注冊核安全工程師知識點合輯2025一、核安全相關(guān)法律法規(guī)（一）國家法律法規(guī)1.《中華人民共和國核安全法》核安全法是我國核安全領(lǐng)域的基本大法，它明確了核安全工作的基本原則，即安全第一、預(yù)防為主、責(zé)任明確、嚴格管理、縱深防御、獨立監(jiān)管、全面保障。規(guī)定了核設(shè)施營運單位、放射性廢物處理處置單位等相關(guān)主體的責(zé)任，例如核設(shè)施營運單位對核安全負全面責(zé)任，要確保核設(shè)施的選址、設(shè)計、建造、運行和退役等全過程的安全。同時，法律還對核安全許可制度、信息公開與公眾參與等方面做出了詳細規(guī)定，以保障核安全活動在法治軌道上進行。2.《中華人民共和國放射性污染防治法》該法旨在防治放射性污染，保護環(huán)境和人體健康。它涵蓋了核設(shè)施、核技術(shù)利用、鈾（釷）礦和伴生放射性礦開發(fā)利用等各個方面的放射性污染防治。例如，對于核設(shè)施的退役，要求采取有效的防護措施，確保工作人員和公眾免受放射性污染的危害；對于放射性廢物的管理，規(guī)定了分類收集、包裝、貯存和處置等環(huán)節(jié)的要求，以防止放射性廢物對環(huán)境造成污染。3.《中華人民共和國環(huán)境保護法》雖然是綜合性的環(huán)境保護法律，但對核安全工作也具有重要指導(dǎo)意義。在核安全領(lǐng)域，它要求核設(shè)施的建設(shè)和運營必須符合環(huán)境保護的要求，采取有效措施減少對生態(tài)環(huán)境的影響。例如，核電廠在運行過程中要控制廢水、廢氣的排放，確保其符合國家規(guī)定的排放標準，防止對周邊水體、大氣環(huán)境造成污染。（二）國際公約與標準1.《核安全公約》該公約要求締約國采取一切合理步驟確保核設(shè)施的安全，包括建立健全的監(jiān)管體制、制定嚴格的安全標準、對核設(shè)施進行定期安全評估等。我國作為締約國，積極履行公約義務(wù)，不斷完善核安全法規(guī)和監(jiān)管體系，加強核設(shè)施的安全管理。2.《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全公約》主要關(guān)注乏燃料和放射性廢物的安全管理。它規(guī)定了締約國在乏燃料和放射性廢物的產(chǎn)生、運輸、貯存和處置等各個環(huán)節(jié)的責(zé)任和義務(wù)，要求采取安全措施確保這些物質(zhì)不會對人類健康和環(huán)境造成危害。我國在乏燃料和放射性廢物管理方面，嚴格遵循公約要求，推進相關(guān)設(shè)施的建設(shè)和管理工作。3.國際原子能機構(gòu)（IAEA）標準IAEA制定了一系列核安全標準，如《核設(shè)施安全基本安全原則》《核動力廠設(shè)計安全要求》等。這些標準為全球核安全工作提供了技術(shù)指導(dǎo)和規(guī)范，我國在核安全法規(guī)和標準制定過程中，充分借鑒了IAEA的相關(guān)標準，結(jié)合我國實際情況進行優(yōu)化和完善。二、核物理基礎(chǔ)（一）原子核的基本性質(zhì)1.原子核的組成原子核由質(zhì)子和中子組成，質(zhì)子帶正電荷，中子不帶電。質(zhì)子和中子統(tǒng)稱為核子，原子核的質(zhì)量數(shù)等于質(zhì)子數(shù)與中子數(shù)之和，質(zhì)子數(shù)決定了元素的種類。例如，氫原子核只有1個質(zhì)子，氦原子核有2個質(zhì)子和2個中子。2.原子核的穩(wěn)定性原子核的穩(wěn)定性取決于質(zhì)子數(shù)和中子數(shù)的比例。對于輕核，質(zhì)子數(shù)和中子數(shù)大致相等時原子核比較穩(wěn)定；對于重核，中子數(shù)通常比質(zhì)子數(shù)多一些才能保持穩(wěn)定。當原子核的質(zhì)子數(shù)或中子數(shù)過多或過少時，原子核就會不穩(wěn)定，發(fā)生放射性衰變。