【正文】 3）設(shè)計基準(zhǔn)風(fēng)的統(tǒng)計分析，根據(jù)風(fēng)的概率分布，估計出百年一遇的最大風(fēng)速（3秒瞬時極大風(fēng)速）。（4）確定核電廠的設(shè)計基準(zhǔn)風(fēng)的步驟是什么？ 1）設(shè)計基準(zhǔn)風(fēng)的數(shù)據(jù)來源與收集。（2）作為設(shè)計基準(zhǔn)的要求是什么？作為設(shè)計基準(zhǔn)的要求：必須調(diào)查極端氣象現(xiàn)象和氣象參數(shù)的極值。（4）法規(guī)對各潛在源項無須進一步調(diào)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(dǎo)則推薦為107作為篩選概率水平。（2）評價方法：篩選距離法和篩選概率法。（3）運行前階段的評價任務(wù)是完成和完善廠址特征的評價，并對前階段評價結(jié)果進行驗證與核實。（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。核電廠選址的階段劃分，以及各階段的評價任務(wù)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。（2）、可能影響所釋放的放射性物質(zhì)向人體轉(zhuǎn)移的廠址及其環(huán)境特征其評價目標(biāo)是考慮到核電廠在運行和事故狀態(tài)下可能產(chǎn)生的放射性物質(zhì)釋放，從放射性物質(zhì)釋放對環(huán)境影響的角度來評價廠址的適宜性。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。核電廠選址的基本任務(wù)是確定廠址與設(shè)施之間的適宜性。這是營運單位應(yīng)急指揮部向場外應(yīng)急組織提出涉及公眾的應(yīng)急行動的建議的技術(shù)基礎(chǔ)。3營運單位的場內(nèi)應(yīng)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。3煙羽應(yīng)急計劃區(qū)：內(nèi)區(qū)35km；外區(qū)710km 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(qū)出現(xiàn)邊緣性效應(yīng)。3）場區(qū)應(yīng)急。4）系統(tǒng)故障廠區(qū)應(yīng)急狀態(tài)：4級，1）應(yīng)急待命。2）裂變產(chǎn)物屏障失效。在編制應(yīng)急計劃時，要求考慮包括嚴(yán)重事故的事故系列。材料狀態(tài)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(jié) 核動力廠和營運單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)2應(yīng)急演習(xí)：核事故應(yīng)急響應(yīng)過程可能相當(dāng)復(fù)雜，因此應(yīng)急演習(xí)也必然是多種多樣的。共I、II、III級。各組成部分是否運行正常，能發(fā)揮預(yù)定效果，是實物保護有效性要求。實物保護是一個綜合性的概念，它包括設(shè)施設(shè)計（包括平面布置等）和警衛(wèi)組織、保衛(wèi)制度、人防措施等軟件部分以及實體屏障、探測報警系統(tǒng)等技術(shù) 防范等硬件部分組成，實物保護要求有效性和完整性。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。如： 高富集度的鈾、233U、其中238Pu低于80%的钚；以及含上述物質(zhì)的化合物、混合物（如鈾钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。第十六節(jié)核材料管制1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(zhì)的材料和物品都稱為核材料。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(zhǔn)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。5）失水工況模擬試驗(必須考慮失水工況下安全殼內(nèi)環(huán)境溫度，壓力的變化以及安全殼噴淋環(huán)境中化學(xué)介質(zhì)的影響)1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(xù)安全運行是否可接受，或是否有必要采取補救措施。3）輻照老化試驗(輻照劑量應(yīng)不低于相應(yīng)位量在電廠運行全壽期的累積輻照劑量)。試驗的順序： l）機械老化試驗。④ 利用經(jīng)驗數(shù)據(jù)鑒定設(shè)備。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。安全4級為非核安全級、質(zhì)量4級（質(zhì)量D組），執(zhí)行常規(guī)產(chǎn)品相應(yīng)的標(biāo)準(zhǔn)和質(zhì)量保證要求（例如∶ISO9001）?？拐餓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(zhǔn)地震的荷載；③ 質(zhì)量級也稱為規(guī)范等級④ 質(zhì)量保證級所有的核安全級部件與設(shè)備(核安全3級)均為抗震Ⅰ類，即要求部件與設(shè)備能夠抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷載而保持其結(jié)構(gòu)完整性、可運行性和功能能力。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。（2）第二個層次是及時地探測和撲滅火災(zāi)，限制火災(zāi)的損害。3）防止未撲滅的火勢蔓延。防火目標(biāo)：1）防止火災(zāi)發(fā)生。七章 質(zhì)量保證 第五節(jié)以后不考主要還是一些概念不要死記硬背，掌握核質(zhì)量保證法規(guī)和導(dǎo)則的基本結(jié)構(gòu)和內(nèi)容，在此基礎(chǔ)上了解相應(yīng)導(dǎo)則的內(nèi)容。綜合穩(wěn)定法?；瘜W(xué)穩(wěn)定法。