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注册核安全工程师——笔记

7月3日

第一章核物理

三、辐射探测的原理和主要的辐射探测器

辐射探测器的定义：利用辐射在气体、液体或固体中引起的电离、激发效应或其他物理、化学变化进行核辐射探测的器件称为辐射探测器。

辐射探测的基本过程：

1、辐射粒子射入深测器的灵敏体积。

2、入射粒子通过电离、激发或核反应等过程而在探测器中沉积能量。

3、探测器通过各种机制将沉积能量转换为某种形式的输出信号。

类型：气体探测器、闪烁探测器、半导体探测器

入射带电粒子通过气体时在通过的径迹上生成大量的自由电子和离子组成的离子对和激发分子。入射粒子直接产生的离子对称为初电离。初电离产生的高速电子（称ξ电子）足以使气体产生的电离称为次电离。总和称为总电离。

带电粒子在气体中产生一离子对所需的平均能量W称为电离能。对不同的气体W大约在30eV上下。

半导体探测器：电离能3eV

气体探测器：电离能30eV

闪烁探测器：电离能300eV

第四节原子核反应

核反应分类：(1)按出射粒子分类：

1)对出射粒子和入射粒子相同的核反应称为散射，又可以分为弹性散射与非弹性散射。

2)对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为γ射线时称为辐射俘获。

(2)按入射粒子分类：

1）中子核反应：最重要的是热中子辐射俘获(n,γ)，很多人工放射性核素通过此反应制备，如60Co

2）荷电粒子核反应。

3）光核反应。

二、核反应及其阈能

反应能Q=（Bb+BB）-(Ba+BA)

核反应阈能Tth：对吸能反应而言，能发生核反应的最小入射粒子动能Tα称为核反应阈能Tth。

阈能Tth与反应能Q的关系：Tth=(mα+mA)/mA*|Q|

三、核反应截面和产额

1、核反应截面：一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。其量纲为面积，常用单位为“靶恩”b=10-28m2

2、已知截面即可求核反应的产额，入射粒子在靶体引起的核反应数与入射粒子数之比

第五节核裂变及核能的利用

裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%，瞬发中子的能谱N（E）和每次裂变放出的平均中子数V，是重要的物理量。

第一节辐射源种类

一、天然辐射源

宇宙射线、宇生放射性核素(3H、14C、7Be、22Na等贡献较大)、原生放射性核素(1、有衰变系列-铀系238U、232Th 2、无衰变系列--40K、87Rb)

二、人工辐射源（包括核试验落下灰等）

1、核设施：反应堆辐射源235U，重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出200MeV的能量

反应堆正常的辐射源有γ辐射源和中子源

γ辐射源瞬发裂变γ射线（在屏蔽计算中往往以平均能量2.5MeV考虑）、裂变产物放出的缓发γ射线(235U 每次裂变大约有6.65MeV的γ能量在衰变1s后由裂变产物放出，γ射线能量大部分在2Me5V以下，平均是0.7MeV)、其他γ射线（辐射俘获(6-MeV在屏蔽计算中要考虑)、非弹性散射）。

中子源

裂变中子（瞬发）（平地均2MeV）、缓发中子(能量较低)

在使用反应堆辐射源时，应该把γ射线的效应和各种中子的效应都加以考虑。

后处理主要内容有：

（1）除掉反应堆运行中逐渐积累，在运行中起毒化作用（使中子损失增大）的裂变产物

（2）回收未燃烧的燃料

（3）回收生成的可裂变物质（如钚）

核技术的应用：

A、α放射源：主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器。210Po，238Pu,239Pu,241Am,235U,238U。

B、β放射源：屏蔽β射线应选用低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）以减少韧致辐射、外面再用高原子序数的材料屏蔽韧致辐射和其他γ光子。

C、低能光子源：利用发射低能γ射线和X射线的放射性核素，或利用β辐射体与靶物质产生的韧致辐射制成的源。主要用于厚度计、密度计、X射线荧光分析仪。55F、57Co、125I、238Pu、241Am、244Cm

D、γ放射源：主要防止外照射。活度小于50MBq(大约=1.5mCi)的γ源，一般可利用时间防护和距离防护。

E、中子源：中子的贯穿能力很强，使用中子源时应着重外照射的防护，一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质，将快中子慢化，然后用吸收截面大的物质（如锂、硼等）吸收慢中子。同时在屏蔽中子的同时还要注意对γ射线的屏蔽。所以对中子源的屏蔽要进行混合屏蔽。

非密封源

（A）工作场所分级

在防护条件相同的条件下，操作的放射性活度（操作量）越大，可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。

放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量（Bq）与该核素毒性线别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。

射线装置：X射线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置

第二节反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识

放射性同位素活度

C=σφmPN A/A(1-e-λt)

σ-生成放射性同位素的反应截面φ-靶子辐照处的中子注量率 m-靶元素的重量 P-稳定同位素的丰度

第四节放射性同位素应用中的辐射安全问题

1、对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降低至低于400MBq之前不得出院。

2、使β放射源做敷贴器，容器内壁应为塑料或有机玻璃等轻质材料，用以屏蔽β粒子，外壁用铅或铸铁屏蔽韧致辐射。由于敷贴器容易接触人体，应特别注意检查源是否泄露。

3、镭最早在医疗中广泛使用的放射性核素，但镭的毒性大，属于极毒组，其衰变产物氡是放射性气体，易泄露，应以其他（60Co、137Cs、192Ir）来代替。

4、中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。通常先用重物质（如铁、铅等）通过非弹性散射将快中子慢化到低能中子，再用含氢材料（如聚乙烯、石蜡等）通过弹性散射将中子进一步慢化到热中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、镉）吸收热中子。另外，由于热中子具有价廉、坚固因此在结构屏蔽中广泛应用。

核燃料循环设施：

铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工：

地下开采都必须具备有六大系统：通风系统、提升运输系统、供排水系统、安全供电系统、通迅系统，此外，还有辐射防护体系和应急救险保障体系。

独居石及钍矿砂主要用露天采矿法开采，但也有少数钍矿石在井下开采。

铀钍矿的采矿工艺流程为：辐射取样编录--γ测量--采矿设计--凿岩爆破--矿石检查---放射性分选---运输出渣和三废处理。

铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。

铀尾矿库的抗御洪水的级别比有色及冶金行业的高一个等级，最少要按百年一遇的洪水设计、千年一遇的洪水校核

分离功：一种仅用于浓缩铀的度量单位，把一定的铀富集到一定的铀-235丰度所需投入的工作量叫分离功（SWU）。生产1t丰度为3%的浓缩铀约4.3tswu以及5.5t天然铀。浓缩过程中剩下4.5t贫化铀。其铀-235丰度下降到0.2%左右，一般无工业应用价值。

5种核反应堆的基本特征：

包括压力容器、蒸气发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

快中子堆：简称快堆。是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。

第三章辐射防护

1、熟悉辐射对人体的效应（确定性效应、随机性效应、遗传性效应等）

2、熟悉常用辐射量、单位及其计算方法（照射量、吸收剂量/率、剂量当量/率等）

3、掌握放射性物质的防护监测（个人和工作场所）

4、熟悉实践干预的基本概念。

5、熟悉辐射防护的目的和安全目标。

6、掌握辐射防护的基本原则（正当性、限值、优化）及其实施。

7、熟悉控制辐射危险的基本方法（包括内照射和外照射）。

8、掌握辐射源安全和保安的要求和措施。

9、掌握辐射防护的标准和限值。

10、熟悉应急准备的要求。

1、天然辐射源按其起因分为三类：宇宙辐射、宇生核素、原生核素

2、天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为107人·SV

3、照射可以分为正常照射或潜在昭射；也可以分为职业照射、医疗照射和公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。

