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1、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：1.2103t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：3-5min6、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/m2s8、尾矿库的安全系数：1.059、尾矿库安全超高：水面高50m，坝高再高5-10m10、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
2、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6.4J/m315、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）KF603
3、A热释光氡子体个体剂量计（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
4、（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
5、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 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）； 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； 质量级也称为规范等级 质量保证级 所有的核安全级部件与
6、设备(核安全1、2、3级)均为抗震类，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 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； 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； 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
7、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
8、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： 分析法 试验法 分析和试验相结合的方法。 利用经验数据鉴定设备。10、机械部件与设备的环境鉴定 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； 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； 部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分
9、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
10、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HAF6015）必须符合核安全法规HAF0036）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
11、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
12、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
13、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
