2025注冊(cè)核安全工程師考試考點(diǎn)梳理1.核安全法規(guī)與標(biāo)準(zhǔn)核安全法規(guī)體系我國(guó)核安全法規(guī)體系分為三個(gè)層次，第一層次是法律，如《中華人民共和國(guó)核安全法》，它是核安全領(lǐng)域的基本法，為核安全監(jiān)管提供了根本法律依據(jù)。第二層次是行政法規(guī)和部門規(guī)章，行政法規(guī)由國(guó)務(wù)院制定，部門規(guī)章由國(guó)家核安全局等部門制定，它們對(duì)核設(shè)施的選址、設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和退役等各環(huán)節(jié)進(jìn)行具體規(guī)范。第三層次是核安全導(dǎo)則，為核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位和相關(guān)人員提供具體的技術(shù)指導(dǎo)和操作建議。核安全標(biāo)準(zhǔn)核安全標(biāo)準(zhǔn)涵蓋輻射防護(hù)、核設(shè)施安全、放射性廢物管理等方面。例如輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了公眾和職業(yè)人員的劑量限值，職業(yè)人員年有效劑量限值一般為20mSv，公眾年有效劑量限值一般為1mSv。核設(shè)施安全標(biāo)準(zhǔn)對(duì)核反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行提出了嚴(yán)格要求，確保反應(yīng)堆在正常運(yùn)行和事故工況下都能保障安全。2.核物理基礎(chǔ)原子核的基本性質(zhì)原子核由質(zhì)子和中子組成，質(zhì)子帶正電，中子不帶電。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，碳-12原子核包含6個(gè)質(zhì)子和6個(gè)中子，質(zhì)量數(shù)為12。原子核具有一定的結(jié)合能，結(jié)合能越大，原子核越穩(wěn)定。放射性衰變放射性核素會(huì)自發(fā)地發(fā)生衰變，常見(jiàn)的衰變類型有α衰變、β衰變和γ衰變。α衰變是原子核放出一個(gè)α粒子（氦核），質(zhì)量數(shù)減少4，原子序數(shù)減少2；β衰變分為β-衰變和β+衰變，β-衰變是原子核內(nèi)一個(gè)中子轉(zhuǎn)變?yōu)橘|(zhì)子并放出一個(gè)電子，原子序數(shù)增加1；β+衰變是原子核內(nèi)一個(gè)質(zhì)子轉(zhuǎn)變?yōu)橹凶硬⒎懦鲆粋€(gè)正電子，原子序數(shù)減少1；γ衰變是原子核從激發(fā)態(tài)躍遷到基態(tài)時(shí)放出γ光子，不改變?cè)雍说馁|(zhì)量數(shù)和原子序數(shù)。3.輻射防護(hù)基礎(chǔ)輻射劑量學(xué)輻射劑量是衡量輻射對(duì)物質(zhì)作用程度的物理量，常用的劑量學(xué)量有吸收劑量、當(dāng)量劑量和有效劑量。吸收劑量是單位質(zhì)量物質(zhì)吸收的輻射能量，單位是戈瑞（Gy）；當(dāng)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）；有效劑量考慮了人體不同組織和器官對(duì)輻射的敏感性差異，是各組織或器官的當(dāng)量劑量與組織權(quán)重因子的乘積之和。輻射防護(hù)原則輻射防護(hù)的基本原則是實(shí)踐的正當(dāng)性、防護(hù)的最優(yōu)化和個(gè)人劑量限值。實(shí)踐的正當(dāng)性要求任何伴有輻射照射的實(shí)踐都必須有明確的正當(dāng)理由，獲得的利益大于代價(jià)；防護(hù)的最優(yōu)化是在考慮經(jīng)濟(jì)和社會(huì)因素的條件下，使輻射照射保持在可合理達(dá)到的盡量低水平；個(gè)人劑量限值是對(duì)職業(yè)人員和公眾的劑量限制，確保人員受到的輻射危害在可接受范圍內(nèi)。4.核反應(yīng)堆物理中子的慢化與擴(kuò)散在核反應(yīng)堆中，中子與慢化劑原子核發(fā)生彈性散射而慢化。常用的慢化劑有輕水、重水和石墨等。