核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
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2020/11/19
核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
第一章 核反应堆工程
考试要求
了解核动力厂和其他反应堆的主要类型及基本工作原理 熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统及功能 熟悉反应堆对本体结构和结构材料的基本安全问题 了解核燃料、燃料组件及其结构材料
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核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
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•燃 料 包壳 温度
•（ 由 监测 的冷 却剂 温度 与对 应的 燃料 包壳 温度 相互 关系 得到 ）
•安全限 值
•预 计 可 能 出 现 不可接受的燃料 破损的区域
•相应安全 限值
•安全系统 整定值
•响应 延迟
•监
•运行
测
限值
运行限值和条件必须包括对各种运行状态（包括停堆在内）的要 求。运行限值和条件的技术方面包括核动力厂安全重要的各构筑 物、系统和部件执行其在安全分析报告中假定的预定功能时需要 遵守的限制和运行要求。 ¡ 安全运行既取决于设备，也取决于人，所以运行限值和条件还必 须包括运行人员应采取的行动和应遵守的限制。关于运行人员方 面，运行限值和条件包括对涉及保持运行限值和条件的设备执行 其功能进行必要的监督、纠正或补充行动的原则要求。 ¡ 运行限值和条件分类：安全限值；安全系统整定值；正常运行的 限制和条件；监督要求
的
冷
却 剂 温
•报警 整定值
度
•避 免 经 常发生
报警的 裕度
•避 免 达 到 运行限值
的实际裕 度
•稳态运行 范围
•操纵员响 应延迟
•图 安全限值、安全系统整定值和运行限值之间的
关系
核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
l 核动力厂运行规程
1. 必须制定全面的管理规程，管理规程包括制定、完善、验证、验收、 修改和注销运行指令及运行规程的规则。
熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素 熟悉反应堆堆内释热、堆内传热和冷却剂的沸腾 熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念
了解反应堆保护系统的工作原理 掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求 了解核动力厂事故分析，严重事故的业实务第章核反应堆工程[1]
2. 正确制定和使用运行规程对核动力厂安全运行起重要作用。 必须根 据营运单位的政策和国家核安全监管部门的要求制定全面地适用于正 常运行、预计运行事件和事故工况下的运行规程。各运行规程的详细 程度必须与该运行规程的目标相一致。在运行规程中提供的指导必须 清晰、简洁，并尽可能是已验证和确认为有效的。在控制室和其他必 要的运行位置处的运行规程和参考材料必须有清楚的标识并容易获得。 严格地遵守书面的运行规程必须是核动力厂安全政策的根本要素之一。
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核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
¡ 运行限值和条件必须作为营运单位运行核动力厂 的一个重要依据；对运行负有直接责任的运行人 员必须熟练掌握运行限制和条件，并保证遵守。
¡ 包含运行限值和条件的有关文件都必须备在控制 室供控制人员使用，且必须是最新有效文本；
¡ 在核动力厂运行寿期内，必须根据经验的积累、 技术和安全的发展以及核动力厂变更对运行限值 和条件进行复审；在国家核安全监管部门提出要 求，或者营运单位认为必要并经国家核安全监管 部门批准时，还必须对运行限值和条件进行修改。
4. 对预计运行事件和事故工况，运行规程应提供恢复指令。对设计基准事故， 把核动力厂维持在规定的限值内的这些规程可以是事件导向的或征兆导向的。 对超设计基准事故，指令将是征兆导向的，即用指示核动力厂状态的参数为 运行人员确定最佳的恢复途径，而无需事故诊断。
5. 必须保证核动力厂运行人员对所有运行状态下的核动力厂系统和设备状态是 熟悉的和能控制的。只有指定的合格运行人员才能控制或指挥核动力厂运行 状态的任何改变。其他人绝不允许干涉运行人员作出有关安全的决定。
l 核动力厂运行限值和条件
¡ 运行限值和条件这一概念是指经国家核安全监管部门批准的， 为核动力厂的安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及 人员执行任务的水平等一整套规定。
¡ 为保证核动力厂运行符合设计要求，营运单位必须制定包括技术和管理 两个方面的运行限值和条件。运行限值和条件必须反映最终设计，并必 须在核动力厂运行开始之前经国家核安全监管部门评价和批准。
