第一篇：注冊核安全工程師考題2011年法規

2011年注冊核安全工程師核安全相關法律法規試題

一、我國和安全法律法規體系

1、中華人民共和國核材料管制條例由 國務院 發布。(單選)

二、放射性污染防治法

2、國家對放射性污染的防治，實行 預防為主、防治結合、嚴格管理、安全第一的方針。(多選)

3、與核設施相配套的放射性污染防治設施，應當與主體工程同時設計、同時施工、同時投入使用。(單選)

4、放射性同位素應當單獨存放，不得與易燃、易爆、腐蝕性物品等一起存放。(單選)

三、民用核設施安全監督管理條例及實施細則

1、《核電廠運行許可證》的有效期限一般為 設計壽期。(單選)

2、核設施是指 核動力廠(核電廠、核熱電廠、核供氣供熱廠等)和其他反應堆(研究堆、實驗堆、臨界裝置等);核燃料生產、加工、貯存及后處理設施;放射性廢物的處理和處置設施。(多選)

3、持《高級操縱員執照》的人員方可擔任操縱或者指導他人操縱核設施控制系統的工作。(單選)

4、國家核安全局及其派出機構可想核設施 制造、建造和運行 現場派駐監督組(員)執行核安全監督任務。(多選)

5、申請《核電廠建造許可證》需提交 核電廠可行性研究報告》批準書。

6、申請《核電廠運行許可證》需提交 《核電廠修訂的最終安全分析報告》、《核電廠環境影響報告批準書》、《核電廠裝料后調試報告和試運行報告》、《核電廠質量保證大綱》(運行階段)。(多選)

7、核電廠操縱人員執照的有效期為 兩 年。(單選)

8、核電廠主管部門在對操縱人員執照申請考核前制定考核標準，包括(但不限于)以下內容： 參加考核的人員必須具備的資格;取照考評委員會的組成原則;考題范圍、深度和選題方法;考核的評定標準。(多選)

原題答案：參加考核的人員必須具備的能力;取照考評委員會的組成原則;考題范圍、深度;選題方法。

9、國家核安全局在核安全監督工作中負 領導 責任。(單選)

原題答案：管理，直接，領導，全面。

10、執行專項任務的核安全檢查組、核安全監督員及受國家核安全局或地區監督站委托的人員應在 依法授權的范圍內 進行工作。(單選)

11、和安全檢查的主要方法為 文件檢查、現場觀察、座談和采訪、測量或試驗。(多選)

12、國家核安全局可根據工作需要，在核設施建造、調試和運行階段選定控制點和見證試驗項目。(多選)

13、核安全監督包括 檢查和處理、處罰、強制性命令。(多選)

14、核電廠運行階段從反應堆首次裝料開始，營運單位必須以公函形式在每 10日以前向所在地區監督站遞交上個月運行情況的總結報告，同時抄送國家核安全局。(單選)

15、核電機組月運行圖包括 功率變化曲線。(單選)

16、在核電廠進行重要活動時，營運單位必須提前 7 天以有效方式通告到所在地區監督站或國家核安全局。(單選)

18、核電廠建造階段事件報告中口頭通告的內容包括 核電廠名稱，機組編號，事件名稱，事件發生時間，報告準則，出問題的部件、設備或構筑物及供應商、制造廠或施工單位、工程承包公司，摘要(簡要說明事件概況)和報告人。(多選)

原題答案：機組編號，事件名稱，報告準則，報告人。

19、核電廠運行階段，營運單位必須以公函形式在事件發向后 30 天內向國家核安全局和所在地區監督站遞交事件報告。(單選)

20、“核電廠安全屏障或重要設備的性能受到嚴重損害的事件”包括 安全法和卸壓閥 出故障。(單選)

21、對核電廠安全有現實威脅或明顯妨礙值班人員安全運行的內部事件包括 火災、化學物質、有毒氣體和放射性物質釋放以及使用爆炸物等。(多選)

22、營運單位必須在核事故發生并進入廠房應急或高于廠房應急的狀態后 45 分鐘內用電話傳真方式向國家核安全局應急中心和所在地區監督站發出應急報告。(單選)

23、在研究堆發生核事故時，營運單位必須在發生事故并進入廠房應急狀態后30分鐘內發出應急通告。(單選)

24、在核燃料循環設施運行階段，可能導致臨街的事件有 加入的中子毒物失效。(單選)

25、對核燃料循環設施的安全有現實威脅的自然事件和其他事件包括 地震、洪水、龍卷風、廠內火災、飛射物入侵、廠區附近的工業爆炸等。(多選)

原題答案：地震、洪水、龍卷風、火災、飛射物入侵。

三、核材料管制條例及實施細則

26、核材料管制條例管制的核材料包括 鈾-235，含鈾-235的材料和制品;鈾-233，含鈾-233的材料和制品;钚-239，含钚-239的材料和制品;氚，含氚的材料和制品;鋰-6，含鋰-6的材料和制品。(多選)

原題答案有一個錯誤選項：鈾-238，含鈾-238的材料和制品。

27、國家核安全局負責民用核材料的安全監督，在核材料管制方面的主要職責是 擬定核材料管制法規;監督民用核材料管制法規的實施;核準核材料許可證。(多選)

原題答案有一個錯誤選項：審查和頒發核材料許可證。

28、經測量和入賬后，衡算工作可終止的核材料包括 已經在反應堆中消耗的;已經按規定手續轉讓到另一單位的;已經作為廢氣、廢液排放，或者作為廢物進行了處置，不再回收的。(多選)

原題答案有一個錯誤選項：臨時存放仍可進行回收的物料。

29、核材料衡算的閉合平衡方法基本公式為 不平衡差(MUF)=期初存量-期末存量-調出量-已知損失量。(單選)

四、核電廠核事故應急管理條例及實施細則

30、核事故應急管理工作實行常備不懈，積極兼容，統一指揮，大力協同，保護公眾，保護環境的方針。(多選)

31、核電廠的核事故應急機構統一指揮本單位的核事故應急響應行動。(單選)

32、核電廠的上級主管部門領導核電廠的核事故應急工作。(單選)

33、有關核事故的新聞由國務院授權的單位統一發布。(單選)

34、應急狀態下需要使用的設施、設備和通信系統等須妥為維護，處于隨時可用狀態。(單選)

35、主要的應急設施包括控制室、輔助控制點、應急指揮中心、應急技術支援中心、監測及評價設施和應急通信系統等。(多選)

36、應急指揮中心和應急技術支援中心應能獲得核電廠的重要安全參數、廠內及鄰近地區的輻射狀況，具有向國家核安全部門進行通信聯絡、實時在線傳輸核電廠重要安全參數的能力，以及與核電廠所在省(自治區、直轄市)場外應急機構進行通信聯絡的能力。(多選)

37、對可行性研究報告中廠址部分的評價的審評結論作為《核電廠廠址選擇審查意見書》的內容之一。(單選)

五、民用核安全設備監督管理條例

38、申請領取民用核安全設備制造許可證或安裝許可證的單位，還應當制作用代表性的模擬件。(單選)

39、民用核安全設備設計、制造、安裝和無損檢驗許可證有效期為5年。(單選)

40、設計驗證可以采用設計評審、鑒定試驗或者不同與設計中使用的計算方法的其他計算方法等形式。(多選)

41、為中華人民共和國境內民用核設施進行民用核安全設備設計、制造、安裝和無損檢驗活動的境外單位，應當具備下列條件：遵守中華人民共和國的法律、行政法規和核安全監督管理規定;已取得所在國核安全監管部門規定的相應資質;使用的民用核安全設備設計、制造、安裝和無損檢驗技術是成熟的或者經過驗證的;采用中華人民共和國的民用核安全設備國家標準、行業標準或者國務院核安全監管部門認可的標準。(多選)

42、國務院核安全監管部門及其所述的檢驗機構應當依法對進口的民用核安全設備進行安全檢驗。(單選)

六、放射性同位素與射線裝置安全和防護條例

43、持證單位變更單位名稱、地址、法定代表人的，應當自變更登記之日起20日內，向原發證機關申請辦理許可證變更手續。(單選)

44、重大輻射事故，是指Ⅰ類、Ⅱ類放射源丟失、被盜、失控，或者放射性同位素和射線裝置失控導致2人以下(含2人)急性死亡或者10人以上(含10人)急性重度放射病、局部器官殘疾。(單選)

45、禁止緩報、瞞報、謊報或者漏報輻射事故。(多選)

46、輻射工作單位應當編寫放射性同位素與射線裝置安全和防護狀況年度評估報告，于每年1月31日前報原發證機關。(單選)

原題有答案：評價報告，總結報告，監測報告。

七、城市放射性廢物管理辦法

47、產生放射性廢物的單位不得自行在環境中處置放射性廢物和廢放射源。(單選)

48、放射性廢物的送貯(處)要求：廢物應干燥，游離液體率不大于1%;廢物性能應穩定，無揮發性、易燃、易爆等不穩定性物質，無強氧化劑、腐蝕劑等物質;試驗植株應脫水、干化或灰化;動物尸體應固化于水泥中，或防腐、干化、灰化;廢放射源應放在包裝容器中，損壞的密封源應重新包裝，并附上有關的卡片;包裝體外表面的污染控制水平分別為α<0.04Bq/cm2;β<0.4 Bq/cm2;暫時不用的放射源，為了安全起見，可送廢物庫代管，用時再取回。(多選)

原題有一項錯誤答案：放射性廢物必須用不銹鋼罐包裝。

八、電離輻射防護與輻射源安全基本標準

49、確定控制區的邊界時，應考慮預計的正常照射的水平、潛在照射的可能性和大小，以及所需要的防護手段與安全措施的性質和范圍。(單選)

50、注冊者、許可證持有者和用人單位應根據其負責的實踐和源的具體情況，按照輻射防護最優化的原則制定適當的職業照射監測大綱，進行相應的監測與評價。(單選)

51、工作場所監測的內容和頻度應根據工作場所內輻射水平及其變化和潛在照射的可能性與大小來確定。(單選和多選)

