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注册核安全工程师考试知识点大全2024核物理基础
1.原子结构原子由原子核和核外电子组成,原子核由质子和中子构成质子带正电荷,中子不带电,电子带负电荷原子序数z\等于质子数,质量数\A\等于质子数与中子数之和例如,氢原子\1_1H\,其原子序数Z=1\,质量数\A=1\,表示原子核内有\1\个质子,无中子
2.放射性衰变-Q衰变原子核放出一个a粒子氨核\C4_2He\而发生的衰变衰变方程为\_{Z「{A}X\rightarrow_{Z-2}1A-4}Y+_{2「{4}He\例如,镭-226的a衰变:\_{88}{226}Ra\r ightarrow_{86}{222}Rn+_{2「{4}He\-B衰变包括B-衰变、B+衰变和电子俘获B-衰变是原子核内的一个中子转变为一个质子,同时放出一个电子和一个反中微子,方程为\_{z}{A}X\r ightarrow_{Z+1{A}Y+_{-1{0]e+\bar l\nu\;B+衰变是原子核内一个质子转变为一个中子,同时放出一个正电子和一个中微子;电子俘获是原子核俘获一个核外电子,使一个质子转变为一个中子和一个中微子-Y衰变通常是伴随a衰变或B衰变发生的,原子核从激发态向低能态跃迁时放出Y光子
3.放射性活度放射性活度\A\表示单位时间内发生衰变的原子核数,单位是贝克勒尔\Bq\,\1Bq=1\次衰变/秒旧单位是居里\Ci\,\1Ci=
3.7\times10{10}Bq\o
4.半衰期半衰期\T_{1/2}\是指放射性核素的原子核数目衰变掉一半所需要的时间它与衰变常数\\lambda的关系为C.燃料芯块D.燃料组件答案A
23.常用的铀浓缩方法有()A.气体扩散法和离心法B.化学分离法和离子交换法C.萃取法和沉淀法D.电解法和热扩散法答案A
24.燃料元件制造的最后一步是()A.压制成型B.烧结C.装入包壳管D.组装成燃料组件答案D
25.核燃料在反应堆内发生的反应是()A.核聚变反应B.核裂变反应C.放射性衰变D.核合成反答案B
26.乏燃料贮存的目的是()A.使放射性和余热降低B.进行再处理C.直接处置D.提取可回收物质答案A
27.乏燃料后处理的主要目的是()A.处理高放废物B.提取可回收物质C.降低放射性水平D.减少废物体积答案B
28.低、中放废物一般采用()处置方式A.深地质处置B.近地表处置C.海洋处置D.太空处置答案B
29.高放废物需要进行()处置A.深地质处置B,近地表处置C.海洋处置D.太空处置答案A
30.核设施选址需要考虑的因素不包括()A.地质B.地震C.人口分布D.经济发展水平答案D
31.核设施设计的纵深防御原则设置的安全屏障不包括()A.燃料芯块B.包壳C.蒸汽发生器D.安全壳答案C
32.核设施运行人员需要进行()A.严格的培训和考核B.定期的身体检查C.心理辅导D,以上都是答案D
33.核设施运行监测系统的作用是()A.实时监测核设施的各项参数B.及时发现和处理异常情况C.确保设备的正常运行D.以上都是答案D
34.核设施应急预案应明确()A.应急响应的组织机构B.职责C.程序和措施D.以上都是答案D
35.核设施退役过程不包括()A.去污B.拆除C.新建D.废物处理和处置答案C
36.国际原子能机构制定的核安全法规和标准不包括()A.《核安全公约》B.《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全公约》C.《中华人民共和国核安全法》D.《核材料实物保护公约》答案C
37.我国核安全法规体系的层次不包括()A.法律B.行政法规C.地方性法规D.部门规章和标准答案C
38.《中华人民共和国核安全法》是我国核安全领域的()A.基本法律B.行政法规C.部门规章D.标准答案A
39.核安全标准是核安全法规的()A.具体技术支撑B.补充说明C.执行依据D.监督手段答案A
40.以下哪种辐射类型的辐射权重因子最大()A.X射线B.丫射线C.中子D.a射线答案D
41.职业照射的年有效剂量限值为()A.1mSv B.5mSv C.20mSv D.50mSv答案C
42.公众照射的年有效剂量限值为()A.