《核安全专业实务》
第一章 核反应堆工程
考试要求
了解核动力厂防火设计 了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用 熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、
控制和电力系统部件的核安全基本要求 掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求 掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理 了解核动力厂的在役检查和定期试验 了解核材料管理 熟悉核核动力厂运营单位的应急准备和应急响应
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核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
1.12 核级机械部件、设备与常规机 械产品在设计、 制造活动及其质 量控制与监督管理方面的基本差 异
1.13 核动力厂运行的基本安全要求
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核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
1.13 核动力厂运行的基本安全要求
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核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
3 应制定正常运行的运行规程，以保证核动力厂在规定的运行限值和条件的范 围之内运行，并对安全执行正常运行的所有模式，如启动、功率运行、停堆 过程、停堆、负荷变化、过程监测和燃料装卸提供指令。如有要求，运行规 程应提交国家核安全监管部门进行评价和批准。
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核安全专业实务第章核反应堆工程[1]
《核安全专业实务》
第一章(2)的复习内容：
1.10 核动力厂防火设计 1.11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用
1.12 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活
动及其质量控制与监督管理方面的基本差异
1.13 核动力厂运行的基本安全要求 1.14 核动力厂运行的安全管理 1.15 核动力厂的在役检查和定期试验 1.16 核材料管制 1.17 核动力厂运营单位的应急准备和应急响应
最新核安全工程师培训材料 核安全专业实务 第一章 周志伟 201107(2)课件ppt
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 制造商的建议
大纲必须包括安全重要构筑物、系统和部件的定期检查或试验，以证明其可
靠性，并决定是否可保证NPP继续安全运行或是否有必要采取任何补救措施
《核安全专业实务》
四、安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查
8. 应验证和确认运行规程，以保证其在管理上和技术上是正确的，并且使 运行人员容易使用和起到预期作用。应特别注意保证运行规程与其预期 的使用环境相一致。运行规程应以其在现场使用的形式来进行确认。
9. 应定期审查运行规程，以保证始终适合其目的，并在必要时按照要求修 改、验证、确认和批准运行规程。
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）。
未辐照和已辐照燃料的包装、运输和发送必须符合有关法规和适用的国际 规则
所有易裂变材料（包括未辐照和已辐照燃料）的贮存、辐照和转移必须按 要求保存详细的的可核查账目，保存时间至少不短于管理规定的要求
《核安全专业实务》
四、安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查
安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查对核动力厂的安全运 行来说是至关重要的。（维修、监督、检查活动的定义）
2011年核安全工程师培训材料 核安全专业实务 第一章 周志
伟 201107(2)
《核安全专业实务》
第一章(2)的复.11核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用
1.12 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活
2023年注册核安全工程师考试试题之二回忆专业实务
２02３年注册核安全工程师考试试题之二专业实务一、单项选择题1、一种铀-２35核裂变可以释放出(200ＭｅV）旳能量。
Ｐ82、20度时热中子旳最可小速度是2２００m/ｓ，对应旳能量是（0.０２53ev）。
