【正文】 集體有效劑量：受照群體每個成員的有效劑量的總和。該設(shè)計缺欠——稱為“正空泡系數(shù)”——引起不可控功率劇增導(dǎo)致切爾諾貝利事故。（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?？罩械倪\輸工具等。3核動力廠營運單位應(yīng)急報告制度應(yīng)急通告進入應(yīng)急待命或更高應(yīng)急狀態(tài)15min內(nèi)應(yīng)急報告應(yīng)急報告：初始進入廠房應(yīng)急或更高應(yīng)急狀態(tài)后45min內(nèi)應(yīng)急報告：后續(xù)初始報告發(fā)出后，每隔1h發(fā)一次源項或應(yīng)急狀態(tài)變化時立即報告，然后每隔1h報告一次 勢態(tài)得到控制后，每隔4h報告一次，直至退出應(yīng)急狀態(tài) 最終評價報告退出應(yīng)急狀態(tài)后的30d之內(nèi)3源項：隨時估計事故可能的放射性物質(zhì)的排放數(shù)量。2中國核材料實物保護等級劃分：按照性質(zhì)、數(shù)量劃分。2）熱老化試驗。2）及時探測發(fā)生的火災(zāi)并迅速滅火。第三篇：注冊核安全工程師考試總結(jié)注冊核安全工程師考試專業(yè)實務(wù)題預(yù)測 第二章 考題預(yù)測 本章重點(老師課后20點)鈾礦冶是什么性質(zhì)的作業(yè)。檢測人員通過隨身攜帶的劑量儀器找到了13枚源。潛在照射發(fā)生并對公眾造成應(yīng)急照射的情況下，應(yīng)實施必要的核事故應(yīng)急干預(yù)，減小公眾的 受照劑量一、某廠在反應(yīng)堆停堆過程中，為了將檢修工具運至安全殼內(nèi)，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(nèi)外閘門同時打開，這違反了國家核安全監(jiān)管部門批準的運行限制和條件（技術(shù)規(guī)格書）（安全殼內(nèi)外閘門不能同時打開）。遠距離操作；167。比釋動能：不帶電粒子在體積元內(nèi)產(chǎn)生的所有帶電粒子的初始動能總和的平均值除以物質(zhì)質(zhì)量的商。1內(nèi)照射防護的基本方法和基本原則是什么？內(nèi)照射防護的基本原則是制定各種規(guī)章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質(zhì)進入人體的各種途徑，在最優(yōu)化原則的范圍內(nèi)，使攝入量減少到盡可能低的水平。劑量大小、細胞的增殖能力論述隨機性效應(yīng)與確定性效應(yīng)各有何特點，他們和軀體效應(yīng)與遺傳效應(yīng)有什么聯(lián)系。A:政策、組織、計劃和實施、衡量績效、審查與監(jiān)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(yīng)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(zhì)量第一”Q：1996年IAEA發(fā)布和實施了（）；A: “單位安全文化自我評價和國際原子能機構(gòu)安全文件評價組導(dǎo)則”（ASCOT導(dǎo)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(guī)范的；A:單位自我評價、IAEA安全文化評價組評價和二者結(jié)合的評價；IAEA安全文化評價組評價第二篇：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(yè)實務(wù)題預(yù)測4201293 10:13:00 學(xué)易網(wǎng) 【大】【中】【小】 打印各位考生，2012年安全工程師考試已經(jīng)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。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；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(yōu)良的熱傳輸性能）Q：壓水堆是一種使冷卻劑處于（）狀態(tài)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(nèi)壓力（），如大亞灣。A：預(yù)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(shè)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(huán)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(zhí)行（）； A：一般有毒有害物質(zhì)；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(xiàn)（），向環(huán)境排出最小化和受照劑量最小化；A：優(yōu)化；廢物最小化Q：核臨界控制的手段有（）A：幾何控制；質(zhì)量控制；濃度控制；富集度控制；慢化控制；間距控制；毒物控制。（α，n）反應(yīng)Q：低能光子的（）相當(dāng)顯著，使用時應(yīng)考慮對（）的防護； A：散射效應(yīng)。一個入射粒子入射到單位面2824積內(nèi)只含有一個靶核的靶子上所發(fā)生反應(yīng)的概率；面積。入射粒子能量的?？