3.核力核力是使核子結(jié)合成原子核的力，它具有短程性、飽和性和強相互作用等特點。核力只在相鄰的核子之間起作用，其作用范圍非常小，大約在10?1?m量級。（二）放射性衰變1.衰變類型-α衰變：原子核放出一個α粒子（氦原子核）的過程。α粒子具有較強的電離能力，但穿透能力較弱，在空氣中只能飛行幾厘米。-β衰變：包括β?衰變、β?衰變和電子俘獲。β?衰變是原子核內(nèi)的一個中子轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€質(zhì)子并放出一個電子和一個反中微子的過程；β?衰變是原子核內(nèi)的一個質(zhì)子轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€中子并放出一個正電子和一個中微子的過程；電子俘獲是原子核俘獲一個核外電子，使一個質(zhì)子轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€中子并放出一個中微子的過程。β粒子的穿透能力比α粒子強，但電離能力比α粒子弱。-γ衰變：原子核從激發(fā)態(tài)躍遷到基態(tài)時放出γ光子的過程。γ光子是一種高能電磁波，具有很強的穿透能力，但電離能力較弱。2.衰變規(guī)律放射性衰變遵循指數(shù)衰變規(guī)律，即放射性原子核的數(shù)量隨時間按指數(shù)規(guī)律減少。衰變常數(shù)λ表示單位時間內(nèi)原子核發(fā)生衰變的概率，半衰期T?/?是指放射性原子核的數(shù)量減少到原來一半所需的時間，它們之間的關(guān)系為T?/?=ln2/λ。（三）核反應(yīng)1.核裂變反應(yīng)重核（如鈾-235、钚-239等）在中子的轟擊下分裂成兩個或多個中等質(zhì)量的原子核，并釋放出大量能量和多個中子的過程。核裂變反應(yīng)是目前核電廠利用核能的主要方式，例如在壓水堆核電廠中，鈾-235吸收一個中子后發(fā)生裂變，產(chǎn)生的中子又可以引發(fā)其他鈾-235原子核的裂變，形成鏈式反應(yīng)。2.核聚變反應(yīng)輕核（如氫的同位素氘和氚）在極高的溫度和壓力下聚合成較重的原子核，并釋放出巨大能量的過程。核聚變反應(yīng)是太陽等恒星內(nèi)部能量的來源，目前人類正在積極研究可控核聚變技術(shù)，以實現(xiàn)清潔能源的可持續(xù)發(fā)展。3.核反應(yīng)截面核反應(yīng)截面是描述原子核與粒子發(fā)生反應(yīng)概率的物理量，它與粒子的能量、原子核的性質(zhì)等因素有關(guān)。例如，在核反應(yīng)堆中，通過控制中子的能量和核燃料的成分，可以調(diào)節(jié)核反應(yīng)截面，從而控制核反應(yīng)的速率。三、核反應(yīng)堆工程（一）核反應(yīng)堆類型1.壓水堆（PWR）-原理：以普通水作為冷卻劑和慢化劑，在高壓下使水保持液態(tài)，通過反應(yīng)堆堆芯將核能轉(zhuǎn)化為熱能，加熱后的水通過蒸汽發(fā)生器將熱量傳遞給二回路的水，使其變成蒸汽驅(qū)動汽輪機發(fā)電。-特點：技術(shù)成熟、安全性高、功率密度大。目前世界上大多數(shù)核電廠采用壓水堆技術(shù)。2.沸水堆（BWR）-原理：同樣以普通水作為冷卻劑和慢化劑，但水在反應(yīng)堆堆芯內(nèi)直接沸騰產(chǎn)生蒸汽，蒸汽直接進入汽輪機發(fā)電。-特點：系統(tǒng)相對簡單，但由于蒸汽帶有放射性，對汽輪機等設(shè)備的放射性防護要求較高。3.重水堆（PHWR）-原理：以重水（D?O）作為冷卻劑和慢化劑，重水的慢化性能好，可以使用天然鈾作為核燃料。-特點：可以直接利用天然鈾，燃料成本相對較低，但重水價格昂貴，反應(yīng)堆造價較高。4.高溫氣冷堆（HTGR）-原理：以氦氣作為冷卻劑，石墨作為慢化劑，采用包覆顆粒燃料，堆芯出口溫度高，可以實現(xiàn)高效發(fā)電和高溫工藝熱應(yīng)用。