放射性废物处理中的辐射防护与安全措施试题及答案

放射性废物处理中的辐射防护与安全措施试题及答案1.单项选择题（每题1分，共20分）1.1在放射性废物暂存库设计中，决定“屏蔽层厚度”的首要因素是A.废物的化学毒性B.废物的α比活度C.废物的γ剂量率常数D.废物的热导率答案：C1.2高放废液玻璃固化体在300℃下的浸出试验中，最常监测的指示核素是A.90SrB.137CsC.239PuD.99Tc答案：B1.3根据IAEASSR5，近地表处置场在关闭后应设置的institutionalcontrol期最短为A.30aB.100aC.300aD.500a答案：B1.4在废物包表面剂量率监测中，对βγ混合场进行区分测量时，优先选用的探测器是A.正比计数器B.液体闪烁体C.屏栅电离室D.涂ZnS(Ag)塑料闪烁体+塑料β吸收片答案：D1.5采用超压法对200L钢桶进行密封性检验，其验收限值通常取A.1×103Pa·m3·s1B.1×104Pa·m3·s1C.1×105Pa·m3·s1D.1×106Pa·m3·s1答案：D1.6高放废物地质处置库选址阶段，对断裂带进行氡气测量，其采样网度一般不大于A.50m×50mB.100m×100mC.250m×250mD.500m×500m答案：C1.7在废物回取作业中，若α表面污染水平达到5Bq·cm2，依据GB18871，必须采取的防护措施是A.纸衣+手套B.气衣或气面罩C.铅衣D.仅需湿式擦拭答案：B1.8水泥固化体中，为抑制90Sr的扩散，最常添加的矿物掺合料是A.硅灰B.粉煤灰C.沸石D.膨润土答案：C1.9废物桶外部γ扫描中，对1MeV单能γ射线，NaI(Tl)探测器的全能峰效率校准源应选用A.60CoB.133BaC.152EuD.137Cs答案：D1.10在退役热室切割作业中，若空气中137Cs活度浓度为3.7×104Bq·m3，按GB18871导出空气浓度(DAC)限值，工作人员需佩戴A.防尘口罩B.半面罩+HEPAC.全面罩+HEPAD.正压气衣答案：C1.11超铀废物α废物分类界限的α比活度限值为A.4×106Bq·kg1B.4×107Bq·kg1C.4×108Bq·kg1D.4×109Bq·kg1答案：B1.12废物暂存库屋顶设计时，对“天空散射”贡献计算，采用的点核积分代码是A.MCNPB.ORIGENC.MICROSHIELDD.RESRAD答案：C1.13在地质处置概念中，对“乏燃料废物罐”外壁首选的耐蚀材料是A.316L不锈钢B.904L不锈钢C.TiPd合金D.铜膨润土复合答案：D1.14对低放废物压缩减容，若原始体积为1m3，经200MPa超高压压缩后，体积减容系数可达A.2B.5C.8D.12答案：C1.15在废物桶表面剂量率限值管理中，IAEA规定运输限值为A.0.1mSv·h1B.0.5mSv·h1C.2mSv·h1D.10mSv·h1答案：C1.16高放废液贮存罐底部“盐饼”的主要放射性成分为A.137Cs、90SrB.60Co、55FeC.99Tc、129ID.238Pu、241Am答案：A1.17对α废物进行“中子被动计数”时，其信号主要来源于A.(α,n)反应B.自发裂变C.β延迟中子D.宇宙射线μ子答案：A1.18在水泥固化配方实验中，测定“自由液体”含量的烘干温度为A.60℃B.105℃C.180℃D.250℃答案：B1.19废物桶外部中子剂量贡献主要来自A.90Y的β轫致辐射B.241AmBe源C.超铀核素自发裂变D.光核反应答案：C1.20在地质处置库安全评价中，对“人类入侵情景”概率取值为A.102a1B.103a1C.104a1D.105a1答案：D2.多项选择题（每题2分，共20分；每题至少有两个正确答案，多选少选均不得分）2.1下列哪些核素属于水泥固化体长期（>1000a)剂量主导核素A.99TcB.129IC.237NpD.242Pu答案：A、B、C2.2关于高放废物玻璃固化体“析晶”现象，正确的有A.钼酸盐相富集Mo、REB.会降低化学稳定性C.可提高热导率D.增加包容率答案：A、B、C2.3在废物桶γ扫描中，导致“漏报”的技术因素有A.