4、根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机效应和确定性效应两类。

5、在辐射防护中把随即性效应与剂量的关系简化地假设为“线性”、“无阈”

6、从慎重的观点出发，一般认为在已有的人体细胞中，基因的自然性的突变基本上是有害的。

7、使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（0.1-1）Gy，代表值为0.7G y

8、辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位。

9、比释动能K，

10、外照防护的基本原理：减少或避免射线从外部对人体的照射。

11、时间防护、距离防护、屏蔽防护。外照射防护三要素。

12、照射量X是个历史悠久，变化较大的一个辐射量。X=dQ/dm，单位：C/kg，过去照射量的单位是伦琴，符号为R。1R=2.58*10-4现有的技术条件下，能被精确测量照射量的光子的能量限于10kev-3MeV范围以内。在辐射防护中上限可扩大到8MwV。

13、比释动能K=dεtr/dm。dεtr是不带电粒子在质量为dm的物质中释放出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值，它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。单位是J/kg，专门名称是Gray，1Gy=1j/kg

14、吸收剂量D：单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。D=dε/dm

dε是电离辐射授予质量为dm物质的平均能量历史上曾用过拉德rad作为比释动能和吸收剂量的专用单位。1rad=0.01Gy

15、当量剂量：相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护中用了当量剂量这个词。

Ht=∑Wr*Dt,r Wr是辐射权重因子Dt,r是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收量。

16、有效剂量E=ΣWt*Ht Ht是器官或组织T的当量剂量Wt是器官或组织T的组织权重因子Wt=T器官组织或接受1Sv照射时危险度/全身接受1Sv均匀照射时总危险度

17、待积当量剂量：某一特定器官或组织接受当量剂量率在时间t内的积分。

18、待积有效剂量：待积当量剂量经Wt加权处理后的总和。

19、集体当量剂量与集体有效剂量

20、实践：它是指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现在照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

21、干预：

22、导出空气浓度：假定参考人员工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min，辐射工作人员1年工作50w，每周工作40h，因此1a总计工作2000h，在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4*103m3，于是导出空气浓度DAC=放射性核素的年摄入量限值。

23、具体监测有四个领域：个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。辐射防护监测可分为常规监测、操作监测、特殊监测。

24、ICRU（国际辐射单位与测量委员会）：建议用一个密度为1g/cm3、直径为30cm的组织有效球作为人体躯干的模型。

25、工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。常用的方法有过滤法、冲击法、向心分离法等。

26、用于工作场所的监测仪器从测量方法上大体可分为三种：瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器、γ谱仪。用于瞬时剂量率测量的仪器有电离室、GM计数管、闪烁剂量率仪等。

1、应急管理的方针是“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”。

第四章流出物和环境放射性监测

1、本底调查：对指定范围内的放射性背景值进行测量分析以及基于评价目的而对其他相关资料进行收集的活动。

2、环境放射性本底调查按目的分为两类：1）大范围的环境放射性本底普查（获取平均值）2）针对特定核与辐射设施周边地区开展的调查。（为其管理服务）

3、核电厂首次装料前2年以上的本底调查。

4、对于核设施：本底调查范围一般以设施为中心，半径几十公里范围内。(取决于规模和周边条件，大小不一)。

5、原生放射性核素主要有：232Th、238U、235U系。

7、流出物：特指实践中源所造成的以气体、气溶胶、粉尘或液体等形态排入环境的，通常情况下，可在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。这种排放必须是经过批准的。由于流出物是一种放射性废物的形式。同时又是放射性废物的一种处置方式。因此，对于流出物的管理和控制既要遵循放射性废物管理的基本原则，又要执行放射性废物处置的相关要求。

8、各种人工辐射源所致公众年有效剂量为1mSv。在辐射防护领域称为约束剂量（<0.3mSv），是一个与源相关的量，对于一个特定的辐射源，用来控制流出物排放的剂量不能大于这种约束剂量。

9、关键人群：具备以下几个条件1）受到辐射照射最大2）饮食及生活习性相近3）人数从几个到几十人。

流出物排放的首要原则是使关键人群组1a所接受的辐射照射剂量不超过审管部门批准的约束剂量，亦即使公众得到充分保护。

年排放量限值：次级标准。年有效剂量：基本标准。

推导出一组排放量限值，保证在各种不利因素下，满足这组排放限值就一定可以保证前述论述的约束剂量不会超过的前提下，这组年排放量数据就可以作为流出物排放控制的次级标准。

最优化是辐射防护体系的重要组成部分。它的基本含义是：首先要满足剂量标准，遵守年排放量限值，执行总量控制要求使公众得到保护，但这还不够，应努力使排放量减少。

流出物排放原则：剂量控制充分保护公众安全、年排放量实行总量控制、实行最优化政策。对于核与辐射设施流出物排放除应遵守上面三个原则之外，还应遵循可核查性原则。可核查性包括对流出物经液、气途径排放时有监测数据，有详细记录；审管部门可监控及验证排放情况；对已往的排放资料，可以追溯复查。

核与辐射设施流出物排放的管理要求包括申报批准，拥有足够能力的净化及处理设施或设备；有专设的流同物排放渠道；对排放进行监测；不满足要求需返回处理设备；对液体流出物实行槽式排放；实践中总结经验不断提高控制水平，逐步减少排放量。

申报与批准：对于核与辐射设施的流出物排放都需经过审管部门批准，对于像核电站这类大型核设施，需要在首次装料前向国家环保总局提出申请年排放量限值。原则上讲，申报的数值不能大于历次环境影响报告书中给出的排放源项。审管部门经技术审评认为满足相关要求后发文正式批准。

流出物的监测：

1）估算年排放总量

2）检验“三废”治理设施的运行效能

3）及时发现偶然误排

4）在万一发生事故时判断事故排放量

5) 对放射性液体流出物实行槽式排放

6）为设施运行时环境影响评价提供辐射源项

7）改善公共关系

8）在排放前贮存在贮存容器中

9）贮存容器的容量足够大并应有备10）用容器

11）在排放前对容器中的放射性进行取样分析，12）分析合格经批准后主可排放

13）在排放中，对液体排放量有计量设备

16）万一监测不合格，应可返回净化系统进行净化处理。

第五章核与辐射安全的概念

“安全文化”是在总结前苏联切尔诺贝利严重事故中人为因素的基础上为确保核电厂安全生产而提出的一种系统且完整的管理概念，后经国际原子能机构（IAEA）的不断完善和提高，在整个核领域中作为一项基本管理原则。

1、安全文化的定义：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，即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。

2、安全文化原则：价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体，提出这些方面的目的是在立法要求和监管要求之外保持一个增增强安全的自我约束的方法。

3、安全文化特性：1）安全第一的思想2）主动精神3）有形导出

4、核安全文化的作用：人的失误和人的违章统称为“人因错误”，核电站50%以上的安全重大事故的主要原因是人因错误。

5、安全文化的组成：1）体制 2）个人的响应（一方面的减少或防止人为的错误，另一方面充分发挥人的积极影响）

6、各阶层的职责和作用：

决策层：“关键在于领导”，并要当众宣布其承诺来表明本单位在社会责任方面的立场和在安全方面的坦诚意愿，确保核安全是营运单位董事会议上的重要议题。

管理导：明确责任分工、负责安全工作的安排和管理、对人员资格审查和安排培训、掌握奖励和惩罚以及监察、审查和对比安全管理体系的工作状态，并做出承诺以自己的行动和要求促进职工们的安全素养，确保职工们能按确定的框框办事并从中获益。