九、注冊核安全工程師執業資格制度暫行規定

52、注冊核安全工程師執業資格考試合格，頒發人事部統一印制，人事部和國家環境保護總局共同用印的《中華人民共和國注冊核安全工程師執業資格證書》。(單選)

人事部現更名“人力資源和社會保障部”。

53、注冊核安全工程師的執業范圍是：核安全審評;核安全監督;民用核設施操縱與運行;核質量保證;輻射防護;輻射環境監測;國家環境保護總局規定的其他與核安全密切相關的工作領域。(多選)

十、中華人民共和國憲法

54、國家保護和改善生活環境和生態環境，防治污染和其他公害。(多選)

十一、中華人民共和國環境保護法

55、省、自治區、直轄市人民政府對國家污染物排放標準中未作規定的項目，可以制定地方污染物排放標準。對國家污染物排放標準中已作規定的項目，可以制定嚴于國家污染物排放標準。地方污染物排放標準須報國務院環境保護行政主管部門備案。(單選)

十二、中華人民共和國環境影響評價法

56、國務院有關部門、設區的市級以上地方人民政府及其有關部門，對其組織編制的工業、農業、畜牧業、林業、能源、水利、交通、城市建設、旅游、自然資源開發的有關專項規劃(以下簡稱專項規劃)，應當在該專項規劃草案上報審批前，組織進行環境影響評價，并向審批該專項規劃的機關提出環境影響報告書。(單選)

十三、中華人民共和國藥品管理法

57、麻醉藥品、精神藥品、醫療用毒性藥品、放射性藥品、外用藥品和非處方藥的標簽，必須印有規定的標志。(單選)

十四、中華人民共和國刑法

58、違反爆炸性、易燃性、放射性、毒害性、腐蝕性物品的管理規定，在生產、儲存、運輸、使用中發生重大事故，造成嚴重后果的，處三年以下有期徒刑或者拘役;后果特別嚴重的，處三年以上七年以下有期徒刑。(單選)

十五、中華人民共和國刑法修正案

59、投放虛假的爆炸性、毒害性、放射性、傳染病病原體等物質，或者編造爆炸威脅、生化威脅、放射威脅等恐怖信息，或者明知是編造的恐怖信息而故意傳播，嚴重擾亂社會秩序的，處五年以下有期徒刑、拘役或者管制;造成嚴重后果的，處五年以上有期徒刑。(單選)

十六、核安全公約

60、締約方應建立并維持一個管理核設施安全的立法和監管框架，該立法和監管框架應包括：可適用的本國安全要求和安全法規的制訂;對核設施實行許可證制度和禁止無許可證的核設施運行的制度;對核設施進行監管性檢查和評價以查明是否遵守可適用的法規和許可證條款的制度;對可適用的法規和許可證條款的強制執行，包括中止、修改和吊銷許可證。(多選)

十七、核事故或輻射緊急援助公約

61、對援助的全面指導、管理、協調和監測應是請求國在其領土范圍內的責任。(單選)

十八、國際核事件分級(INES)使用手冊

62、安全上無重要意義，但超出規定運行范圍的情況稱為異常。(單選)

十九、核與輻射安全有關的重要國際機構

63、國際原子能機構是國際原子能領域的政府間科學技術合作組織。(單選)

二十、放射性物品運輸安全管理條例

64、一類放射性物品運輸容器使用單位還應當對其使用的一類放射性物品運輸容器每兩年進行一次安全性能評價，并將評價結果報國務院核安全監管部門備案。(單選)

65、通過道路運輸放射性物品的，應當經公安機關批準。(單選)

處理

處置

第二篇：注冊核安全工程師考題2011年實務

2011年《核安全專業實務》考試真題

一、單選題

1、低能區----減少而逐漸增大

2、中子碰次數---18次

3、-----有一個穩壓器的題不記得了

4、有源導熱

5、傳熱系數低

6、緩發中子時間---80S

7、蒸發器破裂---冷卻劑減少

8、概率法---事故

9、地震----2/3

10、安全限值---沒有找到

11、鈾钚—檢查周期

12、應急計劃—提前幾個月上報

13、有關在役---時間

14、日常監督

15、退役---好像標準不變

16、改變限值---核安全監管批準

17、廢石礦轉移---鐳226

18、居住—200-400

19、尾礦的什么數量級

20、地浸的廢水—7~20%

21、ADU

22、擴散發—壓差

23、擴散法---0.002

24、離心法—級聯

25、豁免貨包—0.01

26、行政審批—20天

27、核技術利用項目許可證的有效期—5年;

28、阿爾法射線---U238

29、什么內壁---石蠟

30、排氣---臭氧

31、什么---密閉

32、廢物---淺地表貯存

33、高放廢液固化---玻璃

34、有一個后處理廠---立即退役

35、有一個---什么不減少總的放射性活度

36、人口統計----固定加密度;

37、人口統計---80km

38、技術導則---建造階段

39、HEPA高校過濾器;

40、服用碘片的干預水平：100mGy;

41、接口設計原則;

42、槽式排放;

43、高放廢液固化：玻璃;

44、有一個300年(好像是低中放廢物隔離時間);

45、有一個30—50年;

46、調查：確定論方法;

47、向人類轉移;

48、質保監察：每年一次;

49、核安全局質保檢查內容：大綱、能力、不符合項;

二、多選題

1、P3，易裂變材料，4個;

2、P13，中子注量率展平方法，3個;

3、P19，沸水堆特點，3個;

4、P29，鈉冷特點，3個;

5、P110，安全分級的應用范圍，3個;

6、P127，功率運行時參數的組合，4個;

7、P156，衡算管理的內容包括，3個;

8、P167，核動力廠的應急職責，3個;

9、P174，演習的頻次,2個;

10、P199，天然鈾的監測方法，3個;

11、P204, Rn222的監測方法，3個;

12、P224，尾礦庫的事故類型，4個;

13、P251，尾礦庫的長期穩定治理;

14、P279，鉬舟燒制時防止氫氣爆炸的措施，4個;

15、P297，料液配制的臨界安全控制;

16、P302，應急行動程序的內容，4個;

17、P313，貨包設計的審批;

18、P318，行政審批的形式，4個;

19、P327，外照射的特點，4個;

20、P334，感生放射性的來源，4個;

21、P346，輻射防護的原則，3個;

22、P365，輻照裝置的安全措施;

23、P373，事故處理應急預案的內容;

24、P390，瀝青固化的特點，2個;

25、P408，延緩拆除的弊端，4個;

26、P411，源項調查的方法，3個;

27、P428，表4-1，化工廠的影響因素，3個;

28、P434，濱海電廠極端洪水事件的因素，3個;

29、P454，人口調查的統計方法，4個;

30、P454，人口資料的調查收集包括，3個;

31、P480，試驗程序應包括;

32、P480，測量和試驗設備的標定管理;

33、P滿功率運行時投入的系統;

34、P安全功能選擇考慮的因素，4個;

35、P礦井222Rn的來源，5個;

36、P低、中放廢物的處置;

37、P不符合項的處理方法，3個;

38、P送交城市廢物庫的廢物最小化的措施;

第三篇：注冊核安全工程師實物考題預測

專業實務 第二章 考題預測 本章重點(老師課后20點)

1、鈾礦冶是什么性質的作業。開放性的，不是密閉性的。

2、尾礦鈾的含量是原礦的多少：98%.3、鈾選冶廠（水冶）尾礦廢渣的產生率：1.2×103t廢渣/t鈾

4、鈾礦工個人劑量的貢獻占總的 ：63.56%

5、礦山風機停風，氡濃度多長時間恢復到沒有通風時的水平：3-5min

6、鈾礦山的通風備用系數：20%

7、鈾廢石尾礦庫氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾礦庫的安全系數：1.05

9、尾礦庫安全超高：水面高50m，壩高再高5-10m

10、尾礦庫的災害在世界重大災害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾礦庫防洪設計年限：一級1000年洪水最大來設計，用有史以來最大的來校對；二級尾礦庫用百年洪水來設計，用1000年一遇來校對。

13、放射性預選：選礦的選出率：15%-20%，把廢石選出。

14、礦井中的氡的濃度標準：3.7kBq/m3，氡子體6.4μJ/m3

15、對職業照射，對公眾貢獻最大的是：氡和氡子體。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后體表放射性污染的去污率可達90%以上，污染的工作服應在專門的洗衣房進行洗滌去污，其去污率可達70%以上。

17、氡的測量方法：

氡及氡子體的監測方法和礦工個人劑量的監測方法

1、氡的測量方法有瞬時測量法（電離室-靜電計法、閃爍法、雙濾膜法）、累積測量法

2、鈾礦工個人劑量監測：監測方法：

（1）KF603A熱釋光氡子體αγ個體劑量計（有源式）（2）KF606礦工個人劑量計無源式

18、廢水處理方法：

1、廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質（沉淀）

2、廢水除鐳的方法：二氧化錳吸附法、高錳酸鉀活化鋸未吸附法、重晶石吸附法、硫化鋇共沉淀法

3、污渣循環法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、砷等有害物質。

29、尾礦庫的治理方法：

1、物理穩定法。

2、化學穩定法。

3、植被穩定法。

4、綜合穩定法。20、氡的射氣、析出系數：與粒度成反比、與品位成正比、與含水率成反比。七章 質量保證 第五節以后不考

主要還是一些概念不要死記硬背，掌握核質量保證法規和導則的基本結構和內容，在此基礎上了解相應導則的內容。

第一章 后半章 張健（包括重點）

1、對火災和爆炸的防護以 ：保證停堆、排除余熱、包容放射性---------三個基本安全 功能為主要目的。

防火目標：1）防止火災發生。2）及時探測發生的火災并迅速滅火。3）防止未撲滅的火勢蔓延。

2、縱深防御概念，三個層次：

（1）第一個層次是防止發生火災;

（2）第二個層次是及時地探測和撲滅火災，限制火災的損害;