-特點：具有固有安全性高、發(fā)電效率高、可用于高溫制氫等優(yōu)點，是一種具有發(fā)展前景的先進核反應(yīng)堆類型。（二）反應(yīng)堆堆芯物理1.中子能譜中子在反應(yīng)堆內(nèi)具有不同的能量分布，可分為快中子、中能中子和熱中子。熱中子更容易被核燃料吸收引發(fā)裂變反應(yīng)，因此在大多數(shù)反應(yīng)堆中，需要通過慢化劑將快中子慢化為熱中子。2.反應(yīng)性控制反應(yīng)性是衡量反應(yīng)堆偏離臨界狀態(tài)的物理量，為了保證反應(yīng)堆的安全穩(wěn)定運行，需要對反應(yīng)性進行精確控制。反應(yīng)性控制的方法主要有控制棒控制、可燃毒物控制和化學(xué)補償控制等?？刂瓢粲删哂袕娭凶游漳芰Φ牟牧希ㄈ缗?、鎘等）制成，通過插入或抽出控制棒來調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的反應(yīng)性；可燃毒物是一種在反應(yīng)堆運行過程中逐漸消耗的中子吸收材料，用于補償初始過剩反應(yīng)性；化學(xué)補償控制是通過向冷卻劑中加入可溶性硼化合物來調(diào)節(jié)反應(yīng)性。3.臨界理論反應(yīng)堆達到臨界狀態(tài)時，中子的產(chǎn)生率等于中子的消失率，反應(yīng)堆可以自持鏈式反應(yīng)。臨界理論研究反應(yīng)堆達到臨界狀態(tài)的條件和影響因素，包括堆芯的幾何形狀、燃料濃度、慢化劑溫度等。通過臨界實驗和理論計算，可以確定反應(yīng)堆的臨界尺寸和臨界燃料裝載量。（三）反應(yīng)堆熱工水力1.熱傳導(dǎo)在反應(yīng)堆堆芯中，核燃料產(chǎn)生的熱量通過熱傳導(dǎo)的方式傳遞給冷卻劑。熱傳導(dǎo)的速率與材料的熱導(dǎo)率、溫度梯度等因素有關(guān)。例如，核燃料元件通常采用高導(dǎo)熱性的材料（如鋯合金）作為包殼，以提高熱量傳遞效率。2.對流換熱冷卻劑在反應(yīng)堆堆芯內(nèi)流動，通過對流換熱的方式將熱量帶走。對流換熱的強度與冷卻劑的流速、物性等因素有關(guān)。為了保證冷卻效果，需要合理設(shè)計冷卻劑的流動通道和流速。3.流動穩(wěn)定性在反應(yīng)堆運行過程中，冷卻劑的流動必須保持穩(wěn)定。如果流動不穩(wěn)定，可能會導(dǎo)致局部過熱、沸騰危機等問題，影響反應(yīng)堆的安全。因此，需要研究冷卻劑的流動特性，采取措施防止流動不穩(wěn)定現(xiàn)象的發(fā)生。四、核安全分析（一）事故分析方法1.確定論分析方法-原理：基于一系列假設(shè)的設(shè)計基準事故，通過建立物理模型和數(shù)學(xué)方程，分析事故發(fā)生時反應(yīng)堆的熱工水力、中子物理等參數(shù)的變化，評估事故后果。-應(yīng)用：在核電廠設(shè)計中，確定論分析方法用于確定反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)設(shè)計要求，例如計算事故工況下的最大熱功率、壓力等參數(shù)，以確保安全系統(tǒng)能夠有效地應(yīng)對事故。2.概率論分析方法-原理：考慮各種可能的事故序列及其發(fā)生概率，通過故障樹分析、事件樹分析等方法，評估反應(yīng)堆的風(fēng)險水平。-應(yīng)用：概率論分析方法可以幫助核安全監(jiān)管部門和營運單位了解反應(yīng)堆的整體風(fēng)險狀況，確定關(guān)鍵的風(fēng)險因素，為制定安全管理策略提供依據(jù)。（二）設(shè)計基準事故1.小破口失水事故（SBLOCA）-定義：指反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生較小的破口，導(dǎo)致冷卻劑緩慢泄漏的事故。