个人的响应：善于探索的工作态度、严谨的工作方法、互相交流的工作习惯。

四、行业文化

INSAG-4附录中提出了“安全文化指标”，分别对政府及其部门、营运单位、研究单位、设计单位的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要标

营运单位对安全负责具体分为公司和核电站两个层次

第三节核安全文化的发展阶段及弱化识别

1、核安全文化的发展阶段：从开始的被动接受、单位的自身要求加以达到、再到人人主动加以完善

2、识别安全文化弱化征兆的方法：

1）组织问题：a解决问题不恰当 b观念狭隘 c开放性差

2）管理问题：a纠正行为不力 b难题的解决模式不佳 c程序的不完善 d分析和改正问题的质量差 e独立安全审评的不足或失效f真实性不符 g违章 h反复申请不执行管理要求

3）雇员问题

过长的工作时间、未受过适当培训的人数比例偏高、在使用适合的有资格的和有经验的人员方面出现失误、对工作的理解差、对承包人的管理差

4）技术问题

例如：技术方面的记录和存档材料贫乏或缺乏管理，设备维修不及时，对安全事件的收集、监督和处理不当，自我检查和自我评价体制不健全等等。

第四节安全文化的评价方法

1、安全文化的评价有三种方式：单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价、二者结合的评价

不管哪种方式的评价都按照IAEA的ASCOT导则的规定内容进行，称为ASCOT评价方法

按照ASCOT评价方法，安全文化评价组对安全文化的评价是从最初的全厂巡视和文件检查的安排开始的1、全厂巡视：出入控制（效率和有效性）、工厂的一般状况（泄露、照明、标牌）、厂房管理（垃圾及储存区域、清洁程度）、防护设备的使用（戴安全帽、剂量胶片盒、警告标志）、控制室工作人员（警惕性、工作态度）、规章和手册的可用性（控制室和核电厂范围）

文件检查：电厂日志与相关文件、运行与维修记录、未解决的电厂缺陷与文件修改数量、对重大安全相关活动的培训计划、公司一级的安全政策有效性、安全政策与安全文化概念的一致性、电厂关于规程和遵守规程的政策、明确重要安全责任的文件、组织机构图、公司一级安全审查机构的设立和其活动的记录与电厂管理层参与的情况

2、个别访谈：安排与工作人员的个别交谈和进行讨论，也可以采用调查问卷的形式，集中在对集体和个人的态度及与安全文化相关的问题上。安全文化评价组对所有方面进行评价。通过个别访谈过就能得出安全文化的主要评价和基本结论。

3、IAEA安全文化评价组提供的咨询和支援服务可有四种方式：标准的ASCOT研讨会、扩大的ASCOT研讨会、对自我评价的支援和ASCOT审评。

第五节培育安全文化的良好实践

安全文化的特殊性实践

安全文化的理念可以在下述活动中得到充分的应用：1、预测风险分析。2、将错误作为学习的机会。3、事件的深入分析。4、加强学习能力。5、适合安全文化的监管途径与内容。6、提高雇员对安全文化的贡献。

7、承包商的积极参加。8、加强安全问题与公众的联系。9、自身评价。10、综合安全评价。11、制定安全绩效指标。

培育安全文化的步骤：

1）要制定安全文化导则文件。2）要使经理们了解到，为了达到良好的安全目标，员工的行为、态度和理想是十分重要的。3）要保持不断地向其他组织（国内外）学习的可能性。

简单看完了第三册，下面开始第四册的学习

第四册专业实务

第一章核反应堆（王秀清）

掌握核动力厂和其他反应堆设计/运行的基本要求

掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理（核动力厂首次装载核燃料的必要条件；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）

1、中子慢化主要依靠弹性散射。

2、俘获反应，中子被原子核吸收并放出伽玛射线。自然界中蕴藏丰富的钍元素转化为燃料铀233的过程。

3、裂变反应：核裂变是堆内最重要的核反应。铀-233、铀235和钚239和钚241易裂变燃料，而钍232、铀238只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为转换材料。

4、微观截面：ΔI=σNIΔX σ是比例系数，称为“微观截面”

5、靶：1靶=10-24cm2

下标： s 散射 e 弹性散射 in非弹性散射 f裂变俘获 r非裂变俘获 a吸收 t 总的作用截面

6、宏观截面：它是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。单位1/cm。举例说，某种材料的宏观吸收截面Σ=Nσ，核密度N单位是1/cm；N=(ρ/A)N0

某种材料的宏观截面Σa=0.25/cm，那么中子在其中穿过1cm，被该材料的原子核吸收的机会是0.25.

7、中子注量率：（又称中子通量密度或中子通量）φ=nV 其中n是中子密度，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行的速度

8、核反应率密度：R=Σφ用途：如知道了堆芯中核燃料的浓度和分布就可以算出堆芯的宏观裂变截面Σf；如果还知道了堆芯的中子注量率φ ,就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少次裂变瓜，进而可以算出堆芯的发热强度。可以使我们从宏观上了解核反应的强度。

9、截面随中子能量变化的规律：核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质，瓜反应截面随入射中子能量E变化的特性可以发现大体上存在三个区域，首先要是低能区E<1，中能区1

E>104EV

10、中子的慢化：低能中子引发燃料核裂变的“能力”大高于高能中子。然而，核裂变放出的都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV，要建造低能中子引发裂变的反应堆，就要让中子的能量降下来。

11、慢化剂的优劣：慢化能力、慢化比。

12、慢化能力：宏观散射截面与每次散射碰撞后中子损失能量的乘积。

13、慢化比：散射截面与吸收截面之比。

14、好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力还应具有大的慢化比。水慢化能力强，堆芯小，慢化比较小，要用浓缩铀做燃料。

15、逃脱共振吸收几率：裂变放出的高能中子（快中子）在慢化到低能的过程中，必然会经过中能阶段，中子慢化到这一能区时必然有一部分要被铀238核共振吸收，其余的中子继续慢化。在慢化过程中逃脱共振吸取的份额就称为逃脱共振吸收几率。

16、热中子：逃脱共振吸收的热中子通过散射反应继续慢化，当速度降到一定程度与周围达到热平衡，慢化过程就结束了。与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20摄氏度时热中子最可几速度是2200m/s，相应的能量是0.0253eV。

17、假设将能量为2MeV的中子慢化到1eV，那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞18次。对于水慢化时间 6*10-6s，裂变中子慢化为热中子后，还会继续在介质中扩散，直至被吸收，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。热中子的扩散时间一般在10-4~10-6s。

18、快中子的慢化时间和热中子的扩散时间越长，则中子在介质中慢化和扩散时越容易泄露出去。

1、 K=（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+系统内中子的泄露率。

2、 1MWd每天消耗的铀-235是1.23g。

3、转化比：CR=（易裂变核的平均生成率）/（易裂变核的平均消耗率）

4、堆内中子注量率分布与展平：方法：1）堆芯径向分区装载2）合理布置控制棒3）如果在中子注量率较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应富集度的可燃毒物。

5、控制棒分为三类：停堆棒、调节棒、补偿棒。

6、核反应堆的主要类型：

按照功能分类：研究试验堆、生产堆、动力堆。

按照中子能谱分类：快中子堆、中能中子堆、热中子堆。快中子堆中裂变是由平均能量约为0.25MeV的高能中子引起的。

按照冷却剂分类、按照核燃料分类（天然铀燃料堆、稍加浓燃料堆、加浓铀燃料堆）

在以发电为目的的核能动力领域：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）、快中子堆（LMFBR）

