核安全简答题

1、简述核电的优越性。简述核岛反应堆冷却剂系统的组成。简述设备核安全分级的目的。简述压水堆本体结构的主要组成部分。简述核电厂防止放射性物质外泄的多重屏障的组成。试述核设备的建造（设计、制造和安装）特点。简述国家核安全局监管的核设施范围。简述IAEA安全标准的分类和内容。简述对核材料进行管制的必要性。请说明第四层次核安全法规文件一一核安全导则的性质。核承压设备资格许可证的种类有哪些？申请核承压活动资格许可的单位应具备哪些条件？简述国家核安全局执行核安全监督的依据。民用核承压设备无损检验人员资格鉴定委员会的主要职责包括哪些?请说明各级核承压设备无损检验人员的技术能力和职责要求。简述民用核承压设备无损检

2、验人员资格证书更新鉴定要求。简述核电厂开展在役检查工作的必要性。请说明确定单个系统和部件在役检查频度的依据。请说明核电厂在役检查大纲的范围。简述核电厂在役检查的方法。核电厂防止放射性释放的三道屏障是什么？职业照射中个人监测和评价的基本要求。参考答案：1、清洁，经济，负荷因子高，功率调节能力强，安全。2、反应堆冷却剂系统主要由核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主泵以及相应的管道等组成。3、为制定一套分级的建造（设计、制造和安装）、维修和质量控制要求提供基础。4、反应堆压力容器，堆内构件（上部、下部），燃料组件，控制棒组件，中子源组件、可燃毒物组件等 堆芯相关组件，控制棒驱动机构等。5、燃料芯块，燃料

3、包壳，反应堆冷却剂系统压力边界，安全壳等四重屏障。6、设备的可靠性要求高（40年或60年的设计寿期内安全可靠运行）；工艺复杂，难度高；检验、 试验的要求（范围、程度）高；必须按照已经建立的核质保体系对建造过程进行严格质量控制； 设备建造周期较长。7、核动力厂（核电厂、核热电厂、核供热供汽厂等）；核动力厂以外的其它反应堆（研究堆、实验 堆、临界装置等）；核燃料生产、加工、贮存及后处理设施；放射性废物的处理和处置设施； 其他需要严格监督管理的核设施。8、安全基本法则：阐述安全目标、安全概念和安全原则；安全要求：阐述为达到安全基本法则所规 定的安全目标、安全概念和安全原则，应满足的安全基本要求；安全

4、导则：阐述按国际经验为满足 安全基本要求应该采取的措施。9、核材料是军用物资；核材料本身的放射性后果和化学毒性；遵守我国签署的核不扩散条约 和核材料实物保护公约。10、是说明或补充核安全规定以及推荐有关方法和程序的指导性文件;在实际工作中可以采用不同 于导则规定的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与导则相同的安全水平，不会对 核设施工作人员和公众增加风险。11、核承压设备设计资格许可证；核承压设备制造资格许可证；核承压设备安装资格许可证。12、保证核承压设备活动质量所需的技术准备、技术能力、检验手段、适用的试验条件和管理水平， 并有类似活动的经验和良好的质量史；符合国家核安全法规

5、的质量保证大纲，并能得到有效实施， 必须保证所从事的核承压设备活动符合国家核安全法规和有效核承压设备技术标准的要求，对所进行 活动的质量负责，接受国家核安全部门的核安全监督检查。13、国家的核安全法规及核承压设备法规;核安全有关的国家技术标准和经国家核安全局审评认可 的民用核设施安全分析报告中确认的有关技术标准；相应的核承压设备活动资格许可证条件。14、组织制定定民用核承压设备无损检验人员技术资格鉴定方面的管理规定，建立有关各种无损检验 方法的考试题库，制定实践技能考试实施细则，编制民用核承压设备无损检验人员技术资格鉴定的培 训和考核大纲，并报国家核安全局备案；审查批准成立本部门的培训、考试中

6、心，并报国家核安全 局备案；检查培训、考试工作；负责考试合格人员的资格核准及证书颁发，并报国家核安全局备 案；负责取证人员的有关资料整理及存档工作。15、I级无损检验人员应具有在II级或m级人员监督、指导下，根据技术说明书进行无损检验的能力； 应能调正和使用仪器设备；进行检验操作；记录检验结果；根据标准对检验结果进行初步评定；II 级无损检验人员应能根据确定的工艺，编制技术说明书；安装和校准仪器、设备；具体实施无损检验 工作；根据法规、标准和规范，解释和评审检验结果；撰写和签发检验结果的报告；熟悉相应无损检 验方法的适应范围和局限性；培训和指导I级无损检验人员和尚未取证的无损检验人员；m级无损

7、 检验人员应对确定无损检验技术和工艺、贯彻法规、标准和规范等负全部责任；全面监督和管理无损 检验工作的进行；根据法规、标准和规范，解释和评定检验结果；应能设计特殊的无损检验方法、技 术和工艺；在没有验收标准可引用时，协助有关部门制订验收标准；应具备材料、机构和生产工艺方 面的实际知识和一般地熟悉其它无损检验方法；并能培训相应无损检验方法的I级和I级人员。16、提供符合要求的体格检查合格证明，以及连续脱离无损检验专业工作未超过一年的证明；进行 一定时间的再培训；参见更新鉴定考试；考试成绩在80分以上。17、在核电厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难 以按核安全要求的精确度预测的。最重要的影响是应力、温度、辐照、氢吸附和磨损，所有这些影响 都取决于时间和电厂运行历史。这些影响会引起材料性能变化，例如老化、脆化、疲劳以及缺陷的形 成和（或）发展；因此，有必要检查核电厂系统和部件，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，或是否有必要采取必要的补救措施。18、 构筑物、系统和部件对安全的重要性；其固有的可靠性；所评定的运行时性能 劣化的可能性和老化特性；运行经验。19、反应堆冷却剂系统中部件的承