煽康陌踩B鎖裝置；設(shè)置警告信號和標志；50MBqQ：利用α粒子與輕元素（如鈹）的(α,n)反應(yīng)或高能γ射線與鈹（或氘）的(,n)反應(yīng)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(fā)裂變產(chǎn)生中子的中子源稱為自發(fā)裂變中子源，（）最合適，應(yīng)用最多；其中子產(chǎn)額高、體積小、可制成點源，因此應(yīng)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。A：200MeV；；；；；Q：考慮到在裂變的同時必要有一部分鈾235由于發(fā)生(n,γ)反應(yīng)而浪費掉（對鈾235其σf=583靶，σr=101靶）（σf+σr）/σf≈（）g A：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(yīng)堆的有效增殖系數(shù)K有效會不斷下降，當(dāng)降到1以下時，堆就不能達到臨界了，當(dāng)然也不能再燃燒了；第二，反應(yīng)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。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(fù)雜；功率密度比壓水堆??；Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反應(yīng)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(nèi)構(gòu)成棒狀元件；由（）到（）是數(shù)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(jié)的二氧化鈾的短圓柱形陶瓷瓷塊；十幾；500；19；43；500；100Q：重水堆反應(yīng)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(nèi)有（）束燃料組件，構(gòu)成水平方向尺度達（）m的活性區(qū)； A：水平；12；6Q：重水堆核電站的特點是（）A：中子經(jīng)濟性好可以采用天然鈾作為核燃料；比輕水堆更節(jié)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(yīng)堆；其特點：不會發(fā)生（）；但氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時消耗的功率大；為了提高氣體的密度及導(dǎo)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(yīng)主要由平均能量為（）以上的快中子引起的反應(yīng)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(nèi)，構(gòu)成燃料元件細棒；A：；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。干預(yù)：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。確定性效應(yīng)(Deterministic effect)：是指輻射效應(yīng)的嚴重程度取決于所受劑量的大小。為實現(xiàn)可合理達到的盡可能低的原則，必須制定和建立一個最優(yōu)化的輻射防護大綱。WT：定義： WT代表組織T接受的照射所導(dǎo)致的隨機效應(yīng)的危險系數(shù)與全身受到均勻照射時的總危險系數(shù)的比值。屏蔽材料和厚度的選擇：輻射源的類型、射線能量、活度 內(nèi)照射防護的基本原則是制定各種規(guī)章制度，采取各種有效措施，阻斷放射性物質(zhì)進入人體的各種途徑，在最優(yōu)化原則的范圍內(nèi)，使攝入量減少到盡可能低的水平。之后領(lǐng) 導(dǎo)管理松懈，很長時間未對氡及氡子體濃度檢測。五、背景材料同教材P54 請問：焊絲在采購過程中，有哪些方面違反質(zhì)保要求？根據(jù)HAF003，對供方的評價和選擇有什么要求？并列出評價的方法。1礦井中的氡的濃度標準：，1對職業(yè)照射，對公眾貢獻最大的是：氡和氡子體。重要：火災(zāi)和滅火系統(tǒng)的二次效應(yīng)（1）高溫和高熱對構(gòu)筑物和設(shè)備的損壞（2）燃燒產(chǎn)生的煙霧可能對運行人員的傷害或?qū)υO(shè)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(dǎo)致內(nèi)部水淹和設(shè)備的損壞（6）由于噴水導(dǎo)致放射性物質(zhì)的遷移（7）干粉滅火劑導(dǎo)致電氣設(shè)備接觸不良或腐蝕（8）二氧化碳滅火劑導(dǎo)致的突然降溫及沖擊等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(shù) 規(guī)格書等。1設(shè)計階段的可達性：設(shè)備、人員、檢驗方法1核級機械部件與常規(guī)的區(qū)別： 1）確定設(shè)計基準的原則不同2）核級必須采用成熟的經(jīng)過驗證的技術(shù)3）所有用于設(shè)計和設(shè)計驗證的計算分析軟件和驗證設(shè)施（各種試驗臺架、裝置）均需通過國家核安全局的認可。在編制應(yīng)急計劃時，要求考慮包括嚴重事故的事故系列。對于核電廠試運行和運行階段廠址調(diào)查評價的主要任務(wù)是：根據(jù)與核電廠安全運行相關(guān)的廠址環(huán)境因素，包括人口、外部自然和人為事件、以及其他相關(guān)環(huán)境因素的監(jiān)測結(jié)果，對廠址以及廠址環(huán)境與設(shè)施之間的適宜性進行核實。