（3）第三個層次是防止火災的蔓延，將火災對核動力廠安全重

要功能的影響減至最低。

3、重要：火災和滅火系統的二次效應

（1）高溫和高熱對構筑物和設備的損壞

（2）燃燒產生的煙霧可能對運行人員的傷害或對設備的腐蝕

（3）燃燒引起的爆炸及二次飛射物

（4）由于噴水意外地引入了慢化劑

（5）由于噴水導致內部水淹和設備的損壞

（6）由于噴水導致放射性物質的遷移

（7）干粉滅火劑導致電氣設備接觸不良或腐蝕

（8）二氧化碳滅火劑導致的突然降溫及沖擊等

4、概率安全分析在核動力廠的運行過程中也可以提供 很好的的幫助：

（1）評估核動力廠的技術 規格書等。

（2）為維修、試驗和檢查等活動確定合理的次序

（3）評估運行經驗

（4）事故管理

5、設備的核安全分級

① 安全級∶分為安全1級、安全2級、安全3

級和安全4級（非安全級）；

② 抗震分類∶分為抗震I類和抗震II類。

抗震I類的部件需承受安全停堆地震的荷載，抗震II類的部件需承受運行基準地震的荷載；

③ 質量級也稱為規范等級

④ 質量保證級

所有的核安全級部件與設備(核安全1、2、3級)均為抗震Ⅰ類，即要求部件與設 備能夠抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷載而保持其結構完整性、可運行性和功能能力。

安全級、質量級、質量保證級對于某一具體部件與設備而言原則上是一致的。

安全4級為非核安全級、質量4級（質量D組），執行常規產品相應的標準和質量保證要 求（例如∶ISO-9001）。

6、系統安全分級與部件安全分級的關系

① 組成該系統的部件與設備的安全級別

與系統的安全級別相一致；

② 安全級別不同的二個系統之間的接口部

件按較高的級別確定；

③ 與安全級能動部件配套的電器設備劃分為IE級；

7、核級機械部件與設備設計的基本核安全要求: 1）在核設施（包括核電廠）服役的核級機械設備與部件在核設施的全壽期內能夠承受運 行狀態（包括∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態 和瞬態的荷載，并保持其設備與部件壓力邊界的結構完整性；

2)在核設施（包括核電廠）服役的核級機械部件與設備在核設施的全壽期內，在運行狀態（包括∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態的設計基準事故工況下，各種穩態和瞬態 的荷載的條件下保持其可運行性和功能能力；

3)在核設施的全壽期內，能夠對在核設施（包括核電廠）服役的核級機械部件與設備的可 運行性和功能能力，以及壓力邊界的結構完整性進行可靠的驗證性試驗和檢驗。

8、什么是結構的完整性：

對于非承壓部件而言，其結構完整性是指部件幾何尺寸的穩定性；而對于設備的承壓部件 而言，是指對承壓部件的壓力邊界在不同荷載作用下其變形特征的限制，例如∶發生彈性 變形、部件結構不連續的區域中大的塑性變形或部件結構的整體塑性變形（其結果會使部 件喪失尺寸的穩定性），但不允許出現部件壓力邊界的破裂。

9、核級機械部件與設備的抗震鑒定

設備抗震鑒定和動力學鑒定所采用的方法

主要有：

① 分析法

② 試驗法

③ 分析和試驗相結合的方法。

④ 利用經驗數據鑒定設備。

10、機械部件與設備的環境鑒定

① 部件與設備必須設計成在所有正常、異常、事故

和事故后等環境下都具有執行它們的設計安全功

能的能力；

② 部件與設備的環境能力必須用適當的試驗和分析

予以證實；

③ 部件與設備的環境設計，環境鑒定試驗的有關分

析工作與核級設備其它活動一樣, 都必須在符合法

規要求的質量保證體系的有效控制下進行。

1、試驗的順序：

l）

機械老化試驗;2）

熱老化試驗;3）

輻照老化試驗(輻照劑量應不低于相應位

量在電廠運行全壽期的累積輻照劑量);4）

抗震試驗;5）

失水工況模擬試驗(必須考慮失水工況下安

全殼內環境溫度，壓力的變化以及安全殼

噴淋環境中化學介質的影響)

12、在役檢查的目的： 找出可能的損傷，以判斷它們對核電廠繼續安全運行是否可接受，或是否有必要采取補救措施。

13、在運行階段，一定條件下有可能會進一步擴展，導致設備的失效，這樣的條件至少包括：（1）

運行水質不合格（2）

運行狀態不穩定（3）

違反運行規程

14、在役檢查發現缺陷的處理原則：以確保在具有足夠安全裕度的情況下，使得已經發現、且在擴展中的缺陷在下一次在役檢查前不會發生失穩破裂或斷裂。

15、設計階段的可達性：設備、人員、檢驗方法

16、核級機械部件與常規的區別： 1）確定設計基準的原則不同

2）核級必須采用成熟的經過驗證的技術

3）所有用于設計和設計驗證的計算分析軟件和驗證設施（各種試驗臺架、裝置）均需通過國家核安全局的認可。

4）必須符合核安全法規HAF601 5）必須符合核安全法規HAF003 6）首次應用的設備必須經過設備鑒定

7）核級設備的設計制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修、更換、退役必須在國家核安全局的獨立監督下實施。

第十六節核材料管制

17、核材料的基本概念：源材料（不包括釷）、特種可裂變材料、氚、鋰-6 及含上述物質的材料和物品都稱為核材料。

18、直接使用核材料：不需經過核素轉化或進一步富集就能用于制造核爆炸裝置的核材料。如： 高富集度的鈾、233U、其中238Pu低于80%的钚；以及含上述物質的化合物、混合物（如鈾-钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。

19、間接使用核材料：除直接使用核材料以外的所有核材料，如天然鈾、貧化鈾、低富集度鈾和釷。

20、核材料管制的目的：保證符合國家利益及法律的規定、保證國家和人民群眾的安全、保證國家對核材料的控制，在必要時國家可以征收所有核材料。

21、實物保護：其含義為用于防止非法轉移核材料和破壞核設施的保護措施和技術。實物保護是一個綜合性的概念，它包括設施設計（包括平面布置等）和警衛組織、保衛制度、人防措施等軟件部分以及實體屏障、探測報警系統等技術 防范等硬件部分組成，實物保護要求有效性和完整性。上述各組成部分是否構成一體，互相補充，不留漏洞，這是實物保護完整性要求。各組成部分是否運行正常，能發揮預定效果，是實物保護有效性要求。

22、中國核材料實物保護等級劃分：按照性質、數量劃分。共I、II、III級。I級最高，具體數據不要求背。

材料

狀態

等級：I 钚

未輻照過的2kg以上

鈾

未輻照過的，U富集度》20%濃縮鈾

5kg以上 氚

未輻照過的，以氚量計

10g以上

第十七節 核動力廠和營運單位的應急準備和應急響應

23、應急演習：核事故應急響應過程可能相當復雜，因此應急演習也必然是多種多樣的。應急演習通常按演習涉及范圍分為以下幾類：

(1)單項演習

(2)綜合演習

（3）聯合演習

24、我國核事幫應急實行三級管理，即國家、地方（省、自治區、直轄市）政府及核設施營運單位三級

25、我國應急工作方針：“常備不懈，積極兼容，統一指揮，大力協同，保護公眾，保護環境”

26、三級管理的職責：

國家：組織制定和實施國家核事故應急計劃，審查批準場外核事故

27、核事故應急計劃和準備則是縱深防御的最后一個環節。

在編制應急計劃時，要求考慮包括嚴重事故的事故系列。

28、為緊急防護措施推薦的通用干預水平：

防護行動

通用干預水平（由防護行動可避免的劑量）隱蔽

10mSv 撤離

50mSv 碘防護

100mGy

為臨時性避遷和永久性再定居推薦的通用干預水平防護行動

可避免的劑量

臨時性避遷

第一個月30mSv

隨后某一個月10mSv 永久性再定居

壽期內

29、我國應急初始條件按其性質分為四大類：即1）輻射水平或放射性水平異常升高。2）裂變產物屏障失效。3）自然災害或其它影響核動力廠安全的外來因素。4）系統故障

30、廠區應急狀態：4級，1）應急待命。2）廠房應急。3）場區應急。4）場外應急（總體應急）。

31、煙羽應急計劃區：內區3-5km；外區7-10km 1)確定源項（國家核安全局認可）2）計算在什么情況下有影響3）在煙羽外區出現邊緣性效應。

32、應急執行程序雖然勿需核安全監管部門審批，但營運單位必須制定嚴格的編審批程序，保證其不斷更新。

33、營運單位的場內應急計劃至少每兩年要進行一次必要的修訂并報國家核安全局審評。

34、核動力廠營運單位應急報告制度

應急通告

進入應急待命或更高應急狀態15min內

應急報告

應急報告：初始

進入廠房應急或更高應急狀態后45min內

應急報告：后續

初始報告發出后，每隔1h發一次

源項或應急狀態變化時立即報告，然后每隔1h報告一次

勢態得到控制后，每隔4h報告一次，直至退出應急狀態 最終評價報告

退出應急狀態后的30d之內

35、源項：隨時估計事故可能的放射性物質的排放數量。這是營運單位應急指揮部向場外應急組織提出涉及公眾的應急行動的建議的技術基礎。第六章 核設施選址思考題（常向東）

1、核設施選址的目的與任務是什么？

核電廠選址的目的是要保證所選廠址以及廠址與設施相互之間的適宜性，進而保護公眾和環境免受放射性釋放（正常運行和事故狀態，包括可能導致實施應急措施的事故狀態下的放射性釋放）所引起的過量輻射影響。

核電廠選址的基本任務是確定廠址與設施之間的適宜性。其中在核電廠廠址選擇與廠址評價階段的主要任務包括兩個方面：（1）

從廠址危險性、可能影響所釋放的放射性物質向人體轉移的廠址特征及其環境特征、以及執行應急計劃可行性方面確定廠址的適宜性；（2）

根據核電廠廠址及廠址所在區域內外部自然和人為因素等特征，確定工程設計基準的適宜性。

對于核電廠試運行和運行階段廠址調查評價的主要任務是：根據與核電廠安全運行相關的廠址環境因素，包括人口、外部自然和人為事件、以及其他相關環境因素的監測結果，對廠址以及廠址環境與設施之間的適宜性進行核實。