1氡的測量方法：氡及氡子體的監(jiān)測方法和礦工個人劑量的監(jiān)測方法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）、累積測量法鈾礦工個人劑量監(jiān)測：監(jiān)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1廢水處理方法：廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質(zhì)（沉淀）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、硫化鋇共沉淀法污渣循環(huán)法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、砷等有害物質(zhì)。1礦井中的氡的濃度標(biāo)準(zhǔn)：，1對職業(yè)照射，對公眾貢獻最大的是：氡和氡子體。1氡的半衰期：1尾礦庫防洪設(shè)計年限：一級1000年洪水最大來設(shè)計，用有史以來最大的來校對；二級尾礦庫用百年洪水來設(shè)計，用1000年一遇來校對。開放性的，不是密閉性的。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。Q：安全文化的實質(zhì)是（）A:價值觀、標(biāo)準(zhǔn)、道德和可接受行為的規(guī)范的統(tǒng)一體；Q：安全文化特性是（）、（）、（）。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（）。A：主蒸汽排放系統(tǒng)、蒸汽再熱及抽汽系統(tǒng)、凝結(jié)水給水系統(tǒng)、事故給水系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、潤滑油系統(tǒng)及循環(huán)冷卻水系統(tǒng)等等Q：核動力廠廠址選擇的主要目的是（），同時也應(yīng)考慮（）；A：保護公眾和環(huán)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(zhì)的釋放對公眾和環(huán)境的影響Q：核安全基本原則涉及（）、（）及（）原則； A：管理責(zé)任；縱深防御；若干基本技術(shù)Q：（）應(yīng)當(dāng)對核設(shè)施的安全負有全面的最終責(zé)任，不因有設(shè)計方、供貨方、合同方和監(jiān)管方的存在而減輕其責(zé)任；A：營運單位Q：根據(jù)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(dāng)性；輻射防護與安全的最優(yōu)化；劑量限值和劑量約束；Q：縱深防御的三個目標(biāo)（）A：補償或糾正設(shè)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(yè)人員、公眾和環(huán)境不致受到輻射傷害；Q：縱深防御的兩個策略（）A：預(yù)防事故發(fā)生；在一旦事故發(fā)生時，限制其后果，并防止它向更嚴(yán)重的情況進展；Q：縱深防御在核動力廠設(shè)計中的基本實施辦法（）A：預(yù)防；檢測；保護；包容；應(yīng)急Q：為了履行保證公眾健康和安全的責(zé)任，核設(shè)施營運單位必須遵循（）和（）的要求，制定相應(yīng)的核設(shè)施質(zhì)量保證大綱，并報（）審核；A：《中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例》；核安全法規(guī)HAF003《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》；國家核安全部門Q：質(zhì)量保證大綱包括（）、（）。A：堆芯；蒸汽發(fā)生器；穩(wěn)壓器；主泵（在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體、一回路系統(tǒng)以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)備的輔助系統(tǒng)）；Q：（）實質(zhì)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(tǒng)的主要功能是（）。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(yán)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。（）。A：高壓；290；330；Q：（）是分隔冷卻劑回路和二回路的關(guān)鍵設(shè)備； A：蒸汽發(fā)生器Q：在已建、在建和將建的核電站中壓水堆占（）左右。幾百個組件拼裝成壓水堆堆芯。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(yīng)堆的基本特征有（）以及該種堆型的主要特點等。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：；；先進轉(zhuǎn)化堆Q：以钚239作為燃料的快中子反應(yīng)堆具有非常優(yōu)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（）。Q：核燃料燃燒的充分程度常采用（）這一物理量來衡量。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。因此1MW的功率相當(dāng)于每秒鐘有（）個鈾235核裂變，每日有（）個鈾235裂變。Q：燃料制造過程中的臨界安全必須考慮（）現(xiàn)象； A：易裂變物質(zhì)會出現(xiàn)液、氣、固三種形態(tài)及其不均勻性Q：為增加乏燃料濕法儲存設(shè)施的容量，可采?。ǎ﹥Υ娲胧?A：乏燃料密集化Q：應(yīng)確保乏燃料儲存在正常和可信的異常條件下都處于（）狀態(tài)。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(jīng)（）、（）和（）后以兩種方式進入終態(tài)：一是（）；另外是（）。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。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：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（）?；砻饣疃取?E7Q：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（）。可靠的安全連鎖裝置；設(shè)置警告信號和標(biāo)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：25