注册核安全工程师实务试题2.docx
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注册核安全工程师实务试题2
第二章考题预测
本章重点(老师课后20点)
1、铀矿冶是什么性质的作业。
开放性的,不是密闭性的。
2、尾矿铀的含量是原矿的多少:
98%.
3、铀选冶厂(水冶)尾矿废渣的产生率:
1.2×103t废渣/t铀
4、铀矿工个人剂量的贡献占总的:
63.56%
5、矿山风机停风,氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平:
3-5min
6、铀矿山的通风备用系数:
20%
7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少:
0.74Bq/m2s
8、尾矿库的安全系数:
1.05
9、尾矿库安全超高:
水面高50m,坝高再高5-10m
10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名:
第18位。
11、氡的半衰期:
3.825天
12、尾矿库防洪设计年限:
一级1000年洪水最大来设计,用有史以来最大的来校对;二级尾矿库用百年洪水来设计,用1000年一遇来校对。
13、放射性预选:
选矿的选出率:
15%-20%,把废石选出。
14、矿井中的氡的浓度标准:
3.7kBq/m3,氡子体6.4μJ/m3
15、对职业照射,对公众贡献最大的是:
氡和氡子体。
16、人洗澡后的去污效率:
一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上,污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污,其去污率可达70%以上。
17、氡的测量方法:
氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法
1、氡的测量方法有瞬时测量法(电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法)、累积测量法
2、铀矿工个人剂量监测:
监测方法:
(1)KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计(有源式)
(2)KF606矿工个人剂量计无源式
18、废水处理方法:
1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质(沉淀)
2、废水除镭的方法:
二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法
3、污渣循环法可以通过沉淀,除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。
29、尾矿库的治理方法:
1、物理稳定法。
2、化学稳定法。
3、植被稳定法。
4、综合稳定法。
20、氡的射气、析出系数:
与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。
七章质量保证
第五节以后不考
主要还是一些概念不要死记硬背,掌握核质量保证法规和导则的基本结构和内容,在此基础上了解相应导则的内容。
第一章后半章张健(包括重点)
1、对火灾和爆炸的防护以:
保证停堆、排除余热、包容放射性---------三个基本安全
功能为主要目的。
防火目标:
1)防止火灾发生。
2)及时探测发生的火灾并迅速灭火。
3)防止未扑灭的火势蔓延。
2、 纵深防御概念,三个层次:
(1)第一个层次是防止发生火灾;
(2)第二个层次是及时地探测和扑灭火灾,限制火灾的损害;
(3)第三个层次是防止火灾的蔓延,将火灾对核动力厂安全重
要功能的影响减至最低。
3、重要:
火灾和灭火系统的二次效应
(1)高温和高热对构筑物和设备的损坏
(2)燃烧产生的烟雾可能对运行人员的伤害或对设备的腐蚀
(3)燃烧引起的爆炸及二次飞射物
(4)由于喷水意外地引入了慢化剂
(5)由于喷水导致内部水淹和设备的损坏
(6)由于喷水导致放射性物质的迁移
(7)干粉灭火剂导致电气设备接触不良或腐蚀
(8)二氧化碳灭火剂导致的突然降温及冲击等
4、概率安全分析在核动力厂的运行过程中也可以提供很好的的帮助:
(1)评估核动力厂的技术规格书等。
(2)为维修、试验和检查等活动确定合理的次序
(3)评估运行经验
(4)事故管理
5、设备的核安全分级
①安全级∶分为安全1级、安全2级、安全3
级和安全4级(非安全级);
②抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。
抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载,
抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载;
③质量级也称为规范等级
④质量保证级
所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震Ⅰ类,即要求部件与设
备能够抵御“安全停堆地震(SSE)”的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力
。
安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。
安全4级为非核安全级、质量4级(质量D组),执行常规产品相应的标准和质量保证要
求(例如∶ISO-9001)。
6、系统安全分级与部件安全分级的关系
①组成该系统的部件与设备的安全级别
与系统的安全级别相一致;
②安全级别不同的二个系统之间的接口部
件按较高的级别确定;
③与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级;
7、核级机械部件与设备设计的基本核安全要求:
1)在核设施(包括核电厂)服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运