2、選址中必須考慮的基本因素、評價目標是什么？ 核電廠選址必須考慮的基本因素與評價目標包括：（1）、廠址所在區域可能發生的外部自然和人為事件

其評價目標是評價和確定核電廠廠址的適宜性及其設計基準，使設施的工程設計能夠抵御來自可能發生外部事件的影響，保證設施安全。（2）、可能影響所釋放的放射性物質向人體轉移的廠址及其環境特征

其評價目標是考慮到核電廠在運行和事故狀態下可能產生的放射性物質釋放，從放射性物質釋放對環境影響的角度來評價廠址的適宜性。（3）、與實施應急措施相關的廠址與環境因素

其評價目標是考慮到需要采取應急措施的事故狀態下，所選廠址的環境，特別是人口因素，要能保障實施應急措施的可能性，并且評價的個人和群體風險要滿足輻射安全要求。

3、核電廠選址的階段劃分，以及各階段的評價任務是什么？

核電廠選址過程劃分為三個階段：廠址查勘階段、廠址評價階段和運行前的階段。（1）

廠址查勘階段的評價任務是確定一個或若干個優先候選廠址，并對這些廠址進行系統的篩選和比較。（2）

廠址評價階段的評價任務是對一個或多個優先候選廠址進行調查與評價，并從安全的觀點出發，證明廠址的可接受性。同時，要初步確定與廠址有關的設計基準。（3）

運行前階段的評價任務是完成和完善廠址特征的評價，并對前階段評價結果進行驗證與核實。

4、核電廠選址中外部人為事件調查的基本程序、評價方法、主要潛在源項的類型、以及法規對各潛在源項無須進一步調查的基本條件是什么？

（1）核電廠選址中外部人為事件調查的基本程序：根據收集的資料確定潛在源項；如果存在按法規標準進行初步篩選；如果不能排除必須進行詳細評價。（2）評價方法：篩選距離法和篩選概率法。

（3）主要潛在源項的類型：固定源，如化工廠、油或天然氣儲罐等； 移動源，如陸海空中的運輸工具等。

（4）法規對各潛在源項無須進一步調查的基本條件： 固定爆炸源的篩選距離值為5～10km； 一般飛機場的篩選距離值為10km；

飛機航線的篩選距離值為核電廠4km寬范圍； 火源影響的篩選距離值為1～2km； 危險氣云源的篩選距離值為8～10km；

對每類事件導則推薦為10-7作為篩選概率水平。

5、氣象

（1）在核電廠選址中需要考慮氣象因素包括哪些？

在核電廠選址中需要考慮氣象因素包括：極端氣象參數和極端氣象現象。（2）作為設計基準的要求是什么？

作為設計基準的要求：必須調查極端氣象現象和氣象參數的極值。（3）為什么在廠址評價階段要實施現場氣象觀測計劃？

這一觀測的目的是要通過與具有長期連續記錄氣象站的數據進行相關分析，進而選擇那些能夠代表廠址條件的氣象站，并利用該氣象站的數據來確定代表廠址當地氣象條件與區域氣候特征的極端氣象參數。

（4）確定核電廠的設計基準風的步驟是什么？ 1）設計基準風的數據來源與收集。

2）數據組的選擇，確定代表性氣象站，30年或更長時期的數據組，如果數據組時間較短，在統計分析時應適當考慮不確定性。

3）設計基準風的統計分析，根據風的概率分布，估計出百年一遇的最大風速（3秒瞬時極大風速）。

（5）龍卷風調查的基本要求是什么？

龍卷風調查的區域范圍以廠址為中心經度寬為3度、緯度寬為3度所包括的區域； 龍卷風分類的選擇，應選擇與富士達-皮爾森分類方法相似的分類法； 對龍卷風破壞及其強度描述不清的情況，要相對保守地考慮； 在龍卷風作為設計基準的情況下，要考慮可能產生飛射物的影響（至少能防止以下三種飛射物的破壞：具有高動能、在沖撞時能引發變形的重飛射物；具有穿透危險的大的堅硬飛射物；尺寸足夠小能通過保護屏障內開孔的堅硬飛射物）。

6、工程水文（1）

在核電廠選址中，水文調查所涉及的主要內容包括哪些？ 1）與設計基準洪水位確定相關的因素。其中對濱海廠址的主要考慮因素包括：基準水位（天文潮、海平面異常等）、極端洪水事件（風暴潮、假潮、海嘯等）、波浪影響、以及江河洪水（當存在河流影響時需組合考慮）；對濱河廠址的主要考慮因素為：可能最大降雨引起的洪水、上游潰壩因素引起的洪水等。

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內澇和相應的排水系統設計、防護措施等。

3）與最終熱阱相關的因素，其中包括安全廠用水的可用流量和最低水位等。4）岸灘穩定性影響的分析與評估。（2）

為什么在確定廠址設計基準洪水時要考慮洪水事件的組合，我國濱海廠址洪水事件組合是怎樣考慮的？

廠址的設計基準洪水不一定由某一極端洪水事件引起，而可能由同時發生的若干嚴重洪水事件組合引起。因此除了極端洪水事件要考慮外，還必須考慮各種嚴重洪水事件的組合。我國濱海廠址所選用的洪水組合為：可能最大風暴潮、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）和風浪影響。（3）

何為可能最大風暴潮，確定論法確定可能最大風暴潮影響時的假設條件包括哪些？ 可能最大風暴潮是由可能最大熱帶氣旋、或可能最大溫帶氣旋等引起的假設風暴潮。用確定論法推求可能最大風暴潮需建立一組極大化的假設風暴，使其移到某位置時正好使廠址產生可能最大風暴潮，然后將這種風暴參數輸入適當的風暴潮模型。

（4）

在確定濱河廠址設計基準洪水時，所需考慮的水文因素主要包括哪些？ 在確定濱海廠址設計基準洪水時，所需考慮的水文因素主要包括：可能最大降雨產生的徑流洪水、潰壩（水文、地震引起）洪水、潛在自然因素（滑坡、河道變遷等）引發的洪水、以及人類活動對洪水的影響等。

（5）

法規對河流上游潰壩的考慮是怎樣規定的？

導則對于因水文和地震引發的潰壩洪水評價提出了以下要求：

對于水文因素引起的潰壩

① 除非工程計算能證明水壩不會潰決，否則必須假設潰壩事件。② 對于潰壩可能在廠址引發的洪水，應在下述假設條件下進行評價：

?可能最大降雨的等雨線最不利地集中于壩的上游流域；

?可能最大降雨的等雨線最不利地集中于廠址上游的整個流域；

在這兩種情況下，選定的可能最大降雨的等雨線將產生最大洪水，前者發生在水壩處，后者是在廠址；

③ 潰壩模式和程度盡可能在穩定性分析的基礎上采用保守判斷。

對于地震引起的潰壩

① 對于任何推薦廠址都必須對位于廠址上游壩因地震而潰決后產生的洪水影響進行評價。如果評價得出不能接受的后果時，必須對潰壩的可能性進行評價；

②

對于每個水壩的地震分析，特別是對壩址處，必須得出適當的SL-2值；

③

因同一次地震事件而導致的多個壩潰決的可能性也必須予以考慮，如果存在這種可能性，要考慮洪峰同時到達廠區，除非能證明洪峰不可能同時到達。④

潰壩的模式和程度盡可能在穩定性分析的基礎上采用保守判斷。

（6）

從核設施防洪角度而言，什么樣的廠址屬于“干廠址”，在怎樣的條件下須考慮采取防洪措施？

將所有安全重要物項建在設計基準洪水水位之上，其中包括考慮風浪影響。此種情況也稱為“干廠址”。（7）

影響最終熱阱可靠性的因素包括哪些？低水位考慮的目的是什么？作為最終熱阱，法規規定的最小可接受容量是多少？

影響最終熱阱可靠性的水文因素主要包括低水位、最終熱阱的可用流量、水溫等。

對 低水位考慮的目的是要保證最終熱阱在各種不利條件下為電廠正常運行和安全停堆提供冷卻水。對于低水位的考慮，應包括分析確定核電廠整個壽期內與安全冷卻水 源有關的最低水位和最低水位持續時間，以及擋水構筑物破壞的可能性；應考慮可能對低水位產生影響的各種事件的不利組合，并以此來確定設計基準低水位。對最終熱阱的容量要求是必須有能力按照熱負荷排出的速率，在所要求的時期內接納這些熱量。所規定的隨時可用的水源最小可接受容量為30天。

7、地震

（1）地震地質調查中，調查區域的尺度大小，以及收集資料類型確定的基本原則是什么？ 1000的圖上。?2.5萬的圖上；廠址區范圍1平方公里，要求資料反映在比例尺1?5公里，要求資料反映在比例尺1?10萬的圖上；廠址鄰區范?25公里，要求資料反映在比例尺1?100萬的圖上；近區域范圍以廠址為中心半徑?150公里，要求資料反映在比例尺1?地震地質調查中，調查區域分為四種等級：區域范圍以廠址為中心半徑 這一調查范圍劃分的目的是使調查、資料及信息的詳細程度不斷地提高，從而保證核電廠廠址區基礎數據資料達到能夠充分滿足安全要求的詳細程度與充分程度。

（2）需要收集的地震資料包括那些，區域地震構造模型的主要內容是什么？

地震資料包括歷史地震資料、儀器記錄地震資料、以及廠址特定的儀器記錄地震數據。區域地震構造模型的主要內容包括：發震構造及其最大潛在地震，地震構造區以及最大彌散地震兩個主要方面。

（3）何為發震構造？鑒別發震構造的因素都包括哪些？

發震構造是指“顯示出具有地震活動性、或者是證明歷史上具有地表破裂或古地震跡象的構造。發震構造被認為在所關心的時期內可能發生宏觀地震。”結合我國地震研究成果及工程地震安全性評價中積累的經驗，發震構造主要為與地震活動關系密切的活動斷裂構造。發震構造可通過區域調查中獲得的地質構造與構造活動資料、地震活動性資料、以及利用地球物理方法揭示出的深部資料綜合加以鑒別。

