注册核安全工程师考试总结Word文档下载推荐.docx
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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
核级必须采用成熟的经过验证的技术
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。
必须符合核安全法规HAF601
必须符合核安全法规HAF003
6）
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
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7-10km
1）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
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：
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；
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。
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）、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征
其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放，从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。
（3）、与实施应急措施相关的厂址与环境因素
其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下，所选厂址的环境，特别是人口因素，要能保障实施应急措施的可能性，并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。
3、核电厂选址的阶段划分，以及各阶段的评价任务是什么？
核电厂选址过程划分为三个阶段：
厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。
厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址，并对这些厂址进行系统的筛选和比较。
厂址评价阶段的评价任务是对一个或多个优先候选厂址进行调查与评价，并从安全的观点出发，证明厂址的可接受性。
同时，要初步确定与厂址有关的设计基准。
运行前阶段的评价任务是完成和完善厂址特征的评价，并对前阶段评价结果进行验证与核实。
4、
核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序、评价方法、主要潜在源项的类型、以及法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件是什么？
（1）核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序：
根据收集的资料确定潜在源项；
如果存在按法规标准进行初步筛选；
如果不能排除必须进行详细评价。
（2）评价方法：
筛选距离法和筛选概率法。
（3）主要潜在源项的类型：
固定源，如化工厂、油或天然气储罐等；
移动源，如陆海空中的运输工具等。
（4）法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件：
固定爆炸源的筛选距离值为5～10km；
一般飞机场的筛选距离值为10km；
飞机航线的筛选距离值为核电厂4km宽范围；
火源影响的筛选距离值为1～2km；
危险气云源的筛选距离值为8～10km；
对每类事件导则推荐为10-7作为筛选概率水平。
5、气象
（1）在核电厂选址中需要考虑气象因素包括哪些？
在核电厂选址中需要考虑气象因素包括：
极端气象参数和极端气象现象。
（2）作为设计基准的要求是什么？
作为设计基准的要求：
必须调查极端气象现象和气象参数的极值。
（3）为什么在厂址评价阶段要实施现场气象观测计划？
这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析，进而选择那些能够代表厂址条件的气象站，并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。
（4）确定核电厂的设计基准风的步骤是什么？
1）设计基准风的数据来源与收集。
2）数据组的选择，确定代表性气象站，30年或更长时期的数据组，如果数据组时间较短，在统计分析时应适当考虑不确定性。
3）设计基准风的统计分析，根据风的概率分布，估计出百年一遇的最大风速（3秒瞬时极大风速）。
（5）龙卷风调查的基本要求是什么？
龙卷风调查的区域范围以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域；
龙卷风分类的选择，应选择与富士达-皮尔森分类方法相似的分类法；
对龙卷风破坏及其强度描述不清的情况，要相对保守地考虑；
在龙卷风作为设计基准的情况下，要考虑可能产生飞射物的影响（至少能防止以下三种飞射物的破坏：
具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物；
具有穿透危险的大的坚硬飞射物；
尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物）。
注册核安全工程师考试案例分析题预测
2005年已考过的试题：
1、核临界
2、质量保证不符合项
3、放射源操作
4、三厘岛
5、废料泄露
2004
1、切尔诺贝利
三厘岛
2、矿井通风
3、原子能院洗手
4、辐照装置没放好，（辐射源操作问题）
共有5道题，以其中分数最高的4道题加起来作为总分！
预测2006年有可能考到的题目：
1、核电厂选址（应该是必考）
2、切尔诺贝利（纪念**周年）
3、设计审查。
4、质量保证有某一个。
（难）
5、铀（钍）矿与伴生放射性矿。
6、核技术应用要比其他的题容易一些
常用答题思路：
范深根总结：
•工作是否经过正规的批准
•设计是否合理
•安全设备是否正常维修并处于良好运行状态
•辐射监测（场所与个人）
•人员资格
•合格的防护人员
•规章制度的完善与遵守
•防护与保安措施（现场操作与贮存,保管）
•意外情况的报告
•事故应急的准备与正确实施
•辐照装置必须严格设计；
有故障绝对不能运行
比较经典、通用性较强的案例：
美国BrownsFerry控制棒插入故障
的整改措施
1.
对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位，把水位指示及报警信号送至主控室；
2.
应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统；
3.
对停堆系统的可用性作定期试验；
4.
对操纵员针对此类事件作专门培训；
5.
通知全部此类BWR照同样要求执行。
切齐诺贝利事故分析：
（必考）
1、切尔诺贝利事故的运行管理背景：
核动力厂运行管理规程的缺位（试验人员擅自操作）
2、切尔诺贝利事故的社会背景：
原苏联社会体制使核动力厂营运单位管理混乱，安全文化薄弱。
3、切尔诺贝利事故的科学背景：
初始事件为反应堆物理的瞬发临界引发堆芯融化、爆喷、放射性向周围环境大量释放。
4、与一般轻水堆机组不同，当失水事故发生时RBMK核链式反应和功率输出增加。
该设计缺欠——称为“正空泡系数”——引起不可控功率剧增导致切尔诺贝利事故。
堆芯具有正空泡反应性效应和正功率反应性效应；
控制棒挤水棒的正反应性效应；
慢化用的石墨材料，在高温下失去氦气氛，与空气接触，就会持续燃烧，在切尔诺贝利事故过程中，石墨的燃烧加剧了灭火的复杂性和促进了放射性物质的释放。
实验过程中严重违反规程的各项操作，如：
不适当地解除了自动调节功率系统后，
为赶进度，不顾功率水平不符合要求而
进行实验；
试图在反应堆处于碘坑过程中维持堆
功率；
5、整改措施：
加强核安全文化建设，意外事故及时报告，对停堆系统的可用性作定期试验，对操作员针对此类事件作专门培训，将经验教训进行推广。
洪水方面的案例：
早期设防偏低，中法标准对比，原来没有的情况也会出现，做为经验反馈到类似状况，可能最大降雨有陆面水位影响。
案例：
1、仔细分析案例的背景，提取出具体案例所涉及的工业和核安全监管主要环节。
2、对比相关环节的法规要求找出问题，其中可能包括管理问题，法规标准问题，调查评价的方法与深度问题。
注册核安全工程师考试综合知识题预测
综合知识有的内容如燃料循环在专业实务里更详细。
第三章桂立明课后思考题
1、辐射防护的目的与任务是什么？
、
辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。
辐射防护和核安全的基本任务：
既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；
保护好环境；
又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。
2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少？
来源：
天然：
1）宇宙射线2）宇生放射性核素3）原生放射性核素
人工：
医疗辐射、核爆炸、核电站、
3、辐射实践与干预有什么不同？
实践：
在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。
干预：
是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。
4、为什么引入潜在照射的概念？
◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是
对辐射源的安全性的控制。
5、何谓吸收剂量D、当量剂量H与有效剂量E（包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系）
吸收剂量D：
电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商
当量剂量：
对某个器官或组织，是平均值；
有效剂量：
针对全身而言，取平均值。
比释动能：
不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。
对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则吸收剂量=比释动能
6、当量剂量Ht（50）、待积有效剂量He（50）、集体当量剂量SH与集体有效剂量Se它们分别用在什么场合？
人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量
式中：
t0是摄入放射性物质的起始时刻；
（6.16）
是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率；
τ是摄入放射性物质之后经过的时间。
当没
有给出积分的时间期限时，成年人－50年；
儿童－70年
受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量HT（τ）经WT加权处理后的总和称
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