行状态(包括∶正常运行和预计运行事件)和事故状态的设计基准事故工况下,各种稳态
和瞬态的荷载,并保持其设备与部件压力边界的结构完整性;
2)在核设施(包括核电厂)服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内,在运行状态
(包括∶正常运行和预计运行事件)和事故状态的设计基准事故工况下,各种稳态和瞬态
的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力;
3)在核设施的全寿期内,能够对在核设施(包括核电厂)服役的核级机械部件与设备的可
运行性和功能能力,以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。
8、什么是结构的完整性:
对于非承压部件而言,其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性;而对于设备的承压部件
而言,是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制,例如∶发生弹性
变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形(其结果会使部
件丧失尺寸的稳定性),但不允许出现部件压力边界的破裂。
9、核级机械部件与设备的抗震鉴定
设备抗震鉴定和动力学鉴定所采用的方法
主要有:
①分析法
②试验法
③分析和试验相结合的方法。
④利用经验数据鉴定设备。
10、机械部件与设备的环境鉴定
①部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故
和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功
能的能力;
②部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析
予以证实;
③部件与设备的环境设计,环境鉴定试验的有关分
析工作与核级设备其它活动一样,都必须在符合法
规要求的质量保证体系的有效控制下进行。
1、试验的顺序:
l) 机械老化试验;
2) 热老化试验;
3) 辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位
量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量);
4) 抗震试验;
5) 失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安
全壳内环境温度,压力的变化以及安全壳
喷淋环境中化学介质的影响)
12、在役检查的目的:
找出可能的损伤,以判断它们对核电厂继续安全运行是否可接受,或是否有必要采取补救措施。
13、在运行阶段,一定条件下有可能会进一步扩展,导致设备的失效,这样的条件至少包括:
(1) 运行水质不合格
(2) 运行状态不稳定
(3) 违反运行规程
14、在役检查发现缺陷的处理原则:
以确保在具有足够安全裕度的情况下,使得已经发现、且在扩展中的缺陷在下一次在役检查前不会发生失稳破裂或断裂。
15、设计阶段的可达性:
设备、人员、检验方法
16、核级机械部件与常规的区别:
1) 确定设计基准的原则不同
2) 核级必须采用成熟的经过验证的技术
3) 所有用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施(各种试验台架、装置)均需通过国家核安全局的认可。
4) 必须符合核安全法规HAF601
5) 必须符合核安全法规HAF003
6) 首次应用的设备必须经过设备鉴定
7) 核级设备的设计制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役必须在国家核安全局的独立监督下实施。
第十六节核材料管制
17、核材料的基本概念:
源材料(不包括钍)、特种可裂变材料、氚、锂-6及含上述物质的材料和物品都称为核材料。
18、直接使用核材料:
不需经过核素转化或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料。
如:
高富集度的铀、233U、其中238Pu低于80%的钚;以及含上述物质的化合物、混合物(如铀-钚混合氧化物元件)和乏燃料中的钚。
19、间接使用核材料:
除直接使用核材料以外的所有核材料,如天然铀、贫化铀、低富集度铀和钍。
20、核材料管制的目的:
保证符合国家利益及法律的规定、保证国家和人民群众的安全、保证国家对核材料的控制,在必要时国家可以征收所有核材料。
21、实物保护:
其含义为用于防止非法转移核材料和破坏核设施的保护措施和技术。
实物保护是一个综合性的概念,它包括设施设计(包括平面布置等)和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分以及实体屏障、探测报警系统等技术防范等硬件部分组成,实物保护要求有效性和完整性。
上述各组成部分是否构成一体,互相补充,不留漏洞,这是实物保护完整性要求。
各组成部分是否运行正常,能发挥预定效果,是实物保护有效性要求。
22、中国核材料实物保护等级划分:
按照性质、数量划分。
共I、II、III级。
I级最高,具体数据不要求背。
材料 状态 等级:
I
钚 未辐照过的 2kg以上
铀 未辐照过的,U富集度》20%浓缩铀 5kg以上
氚 未辐照过的,以氚量计 10g以上
第十七节核动力厂和营运单位的应急准备和应急响应
23、应急演习:
核事故应急响应过程可能相当复杂,因此应急演习也必然是多种多样的。
应急演习通常按演习涉及范围分为以下几类:
(1)单项演习
(2)综合演习
(3)联合演习
24、我国核事帮应急实行三级管理,即国家、地方(省、自治区、直辖市)政府及核设施营运单位三级
25、我国应急工作方针:
“常备不懈,积极兼容,统一指挥,大力协同,保护公众,保护环境”
26、三级管理的职责:
国家:
组织制定和实施国家核事故应急计划,审查批准场外核事故
27、核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节。
在编制应急计划时,要求考虑包括严重事故的事故系列。
28、为紧急防护措施推荐的通用干预水平:
防护行动 通用干预水平(由防护行动可避免的剂量)
隐蔽 10mSv
撤离 50mSv
碘防护 100mGy
为临时性避迁和永久性再定居推荐的通用干预水平
防护行动 可避免的剂量
临时性避迁 第一个月30mSv
随后某一个月10mSv
永久性再定居 寿期内
29、我国应急初始条件按其性质分为四大类:
即1)辐射水平或放射性水平异常升高。
2)裂变产物屏障失效。
3)自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素。
4)系统故障
30、厂区应急状态:
4级,1)应急待命。
2)厂房应急。
3)场区应急。
4)场外应急(总体应急)。
31、烟羽应急计划区:
内区3-5km;外区7-10km
1)确定源项(国家核安全局认可)2)计算在什么情况下有影响3)在烟羽外区出现边缘性效应。
32、应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批,但营运单位必须制定严格的编审批程序,保证其不断更新。
33、营运单位的场内应急计划至少每两年要进行一次必要的修订并报国家核安全局审评。
34、核动力厂营运单位应急报告制度
应急通告 进入应急待命或更高应急状态15min内
应急报告 应急报告:
初始 进入厂房应急或更高应急状态后45min内
应急报告:
后续 初始报告发出后,每隔1h发一次
源项或应急状态变化时立即报告,然后每隔1h报告一次
势态得到控制后,每隔4h报告一次,直至退出应急状态
最终评价报告 退出应急状态后的30d之内
35、源项:
随时估计事故可能的放射性物质的排放数量。
这是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。
第六章核设施选址思考题(常向东)
1、 核设施选址的目的与任务是什么?
核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性,进而保护公众和环境免受放射性释放(正常运行和事故状态,包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放)所引起的过量辐射影响。
核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。
其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面:
(1) 从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性;
(2) 根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征,确定工程设计基准的适宜性。
对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是:
根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素,包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果,对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。
2、 选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么?
核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括:
(1)、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件
其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准,使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响,保证设施安全。
(2)、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征
其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放,从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。
(3)、与实施应急措施相关的厂址与环境因素
其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下,所选厂址的环境,特别是人口因素,要能保障实施应急措施的可能性,并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。
3、核电厂选址的阶段划分,以及各阶段的评价任务是什么?
核电厂选址过程划分为三个阶段:
厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。
(1) 厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址,并对这些厂址进行系统的筛选和比较。
(2) 厂址评价阶段的评价任务是对一个或多个优先候选厂址进行调查与评价,并从安全的观点出发,证明厂址的可接受性。
同时,要初步确定与厂址有关的设计基准。
(3) 运行前阶段的评价任务是完成和完善厂址特征的评价,并对前阶段评价结果进行验证与核实。
4、 核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序、评价方法、主要潜在源项的类型、以及法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件是什么?