-分析：事故發(fā)生后，冷卻劑的泄漏會導(dǎo)致堆芯冷卻能力下降，需要啟動安全注射系統(tǒng)向堆芯注入冷卻水，以保證堆芯的安全。通過對小破口失水事故的分析，可以確定安全注射系統(tǒng)的設(shè)計容量和響應(yīng)時間等參數(shù)。2.大破口失水事故（LBLOCA）-定義：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生較大的破口，冷卻劑大量快速泄漏的事故。-分析：大破口失水事故是一種嚴重的事故工況，可能導(dǎo)致堆芯熔化。在分析中，需要考慮冷卻劑的快速流失、蒸汽爆炸、氫氣產(chǎn)生等因素，評估事故對反應(yīng)堆安全殼和周邊環(huán)境的影響。（三）嚴重事故1.堆芯熔化事故-原因：主要是由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)故障、失去電源等原因?qū)е露研纠鋮s不足，核燃料溫度升高，最終導(dǎo)致堆芯熔化。-后果：堆芯熔化可能會釋放出大量的放射性物質(zhì)，對環(huán)境和人類健康造成嚴重危害。因此，需要采取措施防止堆芯熔化事故的發(fā)生，并在事故發(fā)生后盡量減少放射性物質(zhì)的釋放。2.安全殼失效事故-原因：可能是由于高溫、高壓、氫氣爆炸等原因?qū)е掳踩珰そY(jié)構(gòu)損壞，失去對放射性物質(zhì)的包容能力。-應(yīng)對措施：為了防止安全殼失效事故的發(fā)生，需要在安全殼設(shè)計中考慮各種可能的工況，采取加強結(jié)構(gòu)、設(shè)置氫氣復(fù)合器等措施。五、核輻射防護（一）輻射劑量學(xué)1.輻射劑量的基本概念-吸收劑量：指單位質(zhì)量的受照物質(zhì)吸收的輻射能量，單位是戈瑞（Gy）。-當量劑量：考慮了不同類型輻射的生物效應(yīng)差異，是吸收劑量與輻射權(quán)重因子的乘積，單位是希沃特（Sv）。-有效劑量：考慮了不同組織和器官對輻射的敏感性差異，是當量劑量與組織權(quán)重因子的乘積，單位也是希沃特（Sv）。2.劑量率與累積劑量劑量率是指單位時間內(nèi)接受的輻射劑量，累積劑量是指在一段時間內(nèi)接受的輻射劑量總和。在輻射防護中，需要控制劑量率和累積劑量，以確保工作人員和公眾的安全。（二）輻射防護標準1.職業(yè)照射劑量限值對于職業(yè)照射人員，年有效劑量限值為20mSv（平均每年），任何一年中的有效劑量不得超過50mSv。此外，眼晶體的年當量劑量限值為150mSv，四肢（手和足）或皮膚的年當量劑量限值為500mSv。2.公眾照射劑量限值公眾照射的年有效劑量限值為1mSv，特殊情況下，在連續(xù)5年內(nèi)的年平均有效劑量不超過1mSv的前提下，某一年的有效劑量可提高到5mSv。（三）輻射防護措施1.時間防護盡量減少人員在輻射場中的停留時間，以降低累積劑量。例如，在進行放射性檢修工作時，合理安排工作流程，縮短工作時間。2.距離防護增加人員與輻射源之間的距離，因為輻射劑量率與距離的平方成反比。在操作放射性物質(zhì)時，可使用長柄工具等增加操作距離。3.屏蔽防護采用合適的屏蔽材料（如鉛、混凝土等）來減弱輻射強度。在核設(shè)施的設(shè)計中，設(shè)置屏蔽層來保護工作人員和公眾免受輻射危害。六、核設(shè)施安全管理（一）核設(shè)施選址1.自然條件評估-地質(zhì)條件：選擇地質(zhì)穩(wěn)定的地區(qū)，避免地震、斷層等地質(zhì)災(zāi)害對核設(shè)施造成破壞。需要進行詳細的地質(zhì)勘探和評估，確定廠址的地質(zhì)構(gòu)造和地震活動情況。-氣象條件：考慮當?shù)氐臍庀髼l件，如風(fēng)速、風(fēng)向、降水等，以確保核設(shè)施排放的放射性物質(zhì)能夠得到有效擴散，減少對周邊環(huán)境的影響。-水文條件：對于需要大量用水冷卻的核電廠，要選擇靠近水源且水質(zhì)良好的地區(qū)，同時要考慮洪水、海嘯等水文災(zāi)害的影響。2.