7、压水堆：冷却剂入口水温一般在290℃，出口水温330℃，堆内压力15.5Mpa；二回路的水280℃、6-7Mpa。

8、压水堆热效率33%，单堆功率130万kW，堆芯体积释热率由50MW/m3到100MW/m3

9、沸水堆：冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14%被变成蒸汽，为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽-水分离器和干燥器。沸水堆的控制棒由下方插入。

10、沸水堆特点：1、直接循环。2、工作压力可以降低，堆芯工作压力由压水堆的15Mpa左右下降到沸水堆的7Mpa左右，降低到了压水堆堆芯工作压力的一半。3、堆芯出现空泡，堆芯处在两相流的状态，在任

何情况下慢化剂反应性空泡系数均为负值，空泡的反应性负反馈是沸水堆固有特性，它可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率的分布，具有较好的控制调节性能。

11、沸水堆主要缺点：1、辐射防护和废物处理较复杂。2、功率密度比压水堆小（水沸腾后慢化能力减弱）。

12、重水堆与轻水堆核电站的区别：1、中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料2、比轻水堆更节约天然铀，不但能使用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆节约天然铀20%。3、可以不停堆更换核燃料。4、重水堆的功率密度低。5、重水费用占基建投资比重大。6、当发生失水事故时，轻水堆失水事故的后果可能会比重水堆严重。

13、高温气冷堆：用气体作为冷却剂，主要优点是不会发生相变，但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大，为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。

14、快中子堆：快堆堆芯与一般的热中子堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分，燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成，每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区，核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。

15、在快堆中，增殖比可达1.2-1.3，在重水堆和轻水堆中，相应的值（称之为转化比）仅分别接近0.8-0.6.钠冷快堆分为池式和回路式。

16、核燃料组件与核反应堆本体结构、一回路系统及主要设备、二回路系统及设备。

第四节反应性与反应性控制

1、裂变产物的产生与积累造成“中毒”和“结渣”效应。

2、温度效应：由于堆内温度的变化，影响各种材料的密度和截面，从而使K有效发生变化。

3、其它效应：如空泡效应、气泡效应。

4、氙毒：在几百种裂变产物中，对反应堆链式反应最大的是氙Xe135，它的半衰期短，随运行工况的变化而变化较大，其热中子吸收截面=2.7×106巴，吸收中子最多，因此直接影响堆的运行状态，为了与其它裂变产物相区别，称之为氙毒，反应堆中Xe135的产生有两种途径：1、由U235裂变直接产生。2、由裂变产物Te135经过两次β裂变产生（因为Te135到I135的半衰期较短）。

5、Xe135的增长和消失最后将达到一个平衡值，即所谓的平衡氙毒，平衡氙毒的浓度与稳定运行的中子注量率水平有关。功率高，中子注量率水平也高，平衡氙毒的浓度越大。

6、碘坑：因为I135的衰变引起K有效减少而称之为“碘坑”

7、由于碘坑中毒，反应堆停堆或降功率后，反应性继续下降，如果反应性的下降超过堆的后备反应性，反应堆就启动不起来而必须等待过了“碘坑”以后，待反应性开始回升到高于堆的后备反应性时方能启动。但这必须要等待相当长的时间（几十小时），为了争取延长反应堆的有效工作时间，防止掉入碘坑，一般争取检修工作抢在掉入碘坑几小时之前进行。

8、结渣：除了吸收截面较大并半衰期短的Xe135（有时也将Sm149也包括在内）外，其他裂变产物的产生均称之为“结渣”，都有一定的毒性，对K有效有一定的影响。

9、当提升或降低反应堆功率的时候要引起堆内温度发生变化，即使在正常稳定运行时，也可能由于外界的扰动引起温度的变化，由于燃料的温度升高会使燃料的中子共振吸收增加，即存在“多仆勒效应”。

10、把吸收体引入堆芯有以下三种方式：控制棒、可燃毒物、可溶毒物。

第五节堆内的释热与传热

重点第八节--第十二节

第二章铀（钍）矿与伴生放射性矿

（共提出23个重点，将在最后进行归纳）

要求：

熟悉铀（钍）矿与伴生放射性矿环境辐射水平的监测技术

掌握基本的降氡方法

掌握铀（钍）矿生产、退役的辐射防护标准

熟悉水冶厂的辐射防护和环境保护技术

1、铀矿工集体受照剂量约占整个核燃料循环总集体剂量的63.56%。

2、铀矿工业对环境公众的集体照射剂量约占整个核燃料循环对公众集体剂量的83.4%.

3、遵循辐射防护三原则：实践正当性、防护最优化、个人剂量限值

4、铀（钍）矿及伴生放射性矿辐射防护和环境保护原则：（1）铀（钍）矿及伴生放射性矿冶工业在新建、改建和扩建以及技术改造工程项目中，其防护和劳动卫生安全设施，以及三废治理环境保护设施必须与主体工程同时设计、同时施工、同时投产使用。

5、铀矿的总风量约比有色和冶金系统矿山高5-8倍（水冶高6-10倍）。

6、偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡效率可达70%，密闭可用PVC单面、双面维化布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固紧，其密闭阻风效果可达90%；防氡效果可达88%.

7、根据经验，一般矿岩析出率可达2-5Bq/m2s，未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高30%，比土壤氡析出率高200倍。

8、镭的测量方法：一般采用射气法，在含镭溶液中用氮气将原有的氡完全去除，将样品密封一定时间，新积累的氡与母体镭时间有如下关系。

9、钍的监测：中子活化、分光光度法。

10、α表面污染的监测：直接法、间接法（擦拭法、表面置样检查法）

重点

氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法

1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法

2、氡-222子体的监测：氡子体活度浓度的瞬时测量，典型的测量方法有季夫格劳法（通常称为三点法）和改进的季夫格劳法（通常称为三段法），氡子体的α潜能浓度瞬时测量，可通过采样后一镒α计数法测量。其典型的方法有库兹涅茨法、罗尔法和马尔柯夫法。

气球法：我国清华大学提出的测氡及子体方法，与双滤膜方法类似。

氡累计测量：常用的方法有：径迹蚀刻法、活性碳盒法、热释光法、静电收集法、液闪法等。

3、铀矿工个人剂量监测：监测方法：

（1）KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式）

（2）KF606矿工个人剂量计无源式

第六节基本的降氡方法

1、矿石氡射气系数f随矿石粒度的减小而增高，但当矿石粒度小到一定程度，或大到一定程度将趋近于某一定值。

2、矿石氡射气系数f随矿石含水率呈一个峰值形变化。

常规铀矿井降氡方法

具体有：1、通风降氡根据氡及氡子体的总析出量和浓度设计通风量；2、密闭氡源密闭废旧巷道和采空区喷涂防氡保护层。3、控制入风污染。4、排除矿坑水。5、正压通风。6、分区通风。7、清除堆积的铀矿石。铀矿通风的要求：