(1)核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序:
根据收集的资料确定潜在源项;如果存在按法规标准进行初步筛选;如果不能排除必须进行详细评价。
(2)评价方法:
筛选距离法和筛选概率法。
(3)主要潜在源项的类型:
固定源,如化工厂、油或天然气储罐等;
移动源,如陆海空中的运输工具等。
(4)法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件:
固定爆炸源的筛选距离值为5~10km;
一般飞机场的筛选距离值为10km;
飞机航线的筛选距离值为核电厂4km宽范围;
火源影响的筛选距离值为1~2km;
危险气云源的筛选距离值为8~10km;
对每类事件导则推荐为10-7作为筛选概率水平。
5、气象
(1)在核电厂选址中需要考虑气象因素包括哪些?
在核电厂选址中需要考虑气象因素包括:
极端气象参数和极端气象现象。
(2)作为设计基准的要求是什么?
作为设计基准的要求:
必须调查极端气象现象和气象参数的极值。
(3)为什么在厂址评价阶段要实施现场气象观测计划?
这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析,进而选择那些能够代表厂址条件的气象站,并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。
(4)确定核电厂的设计基准风的步骤是什么?
1)设计基准风的数据来源与收集。
2)数据组的选择,确定代表性气象站,30年或更长时期的数据组,如果数据组时间较短,在统计分析时应适当考虑不确定性。
3)设计基准风的统计分析,根据风的概率分布,估计出百年一遇的最大风速(3秒瞬时极大风速)。
(5)龙卷风调查的基本要求是什么?
龙卷风调查的区域范围以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域;
龙卷风分类的选择,应选择与富士达-皮尔森分类方法相似的分类法;
对龙卷风破坏及其强度描述不清的情况,要相对保守地考虑;
在龙卷风作为设计基准的情况下,要考虑可能产生飞射物的影响(至少能防止以下三种飞射物的破坏:
具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物;具有穿透危险的大的坚硬飞射物;尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物)。
6、工程水文
(1) 在核电厂选址中,水文调查所涉及的主要内容包括哪些?
1) 与设计基准洪水位确定相关的因素。
其中对滨海厂址的主要考虑因素包括:
基准水位(天文潮、海平面异常等)、极端洪水事件(风暴潮、假潮、海啸等)、波浪影响、以及江河洪水(当存在河流影响时需组合考虑);对滨河厂址的主要考虑因素为:
可能最大降雨引起的洪水、上游溃坝因素引起的洪水等。
2) 防洪措施,包括建造永久性防洪屏障,以及因局地暴雨引起的内涝和相应的排水系统设计、防护措施等。
3) 与最终热阱相关的因素,其中包括安全厂用水的可用流量和最低水位等。
4) 岸滩稳定性影响的分析与评估。
(2) 为什么在确定厂址设计基准洪水时要考虑洪水事件的组合,我国滨海厂址洪水事件组合是怎样考虑的?
厂址的设计基准洪水不一定由某一极端洪水事件引起,而可能由同时发生的若干严重洪水事件组合引起。
因此除了极端洪水事件要考虑外,还必须考虑各种严重洪水事件的组合。
我国滨海厂址所选用的洪水组合为:
可能最大风暴潮、天文潮(最高天文潮或10%超越概率高潮位)、二十五年一遇的江河洪水(如果存在)和风浪影响。
(3) 何为可能最大风暴潮,确定论法确定可能最大风暴潮影响时的假设条件包括哪些?
可能最大风暴潮是由可能最大热带气旋、或可能最大温带气旋等引起的假设风暴潮。
用确定论法推求可能最大风暴潮需建立一组极大化的假设风暴,使其移到某位置时正好使厂址产生可能最大风暴潮,然后将这种风暴参数输入适当的风暴潮模型。
(4) 在确定滨河厂址设计基准洪水时,所需考虑的水文因素主要包括哪些?
