注册核安全工程师习题

Q:核反应也能够按入射粒子能量来分类,低能核反应入射粒子能量在以下；中能核反应:入射粒子能量在反应；高能核反应入射粒子能量在0以下；A:100MeV;100MeV-lGeV;IGeVQ: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对核反应称之为放能反应；对于Q0称为吸能反应；A:Q0Q对于吸能反应而言，称为核反应阈能Tth；A:能发生核反应最小入射粒子动能TaQ为保持动量守恒，入射粒子动能除了要供给被体系吸收Q值外，还要提供，显然，T必须a才能发生吸能反应；A:反应产物动能；超出Q一定数值Q要使吸能反应能发生，入射粒子在L系中动能L最少，并定义为反应阈能，h；A:等于ma+nh/m XQAQ:单位时间内应与和Ns单位面积内靶核数成正比，N=1凡；称为截面，其物理NTIS意义为，其量给为，惯用单位为，用b表示，1b二O#二cnA还有毫巴mb和微巴ub；A:入射粒子与靶核发生反应数N;I单位时间入射粒子数；一个入射粒子入射到单位面积A7MeV；6cm；极毒或高毒核素；密封;QB放射源主要用于（）和（）B,还可用作放射性测厚仪、皮肤科敷贴器和气相色谱仪电子捕食器等；惯用B放射性核素有（）等；B活度测量；能量响应刻度时参考源和工作源；3H、14C、58C

0、60Co、63Ni、A85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204TiQ B射线穿透能力比一样能量Q粒子约强（），能量超出（）B粒子可穿透皮肤表层，故应考虑（）；A100倍；70ke；VB外照射防护QB粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比B粒子强得多；在使用时不能无视（）防护，即使是纯B发射体，也要注意降低物致辐射影响A车刃致辐射；穿透；Y光子Q屏蔽B作用应选取（）以降低物致辐射，外面再用（）屏蔽物致辐射和其余Y光子A低原子序数材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）；高原子序数材料Q低能光子源是利用（）或利用（）制成源统称；主要用于（）等仪表；发射低能光子惯用放射性核素有O等；A发射低能Y射线和X射线放射性核素；B辐射体与靶物质产生物致辐射；厚度计、密度计、X射线荧光分析仪；55Fe、57C、

1251、238Pu、241Am.244CmQ低能光子比较轻易屏幕，但要注意可能存在（）和（）；A高能丫射线；物致辐射影响Q由238Pu、241Am等a放射性核素制成低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生中子；A自发裂变；（a,n）反应Q低能光子（）相当显著，使用时应考虑对（）防护；A散射效应；散射Q低能光子源惯用（）密封，（）不耐酸碱腐蚀，也不耐水，使用和存放时应保持干燥,预防受潮，以免变质；A镀窗；镀Q丫放射源是使用最多放射源，广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部分；为了取得高剂量率辐射场，装源量多数在（）范围内，大于O Y辐照装置已不少见；A3E152E16Bq；3E16Bq〜Q活度在（）丫放射源主要用于各种仪表（如料位计、核子秤、密度计等）、工业射线摄影和人体内腔医疗；AE82E12Bq〜QY射线贯通能力很强，使用丫放射源主要预防（）；A外照射QY源在固定工作场所使用时应利用建筑物（）和（）进行屏蔽，使屏蔽墙外人员所受照射低于要求剂量限值；设置（）、（）等；源使用场所若经常改变暂时用栏杆、绳子或其余障碍物围起来；活度小于O Y源，通常可利用时间防护和距离防护，对工作场所外影响很小；A墙；门；可靠安全连锁装置；设置警告信号和标志；50MBqQ利用a粒子与轻元素（如镀）（，n）反应或高能Y射线与钺（或笊）（,n）反应可制成不一样能谱中子源；惯用中子源有O镭等；A一钺中子源、锢-被中子源、针-被中子源、杯-钺中子源Q利用重核自发裂变产生中子中子源称为自发裂变中子源，（）最适宜，应用最多；其中子产额高、体积小、可制成点源，所以应用广泛；A252Cf中子源Q工作场分级按放射性核素日等效最大操作量大小分为甲（大于（））、乙（）和丙（）三个等级；A4E9Bq；2E74E9；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（）操作方式关于因子（）；A