（4）評價發震構造最大潛在地震所采用的主要方法是什么？

評 價發震構造最大潛在地震所采用的主要方法包括利用發震構造的尺度、位移方向與位移量、最大的歷史地震、古地震資料、地震分布反映出的震源尺度、以及發震構 造的類比等。其中在斷層或構造的地震和地質歷史信息充分的情況下，可利用經驗關系來估計潛在的最大震級；在缺乏適宜的詳細資料情況下，發震構造的潛在的最 大震級可根據發震構造的總尺度進行估計。

（5）在地震危險性評價和地表斷層運動危險性評價中，所關心的因素分別包括哪些？ 在將發震構造應用于地震危險性評價時，所關心的是那些分布位置和潛在地震強度結合來看，能夠對廠址地震動產生影響的發震構造；對于地表斷層運動危險性，所關心的則是那些位于廠址附近的能動性斷層，這些構造在地表或接近地表具有潛在相對位移的可能性。（6）對彌散地震活動的評價是怎樣進行的，其假設條件都包括哪些？

彌散地震是是指那些“通過利用可使用的資料無法鑒定出確定構造標志的彌散地震活動（通常但又不完全是由中小地震構成）”。在實際應用中，采用地震構造區來評價彌散地震。假設條件是每個地震構造區具有相同的地震潛勢。

（7）何為設計基準地震動，設計基準地震動包括哪些要素？ 設計基準地震動是指應用于核電廠抗震設計的重要參數；設計基準地震動要素包括：地震峰值加速度、地震反應譜和加速度時間過程。（8）核電廠設計基準地震動分哪兩個級別，其功能分別是什么？

2或稱?2。上述兩個級別設計地震動的安全功能不同，其中SL?1和SL?設計基準地震動分為兩個級別SL 1或稱為OBE為運行基準地震。?SSE是指對應極限安全要求的地震動；而SL（9）應用于核電廠抗震設計的地震反應譜包括哪幾種，它們是怎樣得到的？ 設計地震反應譜，可分為標準反應譜與廠址特定反應譜。其中標準反應譜包含來自各種基于地震動記錄獲得的反應譜； 廠址特定反應譜的獲得途徑包括：廠址所在地區的地震動記錄；利用不同地區具有相似地震、地質和巖土特征的同類地震動記錄；根據廠址區域特定的地震條件，通過計算分析得出廠址特定反應譜。

（10）通常有幾種方法能夠獲得設計地震動時程？

直接利用廠址所在地的實際地震加速度時程記錄，或類似廠址條件下的記錄；另一種方法是采用人工合成地震動時程的方法。

（11）確定設計基準地震動的確定性方法包括哪幾個主要的技術環節？ 確定性分析方法的基本分析程序包括以下幾個主要的技術環節：

①

將區域地震構造模型分解為與地震構造區相對應的彌散地震活動區和發震構造。②

鑒定與每個發震構造和每個地震構造區相關的最大潛在地震。③

按照下述方法進行評價：

A、對每一個發震構造，應假定最大潛在地震發生在該構造最接近廠址區的部位。

B、對于地震構造區內的最大彌散地震，要假定其發生在距廠址某一特定距離處，要確保在這一距離內沒有發震構造，該距離的確定取決于地震構造區內震源深度的恰當估計。

C、在每一相鄰地震構造區內與彌散地震活動相關的最大潛在地震，應假定其發生在該地震構造區邊界最接近廠址的部位。

D、使用適當的衰減關系來確定這些地震中能夠對廠址產生影響的每個地震的地震動，而且應考慮廠址的局部場地條件。

（12）能動斷層是怎樣定義的，其判別標準是什么？

能動斷層被定義為“在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層”。能動斷層判別標準包括以下三個方面：

（1）調查表明在晚更新世Q3（約10萬年）以來有過運動證據，以致可合理地推論在地表或接近地表處能夠再次發生運動。

（2）已經證明一個斷層與另一個已知能動斷層有構造聯系，以致于另一個能動斷層的運動可能引起這一斷層在地表或接近地表處能夠發生運動。

（3）在某一震源深度條件下，與發震構造有關的最大潛在地震的震級足夠大，以致可合理地推論在地表或接近地表處能夠發生運動。

8、巖土工程

（1）核電廠廠址巖土工程勘查的目的及主要內容是什么？ 核電廠廠址巖土工程勘查的目的是：確定可能對核電廠設施安全造成影響的有關地基和基礎的穩定性，并為相關的設計提供土工參數，評價可能影響核電廠安全的其他廠址地質和土工因素（邊坡、地面塌陷等），進而確定工程廠址的適宜性。

主要內容包括地表地質特征，下伏地層的巖性、結構和構造特征，巖石風化特征，是否存在沉陷、隆起、崩塌、巖溶、液化和斷裂等災害性地質現象，以及邊坡問題等。

（2）在核電廠選址巖土勘察程序中包括哪些階段，各階段的勘察目的與基本要求是什么？ 在核電廠選址巖土勘察程序中包括：廠址查勘階段、廠址評價階段和廠址評定階段。廠址查勘階段，勘察的目的是從土工觀點確定廠址的適宜性，并確定侯選廠址。勘查的基本要求包括地質測繪、鉆孔調查等； 廠址評價階段，勘察的目的是得出有關廠址工程地質特性的主要參數，據此資料可確定廠平布置。此階段的鉆孔布置和鉆孔深度要求，導則建議根據廠址的幾何條件和巖石均勻性條件采用150米的網格。國標“巖土工程勘察規范”規定的勘探線間距為50～100米，點間距為30～50米；勘探孔深度，對于一般性鉆孔要求不低于15米，而控制性鉆孔不低于30米。對基巖地區廠址，鉆孔深度應達到突變點、薄弱帶或變化帶尚能影響基礎穩定性的最大深度處，并至少深入堅硬巖石10米；對于土層或風化嚴重的基巖廠址，鉆孔的最小深度要達到基礎底面寬度2～3倍。

廠址評定階段要根據建/構筑物的最終布置，確定最終的廠址特性和設計參數。對于本階段要求在每一安全相關構筑物的位置至少有一個鉆孔，鉆孔深度同評價階段。（3）在評價基礎穩定性時，靜荷載和動荷載考慮的主要因素是什么？

教材中的（表）

（4）在怎樣的場地條件下必須考慮地震動的放大效應？

實測剪切波速在1100米/秒以下時，必須考慮土層產生的地震動放大效應。（5）基土液化是怎樣的現象，評價基土液化需要考慮的主要因素包括哪些？

液 化是在地震條件下，飽和的沙土或粉土由于受地震振動影響而突然失去抗剪強度和剛度的現象。估計基土液化所需的參數（導則稱之為“設計剖面”）包括：地下水 位、基土的粒徑（沙或粉沙）、基土的標貫值、基土的貫入阻力、相對密度、循環剪切強度以及包括持續時間再內的地震動強度。

（6）邊坡的類型，以及可能引起邊坡失穩的主要因素是什么？ 邊坡包括天然邊坡和人工邊坡。

可能造成邊坡失穩的因素包括邊坡的基礎、巖石或土的特性、節理裂隙的發育情況、地下水位及水滲漏特點等。除了邊坡本身的相關特性之外，還要考慮影響邊坡穩定性的外部環境因素，如地震、洪水等。

9、人口調查

（1）涉及核電廠對其所在區域產生影響的廠址特征主要有哪些？ 涉及核電廠對其所在區域產生影響的廠址特征主要有：廠址周圍區域的人口分布、特定廠址條件下的放射性物質傳播途徑（包括在大氣和水體中的彌散）、土地和水的利用、以及放射性本底情況。

（2）在核電廠選址中，對人口因素考慮的基本原則與要求是什么？ 廠址最好選在遠離人口中心的低人口密度區，核電廠周圍應設置非居住區，非居住區的半徑（以反應堆為中心）不得小于0.5 km。核電廠非居住區周圍應設置限制發展區，其半徑（以反應堆為中心）不得小于5 km。核電廠距10萬人口以上的城鎮和距100萬人口以上大城市的市區發展邊界，一般應分別大于10公里和40公里。

（3）需要評價的人口因素包括哪些？所收集的人口資料應按怎樣的方式整理？ 所需的人口分布資料包括現有人口和規劃人口，現有人口又分為長住人口與暫住人口（外地臨時務工人員、旅游者和其他流動性人口）。

對所收集的人口資料應按以廠址為圓心的同心圓環和16個方位射線劃分成的扇面來處理，并應統一用表格表示相應范圍的人口分布。人口資料之所以用上述方式表示，主要是便于放射性大氣彌散評價，便于篩選和評價廠址的優劣。

（4）涉及影響應急計劃可行性的廠址主要相關因素包括哪些？ 涉及影響應急計劃可行性的廠址主要相關因素包括：廠址區域內人口密度和分布、廠址距人口中心的距離、難以撤離或隱蔽的特殊人群（醫院、監獄等）、廠址及附近區域特殊地理條件（地形、河流等）、交通和通訊網絡、以及其他工業、農業、生態和環境特征等。（5）在選址階段的人口調查中，我國常用的篩選廠址方法是哪幾種？如何應用？ 目前在我國應用最多的是固定區域法和人口密度法。

其 中固定區域法適用于人口相對低的地區。該方法的基本假設是電廠被一個固定大小的地帶所包圍（禁區），該地帶內不允許居民居住。在這一地帶外圍規定另一個低 人口地帶，在低人口地帶內（限制區），人口和工業的增長在規劃上予以限制或明確地控制。不同國家這兩個區的半徑范圍不一致，我國的禁區半徑規定不小于500米，限制區半徑為5公里。人口密度法是將推薦廠址周圍確定區域內的人口密度與參考人口密度（如省和地區的平均密度）作比較。該方法將廠址周圍地帶分成同心圓環和扇形區，在考慮廠址周圍同心圓環內居民數，和廠址附近應急條件的情況下，進行計算比較來確定廠址的類別。