在确定滨海厂址设计基准洪水时,所需考虑的水文因素主要包括:
可能最大降雨产生的径流洪水、溃坝(水文、地震引起)洪水、潜在自然因素(滑坡、河道变迁等)引发的洪水、以及人类活动对洪水的影响等。
(5) 法规对河流上游溃坝的考虑是怎样规定的?
导则对于因水文和地震引发的溃坝洪水评价提出了以下要求:
对于水文因素引起的溃坝
①除非工程计算能证明水坝不会溃决,否则必须假设溃坝事件。
②对于溃坝可能在厂址引发的洪水,应在下述假设条件下进行评价:
•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于坝的上游流域;
•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于厂址上游的整个流域;
在这两种情况下,选定的可能最大降雨的等雨线将产生最大洪水,前者发生在水坝处,后者是在厂址;
③溃坝模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。
对于地震引起的溃坝
①对于任何推荐厂址都必须对位于厂址上游坝因地震而溃决后产生的洪水影响进行评价。
如果评价得出不能接受的后果时,必须对溃坝的可能性进行评价;
② 对于每个水坝的地震分析,特别是对坝址处,必须得出适当的SL-2值;
③ 因同一次地震事件而导致的多个坝溃决的可能性也必须予以考虑,如果存在这种可能性,要考虑洪峰同时到达厂区,除非能证明洪峰不可能同时到达。
④ 溃坝的模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。
(6) 从核设施防洪角度而言,什么样的厂址属于“干厂址”,在怎样的条件下须考虑采取防洪措施?
将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位之上,其中包括考虑风浪影响。
此种情况也称为“干厂址”。
(7) 影响最终热阱可靠性的因素包括哪些?
低水位考虑的目的是什么?
作为最终热阱,法规规定的最小可接受容量是多少?
影响最终热阱可靠性的水文因素主要包括低水位、最终热阱的可用流量、水温等。
对低水位考虑的目的是要保证最终热阱在各种不利条件下为电厂正常运行和安全停堆提供冷却水。
对于低水位的考虑,应包括分析确定核电厂整个寿期内与安全冷却水源有关的最低水位和最低水位持续时间,以及挡水构筑物破坏的可能性;应考虑可能对低水位产生影响的各种事件的不利组合,并以此来确定设计基准低水位。
对最终热阱的容量要求是必须有能力按照热负荷排出的速率,在所要求的时期内接纳这些热量。
所规定的随时可用的水源最小可接受容量为30天。
7、地震
(1)地震地质调查中,调查区域的尺度大小,以及收集资料类型确定的基本原则是什么?
1000的图上。
2.5万的图上;厂址区范围1平方公里,要求资料反映在比例尺15公里,要求资料反映在比例尺110万的图上;厂址邻区范25公里,要求资料反映在比例尺1100万的图上;近区域范围以厂址为中心半径150公里,要求资料反映在比例尺1地震地质调查中,调查区域分为四种等级:
区域范围以厂址为中心半径
这一调查范围划分的目的是使调查、资料及信息的详细程度不断地提高,从而保证核电厂厂址区基础数据资料达到能够充分满足安全要求的详细程度与充分程度。
(2)需要收集的地震资料包括那些,区域地震构造模型的主要内容是什么?
地震资料包括历史地震资料、仪器记录地震资料、以及厂址特定的仪器记录地震数据。
区域地震构造模型的主要内容包括:
发震构造及其最大潜在地震,地震构造区以及最大弥散地震两个主要方面。
(3)何为发震构造?
鉴别发震构造的因素都包括哪些?
发震构造是指“显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。
发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。
”结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的经验,发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。
发震构造可通过区域调查中获得的地质构造与构造活动资料、地震活动性资料、以及利用地球物理方法揭示出的深部资料综合加以鉴别。
(4)评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法是什么?
评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法包括利用发震构造的尺度、位移方
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