10、

1、

0.1和

0.01；从

0.001到1000QX射线机产生X线强度正比于（）、（）和（）；A靶物质原子序数Z；电流强度I；电子加速电压（管电压）U平方Q反应堆生产放射性同位素主要包含（）、（）、（）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，产生放射性同位素活度与（）、（）、（）、（）、（）及（）等关于；A辐照处中子注量率；辐照时间；靶核中子反应截面；靶量；丰度；生成核素半衰期Q在国际上已确定为临床应用放射性同位素中，加速器生产有（）多个，反应堆生产有（）种A40；25Q加速器生产放射性同位素产额决定于（）等；A加速器加速粒子能量和整流强度、靶材靶量和丰度、生成核素核反应截面、打靶时间和生成核素半衰期Q核燃料循环包含（）、（）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按照对乏燃料管理策略不一样，燃料循环基本上有两在模式，也称两大技术路线，及（）和（）cA后处理模式；“一次经过”模式Q铀在地壳中分布广泛，其平均含量为（），其总量约为（）吨；天然铀同位素有三种Oo自然界大约有种铀矿物；A4E-6；

4.5E9；238U

99.276%/235U

0.720%/234U

0.0056%；200Q铀在地壳存在形式通常以形式存在如沥青铀矿；或以如牡、错、稀土矿物结晶格架中；A铀矿物；类质同象形式进入其余非铀矿物Q牡在地壳中平均含量为，其总量约为吨；Q现在核燃料原料勘探、开发和应用主要是资源开发；铀矿Q铀壮矿特点有、、、OoA能够是单独也能够是共生；具备放射性；射气现象；具备重金属性质Q铀、壮矿物及伴生放射性矿开采特点以下因为具备放射性，在开采过程中应制订；分为和；必须具备完整六大系统；开采流程A较为严密辐射防护方法；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；另外还有辐射防护体系和应抢救险保障体系等；辐射取样编录、Y测量、采矿设计、凿岩爆破、矿石检验、放射性分选、运输和三废处理；Q铀矿加工采取有从矿石提取铀;A湿法冶金（用酸法或碱法）Q核燃料组件主要由（）、（）、（）和（）组成；核燃料特点是（），一座1000MW级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通常燃料组件在反应堆内使用（）年时间；A35〜Q核燃料组件制造工艺（从低浓UF6开始到燃料组件成品，主要有以下工序）（）A化工转化一制备可烧结U02粉末；U02芯块制备；组件零部件制造；燃料元件棒制备；组件组装Q乏燃料组成是（）、（）和（）；A原有组成；裂变产物；钢系产物Q后处理意义是（）A充分利用核燃料资源；后处理对核废物长久安全管理也极为主要Q依据后处理工艺是否包括水介质可分为（）和（）两类；A水法；干法Q废物最小化是把放射性废物量和活度降低到O水平；包含从核设施设计到退伍各个阶段，降低废物产生，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方法;A合理达成尽可能低;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；大致积废气和废液净化后向大气或水体排放；浓集在小体积中放射性核素Q核设施退伍策略分为O三种形式；A立刻拆除、延缓拆除和就地埋葬Q放射性废物是一个（）源和（）源；A电离辐射；环境污染Q放射性废物安全管理除遵照（）管理要求外，还要遵照（）管理要求，执行（）；A通常有毒有害物质；电离辐射源；辐射防护三标准Q放射性废物管理以（）方式实施全过程管理，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核临界控制伎俩有（）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容量，可采取（）储存方法A乏燃料密集化Q应确保乏燃料储存在正常和可信异常条件下都处于（）状态临界分析时应考虑双偶然事件标准以及会使储存阵列反应性达成（）参数和条件；A次临界；最大Q通常乏燃料储存阵列K0门操作限值取（）；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裕量都要（）；A