P63、下列哪个堆可以用天然铀或稍加浓铀做燃料?（压水堆、费水堆、重水堆、高温气冷堆）？P154、压水堆燃料富集度（３%)。
P１55、目前已建旳核电站中,(压水堆、费水堆、高温气冷堆、快中子堆)旳热效率最高。
6、控制元件总旳反应性应当等于（剩余反应性与停堆余量)之和。
P447、堆内裂变时释放出旳能量，绝大部分旳能量集中在（裂变碎片动能一项)。
P458、裂变能旳绝大部分在（燃料元件内)转换成热能。
P４69、经典旳功率调整系统规定在（15%-１００％)旳功率范围内稳定工作。
Ｐ6010、当出现不不小于每分钟正负(5％)线性负荷变化时,系统有很好旳负荷跟踪能力。
P6０11、误动作率是保护系统重要设计目旳之一,目前已减少到(每年一次）。
P6112、极限事故发生频率在（１0－6／堆年-１０－4/堆年)。
Ｐ7513、(到初始装料)前,要完毕完整旳火灾危害性分析。
P８714、反应堆压力容器属于核安全(１)级。
P9315、ASMＥ规范中将承载限值提成(4）级。
P9516、事故状态包括事故工况（设计基准事故)和严重事故。
Ｐ9７17、运行限制和条件在核动力厂运行之前经（国家核安全监管部门）评价和同意。
P11618、每一条反应堆冷却剂环路包括：一台（反应堆冷却剂泵),一台蒸汽发生器,环路管道和仪器仪表。
P12519、增长汽轮机旳负荷将会使Tavg和(蒸汽压力减少）。
P１２620、根据美国机械工程师学会有关规范，反应堆冷却剂系统压力容器容许最大瞬态压力为（1１0％）旳设计压力。
Ｐ13０21、核一级容器在设计阶段,所用材料旳许用压力强度只保守地取到材料抗拉强度旳(1/3）。
P14322、核材料旳不平衡差(ＭUF)，即所谓旳无名损失亮，必须是在法规限定旳原则误差旳（2倍)之内。
2013版核安全工程师四科教材内容提纲
二）核安全相关法律法规 三）核安全专业实务 四）核安全案例分析第一章 原子核物理基础第二章 核反应堆工程基础第三章 核反应堆与核动力厂第四章 民用核安全设备基础知识第五章 核燃料循环设施第六章 核技术利用基础知识第七章 辐射防护基础第八章 IAEA提出的核基本安全原则第九章 核安全文化二）核安全相关法律法规第一部分 我国核安全法律法规概述第二部分 核安全重要的法律法规第三部分 与核安全有关的部门规章第四部分 核安全重要标准与管理文件第五部分 国际公约与相关文件三）核安全专业实务第一章 核安全监管概述第二章 核安全质量保证要求第三章 核设施厂址安全评价第四章 核动力厂的设计安全要求第五章 核动力厂的运行第六章 民用核安全设备质量监管要求第七章 核燃料循环设施核安全监督管理第八章 核材料管制与核设施实物保护第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管第十章 放射性同位素和射线装置的核安全监管第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管 第十二章 放射性物质运输安全监督管理第十三章 流出物排放控制第十四章 辐射环境监测四）核安全案例分析第一部分 案例分析第二部分 案例选编第一章 原子核物理基础第一节 原子和原子核的基本性质第二节 原子核的放射性第三节 核辐射射线及其与物质相互作用第四节 原子核反应第二章 核反应堆工程基础第一节 核裂变及核能的利用第二节 核反应堆的基本工作原理第三节 反应性与反应性的控制第四节 核反应堆内的释热与传热第三章 核反应堆与核动力厂第一节 核反应堆主要类型第二节 压水堆核电厂第三节 核动力厂使用的其他核反应堆堆型 第四节 新型压水反应堆第五节 研究堆第六节 反应堆及核动力装置的功率控制第七节 核反应堆保护系统第四章 民用核安全设备基础知识第一节 民用核安全设备的特殊性第二节 民用核安全设备的核安全分级要求 第三节 民用核安全设备标准规范第四节 民用核安全设备常用金属结构材料 第五节 主要民用核安全设备举例第五章 核燃料循环设施第一节 铀矿地质勘探第二节 铀矿开采第三节 铀矿提取和精制（纯化）第四节 铀化合物的转化第五节 铀浓缩第六节 燃料组件制造第七节 乏燃料及其后处理第六章 核技术利用基础知识第一节 辐射源第二节 常用放射源和同位素第三节 核反应堆和加速器生产放射性同位素 第四节 放射性同位素的应用第五节 射线装置的应用第六节 国内外核技术利用的发展状况第七章 辐射防护基础第一节 辐射防护的目的和任务第二节 辐射源种类、来源和水平第三节 辐射照射的分类第四节 电离辐射的生物效应第五节 辐射防护中使用的量及其单位第六节 实践和干预第七节 辐射防护的基本原则第八节 辐射防护剂量限值第九节 外照射防护与内照射防护的基本方法和技术 第十节 辐射防护监测第十一节 辐射防护大纲第八章 IAEA提出的核基本安全原则第一节 基本安全原则的提出第二节 基本安全原则的适用范围第三节 安全目标第四节 基本安全原则第九章 核安全文化第一节 核安全文化概述第二节 组织核安全文化的建设第三节 IAEA对单位核安全文化的评价方法第四节 推进核安全文化建设的良好实践二）核安全相关法律法规第一部分 我国核安全法律法规概述一、核安全法律法规的概述1）核安全的定义2）核安全法律体系3）核安全导则4）核安全管理文件5）核安全技术文件与标准二、核安全法律法规考试要求1）核与辐射安全有关法律考试要求2）国务院条例及其对应部门规章考试要求3）重要标准与管理文件考试要求第二部分 