1、必须建立完善的通风系统。

2、通风设计：包括风量计算、风压分布、通风建（构）筑物设计，满足矿井防尘降氡要求。

3、选用科学合理的采矿工艺和防氡措施相匹配，满足标准要求。

4、根据生产发展和实际情况，及时调整矿进通风系统和网络。

5、控制矿井空气中积压项有害物浓度、特别是氡及氡子体浓度，符合正常生产需要。

6、偏氯乙烯共聚乳液（无毒）防氡效率75.7-80%

7、有条件时，尽可能采用压入式正压通风，以减少控制和少氡析出率。例如：当在负压通风时矿井氡析出率为22.2Bq/m2s，而在正压时为18.5Bq/m2s，可以使氡析出率减少3.7Bq/m2s。负压与正压差为1.3mmHg 环境辐射防护标准：

为了保护公众安全和健康，必须制定相应的氡及氡子体控制限值标准：

环境大气氡浓度限值：37Bq/m3

居住室内：氡浓度限值：200Bq/m3 (可生存，400要采取措施GB-18871)

控制环境氡的措施

1、其环境大气浓度应满足37Bq/m3及地表析出率控制限值0.74/m2s以下的要求。

2、凡拟建造民用住宅和公共建筑物的建筑材料的必须满足《建筑材料放射卫生防护标准》中铀镭含量不大于740Bq/kg

二、铀矿山、选冶厂生要的和常用的剂量限值和导出浓度限值标准：

1、铀矿冶工作人员剂量限值

1、铀矿冶工作人员剂量限值连续5年的平均有效剂量为20mSv/a，其中某1年有效剂量可控制到50mSv/a.

2、铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限值为：

氡：3.7Bq/m3

氡子体：6.4mJ/m3

粉尘：2mg/m3

铀选冶厂

氡：1.1Bq/m3

氡子体：1.6mJ/m3

处理后的废石场：

0.74Bq/m2s

3、矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度

矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于0.2mg/m3；0.1Bq/m3；0.5mJ/m3

4、工作面入网风流的粉尘、氡及氡子体控制浓度

矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于0.5mg/m3；1kBq/m3；3mJ/m3

第八节废石场及尾矿库的选址、运行以及关闭后的长期稳定性要求

1、按十字剪切强度计算，坝体安全系数降低到1.05以下，往往会造成垮坝事故的发生。

2、（1）退役（关闭）环境治理（处置目标）

（2）铀矿冶退役（关闭）治理（处置）技术政策：1、封闭（堵）2、覆土（回填）植被，对露天废墟和塌陷坑，在条件具备时，应尽可能采取废石回填的方法，减少地表废石量，以达到保护环境的目的。3、清洗去污。

铀矿冶设施退役（关闭）治理（处置）程序

主要有：前期准备、施工管理和竣工验收、工程移交和长期监护。

（1）前期准备：退役治理工程可研设计、环境影响评价、尾矿库安全分析以及相应的实验研究。

（2）施工管理：

(3)竣工验收：

我国铀矿冶设施退役（关闭）治理（处置）的主要研究工作及成果

选冶厂的防尘措施

湿式作业：铀矿物料一般加湿到7%-12%较为适宜。

铀选冶车间全面换气：由于空气中含有较高活性的铀微尘和长寿命的α气溶胶，因此车间内仍必须满足6-10次的换气次数要求。

工作结束后应在卫生通过间进行沐浴去污处理。一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上，污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污，其去污率可达70%以上。

β辐射：β射线与γ射线不同，它的强度与放射性物质的总量没有绝对关系，只与暴露面积有关，在黄饼生产岗位β粒子通量可达80β/cm2s，煅烧和结晶工段可达100β/cm2s，在无屏蔽个别情况下，如在检修各种罐体内部时，β粒子通量可高达4800β/cm2s.

在各种槽、塔、罐内部检修时，应注意β防护问题，尤其应戴防护眼镜，防止β射线对眼晶体的损伤。

γ防护措施：>1%品位时必须采用γ防护。

铀选厂废气的治理：

（1）建厂时应按防护规定要求合理选择厂址。（2）厂房内工艺设备应采取有效的密闭和通风净化措施，最大限度减少有毒、有害物质的外排量。（3）集中排放废气的烟囱必须按大气扩散规律，设计安全可靠的排放高度，防止在最不利的条件下，居民生活区地面有害物浓度满足国家标准要求。规程要高于最高屋脊3m。（4）加强对密闭通风设备运行的安全检查，保持密闭通风设备处于良好的运行状态，严格控制有害物的外排量。（5）加强对环境大气的监测，控制和保证环境大气不受污染。

铀水冶废水对环境的影响：水中铀对环境污染约为本底值5-10倍，最大为150倍，污染范围为几百米到几千米，水中镭污染为本底值1-5位，最大为24倍，污染范围为几十米到几百米，土中铀约为本底的1-3倍，最大为726倍，在灌溉范围内；土中总α为本底的1-7倍，最大为10倍。

铀水冶厂尾矿对环境的影响及治理措施

尾矿治理措施：铀水冶厂必须用石灰石乳中和，中和后的尾矿浆要集中储存在具有足够容积的尾矿库中长期存放。

尾矿库要作到防渗漏，有必要的汇洪设施，检查井，回水泵房。确保尾矿库安全，对尾矿库的渗漏情况和尾矿坝的安全稳定性进行长期观测和监护。

原地浸出工艺过程

原地浸出采铀是将溶浸液通过钻孔工程，从天然埋藏条件下的矿石中把铀金属溶解出来，而不必使矿石经过开采位移，集采、选、冶与一体的新型铀矿开采方法，简称原地浸出采铀。

不足：要加强对地下水的恢复。

堆浸废水处理方法：

1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质（沉淀）。

2、废水除镭的方法：二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法。

3、污渣循环法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

严格控制地下水污染的措施

严格控制抽、注平衡，抽应略大于注1%左右。

地浸工艺过程对地下水的复原技术措施

1、地下水清除法。

2、反渗透法。

3、自然净化法。

4、还源沉淀法。

我国-《铀矿地、堆浸环境保护规定》

尾矿库关闭后的环境整治及长期稳定技术：1、物理稳定法。2、化学稳定法。3、植被稳定法。4、综合稳定法。

本章重点(老师课后20点)

1、铀矿冶是什么性质的作业。开放性的，不是密闭性的。

2、尾矿铀的含量是原矿的多少：98%.

3、铀选冶厂（水冶）尾矿废渣的产生率：1.2×103t废渣/t铀

4、铀矿工个人剂量的贡献占总的：63.56%

5、矿山风机停风，氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平：3-5min

6、铀矿山的通风备用系数：20%

7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾矿库的安全系数：1.05

9、尾矿库安全超高：水面高50m，坝高再高5-10m

10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾矿库防洪设计年限：一级1000年洪水最大来设计，用有史以来最大的来校对；二级尾矿库用百年洪水来设计，用1000年一遇来校对。

13、放射性预选：选矿的选出率：15%-20%，把废石选出。

14、矿井中的氡的浓度标准：3.7kBq/m3，氡子体6.4μJ/m3

15、对职业照射，对公众贡献最大的是：氡和氡子体。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上，污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污，其去污率可达70%以上。

17、氡的测量方法：

氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法

1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法

2、铀矿工个人剂量监测：监测方法：

（1）KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式）

（2）KF606矿工个人剂量计无源式

18、废水处理方法：

1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质（沉淀）

2、废水除镭的方法：二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法

3、污渣循环法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

29、尾矿库的治理方法：1、物理稳定法。2、化学稳定法。3、植被稳定法。4、综合稳定法。

20、氡的射气、析出系数：与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。

第三章核燃料加工、处理与放射性物质运输

由铀氧化物制备成UF4,再转化成UF6(第一节) ?三相点:

151.7KPa,64.1℃ ?水解:生成UF2O2(氟化铀铣) 和HF

化工转化-制备可烧结UO2粉末

目前用于制备可烧结UO2粉末的化工转化工艺流程主要有：重铀酸铵（ADU）工艺流程、三碳酸铀酰铵（AUC）工艺流程、流化床法（FBP）工艺流程、火焰反应法（FRP）工艺流程和一体化干法（IDR）工艺流程。

前两种称为湿法工艺流程，后一种称为干法工艺流程。我国目前采用两种化工转化工艺：ADU和IDR工艺。

3.2核临界安全的基本原则与措施(补遗)

基本原则

安全第一原则,在确保核临界安全前提下实现经济性能好,生产效率高;

双重偶然原则,即工艺过程中应至少有两个不大可能发生的,独立的条件一并或独立发生变化时,才可能导致临界事故; 尽量实现固有安全,如采用几何控制和中子毒物控制,尽量减少临界控制对行政管理的依赖程度;既要采取工程技术措施,又要依靠严格的科学管理; 临界控制所依据的次临界限值,必须建立在实验数据或经确认可靠有效的计算方法所得计算数据的基础之上

第四章看范深根的课件，写的很详细

例：在离60Co放射源某一点测得的照射量率为300mR/h，若使这一点的照射量率降到3mR/h，所需铅的屏蔽厚度是多少？如果用混凝土屏蔽厚度是多少？

气载放射性废物：

（1）第Ⅰ级(低放废气)：≤4×107Bq/m3

（2）第Ⅱ级(中放废气)：＞4×107Bq/m3

液体废物（1）第Ⅰ级(低放废液)：≤4×106Bq/L

（2）第Ⅱ级(中放废液)：＞4×106Bq/L，≤4×1010Bq/L

（3）第Ⅲ级(高放废液)：＞4×1010Bq/L

若屏蔽γ和X射线，用铸铁、铅或混凝土；对β射线最好用两种材料，靠近源的部分用有机玻璃、铝等，以减少轫致辐射，外面用铅、铁等材料；对于中子则要用含氢丰富的水和石蜡等

第五章放射性废物管理和核设施退役

1、熟悉我国放射性污染防治法关于放射性废物安全管理的九条基本原则。

2、掌握放射性废物分类及其处置的基本要求。

3、熟悉放射性废物分类及其处置的基本要求。

4、熟悉核与辐射退役的管理要求。

5、熟悉对放射性废物的保安要求。

放射性废物是指含有放射性核素或被放射性核素所污染、其浓度或比活度大于规定的清洁解控水平、预期不再利用的废弃物。

放射性废物管理九条基本原则

1）保护人体健康

2）保护环境

3）超越国境的考虑

4）保护后代

5）不给后代增加不适当的负担

6）建立国家法律框架

7）控制废物的产生

8）废物产生和管理间的相依性

9）确保设施寿期内的安全

第五章放射性废物管理和核设施退役预测考点：

1、核设施退役不管采取什么策略，在它的实施过程中至少可分为：

（1）前期阶段（准备阶段）（2）实施阶段（3）验收阶段

第六章核设施选址

第一节核电厂选址的任务

核电厂选址的基本任务是：确定厂址以及厂址与设施之间的适宜性(厂址安全、环境影响、执行应急计划可行性方面)。

对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测与调查结果，对其适宜性进行核实。其中所关注的重点是：设计基准因素的变化、随经济活动而产生的厂址环境因素变化

核电厂选址的目的：要保证所选厂址与设施之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放。

第二节核电厂选择安全规定

第三节核电厂选址的基本程序

分为三个阶段：

厂址查勘阶段（项目建议书）、厂址评价阶段、运行前的阶段（核实厂址因素）

厂址查勘过程大致分为三个步骤：1、进行区域分析以查明可能厂址。2、筛选可能厂址以选择候选厂址。

3、比较候选厂址、排列其优劣次序以获得优先候选厂址。

厂址评价阶段：第一步：关于厂址可接受性的判别。第二步：确定与厂址有关的设计参数。

第四节关于外部事件的调查与评价

对于外部人为事件的调查评价通常分为“初步筛选”和“详细评价”两个过程。

导则推荐的爆炸源的筛选距离值为5-10km，一般飞机场的筛选距离值为10km，飞机航线的筛选距离值为核电厂4km范围，火源影响的筛选距离值为1-2km，危险气云源的筛选距离值为8-10km等，位于筛选距离值外的潜在源们需进一步考虑。大型飞机场16km.

位于筛选距离值之外的潜在源们需进一步考虑

筛选概率：对每类事件确定下一个筛选概率水平，低于此概率的事件可不必考虑，如导则推荐一些成员国的作法是以10-7作为筛选概率水平。

其他重村的外部事件还包括危险液体（易燃、有毒性和腐蚀性的液体）、危险液体与蒸气云、以及火灾等。其中火灾较为常见。

必须对厂址周围可能产生的火源进行调查，以1-2km的筛选距离为半径

龙卷风调查的区域范围：一般可选以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域。风速用富士达F-标度，路径长度和路径宽度用皮尔森-标度

气象方面的案例：秦山一期，热带气旋用的是记录最大值，后来把数值提高了很多，把防涨堤提高了1m，不到1年就遇到了台风，超过原最大水位。

注册安全工程师案例分析笔记.doc

事故案例分析笔记一、参照事故类别进行分类按《企业职工伤亡事故分类》（GB6441－86）根据导致事故的原因、致伤物和伤害方式等将危险因素分为20类：物体打击坍塌车辆伤害容器爆炸机械伤害瓦斯爆炸其他爆炸触电火药爆炸中毒和窒息火灾冒顶片帮淹溺其他伤害透水锅炉爆炸起重伤害放炮（爆破）高处坠落灼烫（蓝字）（红字）（黑字）（先写红字，在写蓝字，黑字不写）危险危害因素控制二、事故预防对策的基本要求：１、预防生产过程中产生的危险有害因素；２、排除工作场所的危险和危害因素；３、处置危险和危害物并降低到国家标准规定的限值内；４、预防生产装置失灵和操作失误产生的危险和危害因素；５、发生意外事故时，为遇险人员提供自救和施救条件。三、选择预防对策原则：针对性、可操作性和经济合理性。四、事故预防优先原则：消除、预防、减弱、隔离、连锁、警告。五、控制危险、危害因素的对策：１、改进工艺过程、机械化、自动化；２、设置安全装置；３、预防性的机械强度试验；４、电气安全对策；５、机械设备的维护保养和计划检修；６、工作地点的布置与整治；７、个人防护用品。六、报告事故的内容：１、事故发生单位概况；２、事故发生的时间、地点以及事故现场情况；３、事故的简要经过；４、事故已经造成或者可能造成的伤亡人数（包括下落不明的人数）和初步估计的直接经济损失；５、已经采取的措施；６、其他应当报告的情况。七、事故调查的程序：１、成立事故调查组；２、事故现场抢救、处理；３、事故有关物证的搜集；４、事故事实材料搜集；５、事故人证材料的搜集；６、事故现场摄影、录像；７、事故现场图的绘制；８、事故原因分析；９、编写事故调查处理报告；１０、事故调查处理结案归档。八、事故分析；直接原因：物的不安全状态１、防护、保险、信号等装置缺乏或缺陷；２、设备、设施工具附件有缺陷；３、个人防护用品、用具缺少或有缺陷；４、生产施工场地环境不良；人的不安全行为：１、操作错误、忽视安全忽视警告；２、造成安全装置失效；３、使用不安全设备；４、手代替工具操作；５、物体存放不当；６、冒险进入危险场所；７、攀、坐不安全位置；８、在起吊物下作业停留；９、机器运转时加油、修理、检查、调整、焊接、清扫；１０、有分散注意力的行为；１１、未使用个人防护用品；１２、不安全装束；１３、对易燃易爆等危险品处理错误。间接原因：１、技术和设计上有缺陷；２、教育培训不够；３、劳动组织不合理；４、对现场工作缺乏检查和指导错误；５、没有安全操作规程或不健全；６、没有或不认真实施事故防范措施；对事故隐患整改不力；７、其它。九、事故教训： 1、是否贯彻落实了有关安全生产的法律、法规和技术标准； 2、是否制定了完善的安全管理制度； 3、是否制定了合理的安全技术措施； 4、安全管理制度和技术防范措施执行是否到位； 5、安全培训教育是滞到位，职工安全意识是否到位； 6、有关部门的监督检查是否到位； 7、企业负责人是否重视安全生产工作； 8、是否存在官僚和腐败现象； 9、是否落实了有关三同时的要求； 10、是否有合理有效的事故应急救援预案和措施。经典答案问题一事故原因（事故性质的原因）１、有令不行、有禁不止、不落实整改措施，不重视安全工作，忽视安全管理；２、违章指挥、违章操作；３、人员未经专业培训；４、作业现场混乱；５、有关部门未督促企业落实整改措施；６、设备未经检验。问题二事故责任１、主管生产负责人、违章指挥；