0.1mSv B.1mSv C.5mSv D.10mSv答案B
43.以下哪种反应堆类型的安全性最高()A.压水堆B.沸水堆C.重水堆D.高温气冷堆答案D
44.核燃料循环的前端循环不包括()A.铀矿开采B.乏燃料后处理C.铀浓缩D.燃料元件制造答案B
45.核燃料循环的后端循环不包括()A.乏燃料贮存B.燃料元件制造C.乏燃料后处理D.放射性废物处置答案B
46.核设施安全管理的关键环节不包括()A.选址B.设计C.运行D.销售答案D
47.以下哪种措施不属于内照射防护措施()A.密闭操作B.通风换气C.屏蔽防护D.佩戴个人防护用品答案C
48.以下哪种材料不适合作为Y射线的屏蔽材料()A.铅B.混凝土C.塑料D.铁答案C
49.反应堆热工水力中,冷却剂的自然循环是依靠()驱动的A.泵B.密度差产生的浮力C.压力差D.重力答案B
50.核安全法规与标准的作用不包括()A.保障核安全B.规范核活动C.促进核技术发展D.增加核设施建设成本答案D\T_{1/2=\f rac[\I n2{\I ambda}\例如,碘—131的半o衰期约为\
8.04\天,经过\
8.04\天,碘-131的原子核数目将减少一半辐射防护基础
1.辐射剂量学-吸收剂量\D\表示单位质量受照物质吸收的辐射能量,单位是戈瑞\Gy\,\1Gy=1J/kg\它是描述辐射对物质作用的物理o量-当量剂量\H_T\是考虑了不同类型辐射的生物效应差异而引入的剂量学量,\H_T=\sum_{R]w_RD_{T.R}\,其中\w_R\是辐射权重因子,\D_{T,R\是器官或组织\6\接受的辐射\R\的平均吸收剂量单位是希沃特\Sv\o-有效剂量:\E=\sum_{T}w_T H_T\,\w_T\是组织权重因子,用于衡量不同组织或器官对辐翳的后对敏感性有效剂量是一个用于评估全身受到非均匀照射时辐射危害的剂量学量
2.辐射防护原则-实践的正当性任何涉及辐射的实践都应当有正当的理由,即该实践带来的利益应当大于所付出的代价,包括辐射危害的代价-防护的最优化在考虑经济和社会因素的条件下,使辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平ALARA原则-个人剂量限值对个人受到的辐射剂量进行限制,以确保个人的健康和安全例如,职业照射的年有效剂量限值为\20mSv\平均每年,公众照射的年有效剂量限值为\1mSv\
3.外照射防护-时间防护尽量减少受照时间例如,在放射性工作场所,工作人员应熟练操作,减少在辐射场中的停留时间-距离防护增大与辐射源的距离因为辐射剂量率与距离的平方成反比,距离增加一倍,剂量率将降低为原来的四分之一-屏蔽防护根据辐射类型选择合适的屏蔽材料对于a射线,一张纸就可以屏蔽;对于B射线,常用铝等轻材料屏蔽;对于Y射线和X射线,常用铅、混凝土等重材料屏蔽
4.内照射防护-防止放射性物质进入体内采取密闭操作、通风换气、佩戴个人防护用品(如口罩、手套等)等措施,防止放射性物质通过吸入、食入、皮肤吸收等途径进入体内-减少体内放射性物质的滞留一旦放射性物质进入体内,可采用促排等方法,加速其排出体外例如,对于体内的放射性碘,可服用稳定性碘片,减少甲状腺对放射性碘的吸收核反应堆工程
