比可以達到（），主要堆型是采用（）作為冷卻劑的（）。A：1.2；液態金屬鈉；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

31、體堆Q：根據最佳體積和加工制造方面的原因，反應堆實際上采用球形的不多，多數是采用圓柱形的。Q：圓柱形均勻堆的熱中子注量率分布：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Q：堆芯內的體積釋熱率空間分布是隨（）而變化的，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的變化應由反應堆物理計算得到。A：燃料壽期；Q：裂變核反應率密度的強弱取決于（）A：堆內中子注量率的水平；Q：中子注量率分布的展平方法（）堆芯徑向分區裝載；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物Q：以發電為目的的核能動力領域，世界上應用比較普遍或具有良好發展前景的主要有（）五種堆型。A：壓

32、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(hfnyngdu)的基本特征有（）以及該種堆型的主要(zhyo)特點等。A：燃料形態、燃料富集度、中子能譜、慢化劑、冷卻劑、燃料組件(z jin)設計、堆芯設計、熱力循環回路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（）；核燃料是高溫燒結的（）芯塊，將其封裝在細長的鋯合金包殼管中構成燃料元件，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；2

33、0；3Q：壓水堆的冷卻劑是（），其不僅作為中子的慢化劑同時也用作冷卻劑；輕水（價格便宜且有優良的熱傳輸性能）Q：壓水堆是一種使冷卻劑處于（）狀態的輕水堆，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的關鍵設備；A：蒸汽發生器Q：在已建、在建和將建的核電站中壓水堆占（）左右。壓水堆核電站最顯著的特點是：（）; （）;主要缺點是（）（）A：64%；結構緊湊、堆芯的功率密度大；經濟上基建費用低、建設周期短；主要缺點之一：必須采用高壓的壓力容器（壓力容器的制作難度和制作費用高）；主要缺點之二：必須

34、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，燃料形態均為（），外包鋯合金包殼；堆芯內共有約（）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（）、（）（）三個不同的特點：A：直接循環；工作壓力可以降低；堆芯出現空泡。Q：與壓水堆核電站相比，沸水堆核電站的主要缺點是（）：A：輻射防護和廢物處理較復雜；功率密度比壓水堆?。籕：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反應堆；重水堆燃料元件的芯塊也與壓水堆類

35、似，是（），這種芯塊也是放在密封的外徑約為（）mm長約（）mm的鋯合金包殼管內構成棒狀元件；由（）到（）是數目不等的燃料元件棒組成長約（）mm、外徑（）mm左右的燃料棒束組件；A：慢化劑；燒結(shoji)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷瓷塊；十幾；500；19；43；500；100Q：重水(zhn shu)堆反應堆堆芯是由幾百根裝燃料棒束組件的壓力管排列而成；壓力管（）放置(fngzh)，管內有（）束燃料組件，構成水平方向尺度達（）m的活性區；A：水平；12；6Q：重水堆核電站的特點是（）A：中子經濟性好可以采用天然鈾作為核燃料；比輕水堆更節約天然鈾；可以不停堆更換核燃料；重水堆的功率密度低；輕水堆

36、失水事故的后果可能比重水堆嚴重Q：高溫氣冷堆用（）作為冷卻劑的反應堆；其特點：不會發生（）；但氣體的密度低，導熱能力差，循環時消耗的功率大；為了提高氣體的密度及導熱能力，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（）以上的快中子引起的反應堆；一般采用（），將二氧化鈾與二氧化钚混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為（）mm的不銹鋼包殼內，構成燃料元件細棒；A：0.1MeV；氧化鈾和氧化钚混合燃料（或采用碳化鈾碳化钚混合物）；6Q：快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為（）和（）兩部分。燃料區；增殖再生區Q：快堆中的冷卻劑主要有兩種：（）或（）A：液態金

37、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；蒸汽發生器；穩壓器；主泵（在核島中的系統設備主要有壓水堆本體、一回路系統以及為支持一回路系統正常運行和保證反應堆安全而設備的輔助系統）；Q：（）實質上是二回路與三回路之間的熱交換器；三回路是一個（）回路；A：冷凝器；開式；Q：在冷凝器里三回路的水與二回路的水也是互不接觸的，只是通過（）傳遞熱量；A：冷凝器的管壁Q：二回路系統的主要功能是（）。A：將蒸汽發生器產生的飽和蒸汽供汽輪機組做功(zugng)發電和供電站其他輔助設備使用；Q：保證反應堆和一回(y hu)路系統正常運行的系統有（）： A：化學和容積(r

38、ngj)控制系統、主循環泵軸密封水系統；Q：為核電站一回路系統在運行和停堆時提供必要冷卻的系統有：（）；A：設備冷卻水系統、停堆冷卻系統Q：在發生重大失水事故時保證核電站反應堆及主廠房安全的系統有（）：；A：安全注射系統、安全殼噴灑系統Q：控制和處理放射性物質，減少對自然環境放射性排放的系統有：（）；A：疏排水系統、放射性廢液處理系統、廢氣凈化處理系統、廢物處理系統、硼回收系統、取樣分析系統Q：一回路其他輔助系統（）：；A：補給水系統、乏燃料冷卻及凈化去污清洗系統等Q：二回路輔助系統（）：。A：主蒸汽排放系統、蒸汽再熱及抽汽系統、凝結水給水系統、事故給水系統、蒸汽發生器排污系統、潤滑油系統及循

39、環冷卻水系統等等Q：核動力廠廠址選擇的主要目的是（），同時也應考慮（）；A：保護公眾和環境免受放射性事故釋放所引起的過量輻射影響；核動力廠正常的放射性物質的釋放對公眾和環境的影響Q：核安全基本原則涉及（）、（）及（）原則；A：管理責任；縱深防御；若干基本技術Q：（）應當對核設施的安全負有全面的最終責任，不因有設計方、供貨方、合同方和監管方的存在而減輕其責任； A：營運單位Q：根據國際輻射防護委員會第60號報告，輻射防護基本原則主要包括以下幾點：（）A：輻射實踐的正當性；輻射防護與安全的最優化；劑量限值和劑量約束； Q：縱深防御的三個目標（）A：補償或糾正設備(shbi)故障或人員差錯；維持屏障本身的有效性并防止故障傳播到全廠；在屏障本身的有效性不能完全保持時，保護從業人員、公眾和環境不致受到輻射傷害；Q：縱深防御(fngy)的兩個策略（）A：預防事故發生；在一旦事故發生時，限制其后果，并防止它向更嚴重的情況(qngkung)進展；Q：縱深防御在核動力廠設計中的基本實施辦法（）A：預防；檢測；保護；包容；應急Q：為了履行保證公眾健康和安全的責任，核設施營運單位必須遵循（）和（）的要求，制定相應的核設施質量保證大綱，并報（）審核；A：中華