死时间过大B.峰漂未校正C.准直器过宽D.本底扣除过度答案：A、B、D2.4下列属于“工程屏障”组成部分的有A.废物罐B.缓冲/回填材料C.围岩D.封闭塞答案：A、B、D2.5关于α表面污染监测，正确的有A.ZnS(Ag)探测器对α本底<0.1s1B.需用“封闭窗”法扣除β串扰C.相对湿度>80%会降效率D.探测效率与源距呈线性关系答案：A、B、C2.6在退役切割中，产生气溶胶的主要机制有A.热蒸发B.机械摩擦C.电化学溶解D.氧化燃烧答案：A、B、D2.7下列属于“近地表处置”废物的有A.比活度<400Bq·g1的90CoB.半衰期<30a的βγ废物C.含α核素但总量<4×107Bq·kg1D.裂变产物比活度<3.7×106Bq·kg1答案：B、C、D2.8对废物桶进行“中子计数”时，需修正的参数有A.增殖因子B.热中子自屏C.几何效率D.样品密度答案：A、B、C、D2.9在地质处置安全评价中，影响“核素释放”的自然事件有A.冰川作用B.地震C.火山D.盐穹隆上升答案：A、B、C、D2.10关于“废物最小化”技术，正确的有A.超级压缩可使α废物减容8倍B.焚烧可使有机废物减容50倍C.熔融固化可使污泥减容5倍D.分选可使金属回收率>95%答案：B、C、D3.判断题（每题1分，共10分；正确打“√”，错误打“×”）3.1高放废物玻璃固化体的浸出率随温度升高呈指数增长。答案：√3.2废物桶表面1mSv·h1的剂量率一定对应桶内为高放废物。答案：×3.3在α表面污染监测中，采用“双区法”可同时给出α、β表面污染值。答案：√3.4近地表处置场关闭后，可取消所有监控井。答案：×3.5铜制废物罐在缺氧膨润土环境中腐蚀速率<1μm/百年。答案：√3.6超级压缩后的α废物可直接进入近地表处置场。答案：×3.7废物回取时，采用“负压+HEPA”系统可保持工作区A级洁净度。答案：√3.8地质处置库围岩渗透率<1012m·s1即可满足安全要求。答案：√3.9137Cs的γ常数为0.092μSv·h1·MBq1·m2。答案：√3.10废物桶γ扫描中，若探测限<1/10豁免限值即可豁免。答案：×4.填空题（每空1分，共20分）4.1我国《放射性废物安全管理条例》规定，低放废物近地表处置场关闭后的institutionalcontrol期不少于________年。答案：1004.2高放废物玻璃固化体参考配方“SON68”中，SiO2质量分数约为________%。答案：454.3按GB118062019，A型货包外表面最大剂量率为________mSv·h1。答案：24.4在废物桶γ扫描中，对1.33MeV峰，NaI(Tl)的能量分辨率约为________%。答案：74.5地质处置库缓冲材料膨润土的目标干密度为________g·cm3。答案：1.64.6超级压缩机的额定压力通常为________MPa。答案：20004.7废物暂存库通风换气次数设计值不小于________h1。答案：34.8高放废液贮存罐底部“盐饼”中137Cs比活度可达________Bq·g1。答案：1×10124.9采用“玻璃陶瓷复合固化”时，陶瓷相质量占比上限为________%。答案：304.10废物桶表面α污染导出限值为________Bq·cm2。答案：0.44.11在地质处置安全评价中，biosphere转换系数单位常用________Sv·Bq1。答案：1×10104.12废物焚烧炉尾气中，对137Cs的去除效率要求>________%。答案：99.94.13高放废物罐表面设计温度限值为________℃。答案：2004.14废物回取作业中，气溶胶粒径AMAD默认值取________μm。答案：54.15采用“地质聚合物固化”时，Na2O/SiO2摩尔比控制在________。答案：0.254.16废物桶γ扫描探测限公式中，关键参数本底计数率符号为________。答案：b4.17铜制废物罐在含氯地下水中的临界腐蚀孔密度为________孔·m2。答案：10004.18废物最小化指标“减容比”定义为初始体积与________体积之比。