2024年注冊核安全工程師考試考點梳理1.核安全法規與標準：《中華人民共和國核安全法》規定了核安全監管的基本原則，包括安全第一、預防為主、責任明確、嚴格管理、縱深防御、獨立監管、全面保障。其適用范圍涵蓋核設施運營、核材料持有與使用等核活動。《核電廠核安全許可證件的申請和頒發》明確了核電廠建設、運行等不同階段許可證的申請條件和程序。例如，申請核電廠建造許可證需提交環境影響評價報告、初步安全分析報告等文件。2.放射性物質與輻射防護：放射性物質的衰變類型有α衰變、β衰變和γ衰變。α衰變放出α粒子（氦核），穿透能力弱，但電離能力強；β衰變放出β粒子（電子或正電子），穿透能力和電離能力適中；γ衰變放出γ射線（高能光子），穿透能力強，電離能力弱。外照射防護的基本原則是時間防護（縮短受照時間）、距離防護（增大與源的距離）和屏蔽防護（使用合適屏蔽材料）。對于γ射線，常用鉛、混凝土等屏蔽；對于中子，常用含氫物質如石蠟屏蔽。3.核反應堆物理：核反應堆內的鏈式反應是指可裂變核吸收中子后發生裂變，同時釋放出23個中子，這些中子又引起其他可裂變核裂變，形成自持的裂變反應。反應性是描述反應堆偏離臨界狀態的物理量，反應性大于0時，反應堆處于超臨界狀態，功率上升；反應性等于0時，處于臨界狀態，功率穩定；反應性小于0時，處于次臨界狀態，功率下降。控制棒是控制反應性的重要手段，通過插入或提出控制棒改變堆芯內中子的吸收量。4.核反應堆熱工水力：核反應堆熱工水力的主要任務是確保反應堆在正常運行和事故工況下，能將堆芯產生的熱量安全導出。燃料元件的釋熱率分布不均勻，堆芯中心處釋熱率較高。為保證燃料元件不發生燒毀，需控制冷卻劑的流速、溫度和壓力等參數。例如，壓水堆中冷卻劑壓力保持在15MPa左右，以防止冷卻劑在堆芯內發生沸騰。5.核電廠安全系統：核電廠的安全系統分為專設安全設施和非專設安全設施。專設安全設施包括應急堆芯冷卻系統、安全殼噴淋系統等。應急堆芯冷卻系統在堆芯失水事故時，能迅速向堆芯注入冷卻水，防止堆芯熔化。安全殼噴淋系統在事故時向安全殼內噴水，降低安全殼內的溫度和壓力，防止放射性物質泄漏。6.核材料管制：核材料管制的目標是確保核材料的安全與合法使用，防止核材料被盜、非法販運和非法使用。核材料的衡算與控制是核材料管制的重要內容，通過建立核材料賬戶，記錄核材料的接收、使用、轉移和庫存等情況，實現對核材料的動態監控。7.輻射環境監測：輻射環境監測分為常規監測和應急監測。常規監測是對核設施周圍環境的輻射水平、放射性物質濃度等進行長期、連續監測，建立本底數據。應急監測是在核事故發生時，迅速對事故現場及周圍環境進行監測，為應急決策提供依據。監測項目包括γ劑量率、放射性氣溶膠濃度、放射性核素活度等。8.核事故應急：核事故應急分為場內應急和場外應急。場內應急由核設施運營單位負責，主要包括事故報警、應急響應、堆芯應急冷卻等措施。場外應急由地方政府負責，包括人員疏散、隱蔽、發放碘片等措施。核事故應急計劃應定期進行演練和修訂，確保其有效性和可操作性。9.核安全文化：核安全文化是存在于單位和個人中的種種特性和態度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核安全問題由于它的重要性要得到應有的重視。核安全文化強調個人的責任感、質疑的工作態度和嚴謹的工作方法。核設施運營單位應通過培訓、宣傳等方式，營造良好的核安全文化氛圍。10.核動力廠概率安全評價：概率安全評價（PSA）是一種對核動力廠風險進行定量評估的方法。