0.90；

0.95；降低Q乏燃料后处理厂核临界安全控制通常应符合（）标准，应尽可能采取几何控制；对于不能采取几何控制大型设备则应采取（）；A双重偶然；可溶性或固定中子毒物控制Q核反应堆是一个综合技术装置，用来实现重元素（）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消失率为（）加上（）；A系统内中子吸收率；系统内中子泄漏率QK=l,链式反应过程处于（）；若KG,反应堆状态称为（）；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（）关于，同时也与（）关于；A堆芯系统材料成份和结构（如易裂变核素富集度、燃料一慢化剂百分比等）；堆尺寸和形状Q一个铀235核裂变能够释放出（）能量，相当（）Jo所以1MW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lMWd能量需要（）g铀235裂变A200MeV；

3.2E-11；

3.12E16；

2.70E21；

1.05；

1.05Q考虑到在裂变同时必要有一部分铀235因为发生（n,Y）反应而浪费掉（对铀235其尸583靶,产101靶）所以发出lMWd能量实际上需要消防铀235为

1.05g（f+Or）/产（）g A

1.23Q有两个原因影响着核燃料燃耗浓度（），在元件尚剩不少铀235（心脏运行中生成钵239）时就不得不换料A第一伴随可裂变核消耗反应堆有效增殖系数K有效会不停下降，当降到1以下时，堆就不能达成临界了，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预防包壳破损造成放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置时间是受到严格控制Q核燃料燃烧充分程度常采取（）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能力，引入一个称为转化比量，大多数当代轻水堆转化比约为（），高温气冷堆具备较高转化比，为（），所以有时被称为（）A

0.6；

0.8；先进转化堆Q以钵239作为燃料快中子反应堆具备非常优良有增殖性能，其增殖比能够达成（），主要堆型是采取（）作为冷却剂（）A

1.2；液态金属钠；钠冷快堆Q对于同等体积堆、（）形中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大；A球；圆柱；长方体堆Q依照最好体积和加工制造方面原因，反应堆实际上采取球形不多，多数是采取圆柱形Q圆柱形均匀堆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堆芯内体积释热率空间分布是随（）而改变，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改变应由反应堆物理计算得到A燃料寿期；Q裂变核反应率密度强弱取决于（）A堆内中子注量率水平;内只含有一个靶核靶子上所发生反应概率；面积；巴；128；12Q对于一定入射粒子和靶核，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，它与分截面关系为，它表示产生各种反应A:各反应道截面；尸2二总概率Q:核反应中各种截面均与关于，截面随改变关系称为激发函数，即E-E函数关系；与此函数对应曲线为；A:入射粒子能量；入射粒子能量；激发曲线Q核反应产额为与之比，丫=N/I；核反应产额与、、等关于，对靶体，不一样深度处是不一样；A:入射粒子在靶体引发核反应数；入射粒子数；反应截面；靶厚度；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现象；自发裂变通常表示式为，在自发裂变母核与裂变产物间关系为，即守恒；A:XZ,A^Yi ZA；A=A1+A2；Z=Zi+Z；粒子数AI+Y Z,b2222Q自发裂变能Qf,s,定义为Qf,s二TY1Z1,A1+TY2Z2,A2；A:两个裂变产物动能之和，Q由0能够导出Qf,MZ,Ac2-EMZi,A.+MZ.,A2]XC2；Q,,.二BZi,AJ+BZ%A-BZ,A,式中B为结合能；A:能量守恒Q中子注量率分布展平方法O堆芯径向分区装载；合理布置控制棒；引入合理公布可燃毒物Q以发电为目标核能动力领域，世界上应用比较普遍或具备良好发展前景主要有（）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核反应堆基本特征有（）以及该种堆型主要特点等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压水堆核电站采取以（）作核燃料，燃料芯块中铀235富集度约（）；核燃料是高温烧结（）芯块，将其封装在细长错合金包壳管中组成燃料元件，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o形；A稍加浓铀；3%；圆柱形二氧化铀陶瓷燃料；20；3Q压水堆冷却剂是（），其不但作为中子慢化剂同时也用作冷却剂；轻水（价格廉价且有优良热传输性能）Q压水堆是一个使冷却剂处于（）状态轻水堆，压水堆冷却剂入口水温通常在（）C左右,出口水温（）左右，堆内压力（），如大亚湾A高压；290；330；

