注册核安全工程师重点考点大全2024年VIP

注册核安全工程师重点考点大全2024年1.核安全基本原则：纵深防御原则通过多层次的保护措施，防止事故发生和减轻事故后果，包括预防、控制、缓解三个层次。如在核电站设计中设置多道屏障，燃料芯块、包壳、一回路压力边界、安全壳等。2.核安全法规体系：我国核安全法规分为国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件等层次。《中华人民共和国核安全法》是核安全领域的基本法律，明确了核安全监管体制、各方责任等重要内容。3.辐射防护基本剂量限值：职业照射年有效剂量限值为20mSv（连续5年平均值），任何一年不超过50mSv；公众照射年有效剂量限值为1mSv。4.放射性物质分类：根据放射性物质的特性和对人体健康的潜在危害，分为极毒组、高毒组、中毒组和低毒组。例如镭-226属于极毒组。5.核设施选址要求：需考虑地质、地震、气象、水文等自然条件，以及人口分布、经济发展等社会因素。要远离人口密集区，确保在发生事故时能有效保护公众安全。6.核反应堆分类：按冷却剂和慢化剂不同，可分为压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等。压水堆是目前应用最广泛的堆型，其以轻水作为冷却剂和慢化剂，通过压力容器保持高压。7.压水堆核电厂系统组成：主要包括核岛系统（反应堆冷却剂系统、蒸汽发生器等）、常规岛系统（汽轮发电机组等）和辅助系统。反应堆冷却剂系统将堆芯产生的热量传递到蒸汽发生器。8.核燃料循环：包括前端（铀矿开采、加工、转化、富集等）、核反应堆运行和后端（核燃料后处理、放射性废物处置等）。铀富集是提高铀-235含量的关键步骤。9.放射性废物分类：分为高放废物、中放废物和低放废物。高放废物主要来自核燃料后处理过程，含有大量长寿命放射性核素，需进行深地质处置。10.辐射防护三原则：实践的正当性，即任何伴有辐射照射的实践都应当有正当的理由；防护的最优化，在考虑经济和社会因素的条件下，使辐射照射保持在可合理达到的尽量低水平；个人剂量限值，确保个人受到的照射不超过规定的剂量限值。11.中子活化分析：利用中子与样品中的原子核发生反应，使样品产生放射性，通过测量放射性核素的特征射线来确定样品中元素的种类和含量。可用于考古、环境监测等领域。12.核电厂安全级设备分级：根据设备对核安全的重要性，分为安全一级、二级、三级和非安全级。安全一级设备是最重要的，如反应堆压力容器。13.核电厂事故工况分类：分为设计基准事故和超设计基准事故。设计基准事故是在设计中考虑的事故，如一回路小破口失水事故；超设计基准事故是发生概率极低但后果严重的事故。14.应急计划区划分：分为烟羽应急计划区和食入应急计划区。烟羽应急计划区主要考虑放射性烟羽的短期影响，采取撤离、隐蔽等措施；食入应急计划区主要考虑放射性物质通过食物链的长期影响，采取限制食物和饮水等措施。15.核安全文化：是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。强调全员参与、持续改进。16.核反应堆热工水力分析：主要研究反应堆内冷却剂的流动和传热过程，确保堆芯在正常运行和事故工况下都能得到有效冷却。如计算冷却剂的流速、温度分布等。17.核辐射监测：包括环境辐射监测、工作场所辐射监测和个人剂量监测。环境辐射监测可及时发现环境中放射性水平的变化。18.放射性物质运输安全：要确保放射性物质在运输过程中不会对公众和环境造成危害。采用专门的运输容器，其设计需满足严格的安全标准。19.核电厂老化管理：对核电厂设备和系统的老化进行监测、评估和控制，以确保其在整个寿期内都能安全可靠运行。如定期对管道进行无损检测。20.核临界安全：防止在核设施中发生意外的临界事故，通过控制核燃料的浓度、几何形状、中子吸收体等因素来确保系统处于次临界状态。