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;100MeV～1GeV; 1GeV
Q: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Q0
Q: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Ta
Q: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L系中的动能Ta至少(),并定义为反应阈能Tth； A:等于(ma+mA)/ mA×Q
Q:单位时间内()应与()和Ns（单位面积内的靶核数Ns=ns）成正比，N=σINs；σ称为截面，
22其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用b表示，1b=()m=()cm；还有毫巴（mb）和微巴（μb）；
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
-28-24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;10
Q: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(),它表示产生各种反应的() A:各反应道的截面; σt=Σσi；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σ(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/I0；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)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子数
Q:自发裂变能Qf,s，定义为()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)； A:两个裂变产物的动能之和,
22Q:由()可以导出：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β稳定线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Cm2
44、Bk2
49、Cf2
52、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；
3A:自发裂变； 1cm；2.31E12
Q: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，f2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Eb
Q:诱发裂变中，()是最重要也是研究最多的诱发裂变； A:中子诱发裂变；
Q:诱发裂变的一般表达式为() *A:n+X(Z,A)→X(Z,A+1)→Y1(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；γ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高的激发能，另一方面它们是远A:离β稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射()个中子）； 1～3 Q: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γ光子
Q:在上述过程中发射的中子和γ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γ光子；
-16A:10s
Q: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γ光子后初级产物仍是()，经过多次β衰变链，最后转变成() A:丰中子核；稳定的核素；
Q:β衰变的半衰期一般是大于()s，相对于瞬发裂变中子和γ射线，这是慢过程；
-2A:10
Q:在连续β衰变过程中有些核素可能具有较高的激发能，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Y
1、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:Z≤84和Z≥100；90≤Z≤98
Q:对于质量数在228～255的锕系元素，如铀2
33、钚2
39、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=140的核特别容易形成，这是壳效应引起的； A:140
Q:核裂变重碎片的质量平均数在AH≈140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（）； 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：20
Q：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（）的活度浓度最高； A：钾40
Q：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：γ辐射源；中子源；
Q：铀235每次裂变大约有（）的γ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，γ射线能量大部分在（）以下，平均是（）。 A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeV
Q：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，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γ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；γ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：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α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；238U
Q：常用的α放射源活度一般较低，一般在（）Bq A：104～3.7×109
Q：α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α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，不能随便拆开或扔掉。 A：7MeV；6cm；极毒或高毒核素；密封；
Q：β放射源主要用于（）和（）β，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β放射性核素有：（）等；
β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204Ti
Q：β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强（），能量超过（）的β粒子可穿透皮肤表层，故应考虑（）；
A：100倍；70ke；Vβ外照射的防护
Q：β粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比β粒子强得多；在使用时不能忽视（）的防护，即使是纯β发射体，也要注意减少轫致辐射的影响。 A：轫致辐射；穿透；γ光子
Q：屏蔽β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γ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γ射线和X射线的放射性核素；β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、244Cm
Q：低能光子比较容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）； A：高能γ射线; 轫致辐射的影响