15.5MPaQ（）是分隔冷却剂回路和二回路关键设备；A蒸汽发生器Q在已建、在建和将建核电站中压水堆占（）左右压水堆核电站最显著特点是（）；（）；主要缺点是O OA64%；结构紧凑、堆芯功率密度大；经济上基建费用低、建设周期短；主要缺点之一必须采取高压压力容器（压力容器制作难度和制作费用高）；主要缺点之二必须采取一定富集度核燃料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（），外包错合金包壳；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；8X8；62；2Q与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有（）、（）（）三个不一样特点A直接循环；工作压力能够降低；堆芯出现空泡Q与压水堆核电站相比，沸水堆核电站主要缺点是（）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（）反应堆；重水堆燃料元件芯块也与压水堆类似，是（）,这种芯块也是放在密封外径约为（）初长约（）mm错合金包壳管内组成棒状元件；由（）到（）是数目不等燃料元件棒组成长约（）mm,外径（）山川左右燃料棒束组件；A慢化剂；烧结二氧化铀短圆柱形陶瓷瓷块；十几；500；19；43；500；100Q重水堆反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件压力管排列而成；压力管O放置，管内有（）束燃料组件，组成水平方向尺度达（）m活性区；A水平；12；6Q重水堆核电站特点是（）A中子经济性好能够采取天然铀作为核燃料；比轻水堆更节约天然铀；能够不停堆更换核燃料；重水堆功率密度低；轻水堆失水事故后果可能比重水堆严重Q高温气冷堆用（）作为冷却剂反应堆；其特点不会发生（）；但气体密度低，导热能力差，循环时消耗功率大；为了提升气体密度及导热能力，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O以上快中子引发反应堆；通常采取（），将二氧化铀与二氧化钵混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为（）mm不锈钢包壳内，组成燃料元件细棒；A

0.IMeV；氧化铀和氧化钵混合燃料（或采取碳化铀一碳化钵混合物）；6Q快堆堆芯与通常热中子堆堆芯不一样，它分为（）和（）两部分燃料区；增殖再生区Q快堆中冷却剂主要有两种（）或（）A液态金属钠；氨气（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确保反应堆安全而设备辅助系统）；Q（）实质上是二回路与三回路之间热交换器；三回路是一个（）回路；A冷凝器；开式；Q在冷凝器里三回路水与二回路水也是互不接触，只是经过（）传递热量；A冷凝器管壁Q二回路系统主要功效是（）A将蒸汽发生器产生饱和蒸汽供汽轮机组做功发电和供电站其余辅助设备使用；Q确保反应堆和一回路系统正常运行系统有（）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确保核电站反应堆及主厂房安全系统有（）；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，降低对自然环境放射性排放系统有（）；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一回路其余辅助系统（）；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核动力厂厂址选择主要目标是（），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发过量辐射影响；核动力厂正常放射性物质释放对公众和环境影响Q核安全基本标准包括（）、（）及（）标准；A管理责任；纵深防御；若干基本技术Q（）应该对核设施安全负有全方面最终责任，不因有设计方、供货方、协议方和监管方存在而减轻其责任；A营运单位Q依照国际辐射防护委员会第60号汇报，辐射防护基本标准主要包含以下几点（）A辐射实践正当性；辐射防护与安全最优化；剂量限值和剂量约束；Q纵深防御三个目标（）A赔偿或纠正设备故障或人员差错；维持屏障本身有效性并预防故障传输到全厂；在屏障本身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，并预防它向更严重情况进展；Q纵深防御在核动力厂设计中基本实施方法（）A预防；检测；保护；包容；应急Q为了推行确保公众健康和安全责任，核设施营运单位必须遵照（）和（）要求，制订对应核设施质量确保纲领，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《核电厂质量确保安全要求》；国家核安全部门Q质量确保纲领包含（）、（）A核设施质量确保总纲领；每一个工作（单位）质量确保（分）纲领；Q辐射防护目标是确保在全部运行状态下辐射照射或因为任何计划排放放射性物质引发辐射照射保持（），确保减轻任何事故放射性后果；A低于要求限值而且合理可靠尽可能低Q1999年IAEA核安全顾问组发表汇报（INSAG-12）中提出核电厂运行安全目标是堆芯熔化率（）/堆年（对已运行核电厂）和（）/堆年（对未来核电厂）；大量放射性释放概率为（）/堆年（对已运行核电厂）和（）/堆年（对未来核电厂）A10-4；10-5；IO-5；10-6Q5月我国核安全局发表政策申明《新建核电厂设计中几个主要安全问题技术政策》中提出新建核电厂安全目标是堆芯熔化率/堆年；大量放射性释放概率为/堆年A105；10-6Q风险大小既与关于，也与关于；在数量概念上就是与乘积；A发生危害事件频率；发生危害事件后果；频率；后果Q风险分析方法通常采取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Level1；Level2；Level3A堆芯严重损伤概率分析；大量放射性向环境释放概率分析；产生重大后果生命、健康、环境和财产概率分析Q安全文化实质是A:价值观、标准、道德和可接收行为规范统一体；Q安全文化特征是、、oA:安全第一思想；主动精神；有形导出Q安全文化是基本管理标准，由和这两个主要方面组成；A:体制；个人响应Q核安全实现取决于两方面原因，一个是，另一个是A:政策和管理方面承诺与能力；每个人本身承诺与能力Q营运单位安全管理体系包含（）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为了使核安全文化愈加奏效，核安全文化要求是按照不一样层次每个人响应这么一个方式展开，详细分为（）三个层次；各个层次每个人都要真正树立（）观念，A:决议层、管理层和基层；“安全第