10、大氣與水體彌散

（1）核電廠正常和事故釋放的放射性物質進入環境的主要途徑包括哪些？

水體（地表水和地下水）和大氣。

（2）對放射性物質釋放的環境影響評價包括哪幾個主要步驟？ 關于放射性釋放影響評價，包括以下主要內容和步驟： 首先是確定源項，在選址初期核電機型確定不了的情況下，采取不同類型核電廠可能釋放量的包絡來近似估算源項值；

對廠址區域作為放射性釋放途徑的水體和氣體特征進行調查，收集建立彌散模型所需的資料；

根據調查資料反映的廠址區域水體和氣體特征，選擇適當的彌散模型。在確定模型適用性和保守性的基礎上，對放射性釋放影響后果進行評價，并對廠址的適宜性作出判斷。（3）從放射性物質釋放對環境可能產生影響的角度，什么樣條件的廠址為優選廠址？

人口密度低，大氣和水體擴散條件好，在核電廠正常運行和事故排放條件下影響小的廠址為優選廠址。

（4）為什么要在核電廠投入運行前調查廠址周圍環境中的放射性本底情況？ 為了評估核電廠對環境的影響，在核電廠投入運行前，應調查廠址周圍環境中的放射性本底情況，所獲得的數據將作為未來調查評價的基線，以便能夠恰當地評價后期來自核電廠的可能影響。

11、放射性廢物地表處置場場址選擇的目標是什么？選址過程包括哪幾個階段？不同階段調查的基本要求是什么？選址準則包括哪些？

（1）放射性廢物地表處置場場址選擇的目標是什么？ 低、中放廢物近地表處置場址選擇的目的是選擇適合處置廢物的場址，使場址與設施的適當設計、廢物形態、廢物包的類型和數量、其它工程屏障及設施關閉后的控制等，均滿足輻射防護的要求，即在放射性核素衰變到安全水平的整個時期內保證放射性廢物與生物圈有足夠的隔離。

（2）放射性廢物地表處置場選址過程包括哪幾個階段？不同階段調查的基本要求是什么？ 放射性廢物近地表處置場的選址階段分為：規劃選址、區域調查、場址特性評價和場址確定階段。

規劃選址階段，應首先為選址制定總體規劃、建立選址原則、確定所需場址特性，為后期調查提供基礎； 區域調查階段的目的是根據所建立的選址準則對場址進行篩選，通過比選篩選出一處或幾處侯選場址，以便在下一階段進行場址特性評價。場址特性評價階段要對侯選場址進行調查，通過進行現場調查和實驗室研究獲得相關的場址數據，包括場址的地質、地球化學、水文地質等方面數據，鑒定侯選場址是否適宜建場。

場址確定階段是對推薦場址進行更加詳細的調查，以確認選定的場址滿足所建立的選址準則，并為處置場的詳細設計、安全分析和環境影響評價提供全面場址資料和相關設計基準。（3）放射性廢物近地表處置場的選址準則包括哪些？ 與低、中放廢物近地表處置場相關的選址準則包括：地質、地球化學、地質構造與地震活動、人為事件、氣象條件、廢物運輸、土地利用、人口分布和環境保護準則。

第四篇：注冊核安全工程師習題..

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;100MeV～1GeV;1GeV

Q:反應能Q應等于反應前后體系()之差（以能量為單位）； A:總質量

Q:對()的核反應稱之為放能反應；對于Q<0稱為吸能反應； A:Q>0

Q: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Ta

Q: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)/ mA×Q

Q:單位時間內()應與()和Ns（單位面積內的靶核數Ns=ns）成正比，N=σINs；σ稱為截面，22其物理意義為(),其量給為()，常用單位為()，用b表示，1b=()m=()cm；還有毫巴（mb）和微巴（μb）；

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

-28-24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;10

Q: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(),它表示產生各種反應的()A:各反應道的截面;σt=Σσi；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σ(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,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子數

Q:自發裂變能Qf,s，定義為()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)； A:兩個裂變產物的動能之和，22Q:由()可以導出：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β穩定線的豐中子而發射中子；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；

3A:自發裂變； 1cm；2.31E12

Q: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Eb

Q: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()*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；γ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，另一方面它們是遠A:離β穩定線的豐中子核，因而能直接發射中子（通常發射()個中子）； 1～3 Q: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，主要以()的形式退激； 發射γ光子

Q:在上述過程中發射的中子和γ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γ光子；

-16A:10s

Q: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γ光子后初級產物仍是()，經過多次β衰變鏈，最后轉變成()A:豐中子核；穩定的核素；

Q:β衰變的半衰期一般是大于()s，相對于瞬發裂變中子和γ射線，這是慢過程；

-2A:10

Q:在連續β衰變過程中有些核素可能具有較高的激發能，其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:Z≤84和Z≥100；90≤Z≤98

Q:對于質量數在228～255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:140

Q:核裂變重碎片的質量平均數在AH≈140幾乎不變，而輕碎片的則隨（）而改變； A:裂變核

Q:裂變中子包含（）和（）（約點總數的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；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，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：天然輻射源；人工輻射源

Q：天然輻射源主要來自（）、（）和（）； A：宇宙射線；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：20

Q：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40

Q：人工輻射源主要有（）、（）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：γ輻射源；中子源；

Q：鈾235每次裂變大約有（）的γ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，γ射線能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeV

Q：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；

Q：不論是堆內的輻射場還是堆外的引出束，都是γ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；γ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；儲存；后處理設施；

Q：密封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、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：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α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；238U

Q：常用的α放射源活度一般較低，一般在（）Bq A：104～3.7×109

Q：α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α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；

Q：β放射源主要用于（）和（）β，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β放射性核素有：（）等；

β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204Ti

Q：β射線的穿透能力比同樣能量α粒子約強（），能量超過（）的β粒子可穿透皮膚表層，故應考慮（）；

A：100倍；70ke；Vβ外照射的防護

Q：β粒子穿過周圍物質量產生（），其（）能力比β粒子強得多；在使用時不能忽視（）的防護，即使是純β發射體，也要注意減少軔致輻射的影響。A：軔致輻射；穿透；γ光子

Q：屏蔽β作用應選用（）以減少軔致輻射，外面再用（）屏蔽軔致輻射和其他γ光子。

A：低原子序數的材料（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：發射低能γ射線和X射線的放射性核素；β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、244Cm

Q：低能光子比較容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）； A：高能γ射線;軔致輻射的影響

Q：由238Pu、241Am等α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：自發裂變;（α，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：γ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γ輻照裝置已不少見； A：3E15～2E16Bq;3E16Bq

Q：活度在（）的γ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：E8～2E12Bq

Q：γ射線的貫穿能力很強，使用γ放射源主要防止（）； A：外照射

Q：γ源在固定工作場所使用時應利用建筑物的（）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γ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小；

A：墻;門;可靠的安全連鎖裝置；設置警告信號和標志；50MBq

Q：利用α粒子與輕元素（如鈹）的(α,n)反應或高能γ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；其中子產額高、體積小、可制成點源，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最大操作量的大小分為甲（大于（））、乙（）和丙（）三個等級；

A：4E9Bq;2E7～4E9;豁免活度～2E7

Q：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1000

Q：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；25

Q：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，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%)；200

Q：鈾在地殼存在的形式一般以（）的形式存在（如瀝青鈾礦）；或以（）（如釷、鋯、稀土礦物）的結晶格架中；

A：鈾礦物；類質同象形式進入其他非鈾礦物

Q：釷在地殼中平均含量為（），其總量約為（）噸； A：1.2E-5；1.3E10～1.8E10

Q：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

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、γ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（）、（）、（）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；24

Q：一般燃料組件在反應堆內使用（）年的時間； A：3～5

Q：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管理也極為重要。

Q：依據后處理工藝是否涉及水介質可分為（）和（）兩類； A：水法；干法 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；α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，可采取（）儲存措施： A：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下都處于（）狀態。臨界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；最大

Q：通常乏燃料儲存陣列的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K<1，反應堆的狀態稱為（）；若K>1，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；3.2E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05

Q：考慮到在裂變的同時必要有一部分鈾235由于發生(n,γ)反應而浪費掉（對鈾235其σf=583靶，σr=101靶）因此發出1MWd的能量實際上需要消防的鈾235為1.05g（σf+σr）/σf≈（）g A：1.23

Q：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性進入冷卻劑，燃料元件在堆中放置的時間是受到嚴格控制的。

Q：核燃料燃燒的充分程度常采用（）這一物理量來衡量。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：核反應堆的基本特征有（）以及該種堆型的主要特點等。

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；20；3

Q：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；15.5MPa

Q：（）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；8×8；62；2

Q：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；功率密度比壓水堆小；

Q：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；燒結的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷瓷塊；十幾；500；19；43；500；100

Q：重水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，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；6

Q：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）；6

Q：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發電和供電站其他輔助設備使用；

Q：保證反應堆和一回路系統正常運行的系統有（）：

A：化學和容積控制系統、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：《中華人民共和國民用核設施安全監督管理條例》；核安全法規HAF003《核電廠質量保證安全規定》；國家核安全部門

Q：質量保證大綱包括（）、（）。

A：核設施的質量保證總大綱；每一種工作（單位）的質量保證（分）大綱；

Q：輻射防護目標是保證在所有運行狀態下輻射照射或由于任何計劃排放的放射性物質引起的輻射照射保持（），保證減輕任何事故的放射性后果； A：低于規定限值并且合理可靠盡量低

Q：1999年IAEA核安全顧問組發表的報告（INSAG-12）中提出的核電廠運行安全目標是：堆芯熔化率：（）/堆年（對已運行的核電廠）和（）/堆年（對將來的核電廠）；大量放射性釋放概率為：（）/堆年（對已運行的核電廠）和（）/堆年（對將來的核電廠）A：10-4；10-5；10-5；10-6

Q：2002年5月我國核安全局發表的政策聲明《新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策》中提出新建核電廠的安全目標是：堆芯熔化率：（）/堆年；大量放射性釋放概率為：（）/堆年。A：10-5；10-6

