注冊核安全工程師考試知識點大全2024核物理基礎1.原子結構原子由原子核和核外電子組成，原子核由質子和中子構成。質子帶正電荷，中子不帶電，電子帶負電荷。原子序數\(Z\)等于質子數，質量數\(A\)等于質子數與中子數之和。例如，氫原子\(^1_1H\)，其原子序數\(Z=1\)，質量數\(A=1\)，表示原子核內有\(1\)個質子，無中子。2.放射性衰變-α衰變：原子核放出一個α粒子（氦核\(^4_2He\)）而發生的衰變。衰變方程為\(_{Z}^{A}X\rightarrow_{Z-2}^{A-4}Y+_{2}^{4}He\)。例如，鐳-226的α衰變：\(_{88}^{226}Ra\rightarrow_{86}^{222}Rn+_{2}^{4}He\)。-β衰變：包括β-衰變、β+衰變和電子俘獲。β-衰變是原子核內的一個中子轉變為一個質子，同時放出一個電子和一個反中微子，方程為\(_{Z}^{A}X\rightarrow_{Z+1}^{A}Y+_{-1}^{0}e+\bar{\nu}\)；β+衰變是原子核內一個質子轉變為一個中子，同時放出一個正電子和一個中微子；電子俘獲是原子核俘獲一個核外電子，使一個質子轉變為一個中子和一個中微子。-γ衰變：通常是伴隨α衰變或β衰變發生的，原子核從激發態向低能態躍遷時放出γ光子。3.放射性活度放射性活度\(A\)表示單位時間內發生衰變的原子核數，單位是貝克勒爾（\(Bq\)），\(1Bq=1\)次衰變/秒。舊單位是居里（\(Ci\)），\(1Ci=3.7\times10^{10}Bq\)。4.半衰期半衰期\(T_{1/2}\)是指放射性核素的原子核數目衰變掉一半所需要的時間。它與衰變常數\(\lambda\)的關系為\(T_{1/2}=\frac{\ln2}{\lambda}\)。例如，碘-131的半衰期約為\(8.04\)天，經過\(8.04\)天，碘-131的原子核數目將減少一半。輻射防護基礎1.輻射劑量學-吸收劑量：\(D\)表示單位質量受照物質吸收的輻射能量，單位是戈瑞（\(Gy\)），\(1Gy=1J/kg\)。它是描述輻射對物質作用的物理量。-當量劑量：\(H_T\)是考慮了不同類型輻射的生物效應差異而引入的劑量學量，\(H_T=\sum_{R}w_RD_{T,R}\)，其中\(w_R\)是輻射權重因子，\(D_{T,R}\)是器官或組織\(T\)接受的輻射\(R\)的平均吸收劑量。單位是希沃特（\(Sv\)）。-有效劑量：\(E=\sum_{T}w_TH_T\)，\(w_T\)是組織權重因子，用于衡量不同組織或器官對輻射的相對敏感性。有效劑量是一個用于評估全身受到非均勻照射時輻射危害的劑量學量。2.輻射防護原則-實踐的正當性：任何涉及輻射的實踐都應當有正當的理由，即該實踐帶來的利益應當大于所付出的代價，包括輻射危害的代價。-防護的最優化：在考慮經濟和社會因素的條件下，使輻射照射保持在可合理達到的盡量低的水平（ALARA原則）。-個人劑量限值：對個人受到的輻射劑量進行限制，以確保個人的健康和安全。例如，職業照射的年有效劑量限值為\(20mSv\)（平均每年），公眾照射的年有效劑量限值為\(1mSv\)。3.外照射防護-時間防護：盡量減少受照時間。例如，在放射性工作場所，工作人員應熟練操作，減少在輻射場中的停留時間。-距離防護：增大與輻射源的距離。因為輻射劑量率與距離的平方成反比，距離增加一倍，劑量率將降低為原來的四分之一。