輕水的慢化能力較強(qiáng)，但吸收中子的截面也較大；重水的慢化能力和中子吸收截面都較小，是一種優(yōu)良的慢化劑；石墨的慢化能力較弱，但能耐高溫。中子在慢化過(guò)程中會(huì)發(fā)生擴(kuò)散，擴(kuò)散長(zhǎng)度是描述中子擴(kuò)散能力的重要參數(shù)，它與中子的平均自由程和介質(zhì)的性質(zhì)有關(guān)。反應(yīng)性及其控制反應(yīng)性是衡量核反應(yīng)堆偏離臨界狀態(tài)的程度的物理量。反應(yīng)性大于零表示反應(yīng)堆處于超臨界狀態(tài)，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)會(huì)不斷增強(qiáng)；反應(yīng)性等于零表示反應(yīng)堆處于臨界狀態(tài)，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)能夠自持進(jìn)行；反應(yīng)性小于零表示反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)會(huì)逐漸減弱。核反應(yīng)堆通過(guò)控制棒、化學(xué)補(bǔ)償控制和可燃毒物等方式來(lái)控制反應(yīng)性，確保反應(yīng)堆安全穩(wěn)定運(yùn)行。5.核反應(yīng)堆熱工水力單相傳熱在核反應(yīng)堆中，單相傳熱是常見(jiàn)的傳熱方式，包括熱傳導(dǎo)、對(duì)流和輻射。熱傳導(dǎo)是通過(guò)分子的熱運(yùn)動(dòng)傳遞熱量，遵循傅里葉定律；對(duì)流是流體與固體表面之間的熱量傳遞，分為自然對(duì)流和強(qiáng)制對(duì)流；輻射是通過(guò)電磁波傳遞熱量，在高溫情況下較為顯著。例如，反應(yīng)堆堆芯內(nèi)燃料元件與冷卻劑之間的傳熱主要是對(duì)流換熱。兩相流特性當(dāng)冷卻劑在核反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生沸騰時(shí)，會(huì)出現(xiàn)兩相流現(xiàn)象。兩相流的特性較為復(fù)雜，涉及到氣泡的生成、長(zhǎng)大、合并和破滅等過(guò)程。兩相流的流型有泡狀流、彈狀流、環(huán)狀流等，不同流型的傳熱和流動(dòng)特性不同。準(zhǔn)確掌握兩相流特性對(duì)于核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行至關(guān)重要，例如在壓水堆中，要防止出現(xiàn)偏離泡核沸騰現(xiàn)象，以免導(dǎo)致燃料元件過(guò)熱損壞。6.核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)與材料反應(yīng)堆壓力容器反應(yīng)堆壓力容器是核反應(yīng)堆的重要部件，它承受著高溫、高壓和強(qiáng)輻射環(huán)境。壓力容器一般采用低合金鋼制造，具有良好的強(qiáng)度和韌性。在設(shè)計(jì)和制造過(guò)程中，要嚴(yán)格控制材料的質(zhì)量和焊接工藝，確保壓力容器的密封性和可靠性。例如，壓力容器的焊接接頭要進(jìn)行嚴(yán)格的無(wú)損檢測(cè)，以防止出現(xiàn)裂紋等缺陷。燃料元件材料核反應(yīng)堆的燃料元件一般采用二氧化鈾陶瓷燃料，它具有熔點(diǎn)高、化學(xué)穩(wěn)定性好等優(yōu)點(diǎn)。燃料元件包殼材料通常采用鋯合金，鋯合金具有良好的抗腐蝕性能和低的中子吸收截面，能夠有效地防止燃料與冷卻劑之間的相互作用。7.核電廠系統(tǒng)與運(yùn)行壓水堆核電廠系統(tǒng)壓水堆核電廠主要由核島和常規(guī)島組成。核島包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（一回路）、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等設(shè)備；常規(guī)島包括汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)等設(shè)備。