注册核安全工程师考试复习资料

注册核安全工程师考试复习资料【阅读说明】除标题均有加粗外，其他标记说明如下：一般内容：无加粗一般重要：加粗重要：加粗、颜色字体非常重要：加粗、下划线《核安全专业实务》第一章核安全监管概述第一节核安全监督管理的范围和组织机构一、国务院核安全监管部门监督管理的范围 1.1984年，国家核安全局成立。 2.2003年6月28日，通过《放射性污染防治法》，该法从保护环境出发，重点关注环境安全，主要规范核技术应用、放射性废物和伴生放射性矿涉及的放射性污染防治，也对核设施安全提出了基本要求。 3.2017年9月1日，通过《核安全法》，该法是有关核领域安全问题的专门法，重点以核设施、核材料安全为主要规范内容，同时也对放射性废物和乏燃料的安全作出规定，规范了放射性废物处置的要求。 4.国家建立了安全许可、监督检查执法、事故应急与调查处理、环境影响评价、辐射环境监测、人员资质管理等核安全监管制度。二、核安全监管的组织机构 5.国家核安全局下设核设施安全监管司、核电安全监管司、辐射源安全监管司等三个业务司。 6.国家核安全局主要业务职责：（1）组织拟定核与辐射安全政策、规划、法规等。（2）负责核设施的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。（3）负责核活动的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。（4）负责核安全设备设计、制造、安装和无检验活动的行政许可和监督检查。（5）组织辐射环境监测。

（6）组织核与辐射事故应急准备和响应,参与核与辐射恐怖事件的防范和处置。（7）负责核材料管制核安全监管。（8）负责核与辐射安全从业人员资质管理和相关培训。（9）负责放射性污染治理的监督。（10）负责电磁辐射装置设施的行政许可和监督检查。 7.环境保护部地区核与辐射安全监督站主要职责为: （1）负责核设施核与辐射安全的日常监督；（2）负责核设施辐射环境管理的日常监督；（3）负责由环境保护部直接监管的核技术利用项目辐射安全和辐射环境管理的日常监督；（4）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用单位核与辐射事故(含核与辐射恐怖袭击事件)应急准备工作的日常监督,以及事故现场应急响应的监督；（5）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用项目辐射监测工作的监督及必要的现场监督性监测、取样与分析；（6）负责对地方环境保护部门辐射安全和辐射环境管理工作的督查；（7）负责核设施现场民用核安全设备安装活动的日常监督和民用核设施进口核安全设备检查、试验的现场监督；（8）负责民用核设施内放射性物品运输活动的监督；（9）承办环境保护部交办的其他事项。 8.地方辐射环境保护部门（1）辐射环境管理实行国家和省（区、市）两级管理；（2）国家核安全局监督管理部门对全国辐射环境保护工作实施统一监督管理；省级人民政府对本辖区内的辐射环境保护工作实施统一监督管理。（3）地方辐射环境保护部门受地方政府领导，接受国家核安全局的业务指导。 9.受委托的技术支持单位应当对其技术评价结论的真实性、准确性负责。 10.核安全与环境专家委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，其职能是协助制订核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作，为国家核与辐射安全重大决策提供科学依据。 11.核与辐射安全法规标准审查委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，对核与辐射安全政策、规划、法规和标准、以及法规标准体系进行技术审查，提出核与辐射安全

备考注册安全工程师-案例分析笔记-2

案例分析一：辨识作业场所危险有害因素案例分析二、针对现场某事故，采取的安全对策措施按照类别分类：（先对事故进行类别的鉴定，然后制定安全对策措施） 1、机械伤害： ①本质安全技术：避免尖锐凸角，保证安全距离，控制物理量限值，采用安全电压；②限制机械应力，提高材料、物质安全性；③履行人机安全学原则（4点），平台位置、装置布置； ④防止气动、液压系统，电气危害；⑤采用安全防护装置；⑤实现自动化、机械化； 2、车辆伤害：①车辆安全要求：主动、被动安全性；②道路安全技术；③人员与车辆的检验； 3、起重伤害：①十大安全装置；②起重作业“十不吊”；③起重设施检验维护； 4、五类爆炸：①防爆电气设备；②六项防爆原则；③七项爆炸控制；（另有篇章专门总结） ④阻火隔爆技术：工业阻火器、主动式、被动式隔爆装置、其他（单向阀、阻火阀、火星熄灭器） ⑤防爆泄压技术：安全阀、爆破片、防爆门 5、物体打击、高处坠落、中毒窒息、淹溺、灼烫、坍塌：个体防护 6、触电：①直接接触防护：绝缘、屏护、间距；②间接接触防护：IT（保护接地）、TT、TN （保护接零）系统③直接兼间接防护：双重绝缘、安全电压、剩余电流动作保护器④防爆电气设备、防爆电气线路； 7、火灾： ①九项防火原则：替、密、风、惰、材、控、蔓、抑、器 ②点火源控制：摩擦、撞击、静电、雷电、明火、电火花、绝热压缩、化学热、 8、放炮、冒顶片帮、透水（煤矿专有，一般不考）案例分析三、火灾爆炸发生条件/三要素影响可燃混合气体爆炸极限的因素一、火灾三要素：可燃物、助燃物、点火源；