-屏蔽防護：根據輻射類型選擇合適的屏蔽材料。對于α射線，一張紙就可以屏蔽；對于β射線，常用鋁等輕材料屏蔽；對于γ射線和X射線，常用鉛、混凝土等重材料屏蔽。4.內照射防護-防止放射性物質進入體內：采取密閉操作、通風換氣、佩戴個人防護用品（如口罩、手套等）等措施，防止放射性物質通過吸入、食入、皮膚吸收等途徑進入體內。-減少體內放射性物質的滯留：一旦放射性物質進入體內，可采用促排等方法，加速其排出體外。例如，對于體內的放射性碘，可服用穩定性碘片，減少甲狀腺對放射性碘的吸收。核反應堆工程1.反應堆類型-壓水堆（PWR）：以輕水（普通水）作為冷卻劑和慢化劑，采用壓力容器來承受高壓。壓水堆的優點是技術成熟、安全性高、功率密度大。例如，我國的大亞灣核電站、嶺澳核電站等都采用壓水堆技術。-沸水堆（BWR）：同樣以輕水作為冷卻劑和慢化劑，但水在反應堆內直接沸騰產生蒸汽。與壓水堆相比，沸水堆系統相對簡單，但存在放射性物質隨蒸汽泄漏的風險。-重水堆（PHWR）：用重水（\(D_2O\)）作為慢化劑，可采用天然鈾作為燃料。重水堆的優點是可以直接利用天然鈾，燃料循環成本較低。-高溫氣冷堆（HTGR）：以氦氣作為冷卻劑，石墨作為慢化劑，采用耐高溫的包覆顆粒燃料。高溫氣冷堆具有固有安全性高、出口溫度高的特點，可用于發電、供熱、制氫等。2.反應堆堆芯堆芯是反應堆的核心部分，由燃料組件、控制棒組件、慢化劑、冷卻劑等組成。燃料組件通常由多個燃料棒組成，燃料棒內填充有核燃料（如二氧化鈾）。控制棒用于控制反應堆的反應性，通過吸收中子來調節反應堆的功率。3.反應堆熱工水力-冷卻劑的流動：冷卻劑在反應堆內循環流動，將反應堆產生的熱量帶出。冷卻劑的流動方式有自然循環和強迫循環兩種。自然循環是依靠冷卻劑的密度差產生的浮力驅動流動；強迫循環則是通過泵來驅動冷卻劑流動。-傳熱過程：反應堆內的傳熱過程主要包括燃料元件內的導熱、燃料元件與冷卻劑之間的對流換熱以及冷卻劑與蒸汽發生器或其他熱交換設備之間的傳熱。4.反應堆安全系統-緊急停堆系統：當反應堆出現異常情況時，能夠迅速將控制棒插入堆芯，使反應堆緊急停堆，終止鏈式反應。-余熱排出系統：在反應堆停堆后，仍會產生余熱，余熱排出系統的作用是將這些余熱及時排出，防止堆芯過熱。-安全注射系統：在發生失水事故時，向堆芯注入大量的水，以保證堆芯的冷卻，防止堆芯熔化。核燃料循環1.前端循環-鈾礦開采：從自然界中開采含鈾礦石。常見的開采方法有露天開采、地下開采和原地浸出開采等。-鈾礦石加工：將開采出來的鈾礦石進行破碎、磨礦、浸出、萃取等工藝，提取出鈾濃縮物（黃餅）。-鈾濃縮：將天然鈾中的鈾-235豐度提高到適合反應堆使用的水平。常用的濃縮方法有氣體擴散法、離心法等。-燃料元件制造：將濃縮后的鈾制成二氧化鈾粉末，再經過壓制成型、燒結等工藝制成燃料芯塊，最后將燃料芯塊裝入包殼管，制成燃料棒，進而組裝成燃料組件。2.反應堆運行核燃料在反應堆內發生鏈式裂變反應，釋放出大量的能量。在運行過程中，需要對反應堆的功率、溫度、壓力等參數進行實時監測和控制，以確保反應堆的安全穩定運行。3.后端循環-乏燃料貯存：從反應堆中卸出的乏燃料含有大量的放射性物質，需要在專門的乏燃料貯存設施中進行短期貯存，使其放射性和余熱降低。-乏燃料后處理：通過化學方法將乏燃料中的鈾、钚等可回收物質分離出來，進行再利用，同時處理剩余的高放廢物。-放射性廢物處置：對于無法再利用的放射性廢物，根據其放射性水平和半衰期的不同，采用不同的處置方式。