它通過分析核動力廠可能發生的事故序列及其發生概率，評估事故的后果，為核動力廠的設計、運行和安全管理提供決策依據。PSA分為三個層次，一級PSA主要分析堆芯損壞頻率，二級PSA分析安全殼的完整性，三級PSA分析事故對環境和公眾的影響。11.放射性廢物管理：放射性廢物分為低、中、高放廢物。低放廢物主要來自核設施的日常運行，如廢樹脂、廢過濾器等，可采用淺地層處置。中放廢物的放射性水平和半衰期介于低放和高放廢物之間，可采用巖洞處置。高放廢物的放射性水平高、半衰期長，需采用深地質處置。放射性廢物的處理包括減容、固化等工藝，以降低廢物的體積和放射性活度。12.核安全監管：國家核安全監管部門對核設施的選址、設計、建造、運行和退役等全過程進行監管。監管的主要方式包括許可證制度、現場監督檢查和安全審評等。核設施運營單位應按照監管要求，定期提交安全報告，接受監管部門的審查和監督。13.反應堆堆芯設計：堆芯設計需考慮燃料布置、中子能譜、反應性控制等因素。燃料組件的排列方式會影響堆芯的功率分布和中子通量分布。例如，壓水堆通常采用正方形或三角形排列的燃料組件。反應性控制設計要確保在各種工況下反應堆能安全運行，如采用控制棒、可燃毒物和化學補償劑等多種方式控制反應性。14.輻射劑量學：輻射劑量學是研究輻射劑量的測量、計算和應用的學科。常用的輻射劑量學量包括吸收劑量、劑量當量等。吸收劑量是指單位質量物質吸收的輻射能量，單位是戈瑞（Gy）。劑量當量考慮了不同類型輻射的生物效應差異，單位是希沃特（Sv）。輻射劑量的測量方法有物理方法（如電離室、半導體探測器）和生物方法（如生物劑量計）。15.核燃料循環：核燃料循環包括前端循環（鈾礦開采、加工、轉化、富集、燃料制造）和后端循環（乏燃料后處理、放射性廢物處置）。前端循環中，鈾礦開采會產生放射性廢渣和廢水，需進行妥善處理。后端循環中，乏燃料后處理可回收鈾和钚等有用核材料，但也會產生高放廢物。16.核電廠電氣系統：核電廠電氣系統分為廠用電系統和主發電系統。廠用電系統為核電廠的各種輔助設備提供電源，需保證供電的可靠性。主發電系統將反應堆產生的熱能轉化為電能，通過變壓器升壓后并入電網。核電廠的電氣系統設有應急電源，如柴油發電機，在失去外電源時為重要設備供電。17.核反應堆控制：反應堆控制分為手動控制和自動控制。手動控制由操縱員根據反應堆的運行參數進行操作，如調節控制棒的位置。自動控制通過控制系統自動調節反應堆的參數，如功率、溫度等。控制系統根據傳感器測量的參數，與設定值進行比較，然后輸出控制信號，調節控制棒或其他設備。18.核安全設備質量保證：核安全設備質量保證是確保核安全設備符合設計要求和安全標準的重要措施。質量保證體系包括質量計劃、質量控制、質量檢驗等環節。核安全設備的設計、制造、安裝和調試等過程都應遵循質量保證要求，進行嚴格的質量控制和檢驗。19.核事故后果評價：核事故后果評價包括輻射劑量評價、健康效應評價和環境影響評價。輻射劑量評價通過計算事故釋放的放射性物質在環境中的擴散和沉積，評估公眾和工作人員的受照劑量。健康效應評價根據輻射劑量評估事故可能導致的健康危害，如癌癥發病率增加等。環境影響評價評估事故對土壤、水、空氣等環境要素的影響。20.核安全相關國際公約：《核安全公約》要求締約國確保在核設施的選址、設計、建造、運行和退役等方面采取適當措施，保護公眾和環境免受放射性危害。《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全公約》規定了乏燃料和放射性廢物管理的安全原則和要求，促進締約國之間的合作與信息交流。