Q：由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生的中子； A：自发裂变; （α，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：γ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γ辐照装置已不少见； A：3E15～2E16Bq; 3E16Bq
Q：活度在（）的γ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：E8～2E12Bq
Q：γ射线的贯穿能力很强，使用γ放射源主要防止（）； A：外照射
Q：γ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γ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；50MBq
Q：利用α粒子与轻元素（如铍）的(α,n)反应或高能γ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; 2E7～4E9;豁免活度～2E7
Q：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1000
Q：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（）、（）、（）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；25
Q：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；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%)；200
Q：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-5；1.3E10～1.8E10
Q：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、γ测量、采矿设计、凿岩爆破、矿石检查、放射性分选、运输和三废处理；
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；24
Q：一般燃料组件在反应堆内使用（）年的时间； A：3～5
Q：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
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；α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，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；1.05
Q：考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生(n,γ)反应而浪费掉（对铀235其σf=583靶，σr=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（σf+σr）/σf≈（）g A：1.23
Q：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：
A：第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子车照条件下，元件包壳会受到一定操作。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。
Q：核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量来衡量。 A：燃耗深度
Q：为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，大多数现代轻水堆的转化比约为（），高温气冷堆具有较高的转化比，为（），因此有时被称为（）。 A：0.6；0.8；先进转化堆
Q：以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到（），主要堆型是采用（）作为冷却剂的（）。 A：1.2；液态金属钠；钠冷快堆
Q：对于同等体积的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大； A：球；圆柱；长方体堆
Q：根据最佳体积和加工制造方面的原因，反应堆实际上采用球形的不多，多数是采用圆柱形的。
Q：圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：在高度方向上为（）分布、半径方向上为（）分布； A：余弦；零阶贝塞尔函数
Q：堆芯内的体积释热率空间分布是随（）而变化的，在对堆芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。 A：燃料寿期；
Q：裂变核反应率密度的强弱取决于（） A：堆内中子注量率的水平；
Q：中子注量率分布的展平方法（）
堆芯径向分区装载；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物
Q：以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有（）五种堆型。
A：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）
Q：核反应堆的基本特征有（）以及该种堆型的主要特点等。
A：燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路
Q：压水堆核电站采用以（）作核燃料，燃料芯块中铀235的富集度约（）；核燃料是高温烧结的（）芯块，将其封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约（）cm，长约（）m。几百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形；
A：稍加浓铀；3%；圆柱形二氧化铀陶瓷燃料；20；3
Q：压水堆的冷却剂是（），其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂； 轻水（价格便宜且有优良的热传输性能）
Q：压水堆是一种使冷却剂处于（）状态的轻水堆，压水堆冷却剂入口水温一般在（）℃左右，出口水温（）℃左右，堆内压力（），如大亚湾。 A：高压；290；330；15.5MPa
Q：（）是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备； A：蒸汽发生器
Q：在已建、在建和将建的核电站中压水堆占（）左右。压水堆核电站最显著的特点是：（）; （）;主要缺点是（）（）
A：64%；结构紧凑、堆芯的功率密度大；经济上基建费用低、建设周期短；主要缺点之一：必须采用高压的压力容器（压力容器的制作难度和制作费用高）；主要缺点之二：必须采用一定富集度的核燃料
Q：沸水堆与（）同属于轻水堆家族，都使用（）作慢化剂和冷却剂、（）作燃料，燃料形态均为（），外包锆合金包壳；堆芯内共有约（）个燃料组件，每个组件为（）正方排列，其中含有（）是燃料元件和（）根空的中央棒（水棒）；
A：压水堆；轻水；低富集度铀；二氧化铀陶瓷芯块；800；8×8；62；2
Q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有（）、（）（）三个不同的特点：
A：直接循环；工作压力可以降低；堆芯出现空泡。
Q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是（）：
A：辐射防护和废物处理较复杂；功率密度比压水堆小；
Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反应堆；重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是（），这种芯块也是放在密封的外径约为（）mm长约（）mm的锆合金包壳管内构成棒状元件；由（）到（）是数目不等的燃料元件棒组成长约（）mm、外径（）mm左右的燃料棒束组件；