核安全重要的法律法规1）《中华人民共和国放射性污染防治法》2）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》3）《中华人民共和国核材料管制条例》4）《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》5）《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》6）《民用核安全设备监督管理条例》7）《放射性物品运输安全管理条例》8）《放射性废物安全管理条例》第三部分 与核安全有关的部门规章一、民用核设施安全监督管理类1）通用系列规章a）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁发》b）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件一——核电厂操纵人员执照颁发和管理程序》c）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二——核设施安全监督》d）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一——核电厂营运单位报告制度》e）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告制度》f）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件三——核燃料循环设施的报告制度》g）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之三——研究堆安全许可证件的申请和颁发的规定》h）《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应》i）《核电厂质量保证安全规定》2）核电厂系列规章a）《核电厂厂址选择安全规定》b）《核电厂设计安全规定》c）《核电厂运行安全规定》d）《核电厂运行安全规定附件一——核电厂换料、修改和事故停堆管理》3）研究堆系列规章a）《研究堆设计安全规定》b）《研究堆运行安全规定》4）非堆核燃料循环设施系列规章a）《民用核燃料循环设施的安全规定》二、核材料管制类1）《核材料管制条例实施细则》三、民用核安全设备监督管理类1）《民用核安全设备设计制造和无损检验监督管理规定》 2）《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》3）《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》4）《进口民用核安全设备监督管理规定》四、放射性物品运输安全管理类1）《放射性物品运输安全许可管理办法》2）关于发布《放射性物品分类和名录》（试行）的公告五、核技术利用监督管理类1）《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》2）关于修改《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的决定3）《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》4）《建设项目环境影响评价分类管理和名录》5）《放射源分类办法》6）《射线装置分类办法》六、放射性废物安全管理类1）《放射性废物安全监督管理规定》七、电磁辐射环境保护类1）《电磁辐射环境保护管理办法》第四部分 核安全重要标准与管理文件1）《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》2）关于发布《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》（第一批）的通知3）关于发布《民用核安全设备目录（第一批）》的通知4）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（摘录）5）《核动力厂环境辐射防护规定》6）《放射性物质安全运输规程》7）《关于发布放射源编码规则的通知》8）《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》9）《放射性废物分类标准》10）《核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值》11）《电磁辐射防护规定》第五部分 国际公约与相关文件1）《核安全公约》2）《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》 3）《及早通报核事故公约》4）《核事故或辐射紧急援助公约》5）《核材料实物保护公约》6）《国际核与辐射事件分级（INES）使用手册》7）核与辐射安全有关的重要国际机构三）核安全专业实务第一章 核安全监管概述第一节 核能与核技术利用及其核安全监管第二节 纵深防御与核安全监管第三节 核安全许可制度第四节 其他一些核与辐射安全监管工作第二章 核安全质量保证要求第一节 与质量保证有关的专业术语第二节 质量管理和核电厂质量保证的形成和发展第三节 我国核设施质量保证法规的基本结构和规定的基本要求 第四节 