低、中放廢物一般采用近地表處置，高放廢物則需要進行深地質處置。核設施安全1.核設施選址核設施選址需要考慮地質、地震、水文、氣象、人口分布等多方面因素。選址應盡量避免在地震活動頻繁、地質不穩定、洪水泛濫等地區，同時要保證與人口密集區有足夠的安全距離。2.核設施設計核設施的設計應遵循縱深防御原則，設置多道安全屏障，如燃料芯塊、包殼、一回路壓力邊界、安全殼等，以防止放射性物質泄漏。同時，要采用冗余設計和多樣性設計，提高系統的可靠性。3.核設施運行安全管理-運行人員培訓：對核設施的運行人員進行嚴格的培訓和考核，確保其具備必要的專業知識和技能，能夠正確操作和維護核設施。-運行監測與維護：建立完善的運行監測系統，實時監測核設施的各項參數，及時發現和處理異常情況。定期對核設施進行維護和檢修，確保設備的正常運行。-應急管理：制定核設施應急預案，明確應急響應的組織機構、職責、程序和措施。定期進行應急演練，提高應對核事故的能力。4.核設施退役核設施退役是指核設施停止運行后，采取一系列措施將其恢復到對環境無害的狀態。退役過程包括去污、拆除、廢物處理和處置等環節。退役方案應根據核設施的類型、規模和實際情況制定。核安全法規與標準1.國際核安全法規與標準國際原子能機構（IAEA）制定了一系列核安全法規和標準，如《核安全公約》《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全公約》等，為全球核安全提供了基本框架和指導原則。2.我國核安全法規體系我國的核安全法規體系包括法律、行政法規、部門規章和標準等多個層次。《中華人民共和國核安全法》是我國核安全領域的基本法律，對核設施安全、核材料和放射性廢物安全等方面做出了全面規定。3.核安全標準核安全標準是核安全法規的具體技術支撐，涵蓋了核設施設計、建造、運行、退役等各個環節的技術要求和規范。例如，GB/T系列標準對核電廠的設計、建造和運行等方面進行了詳細規定。50道練習題1.原子由（）和核外電子組成。A.質子B.中子C.原子核D.夸克答案：C2.鐳-226發生α衰變后生成的核素是（）。A.氡-222B.釙-218C.鉛-214D.鉍-210答案：A3.放射性活度的單位是（）。A.戈瑞B.希沃特C.貝克勒爾D.居里答案：C4.碘-131的半衰期約為（）。A.8.04天B.3.82天C.5.27年D.28.1年答案：A5.吸收劑量的單位是（）。A.戈瑞B.希沃特C.貝克勒爾D.拉德答案：A6.當量劑量考慮了（）的差異。A.不同類型輻射的能量B.不同類型輻射的生物效應C.不同組織或器官的敏感性D.輻射的劑量率答案：B7.有效劑量是用于評估（）時輻射危害的劑量學量。A.全身均勻照射B.全身非均勻照射C.局部照射D.外照射答案：B8.外照射防護的三原則不包括（）。A.時間防護B.距離防護C.屏蔽防護D.劑量限制防護答案：D9.對于γ射線，常用的屏蔽材料是（）。A.紙B.鋁C.鉛D.塑料答案：C10.內照射防護的關鍵是（）。A.防止放射性物質進入體內B.減少體內放射性物質的滯留C.增強身體免疫力D.佩戴個人防護用品答案：A11.壓水堆以（）作為冷卻劑和慢化劑。A.輕水B.重水C.氦氣D.液態金屬鈉答案：A12.沸水堆與壓水堆的主要區別在于（）。A.冷卻劑不同B.慢化劑不同C.水在反應堆內是否直接沸騰產生蒸汽D.反應堆的功率不同答案：C13.重水堆采用（）作為慢化劑。A.輕水B.重水C.氦氣D.