一、质量第一”Q1996年IAEA公布和实施了（）；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；A:单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价和二者结合评价；IAEA安全文化评价组评价Q自发裂变发生条件，即0A:Q人大于0；两裂变碎片结合能大于裂变核结合能；Q裂变碎片是很不稳定原子核，首先碎片处于，另首先它们是，所以自发裂变核又是一个；A:较高激发态；远离B稳定线丰中子而发射中子；很强中子源Q超杯元素一些核素如Cm

244、Bk

249、Cf

252、Fm255等性质,尤其以Cf252最为突出,lgCf252体积甚小于，而每秒可发射个中子；A:自发裂变;1cm3；

2.31E12Q:当具备某粒子a轰击靶核A时，形成复合核发生裂变，其过程记为Aa,fjf2表示裂变,其中匕，f2代表A:一定能量；裂变裂变碎片；Q当形成复合核时，复合核通常处于态，其时，那么核裂变就会立刻发生；A:激发；激发能E*超出它裂变位垒高度EbQ诱发裂变中，是最主要也是研究最多诱发裂变；A:中子诱发裂变；Q诱发裂变通常表示式为0A:n+X Z,A-X*Z,A+l-Y]Z[，A+Y Z,A；222Q:通常假定靶核是静止，中子动能为L；依照复合核激发能和裂变势垒相对大小，能够分为和两种情况;A:热中子核裂变；阈能核裂变Q裂变后现象是指裂变碎片及其，如碎片、、、等；A:各种性质；随即衰变过程及产物；质量；能量；释放中子；丫射线Q原子核裂变后产生两个质量不一样碎片，它们受到排斥而飞离出去，使得裂变释放能量大部分转化成碎片，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原子核，首先是因为碎片具备很高激发能，另首先它们是远A:离B稳定线丰中子核，因而能直接发射中子通常发射个中子；1-3Q发射中子后碎片激发能小于核子平均结合能8MeV不足以发射核子，主要以形式退激;发射Y光子Q:在上述过程中发射中子和丫光子是在裂变后小于短时间内完成，称为瞬发中子和瞬发Y光子；A:10I6sQ发射中子后碎片称为A:次级碎片或称裂变初级产物；Q发射丫光子后初级产物仍是，经过数次B衰变链，最终转变成A:丰中子核；稳定核素;Q B衰变半衰期通常是大于（）s,相对于瞬发裂变中子和Y射线，这是慢过程；A:102Q在连续B衰变过程中有些核素可能具备较高激发能，其激发能超出中子结合能就有可能发射中子，这时发射中子称为缓发中子（其产额占裂变中子数（）左右）；A:l%Q:在二分裂情况下，碎片Yl、Y2质量分布有两种情况（）和（）；A:对称裂变；非对称裂变Q对（）核素，质量对称为概率最大，称为对称裂变；（）核素其自发裂变和低激发能诱发裂变碎片质量分布是非对称，称为非对称裂变，随激发能提升，非对称裂变向对称裂变过滤;A:Z84和Z2100；90WZW98Q对于质量数在228255钢系元素，如铀