我国核设施质量保证导则简介第五节 核设施质量保证体系的建立第六节 质量保证文件的编制第七节 质量保证大纲的管理及实施第八节 对质量保证的核安全审评第九节 对质量保证实施的核安全检查第三章 核设施厂址安全评价第一节 核电厂厂址安全评价综述第二节 核电厂厂址地震危险性评价第三节 核电厂厂址安全评价中的气象事件第四节 滨海和滨河核电厂址的洪水危害第五节 核电厂厂址评价和地基的岩土工程问题第六节 核电厂厂址评价的外部人为事件第七节 核电厂厂址评价的放射性物质流出物弥散和人口分布问题 第八节 放射性废物处置第四章 核动力厂的设计安全要求第一节 核动力厂安全目标第二节 纵深防御原则第三节 安全管理要求第四节 安全功能、安全分级和设计规范第五节 总的设计基准第六节 构筑物、系统和部件的可靠性设计第七节 辐射防护设计安全要求第八节 防火设计安全要求第九节 设计基准事故安全分析第十节 严重事故预防和缓解第十一节 概率安全分析及其在安全管理中的应用第五章 核动力厂的运行第一节 运行限值和条件第二节 核动力厂运行的安全管理第三节 核动力厂的在役检查和定期试验第六章 民用核安全设备质量监管要求第一节 民用核安全设备监管相关法规文件第二节 民用核安全设备及其资格许可制度第三节 进口民用核安全设备监管要求第四节 民用核安全设备活动监管要求第五节 民用核安全设备监管中的几个特殊问题第七章 核燃料循环设施核安全监督管理第一节 铀矿勘探、开采和加工的辐射安全监督问题第二节 核燃料加工、处理设施的辐射防护第三节 核燃料加工、处理设施的临界安全第四节 核燃料加工、处理设施的化学安全第八章 核材料管制与核设施实物保护第一节 核材料管制的目的、基本要求和采取的对策第二节 核材料衡算管理第三节 实物保护第四节 核材料管制的监督检查第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管第一节 核事故与核事故应急第二节 我国核事故应急管理体制第三节 干预、干预原则与干预水平第四节 核事故应急状态、应急行动水平及应急响应第五节 核设施应急计划区第六节 核应急设施第七节 核应急响应能力的保持第八节 国务院核安全监管部门对应急准备与响应的监督 第九节 辐射事故及应急预案第十节 国际核与辐射事件分级表第十章 放射性同位素和射线装置的核安全监管第一节 放射性污染防治法的相关规定和要求第二节 放射性同位素和射线装置的核安全许可管理第三节 放射性同位素应用中的辐射防护第四节 射线装置应用中的辐射防护第五节 放射源使用、贮存的监督管理第六节 大型辐照装置的辐射监督管理第七节 核技术利用放射性废源返回生产厂家或送贮的政策 第八节 核技术利用废物贮存库场址选择的特点和基本要求 第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管第一节 放射性废物管理指导思想和原则第二节 放射性废物的产生和分类第三节 低、中放废物的处理第四节 低、中放和极低废物的处置第五节 高放废物和α废物的处理与处置第六节 核设施与辐射设施退役前期准备第七节 核设施与辐射设施退役的实施第八节 核设施与辐射设施退役的管理第十二章 放射性物质运输安全监督管理第一节 放射性物品运输安全管理条例第二节 放射性物质安全运输规程第十三章 流出物排放控制第一节 流出物概述第二节 流出物中污染物分类第三节 流出物的来源第四节 流出物在环境中的转移、弥散途径第五节 控制流出物排放的原则第六节 流出物排放要求和排放准则第七节 流出物监测的基本要求第八节 流出物管控现状第九节 核动力厂严重事故及缓解放射性物质事故排放的措施 第十四章 辐射环境监测第一节 辐射环境监测的概述第二节 环境中放射性的背景状况第三节 辐射环境监测的管理第四节 辐射环境监测方法第五节 放射性本底调查与运行监测第六节 人为活动对环境放射性的影响的监测第七节 环境辐射监测的质量保证四）核安全案例分析第一部分 案例分析一、反应堆工程案例【案例1】某试验反应堆主泵故障事件【案例2】某核电厂硼稀释事件【案例3】二环路核电厂应急给水系统设计差错案例【案例4】压水堆核电厂二回路管线上大气释放阀安全设计案例【案例5】某游泳池反应堆的超功率保护停堆事件【案例6】Browns Ferry火灾二、铀（钍）矿与伴生放射性矿案例【案例1】铀矿通风不良导致的辐射超标事件【案例2】硝酸铀酰复合烧伤所致体内铀污染超剂量事件三、核燃料加工、处理与放射性物质运输案例【案例1】核燃料元件厂六氟化铀泄露事件【案例2】核燃料厂工作人员过量吸入PuO事件2【案例3】核燃料元件厂放射性物质大量释放事件【案例4】核燃料加工厂临界事件【案例5】核化工厂检修S-404剂量泵发生的喷料事件【案例6】废旧过滤器运输放射性物质泄漏污染事件【案例7】放射性物质运输铀泄露事件四、核技术应用案例【案例1】137Cs源跌落破损污染事件【案例2】226Ra源破损后造成大面积α污染事件【案例3】60Co放射源提升系统失灵引致的过量照射事件五、放射性废物管理与核设施退役案例【案例1】铀金属车屑自燃事件【案例2】铀屑桶被盗事件【案例3】高放浓缩液泄漏事件【案例4】弱放废水蒸残夜贮存罐泄漏事件【案例5】1AW二次废液泄露事件【案例6】南乌拉尔乏燃料后处理设施高放废液贮存罐爆炸事件【案例7】放射性废树脂固化体的溶胀破坏事件【案例8】沥青固化工厂着火爆炸事件【案例9】放射性废物焚烧炉过早报废事件【案例10】退役决策争议事件【案例11】退役废物过量事件六、核设施选址案例【案例1】核设施选址不当导致工程下马案例【案例2】厂址勘探缺陷及时补救措施的案例【案例3】地基施工不当案例【案例4】泥石流对核设施安全影响的案例【案例5】山区洪水淹没应急柴油发电机房事件【案例6】外部洪水引起内部水淹的时间七、质量保证案例【案例1】质量保证大纲文件不完整的案例【案例2】物项采购控制失误的案例【案例3】重复发生焊接不符合项的案例【案例4】调试中不满足质保要求带来不良后果的案例【案例5】焊接工艺过程控制失误，造成焊缝出现大量超标缺陷；缺陷处理不符合质保要求，导致无缺陷焊缝的质量不能确定的案例第二部分 