1.反应堆类型-压水堆(PWR)以轻水(普通水)作为冷却剂和慢化剂,采用压力容器来承受高压压水堆的优点是技术成熟、安全性高、功率密度大例如,我国的大亚湾核电站、岭澳核电站等都采用压水堆技术-沸水堆(BWR)同样以轻水作为冷却剂和慢化剂,但水在反应堆内直接沸腾产生蒸汽与压水堆相比,沸水堆系统相对简单,但存在放射性物质随蒸汽泄漏的风险-重水堆(PHWR)用重水(\(D_20\))作为慢化剂,可采用天然铀作为燃料重水堆的优点是可以啬妾利用天然铀,燃料循环成本较低-高温气冷堆(HTGR)以氨气作为冷却剂,石墨作为慢化剂,采用耐高温的包覆颗粒燃料高温气冷堆具有固有安全性高、出口温度高的特点,可用于发电、供热、制氢等
2.反应堆堆芯堆芯是反应堆的核心部分,由燃料组件、控制棒组件、慢化剂、冷却剂等组成燃料组件通常由多个燃料棒组成,燃料棒内填充有核燃料(如二氧化铀)控制棒用于控制反应堆的反应性,通过吸收中子来调节反应堆的功率
3.反应堆热工水力-冷却剂的流动冷却剂在反应堆内循环流动,将反应堆产生的热量带出冷却剂的流动方式有自然循环和强迫循环两种自然循环是依靠冷却剂的密度差产生的浮力驱动流动;强迫循环则是通过泵来驱动冷却剂流动-传热过程反应堆内的传热过程主要包括燃料元件内的导热、燃料元件与冷却剂之间的对流换热以及冷却剂与蒸汽发生器或其他热交换设备之间的传热
4.反应堆安全系统-紧急停堆系统当反应堆出现异常情况时,能够迅速将控制棒插入堆芯,使反应堆紧急停堆,终止链式反应-余热排出系统在反应堆停堆后,仍会产生余热,余热排出系统的作用是将这些余热及时排出,防止堆芯过热-安全注射系统在发生失水事故时,向堆芯注入大量的水,以保证堆芯的冷却,防止堆芯熔化核燃料循环
1.前端循环-铀矿开采从自然界中开采含铀矿石常见的开采方法有露天开采、地下开采和原地浸出开采等-铀矿石加工将开采出来的铀矿石进行破碎、磨矿、浸出、萃取等工艺,提取出铀浓缩物(黄饼)-铀浓缩将天然铀中的铀-235丰度提高到适合反应堆使用的水平常用的浓缩方法有气体扩散法、离心法等-燃料元件制造将浓缩后的铀制成二氧化铀粉末,再经过压制成型、烧结等工艺制成燃料芯块,最后将燃料芯块装入包壳管,制成燃料棒,进而组装成燃料组件
2.反应堆运行核燃料在反应堆内发生链式裂变反应,释放出大量的能量在运行过程中,需要对反应堆的功率、温度、压力等参数进行实时监测和控制,以确保反应堆的安全稳定运行
3.后端循环-乏燃料贮存从反应堆中卸出的乏燃料含有大量的放射性物质,需要在专门的乏燃料贮存设施中进行短期贮存,使其放射性和余热降低-乏燃料后处理通过化学方法将乏燃料中的铀、钵等可回收物质分离出来,进行再利用,同时处理剩余的高放废物-放射性废物处置对于无法再利用的放射性废物,根据其放射性水平和半衰期的不同,采用不同的处置方式低、中放废物一般采用近地表处置,高放废物则需要进行深地质处置核设施安全
1.核设施选址核设施选址需要考虑地质、地震、水文、气象、人口分布等多方面因素选址应尽量避免在地震活动频繁、地质不稳定、洪水泛滥等地区,同时要保证与人口密集区有足够的安全距离
2.核设施设计核设施的设计应遵循纵深防御原则,设置多道安全屏障,如燃料芯块、包壳、一回路压力边界、安全壳等,以防止放射性物质泄漏同时,要采用冗余设计和多样性设计,提高系统的可靠性
3.核设施运行安全管理-运行人员培训对核设施的运行人员进行严格的培训和考核,确保其具备必要的专业知识和技能,能够正确操作和维护核设施-运行监测与维护建立完善的运行监测系统,实时监测核设施的各项参数,及时发现和处理异常情况定期对核设施进行维护和检修,确保设备的正常运行-应急管理制定核设施应急预案,明确应急响应的组织机构、职责、程序和措施定期进行应急演练,提高应对核事故的能力
4.核设施退役核设施退役是指核设施停止运行后,采取一系列措施将其恢复到对环境无害的状态退役过程包括去污、拆除、废物处理和处置等环节退役方案应根据核设施的类型、规模和实际情况制定核安全法规与标准