Q：風險的大小既與（）有關，也與（）有關；在數量概念上就是（）與（）的乘積； A：發生危害事件的頻率；發生危害事件的后果；頻率；后果

Q：風險分析方法通常采用（）分析方法和（）分析方法： A：事件樹；故障樹

Q：核電廠概率安全分析（PSA）有三個級別：Level 1（）；Level 2（）；Level 3（）。A：堆芯嚴重損傷的概率分析；大量放射性向環境釋放的概率分析；產生重大后果（生命、健康、環境和財產）的概率分析。

Q：安全文化的實質是（）

A:價值觀、標準、道德和可接受行為的規范的統一體；

Q：安全文化特性是（）、（）、（）。A:安全第一的思想； 主動精神； 有形導出

Q：安全文化是基本的管理原則，由（）和（）這兩個主要方面組成； A:體制；個人的響應

Q：核安全的實現取決于兩方面的因素，一個是（），另一個是（）。A:政策和管理方面的承諾與能力；每個人本身的承諾與能力

Q：營運單位的安全管理體系包括（）六個組成部分。A:政策、組織、計劃和實施、衡量績效、審查與監管

Q：為了使核安全文化更加奏效，核安全文化的要求是按照不同層次的每個人的響應這樣一種方式展開的，具體分為（）三個層次；各個層次的每個人都要真正樹立（）的觀念，A:決策層、管理層和基層；“安全第一、質量第一”

Q：1996年IAEA發布和實施了（）；

A: “單位安全文化自我評價和國際原子能機構安全文件評價組導則”（ASCOT導則）

Q：安全文化評價可有三種方式：（）； 在三種評價方式中是最規范的；

A:單位自我評價、IAEA安全文化評價組評價和二者結合的評價；IAEA安全文化評價組評價

第五篇：注冊核安全工程師考試題

2012年注冊核安全工程師考試專業實務題預測4

2012-9-3 10:13:00 學易網 【大】【中】【小】 打印

各位考生，2012年安全工程師考試已經進入倒計時階段，您距離2012年9月8日的考試還有5天時間。在這剩余的五天時間里，學易網為答謝各位考生對學易的支持，在此與大家分享2012年注冊核安全工程師考試專業實務題預測。學易教育祝愿大家考試大捷！

第三章 課后思考題

1、輻射防護的目的與任務是什么？、輻射防護和核安全的目的是防止有害的確定性效應，并限制隨機性效應的發生概率，使它們達到被認為可以接受的水平。

輻射防護和核安全的基本任務：既要保護從事放射工作者本人和后代以及廣大公眾乃至全人類的安全；保護好環境；又要允許進行那些可能會產生輻射的必要實踐以造福于人類。

2、簡述天然輻射源與人工輻射源的主要來源以及他們對人類造成的照射水平每年為多少？

來源：天然：1）宇宙射線2）宇生放射性核素3）原生放射性核素

人工：醫療輻射、核爆炸、核電站、3、輻射實踐與干預有什么不同？

實踐：在這里是作為放射防護領域專業術語使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途徑、或擴大受照人員范圍、或改變現有照射源的照射途徑網絡，從而使人們受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人數增加的人類活動。

干預：是指任何旨在減少或避免不屬于受控實踐的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行動。

4、為什么引入潛在照射的概念？

◆所以，從實質上來說，對潛在照射的控制，就是

對輻射源的安全性的控制。

5、何謂吸收劑量D、當量劑量H與有效劑量E（包括它們的定義、物理意義、單位適用條件及相互聯系）

吸收劑量D：電離輻射授予某一體積元中物質的平均能量除以該體積元中物質的質量的商

當量劑量：對某個器官或組織，是平均值；

有效劑量：針對全身而言，取平均值。

比釋動能：不帶電粒子在體積元內產生的所有帶電粒子的初始動能總和的平均值除以物質質量的商。

對低能帶電粒子，韌致輻射可以忽略時，則 吸收劑量=比釋動能

6、當量劑量Ht(50)、待積有效劑量He(50)、集體當量劑量SH與集體有效劑量Se它們分別用在什么場合？

人體單次攝入放射性物質后，某一器官或組織在50年內將要受到的累積的劑量當量

式中：t0是攝入放射性物質的起始時刻；（6.16）

是在t時刻器官或組織受到的當量劑量率；

τ是攝入放射性物質之后經過的時間。當沒 有給出積分的時間期限時，成年人－50年； 兒童－70年

受到輻射危害的各器官或組織的待積當量劑量HT（τ）經WT加權處理后的總和稱為待積有效劑量E（τ），即

集體當量劑量：表示一組人某指定的器官或組織的當量劑量的總和。

集體有效劑量：受照群體每個成員的有效劑量的總和。

7、何謂輻射權重因子WR與組織權重因子WT WR：在當量劑量中，WR 輻射權重因子，是與輻射品質相對應的加權因子，無量綱。

WT：定義： WT代表組織T接受的照射所導致的隨機效應的危險系數與全身受到均勻照射時的總危險系數的比值。

8、影響輻射損傷的因素有哪些？

直接作用：

輻射粒子與生物大分子，如 DNA and RNA, 直接發生作用，導致細胞的損傷。

間接作用：

輻射粒子與細胞內環境成份（主要是水）發生作用，產生自由基和過氧化物，導致細胞的損傷。劑量大小、細胞的增殖能力

9、論述隨機性效應與確定性效應各有何特點，他們和軀體效應與遺傳效應有什么聯系。

一類是對細胞的殺傷作用，即使受照射細胞死亡或受傷，細胞數目減少或功能減低，結果影響了受照組織或器官的功能，表現為確定性效應，如急性放射病，造血功能障礙。

一類是對細胞的誘變作用 主要表現為誘發細胞發生癌變(致癌)，誘發基因突變(致突)和先天性畸形(致畸)。

隨機性效應(Stochastic effect)：是指輻射效應的發生幾率(而非其嚴重程度)與劑量 相關的效應，不存在劑量的閡值。主要指致癌效應和遺傳效應。

確定性效應(Deterministic effect)：是指輻射效應的嚴重程度取決于所受劑量的大小。這種效應有一個明確的劑量閡值，在閡值以下不會見到有害效應，如放射性皮膚損傷、生育障礙。

10、輻射防護基本原則（輻射防護體系、劑量限制體系）的主要內容是什么？ 1． 輻射實踐的正當化

2.劑量限制和潛在照射危險限制

劑量約束和潛在照射危險約束 3.防護與安全的最優化

11、無

12、輻射的防護標準中的基本標準是如何規定的（包括職業照射與公眾照射）？

三要素：

時間

距離

屏蔽

措施：充分準備，減少受照時間

劑量率與距離的平方成反比（點源）

措施：§遠距離操作；

§任何源不能直接用手操作；

§注意β射線防護。

[3].屏蔽防護(Shielding)措施： §設置屏蔽體

§屏蔽材料和厚度的選擇：

輻射源的類型、射線能量、活度 1.內照射防護的基本原則

內照射防護的基本原則是制定各種規章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質進入人體的各種途徑，在最優化原則的范圍內，使攝入量減少到盡可能低的水平。

13、簡述外照射防護的基本原則和基本方法。

基本原則：

盡量減少或避免射線從外部對人體的照射，使之所受照射不超過國家規定的劑量限值。

14、內照射防護的基本方法和基本原則是什么？

內照射防護的基本原則是制定各種規章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質進入人體的各種途徑，在最優化原則的范圍內，使攝入量減少到盡可能低的水平。

內照射防護的一般方法是 ?“包容、隔離” ? “凈化、稀釋”，?“遵守規章制度、做好個人防護”。

15、對輻射源安全和保安的要求與控制措施有哪些？

（1）確保輻射源的實物保護符合有關要求，并保證將輻射源的失控、丟失、被盜或失蹤的信息立即通知審管部門；（2）不得將輻射源轉讓給不持有有效批準證件的接收者；

（3）對可移動的輻射源定期進行盤存，確認它們處于指定位置并有可靠的保安措施。

16、輻射防護監測的主要內容有哪些？

輻射防護監測的對象就是人與環境兩大部分，具體監測有四個領域：個人劑量監測、工作場所監測、流出物監測、環境監測。

17、一位放射工作人員在非均勻照射條件下工作，18、簡述輻射防護大綱的主要內容。

為實現可合理達到的盡可能低的原則，必須制定和建立一個最優化的輻射防護大綱。最優化的輻射防護大綱包括：健全輻射安全組織、嚴格的安全教育和訓練、合理的設施設計、可靠的個人安全保障、合適的個人防護設備、有效的監測計劃和周密的應急計劃等。

19、應急準備的主要內容有哪些？

減 小潛在照射意味著采取必要的措施，確保輻射源的安全（對核設施即為核安全），預防事故或事件（事件序列）的發生，降低潛在照射的產生概率；另一方面，事故 或事件一旦發生，則減緩其后果，盡量減小工作人員和公眾的受照劑量。潛在照射發生并對公眾造成應急照射的情況下，應實施必要的核事故應急干預，減小公眾的 受照劑量

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第三章 課后思考題

1、輻射防護的目的與任務是什么？、輻射防護和核安全的目的是防止有害的確定性效應，并限制隨機性效應的發生概率，使它們達到被認為可以接受的水平。

輻射防護和核安全的基本任務：既要保護從事放射工作者本人和后代以及廣大公眾乃至全人類的安全；保護好環境；又要允許進行那些可能會產生輻射的必要實踐以造福于人類。

2、簡述天然輻射源與人工輻射源的主要來源以及他們對人類造成的照射水平每年為多少？

來源：天然：1）宇宙射線2）宇生放射性核素3）原生放射性核素

人工：醫療輻射、核爆炸、核電站、3、輻射實踐與干預有什么不同？

實踐：在這里是作為放射防護領域專業術語使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途徑、或擴大受照人員范圍、或改變現有照射源的照射途徑網絡，從而使人們受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人數增加的人類活動。