石墨答案：B14.高溫氣冷堆以（）作為冷卻劑。A.輕水B.重水C.氦氣D.液態金屬鈉答案：C15.反應堆堆芯中用于控制反應性的是（）。A.燃料組件B.控制棒組件C.慢化劑D.冷卻劑答案：B16.冷卻劑在反應堆內的流動方式有（）。A.自然循環和強迫循環B.層流和湍流C.單相流和兩相流D.穩態流和非穩態流答案：A17.反應堆內的傳熱過程不包括（）。A.燃料元件內的導熱B.燃料元件與冷卻劑之間的對流換熱C.冷卻劑與蒸汽發生器之間的輻射換熱D.冷卻劑與其他熱交換設備之間的傳熱答案：C18.反應堆的緊急停堆系統的作用是（）。A.調節反應堆的功率B.排出反應堆的余熱C.終止鏈式反應D.向堆芯注入水答案：C19.余熱排出系統的作用是（）。A.在反應堆正常運行時排出熱量B.在反應堆停堆后排出余熱C.在發生失水事故時向堆芯注水D.控制反應堆的反應性答案：B20.安全注射系統在（）時起作用。A.反應堆正常運行B.反應堆停堆C.發生失水事故D.反應堆功率波動答案：C21.鈾礦開采的方法不包括（）。A.露天開采B.地下開采C.原地浸出開采D.海水提鈾答案：D22.鈾礦石加工的產物是（）。A.鈾濃縮物（黃餅）B.二氧化鈾粉末C.燃料芯塊D.燃料組件答案：A23.常用的鈾濃縮方法有（）。A.氣體擴散法和離心法B.化學分離法和離子交換法C.萃取法和沉淀法D.電解法和熱擴散法答案：A24.燃料元件制造的最后一步是（）。A.壓制成型B.燒結C.裝入包殼管D.組裝成燃料組件答案：D25.核燃料在反應堆內發生的反應是（）。A.核聚變反應B.核裂變反應C.放射性衰變D.核合成反應答案：B26.乏燃料貯存的目的是（）。A.使放射性和余熱降低B.進行再處理C.直接處置D.提取可回收物質答案：A27.乏燃料后處理的主要目的是（）。A.處理高放廢物B.提取可回收物質C.降低放射性水平D.減少廢物體積答案：B28.低、中放廢物一般采用（）處置方式。A.深地質處置B.近地表處置C.海洋處置D.太空處置答案：B29.高放廢物需要進行（）處置。A.深地質處置B.近地表處置C.海洋處置D.太空處置答案：A30.核設施選址需要考慮的因素不包括（）。A.地質B.地震C.人口分布D.經濟發展水平答案：D31.核設施設計的縱深防御原則設置的安全屏障不包括（）。A.燃料芯塊B.包殼C.蒸汽發生器D.安全殼答案：C32.核設施運行人員需要進行（）。A.嚴格的培訓和考核B.定期的身體檢查C.心理輔導D.以上都是答案：D33.核設施運行監測系統的作用是（）。A.實時監測核設施的各項參數B.及時發現和處理異常情況C.確保設備的正常運行D.以上都是答案：D34.核設施應急預案應明確（）。A.應急響應的組織機構B.職責C.程序和措施D.以上都是答案：D35.核設施退役過程不包括（）。A.去污B.拆除C.新建D.廢物處理和處置答案：C36.國際原子能機構制定的核安全法規和標準不包括（）。A.《核安全公約》B.《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全公約》C.《中華人民共和國核安全法》D.《核材料實物保護公約》答案：C37.我國核安全法規體系的層次不包括（）。A.法律B.行政法規C.地方性法規D.部門規章和標準答案：C38.《中華人民共和國核安全法》是我國核安全領域的（）。A.基本法律B.行政法規C.部門規章D.標準答案：A39.核安全標準是核安全法規的（）。A.具體技術支撐B.