21.概率安全评价（PSA）：通过对核电厂可能发生的事故进行概率分析，评估核电厂的安全水平。确定事故的发生概率和后果，为安全决策提供依据。22.核安全监管机构职责：对核设施的选址、设计、建造、运行和退役等全过程进行监管，确保核设施符合核安全法规和标准。审查许可证申请、进行现场检查等。23.核反应堆控制：通过控制棒的插入和抽出、化学补偿剂的浓度调整等方式来控制反应堆的反应性，使反应堆功率保持稳定。24.核电厂安全壳功能：在正常运行时，作为防止放射性物质泄漏的最后一道屏障；在事故工况下，容纳和控制反应堆释放的放射性物质。25.放射性废物处理方法：高放废物可采用玻璃固化、陶瓷固化等方法；中低放废物可采用水泥固化、沥青固化等方法。26.核电厂运行人员资质要求：需经过严格的培训和考核，具备相应的专业知识和技能。如操纵员需通过国家核安全局组织的考试。27.核事故应急响应行动：包括应急通报、应急撤离、防护措施实施等。在事故发生后，及时启动应急预案，保护公众安全。28.核安全设备质量保证：从设计、制造、安装到运行维护，都要建立严格的质量保证体系，确保设备符合核安全要求。29.核反应堆物理基础：研究中子在反应堆内的行为，如中子的产生、扩散、吸收等过程。确定反应堆的临界条件和功率分布。30.核电厂辐射屏蔽设计：采用不同的屏蔽材料，如混凝土、铅等，减少辐射对人员和设备的影响。根据辐射源的类型和强度设计屏蔽厚度。31.核燃料元件性能要求：要有良好的热导率、机械强度和抗辐照性能，确保在反应堆内安全运行。如燃料芯块的密度、尺寸等有严格要求。32.核电厂应急电源：在失去外部电源时，能为核电厂的安全系统提供电力。包括柴油发电机、蓄电池等。33.核安全相关国际公约：如《核安全公约》《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全公约》等，我国积极参与国际合作，履行相关公约义务。34.核电厂防火设计：设置防火分区、火灾报警系统和灭火设施，防止火灾蔓延对核安全造成威胁。35.放射性物质的内照射防护：主要通过控制摄入途径，如防止吸入、食入放射性物质。采用通风系统、个人防护用品等措施。36.核反应堆堆芯结构：包括燃料组件、控制棒组件、中子测量装置等。燃料组件是堆芯的核心部分，提供核反应的场所。37.核电厂调试阶段安全管理：对核电厂的设备和系统进行全面测试和验证，确保其符合设计要求和安全标准。在调试过程中严格执行安全规程。38.核安全审评：对核设施的设计、建造和运行方案进行技术审查，评估其是否满足核安全要求。审评内容包括核安全分析报告、质量保证大纲等。39.核电厂退役方式：有立即拆除、安全封存和最终处置三种方式。根据核电厂的具体情况选择合适的退役方式。40.核辐射生物效应：分为确定性效应和随机性效应。确定性效应有剂量阈值，超过阈值会出现明显的损伤；随机性效应无剂量阈值，发生概率与剂量有关。41.核电厂电气系统可靠性：采用冗余设计、备用电源等措施，确保电气系统在各种工况下都能可靠运行，为核电厂的安全提供保障。42.核安全信息公开：核安全监管机构和核设施营运单位应及时、准确地向公众公开核安全相关信息，保障公众的知情权。43.核反应堆热效率：反映反应堆将核能转化为电能的能力，通过提高蒸汽参数等方式可以提高热效率。44.核电厂通风系统功能：为核电厂提供新鲜空气，排除放射性物质和热量，保持室内空气品质和温度、湿度适宜。45.核安全培训与教育：对核安全相关人员进行定期培训，提高其安全意识和专业技能。同时开展公众核安全教育，增强公众对核安全的理解和信任。46.核电厂地震响应分析：评估核电厂在地震作用下的结构安全性和设备可靠性，采取抗震加固措施，确保在地震发生时能安全停堆。47.核燃料后处理工艺：包括化学分离、净化等步骤，可回收核燃料中的有用物质，减少放射性废物量。48.