一回路的冷卻劑在反應(yīng)堆堆芯吸收熱量后，通過(guò)蒸汽發(fā)生器將熱量傳遞給二回路的水，使二回路的水變成蒸汽，推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。穩(wěn)壓器的作用是維持一回路的壓力穩(wěn)定，防止系統(tǒng)壓力過(guò)高或過(guò)低。核電廠運(yùn)行特性核電廠的運(yùn)行特性包括功率調(diào)節(jié)、負(fù)荷跟蹤等。核電廠的功率調(diào)節(jié)通常通過(guò)控制棒的移動(dòng)和化學(xué)補(bǔ)償控制來(lái)實(shí)現(xiàn)。在負(fù)荷跟蹤方面，核電廠要能夠根據(jù)電網(wǎng)的需求調(diào)整發(fā)電功率，同時(shí)要保證反應(yīng)堆的安全運(yùn)行。例如，在負(fù)荷降低時(shí)，要防止反應(yīng)堆出現(xiàn)過(guò)度冷卻和反應(yīng)性變化過(guò)大的情況。8.核安全分析事故分類與分析方法核電廠事故分為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故是指在核電廠設(shè)計(jì)時(shí)考慮的可能發(fā)生的事故，通過(guò)采取相應(yīng)的安全措施，能夠保證核電廠的安全。超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故是指發(fā)生概率極低但后果嚴(yán)重的事故。核安全分析方法主要有確定論方法和概率論方法。確定論方法是通過(guò)分析事故的物理過(guò)程和后果，確定核電廠的安全設(shè)計(jì)要求；概率論方法是通過(guò)對(duì)事故發(fā)生的概率和后果進(jìn)行量化分析，評(píng)估核電廠的風(fēng)險(xiǎn)水平。嚴(yán)重事故及其緩解措施嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯發(fā)生嚴(yán)重?fù)p壞的事故，如堆芯熔化等。嚴(yán)重事故會(huì)導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放，對(duì)環(huán)境和公眾造成嚴(yán)重危害。為了緩解嚴(yán)重事故的后果，核電廠采取了一系列措施，如設(shè)置安全殼、堆芯熔融物捕集器等。安全殼能夠防止放射性物質(zhì)泄漏到環(huán)境中，堆芯熔融物捕集器能夠收集和冷卻堆芯熔融物，防止其進(jìn)一步破壞反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)。9.核設(shè)施退役與放射性廢物管理核設(shè)施退役核設(shè)施退役是指核設(shè)施在達(dá)到設(shè)計(jì)壽命或因其他原因停止運(yùn)行后，對(duì)其進(jìn)行拆除和清理的過(guò)程。核設(shè)施退役分為立即拆除、安全封存和監(jiān)護(hù)封存三種方式。立即拆除是在核設(shè)施停止運(yùn)行后盡快進(jìn)行拆除；安全封存是將核設(shè)施封閉起來(lái)，使其處于安全狀態(tài)，在一定時(shí)間后再進(jìn)行拆除；監(jiān)護(hù)封存是對(duì)核設(shè)施進(jìn)行長(zhǎng)期監(jiān)護(hù)，直到放射性水平降低到可以進(jìn)行拆除的程度。放射性廢物管理放射性廢物分為低、中、高水平放射性廢物。低水平放射性廢物可以采用淺地層處置的方式進(jìn)行處理；中水平放射性廢物需要采用中等深度的地質(zhì)處置或其他合適的處置方式；高水平放射性廢物一般采用深地質(zhì)處置的方式，將其放置在地下數(shù)百米深的穩(wěn)定地質(zhì)層中。在放射性廢物管理過(guò)程中，要嚴(yán)格遵守相關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，確保廢物的安全處置。10.核安全文化核安全文化的內(nèi)涵核安全文化是指存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核安全問(wèn)題由于它的重要性要得到應(yīng)有的重視。核安全文化強(qiáng)調(diào)安全第一的原則，要求全體員工具備高度的