干預：是指任何旨在減少或避免不屬于受控實踐的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行動。

4、為什么引入潛在照射的概念？

◆所以，從實質上來說，對潛在照射的控制，就是

對輻射源的安全性的控制。

5、何謂吸收劑量D、當量劑量H與有效劑量E（包括它們的定義、物理意義、單位適用條件及相互聯系）

吸收劑量D：電離輻射授予某一體積元中物質的平均能量除以該體積元中物質的質量的商

當量劑量：對某個器官或組織，是平均值；

有效劑量：針對全身而言，取平均值。

比釋動能：不帶電粒子在體積元內產生的所有帶電粒子的初始動能總和的平均值除以物質質量的商。

對低能帶電粒子，韌致輻射可以忽略時，則 吸收劑量=比釋動能

6、當量劑量Ht(50)、待積有效劑量He(50)、集體當量劑量SH與集體有效劑量Se它們分別用在什么場合？

人體單次攝入放射性物質后，某一器官或組織在50年內將要受到的累積的劑量當量

式中：t0是攝入放射性物質的起始時刻；（6.16）

是在t時刻器官或組織受到的當量劑量率；

τ是攝入放射性物質之后經過的時間。當沒 有給出積分的時間期限時，成年人－50年； 兒童－70年

受到輻射危害的各器官或組織的待積當量劑量HT（τ）經WT加權處理后的總和稱為待積有效劑量E（τ），即

集體當量劑量：表示一組人某指定的器官或組織的當量劑量的總和。

集體有效劑量：受照群體每個成員的有效劑量的總和。

7、何謂輻射權重因子WR與組織權重因子WT WR：在當量劑量中，WR 輻射權重因子，是與輻射品質相對應的加權因子，無量綱。

WT：定義： WT代表組織T接受的照射所導致的隨機效應的危險系數與全身受到均勻照射時的總危險系數的比值。

8、影響輻射損傷的因素有哪些？

直接作用：

輻射粒子與生物大分子，如 DNA and RNA, 直接發生作用，導致細胞的損傷。

間接作用：

輻射粒子與細胞內環境成份（主要是水）發生作用，產生自由基和過氧化物，導致細胞的損傷。

劑量大小、細胞的增殖能力

9、論述隨機性效應與確定性效應各有何特點，他們和軀體效應與遺傳效應有什么聯系。

一類是對細胞的殺傷作用，即使受照射細胞死亡或受傷，細胞數目減少或功能減低，結果影響了受照組織或器官的功能，表現為確定性效應，如急性放射病，造血功能障礙。

一類是對細胞的誘變作用 主要表現為誘發細胞發生癌變(致癌)，誘發基因突變(致突)和先天性畸形(致畸)。

隨機性效應(Stochastic effect)：是指輻射效應的發生幾率(而非其嚴重程度)與劑量 相關的效應，不存在劑量的閡值。主要指致癌效應和遺傳效應。

確定性效應(Deterministic effect)：是指輻射效應的嚴重程度取決于所受劑量的大小。這種效應有一個明確的劑量閡值，在閡值以下不會見到有害效應，如放射性皮膚損傷、生育障礙。

10、輻射防護基本原則（輻射防護體系、劑量限制體系）的主要內容是什么？ 1． 輻射實踐的正當化

2.劑量限制和潛在照射危險限制

劑量約束和潛在照射危險約束 3.防護與安全的最優化

11、無

12、輻射的防護標準中的基本標準是如何規定的（包括職業照射與公眾照射）？

三要素：

時間

距離

屏蔽

措施：充分準備，減少受照時間

劑量率與距離的平方成反比（點源）

措施：§遠距離操作；

§任何源不能直接用手操作；

§注意β射線防護。

[3].屏蔽防護(Shielding)措施： §設置屏蔽體

§屏蔽材料和厚度的選擇：

輻射源的類型、射線能量、活度 1.內照射防護的基本原則

內照射防護的基本原則是制定各種規章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質進入人體的各種途徑，在最優化原則的范圍內，使攝入量減少到盡可能低的水平。

13、簡述外照射防護的基本原則和基本方法。

基本原則：

盡量減少或避免射線從外部對人體的照射，使之所受照射不超過國家規定的劑量限值。

14、內照射防護的基本方法和基本原則是什么？

內照射防護的基本原則是制定各種規章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質進入人體的各種途徑，在最優化原則的范圍內，使攝入量減少到盡可能低的水平。

內照射防護的一般方法是 ?“包容、隔離” ? “凈化、稀釋”，?“遵守規章制度、做好個人防護”。

15、對輻射源安全和保安的要求與控制措施有哪些？

（1）確保輻射源的實物保護符合有關要求，并保證將輻射源的失控、丟失、被盜或失蹤的信息立即通知審管部門；

（2）不得將輻射源轉讓給不持有有效批準證件的接收者；

（3）對可移動的輻射源定期進行盤存，確認它們處于指定位置并有可靠的保安措施。

16、輻射防護監測的主要內容有哪些？

輻射防護監測的對象就是人與環境兩大部分，具體監測有四個領域：個人劑量監測、工作場所監測、流出物監測、環境監測。

17、一位放射工作人員在非均勻照射條件下工作，18、簡述輻射防護大綱的主要內容。

為實現可合理達到的盡可能低的原則，必須制定和建立一個最優化的輻射防護大綱。最優化的輻射防護大綱包括：健全輻射安全組織、嚴格的安全教育和訓練、合理的設施設計、可靠的個人安全保障、合適的個人防護設備、有效的監測計劃和周密的應急計劃等。

19、應急準備的主要內容有哪些？

減 小潛在照射意味著采取必要的措施，確保輻射源的安全（對核設施即為核安全），預防事故或事件（事件序列）的發生，降低潛在照射的產生概率；另一方面，事故 或事件一旦發生，則減緩其后果，盡量減小工作人員和公眾的受照劑量。潛在照射發生并對公眾造成應急照射的情況下，應實施必要的核事故應急干預，減小公眾的 受照劑量

一、某廠在反應堆停堆過程中，為了將檢修工具運至安全殼內，工作人員在 只請示了值班人員，而未與運行人員溝通的情況下，將安全殼內外閘門同時打開，這違反了國家核安全監管部門批準的運行限制和條件（技術規格書）（安全殼內外閘門不能同時打開）。但由于處于冷停堆狀態，未見明顯的輻射問題，沒有造成人員和財產傷害。請問：

1、說明安全殼的安全功能、安全分級、抗震分級和抗震設計要求。

2、如果必須執行某項操作，而該操作違反技術規格書，怎么辦？

3、按照國際核事件分級標準，此事件為幾級？

4、此事件的經驗教訓。

二、某鈾礦初建時，嚴格執行審管要求，井下氡及氡子體濃度合格。之后領 導管理松懈，很長時間未對氡及氡子體濃度檢測。三年多后，由于礦井巷道部分損毀，礦井通風不良，導致井下氡及氡子體濃度嚴重超標，工作人員受超劑量照射。請問：

1、該礦井氡及氡子體濃度嚴重超標，工作人員受超劑量照射的直接原因是什么？

2、該礦井存在的問題？安全文化方面有哪些問題？

3、防止氡及氡子體濃度超標的措施？

三、某X射線裝置使用單位，審管部門要求同時安裝輻射報警裝置、工作指 示燈等。領導甲為盡早創造經濟效益，在只安裝了工作指示燈的情況下，就開始安排調試工作。工作人員乙，為趕進度，某日，工作人員乙在未安排調試計劃的情況下，明知工作指示燈不能正常顯示，仍進入操作室進行調試工作。領導甲來到，工作指示燈沒亮，也知當天未安排調試計劃，于是為檢查設備進入設備間，后發現X射線裝置在工作中。之后頭暈眼花、胸悶氣短。請問：

1、領導甲有什么問題？

2、工作人員乙有什么問題？

3、應吸取什么經驗教訓？安全文化有何不足。

四、某廠為轉產，不再生產放射性產品，決定對放射源庫退役，該庫中存放 有13枚放射源。于是請當地環保監督部門為其對輻射水平進行測量和將現有源作為廢源處理。環保監督部門根據廢物處置辦法規定，隨即前往該廠進行測量，但發現該廠某工作人員已擅自將放射源庫推平。檢測人員通過隨身攜帶的劑量儀器找到了13枚源。并立即報告了相關部門，相關部門開會討論了處理方案。請問：

1、此事件的直接原因。

2、該事件的直接責任人，該廠存在的主要問題。

3、如何防止此類事件的發生。

五、背景材料同教材P54 請問：

1、焊絲在采購過程中，有哪些方面違反質保要求？

2、根據HAF003，對供方的評價和選擇有什么要求？并列出評價的方法。

1、核電廠三回路系統進海水，對蒸汽發生器有何影響。

2、民工違章作業導致電廠發電機組短路保護性停機，進而反應堆停堆。操作人員處理不當，本應調節化容系統，卻加注冷卻水，使系統和設備受冷沖擊，另外導致冷卻劑通過調節閥進入廠房。問題：對事件分級；操作技術和管理上有何問題；有什么教訓。

3、輻照研究所輻照裝置年久失修，保養較差，外防護門關閉不靈活，關閉時間長，實驗人員因工作任務重，時間緊，要求操作人員解除聯鎖裝置以加快實驗進度，解除后，因操作人員和實驗人員電話聯系有問題，致使實驗人員在以出束的情況下誤創實驗廳，造成輻照事故，受到70MSV的照射量。問題：管理上有什么問題；操作人員和實驗人員有什么問題，應吸取什么教訓。

4、國外某地上世紀50年代將放射性廢物用鋼和木板包裝后埋于土溝中，用土覆蓋，本世紀發現土溝附近和當地地下水、河水中均有放射性核素存在，既有中低放廢物，也有長壽命高放廢物的核素發生遷移，問題：按我國標準，如此處置廢物有什么問題；現在應如何處置這些廢物；有何經驗和教訓。

5、某工廠在運輸放射性物品到機場去時，經機場檢測發現有一個貨包表面劑量超標，要求返回重新處理，在返回途中，押運員有私事處理，改變了行車路線，改變后行車路途顛簸使一個貨包路途丟失，發現后報告了環保和公安部門共同查找，最后在路上找到了貨包。經調查，工廠輻射安全人員開了假 的貨包表面劑量合格單。問題：該工廠管理上有什么問題；在運輸上有什么問題應吸取什么教訓；通過此事件，應吸取什么教訓。