233、杯

239、弼252非对称裂变后碎片质量都有〜AH约为（），而且AH、AL互补，这说明AH二140核尤其轻易形成，这是壳效应引发；A:140Q:核裂变重碎片质量平均数在AH心140几乎不变，而轻碎片则随（）而改变；A裂变核Q裂变中子包含（）和（）（约点总数建）两部分；A:瞬发中子；缓发中子Q辐射源按其产生起源分为（）和（）；其中天然辐射对人类照射占总剂量（）以上；其次是医学辐射，约占总剂量（）；A天然辐射源；人工辐射源；90%；4%Q现在广泛应用各种放射性同位素基本上都是由（）和（）生产，其基本原理是由反应堆产生（）和由加速器产生（）和（）相互作用，经过（n,f）、（p,n）、（d,n）等各种核反应行到所需要放射性同位素；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，必须遵照（），首先确定应用（），其次在进行辐射防护时要控制放射工作人员、患者和周围公众照射剂量（），实现辐射防护（）；A辐射防护“三标准”；正当性；尽可能低；最优化Q在使用密封源时，重点防护（），尤其要加强放射源O管理，预防（）；A外照射；安全；丢失被盗Q使用非密封源时，要预防（）和（），要设置有效（）；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，要依照不一样类型装置产生污染源采取不一样防护方法，尤其要设置确实可靠（），预防人员误照射;A安全连锁装置Q核燃料循环设施与核反应堆基本工作原理包含（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）基本知识；A铀矿勘探、开采与加工；铀化合物转化；浓缩（富集）铀生产；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伍；核燃料加工、处理设计核临界安全控制Q辐射源是能够经过发射（）或释放（）而引发（）一切（）或（）；A电离辐射；放射性物质；辐射照射；物质；实体Q从辐射源起源分为（）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，其中京

3、碳

14、钺7和钠22贡献较大；A20Q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为母核放射性）、舸一铀系系（以铀235为母核放射性）和壮系（以牡232为母核放射性）三个系一些核素；无衰变系列长寿命放射性核素Q原生放射性核素广泛存在于地球岩石、土壤、江河、湖海中，这些元素浓度和分布随（）不一样而改变，其中，（）活度浓度最高;A岩石结构类型；花岗岩Q土壤和岩石中所含铀、牡、钾等元素，以（）活度浓度最高；A钾40Q人工辐射源主要有（）、（）和（）；A核设施；核技术应用辐射源；核试验落下灰；Q反应堆正常运行时主要辐射源是（）和（）；A丫辐射源；中子源；Q铀235每次裂变大约有（）Y能量在衰变一秒后由裂变产物放出，其中四分之三以上能量在（）内放出，Y射线能量大部分在（）以下，平均是（）A

6.65MeV；1000秒；2MeV；

0.7MeVQ裂变中子具备分布很宽能量，从（）一直到（），峰值位于（），平均能量约（）；反应堆（）相当大，是一个（）中子源；AeV级;18MeV；

0.8MeV；2MeV；活性区（堆芯）;体积;Q裂变产物衰变时放出中子，每次裂变放出缓发中子只有（），而且能量较低；A

0.0158；Q不论是堆内辐射场还是堆外引出束，都是Y射线和中子混合场，不但（）高，（）也高，中子场往往又是（）、（）与（）混合场A:中子注量；Y辐射剂量；快中子；共振中子；热中子;Q核燃料循环设施包含核燃料（）、（）、（）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给予足够重视；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固结在覆盖层里并呈（）放射性物质A固体形态Q密封源种类很多，按活度不确定度可分为（）、（）、（）、（）等；按用途可分为医疗用、工业摄影（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检验源；工作源；参考源；标准源；Q放射源主要用于（）、（）和（）；惯用a放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）;等；A烟雾报警器；静电消除器；放射性避雷器等离子发生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238UQ惯用a放射源活度通常较低，通常在（）BqA104-

3.7X109Q粒子能量通常低于（），在空气中射程小于（），没有外照射危险；绝大多数a核素属于（）；使用时要尤其注意保护源O性能，预防将源丢失或被盗；没有使用价值废源应按要求处理，不能随便拆开或扔掉。