21.核反應堆熱工設計準則：熱工設計準則主要包括燃料元件表面不發生沸騰危機、冷卻劑不發生過度升溫、堆芯內的溫度分布均勻等。例如，在壓水堆中，為防止燃料元件表面發生偏離泡核沸騰（DNB），需控制冷卻劑的流速和含汽率。22.輻射防護最優化：輻射防護最優化是指在考慮經濟和社會因素的前提下，使輻射照射保持在可合理達到的盡量低水平（ALARA原則）。在核設施的設計、運行和管理中，應通過優化工藝、采用先進技術等手段，降低輻射劑量。例如，合理安排工作人員的工作任務，減少不必要的輻射照射。23.核電廠抗震設計：核電廠抗震設計需考慮廠址的地震地質條件，確定設計基準地震動。核電廠的建筑物、構筑物和設備應具有足夠的抗震能力，以確保在地震發生時能安全運行。抗震設計包括結構設計、設備安裝設計等方面，如采用隔震技術、加固設備支撐結構等。24.核安全審評技術：核安全審評技術包括文件審查、現場檢查、試驗驗證等。文件審查主要審查核設施運營單位提交的安全分析報告、設計文件等，評估其是否符合安全標準。現場檢查是對核設施的實際建造和運行情況進行檢查，發現問題及時要求整改。試驗驗證是通過模擬試驗等方式，驗證核設施的安全性和可靠性。25.核燃料元件性能：核燃料元件的性能包括熱性能、機械性能和輻照性能。熱性能要求燃料元件具有良好的導熱性，以保證熱量的導出。機械性能要求燃料元件具有足夠的強度和韌性，能承受堆芯內的壓力和振動。輻照性能要求燃料元件在輻照條件下不發生嚴重的腫脹、破裂等現象。26.核設施退役：核設施退役分為立即拆除、安全封存和廠址復原等階段。立即拆除是在核設施停止運行后盡快拆除設備和建筑物。安全封存是將核設施封存一段時間，待放射性水平降低后再進行拆除。廠址復原是在拆除完成后，對廠址進行清理和整治，使其恢復到可接受的狀態。27.核輻射生物效應：核輻射生物效應分為確定性效應和隨機性效應。確定性效應有劑量閾值，超過閾值會出現明顯的損傷，如皮膚紅斑、白內障等。隨機性效應沒有劑量閾值，發生的概率與劑量成正比，主要是致癌和遺傳效應。28.核電廠儀表與控制系統：儀表與控制系統用于監測和控制核電廠的運行參數，如溫度、壓力、流量等。儀表系統包括各種傳感器和測量儀表，控制系統根據測量信號進行控制決策。核電廠的儀表與控制系統應具有高可靠性和安全性，采用冗余設計和故障診斷技術。29.核安全培訓與資格認證：核設施運營單位應組織對工作人員進行核安全培訓，培訓內容包括核安全法規、反應堆原理、輻射防護等。工作人員需通過資格認證考試，取得相應的資格證書后才能上崗。培訓和資格認證應定期進行，以保證工作人員的知識和技能不斷更新。30.核動力廠防火設計：核動力廠防火設計需遵循嚴格的標準，劃分防火分區，設置防火分隔物。采用不燃或難燃材料進行建筑和設備的構造。配備火災自動報警系統、滅火系統等消防設施，確保在火災發生時能及時發現和撲滅火災。31.核安全相關的質量管理：質量管理包括質量策劃、質量控制、質量保證和質量改進。核安全相關的質量管理強調全過程、全員參與，從設計、采購、制造到安裝、調試、運行等各個環節都要嚴格控制質量。例如，對核安全設備的原材料進行嚴格檢驗，確保其質量符合要求。32.核事故應急資源管理：應急資源包括應急物資、應急設備和應急人員等。應急物資如防護用品、藥品等應儲備充足，并定期進行檢查和更新。應急設備如監測儀器、通信設備等應保持良好的運行狀態。應急人員應經過專業培訓，具備應急處置能力。33.核反應堆堆芯監測：堆芯監測系統用于監測堆芯內的中子通量、溫度、壓力等參數，及時發現堆芯的異常情況。