高二外研版必修五Module2-Introduction+and+reading

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：1.2×103t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6.4μJ/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）KF603A热释光氡子体αγ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（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①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）；②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；③质量级也称为规范等级④质量保证级所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震Ⅰ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①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；②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；③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：①分析法②试验法③分析和试验相结合的方法。④利用经验数据鉴定设备。10、机械部件与设备的环境鉴定①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；②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；③部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分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类：即1）辐射水平或放射性水平异常升高。2）裂变产物屏障失效。3）自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素。4）系统故障30、厂区应急状态：4级，1）应急待命。2）厂房应急。3）场区应急。4）场外应急（总体应急）。31、烟羽应急计划区：内区3-5km；外区7-10km1)确定源项（国家核安全局认可）2）计算在什么情况下有影响3）在烟羽外区出现边缘性效应。32、应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批，但营运单位必须制定严格的编审批程序，保证其不断更新。33、营运单位的场内应急计划至少每两年要进行一次必要的修订并报国家核安全局审评。34、核动力厂营运单位应急报告制度应急通告进入应急待命或更高应急状态15min内应急报告应急报告：初始进入厂房应急或更高应急状态后45min内应急报告：后续初始报告发出后，每隔1h发一次源项或应急状态变化时立即报告，然后每隔1h报告一次势态得到控制后，每隔4h报告一次，直至退出应急状态最终评价报告退出应急状态后的30d之内35、源项：随时估计事故可能的放射性物质的排放数量。这是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。第六章核设施选址思考题（常向东）1、核设施选址的目的与任务是什么？核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放（正常运行和事故状态，包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放）所引起的过量辐射影响。核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面：（1）从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性；（2）根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征，确定工程设计基准的适宜性。对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果，对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。2、选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么？核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括：（1）、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准，使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响，保证设施安全。（2）、可能影响所释