人口分布與社會環(huán)境核設(shè)施選址應(yīng)遠離人口密集區(qū)，減少事故情況下對公眾的影響。同時，要考慮當?shù)氐纳鐣h(huán)境，如交通、能源供應(yīng)等基礎(chǔ)設(shè)施條件，以及公眾對核設(shè)施的接受程度。（二）核設(shè)施設(shè)計與建造1.設(shè)計原則-縱深防御原則：設(shè)置多道防線，防止事故發(fā)生和減輕事故后果。例如，在核電廠設(shè)計中，采用反應(yīng)堆堆芯、安全殼等多重屏障來防止放射性物質(zhì)泄漏。-冗余性和多樣性原則：重要的安全系統(tǒng)應(yīng)具備冗余設(shè)計，以確保在一個系統(tǒng)失效時，其他系統(tǒng)仍能正常工作。同時，采用不同原理和技術(shù)的系統(tǒng)，增加系統(tǒng)的可靠性。2.建造質(zhì)量控制在核設(shè)施建造過程中，要嚴格按照設(shè)計要求和相關(guān)標準進行施工。對建筑材料、設(shè)備的采購和安裝進行嚴格的質(zhì)量檢驗，確保核設(shè)施的建造質(zhì)量符合安全要求。（三）核設(shè)施運行與維護1.運行管理核設(shè)施營運單位應(yīng)建立健全的運行管理制度，包括操作規(guī)程、人員培訓(xùn)、運行監(jiān)控等方面。運行人員必須經(jīng)過嚴格的培訓(xùn)和考核，持證上崗。在運行過程中，要對反應(yīng)堆的各項參數(shù)進行實時監(jiān)控，及時發(fā)現(xiàn)和處理異常情況。2.維護檢修定期對核設(shè)施進行維護檢修，確保設(shè)備的正常運行。維護檢修工作要制定詳細的計劃和方案，嚴格按照安全程序進行。同時，要對檢修過程中的放射性廢物進行妥善處理，防止放射性污染。（四）核設(shè)施退役1.退役策略根據(jù)核設(shè)施的類型、規(guī)模和實際情況，選擇合適的退役策略，如立即拆除、安全封存、廠址監(jiān)護等。立即拆除是指在核設(shè)施停止運行后盡快進行拆除工作；安全封存是指將核設(shè)施封閉一段時間，待放射性水平降低后再進行拆除；廠址監(jiān)護是指在核設(shè)施退役后對廠址進行長期監(jiān)護，確保環(huán)境安全。2.退役過程中的安全管理在核設(shè)施退役過程中，要采取嚴格的安全措施，防止放射性物質(zhì)泄漏和擴散。對拆除過程中產(chǎn)生的放射性廢物要進行分類收集、處理和處置，確保退役工作的安全進行。七、放射性廢物管理（一）放射性廢物分類1.低、中水平放射性廢物-定義：放射性比活度較低、半衰期較短的放射性廢物。-來源：主要包括核設(shè)施運行過程中產(chǎn)生的污染設(shè)備、工具、防護用品等，以及醫(yī)療、科研等領(lǐng)域產(chǎn)生的放射性廢物。2.高水平放射性廢物-定義：放射性比活度高、半衰期長的放射性廢物。-來源：主要是核反應(yīng)堆的乏燃料和乏燃料后處理產(chǎn)生的高放廢液。（二）放射性廢物處理與處置1.處理方法-固化：將放射性廢物與固化劑混合，使其形成穩(wěn)定的固體，以減少放射性物質(zhì)的泄漏風(fēng)險。常用的固化方法有水泥固化、瀝青固化和玻璃固化等。-焚燒：對于可燃的放射性廢物，可采用焚燒的方法減少其體積。焚燒過程中要注意控制放射性物質(zhì)的排放。2.處置方式-低、中水平放射性廢物處置：通常采用近地表處置的方式，即將放射性廢物放置在地下一定深度的處置庫中，通過天然和人工屏障來隔離放射性物質(zhì)。-高水平放射性廢物處置：目前國際上普遍采用深地質(zhì)處置的方式，將高放廢物放置在地下數(shù)百米甚至更深的穩(wěn)定地質(zhì)層中，利用地質(zhì)層的天然屏障作用來確保放射性物質(zhì)在長時間內(nèi)不會對環(huán)境造成危害。（三）放射性廢物運輸1.運輸包裝放射性廢物的運輸包裝必須符合相關(guān)標準，具有足夠的強度和防護性能，以防止在運輸過程中發(fā)生泄漏和破損。包裝上要標明放射性標志和相關(guān)信息。2.運輸安全管理在放射性廢物