（4）確定核電廠的設(shè)計基準風(fēng)的步驟是什么？ 1）設(shè)計基準風(fēng)的數(shù)據(jù)來源與收集。對比相關(guān)環(huán)節(jié)的法規(guī)要求找出問題，其中可能包括管理問題，法規(guī)標準問題，調(diào)查評價的方法與深度問題。劑量大小、細胞的增殖能力論述隨機性效應(yīng)與確定性效應(yīng)各有何特點，他們和軀體效應(yīng)與遺傳效應(yīng)有什么聯(lián)系。為什么引入潛在照射的概念？◆所以，從實質(zhì)上來說，對潛在照射的控制，就是對輻射源的安全性的控制。（難）鈾（釷）礦與伴生放射性礦。（2）廠址評價階段的評價任務(wù)是對一個或多個優(yōu)先候選廠址進行調(diào)查與評價，并從安全的觀點出發(fā)，證明廠址的可接受性。3）場區(qū)應(yīng)急。核材料管制的目的：保證符合國家利益及法律的規(guī)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。什么是結(jié)構(gòu)的完整性：對于非承壓部件而言，其結(jié)構(gòu)完整性是指部件幾何尺寸的穩(wěn)定性；而對于設(shè)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(fā)生彈性變形、部件結(jié)構(gòu)不連續(xù)的區(qū)域中大的塑性變形或部件結(jié)構(gòu)的整體塑性變形（其結(jié)果會使部件喪失尺寸的穩(wěn)定性），但不允許出現(xiàn)部件壓力邊界的破裂。綜合穩(wěn)定法。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(yīng)吸取什么教訓(xùn)。之后頭暈眼花、胸悶氣短。1輻射防護監(jiān)測的主要內(nèi)容有哪些？輻射防護監(jiān)測的對象就是人與環(huán)境兩大部分，具體監(jiān)測有四個領(lǐng)域：個人劑量監(jiān)測、工作場所監(jiān)測、流出物監(jiān)測、環(huán)境監(jiān)測。隨機性效應(yīng)(Stochastic effect)：是指輻射效應(yīng)的發(fā)生幾率(而非其嚴重程度)與劑量 相關(guān)的效應(yīng)，不存在劑量的閡值。輻射防護和核安全的基本任務(wù)：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(huán)境；又要允許進行那些可能會產(chǎn)生輻射的必要實踐以造福于人類。[3].屏蔽防護(Shielding)措施： 167。集體有效劑量：受照群體每個成員的有效劑量的總和。A：105；106Q：風(fēng)險的大小既與（）有關(guān)，也與（）有關(guān)；在數(shù)量概念上就是（）與（）的乘積； A：發(fā)生危害事件的頻率；發(fā)生危害事件的后果；頻率；后果Q：風(fēng)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（）。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(shù)Q：堆芯內(nèi)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(yīng)由反應(yīng)堆物理計算得到。A：可以是單獨的也可以是共生的；具有放射性；射氣現(xiàn)象；具有重金屬性質(zhì)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(yīng)制定（）；分為（）和（）；必須具備完整的六大系統(tǒng)：（）；開采流程：（）。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(yīng)刻度時的參考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr90Y、147Pm和204TiQ：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(yīng)考慮（）；A：100倍；70ke；Vβ外照射的防護Q：β粒子穿過周圍物質(zhì)量產(chǎn)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(fā)射體，也要注意減少軔致輻射的影響。第一篇：注冊核安全工程師習(xí)題..Q:核反應(yīng)也可以按入射粒子的能量來分類,低能核反應(yīng)：入射粒子能量在()以下的；中能核反應(yīng)：入射粒子能量在()的反應(yīng)；高能核反應(yīng)：入射粒子能量在()以下的； A:100MeV。A：固體形態(tài)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(yī)療用、工業(yè)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(fā)生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238UQ：常用的α放射源活度一般較低，一般在（）Bq A：104～109Q：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(shù)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(yīng)按規(guī)定處理，不能隨便拆開或扔掉。自然界大約有種鈾礦物；A：4E6；；238