案例选编【案例1】切尔诺贝利核电厂事故【案例2】三哩岛核电厂事故【案例3】某核电厂全部丧失安全厂用水事件【案例4】某实验反应堆燃料试验元件熔化事故【案例5】核电厂主给水系统隔离安全设计案例【案例6】美国Browns Ferry3控制棒插入故障案例【案例7】核燃料元件厂更换阀门引致六氟化铀泄漏事件【案例8】核燃料厂Pu(CO3)2夹带逸出事件【案例9】核燃料元件厂四氟化铀泄露事件【案例10】铀浓缩厂放射性物质泄露事件【案例11】核化工厂过量吸入硝酸钚事件【案例12】核化工厂二氧化钚洒落事件【案例13】核化工厂量槽间钚料液泄露事件【案例14】核燃料厂131I泄露事件【案例15】核燃料厂运输废旧过滤器跌落事件【案例16】核化工厂1A槽泄露事件【案例17】核化工厂铀线设备间泄漏事件【案例18】放射性同位素运输中丢失32P事件【案例19】放射性KCI样品运输中的表面污染事件【案例20】放射性废物运输中的表面污染事件【案例21】美国橡树岭Y-12工厂的意外临界事件【案例22】美国汉福特Recuplex工厂的意外临界事件 【案例23】美国伍德河杰克逊工厂意外临界事件【案例24】英国温茨凯尔工厂的意外临界事件【案例25】美国爱达荷化学处理厂的意外临界事件【案例26】法国皮埃尔拉特的UF6释放事件【案例27】美国汉福特钚处理工厂的火灾事件【案例28】英国温茨凯尔工厂“首端”厂房中事件【案例29】美国萨凡纳河工厂的爆炸和火灾事件【案例30】意外γ辐射源照射事件【案例31】137Cs源破损所致污染事件【案例32】丢失226Ra放射源事件【案例33】60Co射线机源脱出事件【案例34】60Co放射源意外照射事件【案例35】电子束致右手急性皮肤损伤【案例36】热室检修人员误受60Co源超剂量照射事件【案例37】镭源破漏事件【案例38】电子束致左手急性皮肤损伤【案例39】误受60Co源超剂量照射事件【案例40】EPS辐射事件【案例41】核燃料元件厂蒸发池跑水事件【案例42】改变UO富集度导致临界事件2【案例43】铀金属车屑自燃事件【案例44】核化工厂强放废液喷出污染事件【案例45】核化工厂1AW废液泄露事件【案例46】核化工厂生产下水污染事件【案例47】汉福特核基地40年代131I的强释放【案例48】通风不良导致氡及氡子体浓度超标事件【案例49】英国乏燃料贮存火灾事件【案例50】认定后更改地震等级事件【案例51】雷击造成全场断电事件【案例52】厂址地基不均匀沉降事件【案例53】新的设计要求未能落实造成不符合项的事件【案例54】未认真执行质保大纲使产品鉴定无效事件 【案例55】设备组装作业程序疏漏造成组装返工的事件 【案例56】质保记录不符合要求而不能成为质量的客观证据的事件【案例57】质保内、外监查不符合质保监查要求的事件【案例58】管理部门审查流于形式未起到应有作用的事件 【案例59】设计错误致使交工后还要大量返工的事件【案例60】监督和验收不力致使产品存在的严重问题到安装时才发现的事件。
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
第1章核反应堆设计概论
核安全专业实务考试大纲
《核安全专业实务》考试大纲考试目的通过本科目考试，检验参加考试人员了解、熟悉或掌握从事核安全工作必须的业务技能，以提高参加考试人员解决实际问题的能力。
本科目是从事核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和其他与核安全密切相关工作人员必须的业务技能和工作能力。
考试内容一、反应堆工程1.了解核动力厂和其他反应堆的类型及基本工作原理。
2.熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统功能。
3.熟悉反应堆堆本体结构材料的基本安全问题。
4.了解核燃料、燃料组件及其结构材料。
5.熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素。
6.熟悉反应堆堆内释热，堆内传热和冷却剂的沸腾。
7.熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念。
8.了解反应堆保护系统的工作原理。
9.掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求：多层屏障与纵深防御在核动力厂的具体体现、安全功能和部分分级、单一故障准则、共模/因故障、故障安全、冗余性、多样性、独立性，安全功能、事故防止与动力厂安全特性（对假想初因事件的响应）、内部和外部事件、实物保护、设计验证等。
10.熟悉核动力厂事故分析，严重事故的预防和缓解。