1.国际核安全法规与标准国际原子能机构(IAEA)制定了一系列核安全法规和标准,如《核安全公约》《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全公约》等,为全球核安全提供了基本框架和指导原则
2.我国核安全法规体系我国的核安全法规体系包括法律、行政法规、部门规章和标准等多个层次《中华人民共和国核安全法》是我国核安全领域的基本法律,对核设施安全、核材料和放射性废物安全等方面做出了全面规定
3.核安全标准核安全标准是核安全法规的具体技术支撑,涵盖了核设施设计、建造、运行、退役等各个环节的技术要求和规范例如,GB/T系列标准对核电厂的设计、建造和运行等方面进行了详细规定50道练习题
1.原子由()和核外电子组成A.质子B.中子C.原子核D.夸克答案C
2.镭-226发生a衰变后生成的核素是()A.M-222B.针-218C.铅-214D.锄-210答案A
3.放射性活度的单位是()A.戈瑞B.希沃特C.贝克勒尔D.居里答案C
4.碘-131的半衰期约为()A.
8.04天B.
3.82天C.
5.27年D.
28.1年答案A
5.吸收剂量的单位是()A.戈瑞B.希沃特C.贝克勒尔D.拉德答案A
6.当量剂量考虑了()的差异A.不同类型辐射的能量B.不同类型辐射的生物效应C.不同组织或器官的敏感性D.辐射的剂量率答案B
7.有效剂量是用于评估()时辐射危害的剂量学量A.全身均匀照射B.全身非均匀照射C.局部照射D.外照射答案B
8.外照射防护的三原则不包括()A.时间防护B.距离防护C.屏蔽防护D.剂量限制防护答案D
9.对于Y射线,常用的屏蔽材料是()A.纸B,铝C.铅D.塑料答案C
10.内照射防护的关键是()A.防止放射性物质进入体内B,减少体内放射性物质的滞留C.增强身体免疫力D.佩戴个人防护用品答案A
11.压水堆以()作为冷却剂和慢化剂A.轻水B.重水C.氨气D,液态金属钠答案A
12.沸水堆与压水堆的主要区别在于()A.冷却剂不同B.慢化剂不同C.水在反应堆内是否直接沸腾产生蒸汽D.反应堆的功率不同答案C
13.重水堆采用()作为慢化剂A.轻水B.重水C.氨气D,石墨答案B
14.高温气冷堆以()作为冷却剂A.轻水B.重水C.氨气D.液态金属钠答案C
15.反应堆堆芯中用于控制反应性的是()A.燃料组件B.控制棒组件C慢化剂D.冷却剂答案B
16.冷却剂在反应堆内的流动方式有()A.自然循环和强迫循环B.层流和湍流C.单相流和两相流D.稳态流和非稳态流答案A
17.反应堆内的传热过程不包括()A.燃料元件内的导热B.燃料元件与冷却剂之间的对流换热C.冷却剂与蒸汽发生器之间的辐射换热D.冷却剂与其他热交换设备之间的传热答案C
18.反应堆的紧急停堆系统的作用是()A.调节反应堆的功率B.排出反应堆的余热C.终止链式反应D.向堆芯注入水答案C
19.余热排出系统的作用是()A.在反应堆正常运行时排出热量B.在反应堆停堆后排出余热C.在发生失水事故时向堆芯注水D.控制反应堆的反应性答案B
20.安全注射系统在()时起作用A.反应堆正常运行B,反应堆停堆C.发生失水事故D.反应堆功率波动答案C
21.铀矿开采的方法不包括()A.露天开采B.地下开采C.原地浸出开采D.海水提铀答案D
22.铀矿石加工的产物是()A.铀浓缩物(黄饼)B.二氧化铀粉末。
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