A：慢化剂；烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷瓷块；十几；500；19；43；500；100
Q：重水堆反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件的压力管排列而成；压力管（）放置，管内有（）束燃料组件，构成水平方向尺度达（）m的活性区； A：水平；12；6
Q：重水堆核电站的特点是（）
A：中子经济性好可以采用天然铀作为核燃料；比轻水堆更节约天然铀；可以不停堆更换核燃料；重水堆的功率密度低；轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重
Q：高温气冷堆用（）作为冷却剂的反应堆；其特点：不会发生（）；但气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大；为了提高气体的密度及导热能力，也需要（）； A：气体；相变；加压
Q：快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆；一般采用（），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为（）mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒；
A：0.1MeV；氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀—碳化钚混合物）；6
Q：快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为（）和（）两部分。 燃料区；增殖再生区
Q：快堆中的冷却剂主要有两种：（）或（） A：液态金属钠；氦气（分为钠冷快堆和气冷快堆）
Q：核岛四大部件：（）、（）、（）和（）。
A：堆芯；蒸汽发生器；稳压器；主泵（在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设备的辅助系统）；
Q：（）实质上是二回路与三回路之间的热交换器；三回路是一个（）回路； A：冷凝器；开式；
Q：在冷凝器里三回路的水与二回路的水也是互不接触的，只是通过（）传递热量； A：冷凝器的管壁
Q：二回路系统的主要功能是（）。
A：将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机组做功发电和供电站其他辅助设备使用；
Q：保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有（）：
A：化学和容积控制系统、主循环泵轴密封水系统；
Q：为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：（）； A：设备冷却水系统、停堆冷却系统
Q：在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有（）：； A：安全注射系统、安全壳喷洒系统
Q：控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：（）；
A：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、废物处理系统、硼回收系统、取样分析系统
Q：一回路其他辅助系统（）：；
A：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系统等
Q：二回路辅助系统（）：。
A：主蒸汽排放系统、蒸汽再热及抽汽系统、凝结水给水系统、事故给水系统、蒸汽发生器排污系统、润滑油系统及循环冷却水系统等等
Q：核动力厂厂址选择的主要目的是（），同时也应考虑（）；
A：保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响；核动力厂正常的放射性物质的释放对公众和环境的影响
Q：核安全基本原则涉及（）、（）及（）原则； A：管理责任；纵深防御；若干基本技术
Q：（）应当对核设施的安全负有全面的最终责任，不因有设计方、供货方、合同方和监管方的存在而减轻其责任；
A：营运单位
Q：根据国际辐射防护委员会第60号报告，辐射防护基本原则主要包括以下几点：（） A：辐射实践的正当性；辐射防护与安全的最优化；剂量限值和剂量约束；
Q：纵深防御的三个目标（）
A：补偿或纠正设备故障或人员差错；维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂；在屏障本身的有效性不能完全保持时，保护从业人员、公众和环境不致受到辐射伤害；
Q：纵深防御的两个策略（）
A：预防事故发生；在一旦事故发生时，限制其后果，并防止它向更严重的情况进展；
Q：纵深防御在核动力厂设计中的基本实施办法（） A：预防；检测；保护；包容；应急
Q：为了履行保证公众健康和安全的责任，核设施营运单位必须遵循（）和（）的要求，制定相应的核设施质量保证大纲，并报（）审核；
A：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》；核安全法规HAF003《核电厂质量保证安全规定》；国家核安全部门
Q：质量保证大纲包括（）、（）。
A：核设施的质量保证总大纲；每一种工作（单位）的质量保证（分）大纲；
Q：辐射防护目标是保证在所有运行状态下辐射照射或由于任何计划排放的放射性物质引起的辐射照射保持（），保证减轻任何事故的放射性后果； A：低于规定限值并且合理可靠尽量低
Q：1999年IAEA核安全顾问组发表的报告（INSAG-12）中提出的核电厂运行安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）；大量放射性释放概率为：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂） A：10-4；10-5；10-5；10-6
Q：2002年5月我国核安全局发表的政策声明《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中提出新建核电厂的安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年；大量放射性释放概率为： （）/堆年。 A：10-5；10-6
Q：风险的大小既与（）有关，也与（）有关；在数量概念上就是（）与（）的乘积； A：发生危害事件的频率；发生危害事件的后果；频率；后果
Q：风险分析方法通常采用（）分析方法和（）分析方法： A：事件树；故障树
Q：核电厂概率安全分析（PSA）有三个级别：Level 1（）；Level 2（）；Level 3 （）。 A：堆芯严重损伤的概率分析；大量放射性向环境释放的概率分析；产生重大后果（生命、健康、环境和财产）的概率分析。
Q：安全文化的实质是（）
A:价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体；
Q：安全文化特性是（）、（）、（）。 A:安全第一的思想； 主动精神； 有形导出
Q：安全文化是基本的管理原则，由（）和（）这两个主要方面组成； A:体制；个人的响应
Q：核安全的实现取决于两方面的因素，一个是（），另一个是（）。 A:政策和管理方面的承诺与能力；每个人本身的承诺与能力
Q：营运单位的安全管理体系包括（）六个组成部分。 A:政策、组织、计划和实施、衡量绩效、审查与监管
Q：为了使核安全文化更加奏效，核安全文化的要求是按照不同层次的每个人的响应这样一种方式展开的，具体分为（）三个层次；各个层次的每个人都要真正树立（）的观念， A:决策层、管理层和基层；“安全第
一、质量第一”
Q：1996年IAEA发布和实施了（）；
A: “单位安全文化自我评价和国际原子能机构安全文件评价组导则”（ASCOT导则）
Q：安全文化评价可有三种方式：（）； 在三种评价方式中是最规范的；
A:单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价和二者结合的评价；IAEA安全文化评价组评价