11.了解核动力厂防火设计。
12.了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用。
13.熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求。
14.掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求：运行限值和条件；运行规程；安全重要物项的维修/试验/检查；堆芯和燃料管理；辐射防护和放射性废物管理；运行经验反馈；核动力厂的改造等。
15.掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理。
核动力厂首次半截燃料的必要条件；对核动力厂营运单位的组织机构，运行管理者和运行人员的基本要求；对运行规程的管理要求；核事件分级及事件报告制度；对流出物和固体放射性废物管理的监督；核电厂换料；修改和事故停堆管理；定期安全审查；退役等。
核安全工程师考试——实务
第一章核反应堆工程1.1 核反应堆的基本工作原理知识要点：中子与原子核的相互作用●散射反应（弹性和非弹性，热中子堆中中子慢化为弹性，快中子堆中中子慢化为与U-238的非弹性）●俘获反应（放出γ，U-238转为钚-239，钍-232转换为U-233）●裂变反应（易裂变核素：在各种种子能量下都可反应，如U-235、U-233、钚-239、钚-241；转化材料：能量到达一定值时发生反应。
1个U-235裂变发出200Mev）核反应截面和核反应率密度●微观截面（中子与单个靶核发生反应的几率，单位面积。
1B=10-24Cm2）●宏观截面（中子与单位体积内的核子发生反应的几率，单位面积的倒数）∑●中子注量率（单位体积内所有中子在单位时间内飞行的距离）φ与核反应率密度（单位时间、单位体积发生反应的次数）●截面随中子能量变化的规律（三个区：1.低能区，反比2.中能区，震荡3.高能区，平缓，反应界面小）中子的慢化●核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV●反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍●轻水慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小●重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多●238U共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率●与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子●20 o C中子，速度v=2200m/s,能量E=0.0253eV●2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞18次●慢化所需要的时间称为慢化时间，对水～6x10-6s●热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，～10-4– 10-2s反应堆临界条件●一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，可能实现链式反应自持●核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数K有效来表示，●K有效=(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率)●系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+泄漏率●链式裂变反应堆的临界条件是K有效=1●核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做临界质量。
核安全工程师考试——实务
第一章核反应堆工程1.1 核反应堆的基本工作原理知识要点：中子与原子核的相互作用●散射反应（弹性和非弹性，热中子堆中中子慢化为弹性，快中子堆中中子慢化为与U-238的非弹性）●俘获反应（放出γ，U-238转为钚-239，钍-232转换为U-233）●裂变反应（易裂变核素：在各种种子能量下都可反应，如U-235、U-233、钚-239、钚-241；转化材料：能量到达一定值时发生反应。
1个U-235裂变发出200Mev）核反应截面和核反应率密度●微观截面（中子与单个靶核发生反应的几率，单位面积。