監測方法包括中子探測器、熱電偶、壓力傳感器等。堆芯監測數據是反應堆安全運行的重要依據，一旦監測到異常，應及時采取措施。34.輻射環境影響評價：輻射環境影響評價是在核設施建設前，對其可能產生的輻射環境影響進行預測和評估。評價內容包括正常運行工況和事故工況下的輻射劑量、放射性物質排放等。根據評價結果，提出相應的環境保護措施和建議。35.核安全設備鑒定：核安全設備鑒定是對核安全設備的性能、可靠性和安全性進行驗證的過程。鑒定方法包括型式試驗、模擬試驗等。通過鑒定確保設備在規定的工況下能正常運行，滿足核安全要求。例如，對核級閥門進行壓力試驗、密封試驗等。36.核電廠通風系統：通風系統的作用是為核電廠提供新鮮空氣，排除放射性氣溶膠和有害氣體。通風系統分為正常通風和事故通風。正常通風保證工作人員的工作環境良好，事故通風在事故時能迅速排除放射性物質，降低室內輻射水平。37.核安全法規體系的層次：我國核安全法規體系分為法律、行政法規、部門規章和導則四個層次。法律是最高層次，具有權威性和強制性；行政法規是國務院制定的法規，對核安全管理作出具體規定；部門規章是國家核安全監管部門制定的規章，規范核安全監管的具體工作；導則是指導性文件，為核設施運營單位和相關人員提供技術指導。38.核燃料的輻照行為：核燃料在堆芯內受到中子輻照會發生一系列變化，如燃料的裂變、腫脹、氣體釋放等。這些變化會影響燃料元件的性能和安全。例如，燃料的腫脹可能導致燃料元件與包殼之間的間隙減小，影響傳熱性能。39.核事故應急響應分級：核事故應急響應分為應急待命、廠房應急、場區應急和場外應急四個級別。應急待命是指發現異常情況，但尚未對核安全構成威脅；廠房應急是指事故局限在廠房內，對廠外影響較小；場區應急是指事故影響范圍擴大到場區，但尚未對公眾造成嚴重危害；場外應急是指事故可能對公眾和環境造成嚴重影響，需啟動場外應急措施。40.核安全文化建設的實踐：核安全文化建設的實踐包括制定核安全文化政策、開展培訓和宣傳活動、建立激勵機制等。核設施運營單位應將核安全文化融入到日常工作中，通過建立安全文化評價體系，定期評估核安全文化建設的效果。41.核反應堆的啟動與停堆：反應堆啟動過程需逐步提升功率，同時監測各種參數，確保反應堆的安全。啟動前要進行一系列的檢查和試驗，如控制棒的調試、冷卻劑系統的檢查等。停堆過程是逐步降低功率，插入控制棒，使反應堆達到次臨界狀態。停堆后還需對堆芯進行冷卻和監測。42.輻射防護設施的設計：輻射防護設施的設計應根據輻射源的類型、強度和工作場所的特點進行。例如，對于γ射線源，可設計鉛屏蔽墻；對于中子源，可設計含硼聚乙烯屏蔽層。防護設施的設計要考慮人員的操作和維護方便性。43.核電廠的應急電源系統：應急電源系統是核電廠安全運行的重要保障，在失去外電源時為重要設備供電。應急電源系統包括柴油發電機、蓄電池等。柴油發電機應定期進行啟動試驗，確保在需要時能迅速啟動。蓄電池應保持良好的充電狀態，以提供短時的應急電力。44.核安全相關的風險管理：風險管理包括風險識別、風險評估、風險控制和風險監測。在核安全領域，要識別可能導致核事故的風險因素，如設備故障、人為失誤等。通過概率安全評價等方法評估風險的大小，采取相應的措施進行風險控制，如加強設備維護、提高人員培訓質量等。同時，要對風險進行持續監測，及時發現新的風險因素。45.核燃料循環設施的安全設計：核燃料循環設施的安全設計要考慮防止核材料的泄漏和臨界事故的發生。例如，在鈾濃縮設施中，要設置多重防護措施，防止六氟化