答案：最终处置4.19高放废物玻璃固化体浸出试验温度取________℃。答案：904.20近地表处置场排水沟设计降雨重现期取________年。答案：1005.简答题（每题8分，共40分）5.1简述高放废物玻璃固化体“钼酸盐黄相”形成机理及其对安全性的影响。答案：在高放废液玻璃熔融过程中，当MoO3含量>2wt%且RE2O3（稀土氧化物）含量较高时，熔体冷却至700900℃区间发生液液不混溶，富钼相与富硅相分离，形成钼酸盐黄相（主要CaMoO4、RE2MoO6）。该相比玻璃基体更易被地下水浸蚀，导致Mo、RE、部分锕系元素（如Pu、Np）局部富集，浸出率提高12个数量级；同时黄相热导率高于玻璃，可能诱发局部热应力开裂。安全措施包括：限制MoO3进料量、提高熔制温度至1150℃以上延长均化时间、添加Al2O3作为网络形成体抑制分相、采用二次熔融工艺使黄相重溶。5.2说明废物桶γ扫描“无源效率刻度”步骤及误差来源。答案：步骤：(1)用MCNP建立桶探测器几何模型，输入材料密度、核素分布；(2)计算不同能量γ射线全能峰效率曲线；(3)用标准点源（152Eu、137Cs、60Co）在桶轴线上三点实验验证，得到实验/计算比K；(4)将K值能量插值后修正计算曲线；(5)对未知样品扫描，用效率曲线直接求活度。误差来源：密度不均匀导致自吸收误差（最大±15%）、几何模型与实物偏差（±5%）、探测器死时间修正（高活度时±3%）、峰漂未校正（±2%）、核素分布假设（点源/体源差异±8%）。综合扩展不确定度约20%（k=2）。5.3列举α废物超级压缩后产生“回弹”的三个原因并给出抑制措施。答案：原因：(1)金属纤维弹性恢复；(2)桶壁径向残余应力释放；(3)内部气体膨胀。抑制措施：压缩后保压>30s、采用“腰鼓”型模具限制径向变形、在桶内预钻排气孔、压缩终了立即点焊桶盖、添加少量沥青或聚合物粘结剂、在200℃下热压定型。5.4概述地质处置库“人类入侵情景”建模要素。答案：要素包括：入侵时间（概率105a1）、入侵方式（钻探、采矿、水井）、入侵深度（触及废物罐）、入侵持续时间（130d）、入侵人数（15人）、暴露途径（直接γ外照、吸入尘土、饮水、食物链）、关键核素（137Cs、90Sr、239Pu、241Am）、剂量转换系数、情景概率与后果乘积。计算结果需满足<10mSv/事件。5.5说明废物暂存库“负压失效”事故下的辐射防护响应流程。答案：(1)在线气溶胶监测仪报警，立即启动“二级关闭”信号；(2)关闭进风阀、启动备用排风机，维持≥50Pa负压；(3)工作区人员撤离至控制区外，启动应急计数器进行全身污染检测；(4)开启应急碘过滤器，对排风烟囱取样；(5)向核安全监管部门报告，30min内给出初步事故通报；(6)采用便携式γ相机定位破损桶，用可剥离涂料对污染地面封控；(7)24h内完成根本原因分析，修订运行限值与维修计划。6.计算题（共40分）6.1（10分）某200L钢桶装满水泥固化体，内含137Cs3.7×1010Bq，桶壁厚1.2mm碳钢（ρ=7.8g·cm3）。求桶外表面30cm处γ剂量率（μSv·h1）。已知137Csγ常数0.092μSv·h1·MBq1·m2，忽略散射与自吸收。解：活度A=3.7×104MBq；剂量率公式Ḋ=A·Γ/r2；r=0.3m；Ḋ=3.7×104×0.092/0.32=3.7×104×0.092/0.09=3.78×104μSv·h1=37.8mSv·h1。答案：37.8mSv·h16.2（10分）某高放废物玻璃固化体圆柱体φ200mm×500mm，质量20kg，比活度1×1012Bq·t1（239Pu）。估算其自发裂变中子发射率（s1）。已知239Pu自发裂变产额3.1×102n·s1·g1。解：Pu质量=20kg×1×103=20g；中子产额=20g×3.1×102=0.62n·s1。答案：0.62s16.3（10分）某近地表处置场顶部覆盖层为3m厚粘土（K=107m·s1），降雨入渗量200mm·a1。假设活塞流，求核素99Tc峰值到达地下水的时间（年）。忽略吸附，孔隙率n=0.3，有效饱和度0.8。解：渗流速度v=