1B=10-24Cm2）●宏观截面（中子与单位体积内的核子发生反应的几率，单位面积的倒数）∑●中子注量率（单位体积内所有中子在单位时间内飞行的距离）φ与核反应率密度（单位时间、单位体积发生反应的次数）●截面随中子能量变化的规律（三个区：1.低能区，反比2.中能区，震荡3.高能区，平缓，反应界面小）中子的慢化●核燃料原子核裂变时放出的中子平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV●反应堆常用的慢化剂：轻水、重水、石墨和铍●轻水慢化能力大，慢化比小，必须用浓缩铀建反应堆，堆芯体积小●重水、石墨慢化能力比轻水小，慢化比大，可用天然铀建临界反应堆，反应堆体积比轻水堆大得多●238U共振吸收中能中子，逃脱共振吸收几率●与慢化介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子●20 o C中子，速度 v=2200m/s,能量 E=0.0253eV●2MeV的裂变中子，慢化到1eV，平均与水碰撞18次●慢化所需要的时间称为慢化时间，对水～6x10-6s●热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间，在常见的慢化剂中，～10-4– 10-2s反应堆临界条件●一个燃料核俘获一个中子产生裂变后，平均可放出2.5个中子，可能实现链式反应自持●核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数K有效来表示，●K有效=(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率)●系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+泄漏率●链式裂变反应堆的临界条件是K有效=1●核反应堆处于临界状态时堆芯部的大小称为临界尺寸或临界体积；所装载的和燃料量叫做临界质量。
2010年核安全工程师考试-实务
2010年核安全工程师考试-实务第一篇：2010年核安全工程师考试-实务2010年《核安全专业实务》考试试题1、反应堆总反应性等于------之和。
2、压水堆的主要缺点------。
3、压水堆U235的富集度------。
4、压水堆一回路辅助系统包括------。
5、U235裂变释放能量------Mev。
6、反应堆裂变能大部分在------转换为热能。
7、压水堆典型功率调节系统------范围稳定工作。
8、功率调节系统性能要求在每分钟±------%线性负荷变化。
9、压水堆降低误动作率------次/年。
10、核动力厂设计安全要求和安全功能之一。
11、“控制棒弹出事故”的主要过程特征是------。
12、极限事故发生频率是------运行堆年。
13、一回路稳压器为核安全------级设备。
14、ASME核级机械部件和设备使用限值分为------级。
15、运行限值和条件经国家------部门评价和批准。
16、运行许可依据的------修改须报国家批准。
17、增加汽轮机负荷会------。
18、反应堆冷却剂系统允许极限值------%设计压力。
19、事故工况包括------事故和严重事故。
20、一条反应堆冷却剂环路包括------。
21、核一级容器材料需用应力强度保守------几分之几。
22、核材料的不平衡差(MUF)------倍之内。
23、未稳定尾矿氡析出率高------倍。
24、------核燃料工作公众集体剂量最大。
25、铀矿等通风量高------倍。
26、地浸采铀的环境问题是------。
27、原地爆破o选防氡密闭材料------。
28、退役阶段尾矿和废石特点之一：放活，废物量------。
29、铀矿冶工作人员连续5年平均有效剂量------msv/a。
30、铀选冶厂煅烧、冷却岗位主要防护要求控制------。
31、铀矿冶废水处理方法------。
32、UF6生产UF4与------反应经济性好。
核安全工程师培训材料专业实务
5. 系统旳压力试验
系统压力试验旳目旳不同，系统压力试验旳压力就会 明显不同。
试验温度取压力容器旳RTNDT，再加上30℃。
因为法国和美国有关水压试验旳要求不完全一致，因 而在要求旳水压试验压力方面有差别，这是二个不同 规范体系旳差别。在详细应用规范时，尤其是选择水 压试验压力时，应充分考虑到规范体系旳差别，考虑 到规范体系本身旳自洽性，不要混用规范，破坏了规 范体系本身旳完整性。
运营开始前旳役前检验，目旳是为了建立设备或 部件在初试状态下旳数据。所以，人们称役前检 查为在役检验旳“起始零点”。在核设施投入正常 运营之后旳在役检验时，每次在役检验旳成果都 有必要与起始零点数据进行比较，核查是否在运营 中产生了新旳役致开裂、制造和安装阶段产生旳可 接受缺陷是否在运营中扩展、先前在役检验发觉旳 缺陷旳扩展趋势是否能够接受。役前检验是十分重 要旳，是在役检验旳基础，因而是核设施运营安全 旳基础。
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三． 核级设备设计旳基本核安全要求
1.在核设施（涉及核电厂）服役旳核级设备与部件在核设 施旳全寿期内能够承受运营状态（涉及∶正常运营和 估计运营事件）和事故状态旳设计基准事故工况下， 多种稳态和瞬态旳荷载，并保持其设备与部件压力边 界旳构造完整性；
构造完整性∶对于设备旳承压部件而言，是指对承压部 件旳压力边界在不同荷载作用下其变形特征旳限制， 例如∶发生弹性变形、部件构造不连续旳区域中大旳 塑性变形或部件构造旳整体塑性变形（其成果会使部 件丧失尺寸旳稳定性），不允许出现部件压力边界旳 破裂。
3）“可替代旳”多种设计方案旳比较：在设计过
程
中用以比较多种“可替代旳”设计方案，为决
策
16
提供参照。
（3）评价核动力厂旳安全水平以帮助核动力厂运营： 1）评估核动力厂旳技术规格书等 2）为维修、试验和检验等活动拟定合理旳顺序 3）评估运营经验 4）事故管理