二、爆炸三要素：点火源、爆炸极限、相对密闭空间三、影响爆炸极限的五大因素： ①温度：升高——极限变宽，上限变高、下限降低；②压力：0.1-2MPa：上限影响大；＞2MPa，同时影响；压力升高，变宽，降低，变窄；窄到上下限重合，压力成为临界压力；③惰性介质：增加，变窄；④爆炸容器：临界直径，最大灭火间距50mm；⑤点火源：活化能量、加热面积、作用时间；四、混合气体爆炸极限（L）的计算：（牢记） V（其他在混合气中所占比例） L（气体爆炸极限） N（分子数）案例分析四、某装置/设备/生产过程/作业活动应有的安全附件/安全设备/应急装备一、起重机械的十大安全装置： ①（四位1）位置限制调整装置：上升、运行、偏斜、缓冲； ②（三风2）防风防爬装置：夹轨、铁鞋、锚定装置； ③（三倾回3）防后倾、回转装置：单主梁安全钩、臂架防后倾、防回转； ④（两限4、5）起重量限制、力矩限制； ⑤（三防6、7、8）防坠安全器、导电滑线防护、防碰装置； ⑥（两警9、10）登机信号警告按钮、危险电压报警器；二、锅炉八大安全附件： ①（两阀1、2）安全阀、排污阀； ②（三测3、4、5）温度计、液位计、压力表； ③（四保6）超温保护装置、超压保护装置、高低水位保护装置、熄火保护装置； ④（两其7、8）防爆门、自控装置三、压力容器六大附件： ①（五泄1）安全泄压附件（5类） ②（两阀2、3）减压阀、紧急切断阀； ③（三测4、5、6）温度计、液位计、压力表；案例分析五、作业现场/生产活动中存在的职业病危害因素，防止中毒的安全技术措施一、职业危害因素：4种3类 1、4种：生产过程、劳动过程、工作场所、生产环境；

2020年注册核安全工程师职业资格考试题

2020年注册核安全工程师职业资格考试题《核安全专业实物》《核安全相关法律法规》一、单项选择 1. 全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量为 2.4mSv，典型范围为( )mSv。 A.0.1-50 B.0.2-20 C.0.5-15 D.1-10 正确答案：D 2. 核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。SG(蒸汽发生器)二次侧的压力往往由( )决定，不必预先规定正负不确定性。 A.冷却剂流量 B.蒸汽温度 C.蒸汽压力 D.热平衡正确答案：D 3. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别

D.以上三者均包含正确答案：A 4. 医用加速器在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测( )次。 A.1 B.2 C.3 D.4 正确答案：A 5. 不符合项处理和纠正措施要求应由责任部门按时完成，然后由( )验证其实施情况，并写出验证报告。 A.工程承担部门 B.工程管理部门 C.质量监督部门 D.计划控制部门正确答案：C 6. 由于红油爆炸事故可能发生在温度超过( )℃的条件，在后处理厂采用的PUREX流程中，只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。 A.120 B.125 C.130

D.135 正确答案：C 7.. ( )是指营运单位或地方应急响应组织要全面启动的应急演习。 A.单项演习 B.综合演习 C.联合演习 D.B和C 正确答案：B 8. 核电厂监督要求Ⅱ：如果在频度规定的时间间隔( )倍的时间范围内执行了监督，其计时不管是从上一次执行算起或从满足规定条件时算起，都是满足了每个监督要求规定的频度。 A.1.25 B.1.5 C.1.75 D.2 正确答案：A 9. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别

打印版全国注册核安全工程师考试综合知识真题解答

2016年全国注册核安全工程师考试综合知识真题单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、质量数 B、电子 C、质子和中子之间的比例 D、中子数 2、衰变常数与半衰期的关系（A）。P8 A、T1/2 =ln2/λ B、T1/2 *λ=1 C、T1/2 *λ=0.37 D、T1/2 *λ=0.5 3、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K有效来表示，它定义为（A）。31 A、新中子与老中子之比 B、老中子消失率 C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积 4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31 A、小于1 B、大于1 C、等于1 D、接近1 5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。 A、圆柱形 B、方块形 C、长方形 D、圆锥形 6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。 A、1/3 B、1/4 C、1/2 D、2/3 7、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。175 A、热管段 B、冷管段 C、波动管段 D、直管段 8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D），可靠性比较低。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。 A、石墨 B、氦气 C、二氧化碳Ｄ、金属钠 11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev以上的快中心引起的反应堆。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 12、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。 A、中子源 B、电子源 C、质子源 D、核子源 14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142 A、反应堆功率控制 B、功率调节 C、NSSS系统 D、蒸汽发生器水位调节系统 15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。 A、国务院核安全监管部门 B、设计部门 C、核行业主管部门 D、营运单位 16、对安全的责任主要由（）承担。315 A、许可证持有者 B、设计部门 C、政府部门 D、营运单位 17、当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性 B、应力 C、抗压 D、断裂 18、在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。 A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀D 、六氟化铀

注册安全工程师继续教育总结

注册安全工程师继续教育总结 Document serial number【LGGKGB-LGG98YT-LGGT8CB-LGUT-

注册安全工程师继续教育总结 2009年11月13日-2009年11月15日为期3天48学时的注册安全工程师继续教育在北京经济管理职业技术学院如期举行,来国家安监局的专家和专业院校的老师们从安全管理、安全生产案例、职业道德、安全技术等方面为我们介绍了最近几年来新案例、安全政策、安全法规等。安全培训内容丰富，系统介绍了国家安全生产法，先进的安全管理理念，并列举了大量国内外安全案例，作为煤炭企业一分子受到很大教育，感受很深。对自己的职责有了更深刻的理解和感悟。通过注册安全工程师的知识培训，对于安全生产有了更深的理解：在日常工作中，为了加强安全生产监督管理，防止和减少生产安全事故，保障人民群众生命和财产安全，促进经济发展，应严格遵守安全生产法。工作中，安全生产管理，应始终坚持安全第一、预防为主的方针。在正常生产组织过程中必须遵守有关安全生产的法律、法规，加强安全生产管理，建立、健全安全生产责任制度，完善安全生产条件，确保安全生产。针对培训内容，利用短暂的培训期，我认真听讲师讲课和做笔记，通过整个培训，深刻理解、领悟煤矿安全对正常稳产高产的重要意义。自身对煤矿安全思想认识得到进一步提高。对安全培训的意义，自己也有全方位领悟。党中央、国务院对搞好安全生产工作高度重视，在全国人大四次会议上，温家宝总理在政府工作报告中，把安全生产作为一项重要工作专门进行分析并提出了针对性的七项工作措施。我深刻理解到认真做好煤矿安全培训工作的重要性、迫切性。搞好煤矿安全培训是做好煤矿安全生产工作的重要内容，是坚持“安全第一、预防为主、综合治理”方针的内在要求，是“综合治理、重在治本”的重要治本之策。培训中，教师介绍了一些新的安全管理理念，从历史学角度阐述了安全哲学的概念、系统化安全、本质化安全、安全系统理论、控制论原理、信息论原理、行为科学原理、激励理论、事故系统要素、影响人的安全行为的因素、人的安全素质分析、事故心理

注册安全工程师学习笔记《安全生产技术》

学习笔记《安全生产技术》 1、电磁辐射是以波的形式传送电磁能量，辐射电磁波的波长大致为IOmm~3000m。辐射电磁波的频率一般在（100）kHz以上。 2、当PE线与相线材料相同，相线截面小于等于16mm2时，PE线应和相线截面积相同。当相线截面为10mm2时，保护零线的截面不应少于（10）mm2。 3、锅炉缺水是锅炉运行中最常见的事故之一，尤其当出现严重缺水时，常常会造成严重后果。如果对锅炉缺水处理不当，可能导致锅炉爆炸。当锅炉出现严重缺水时，正确的处理方法是(B.立即停炉) 4、锅炉正常停炉的操作次序应该是(A.先停止燃料供应，随之停止送风，再减少引风) 5、根据《劳动防护用品监督管理规定》（国家安全监管总局令第1 号），国家对特种劳动防护用品实行（）管理。 A．生产许可证 B．产品许可证C．产品合格证D．安全标志 6.第二类危险源决定了事故发生的（）。 A．程度B．可能性C．范围D．影响力 7.企业安全工作重点是第二类危险源的（）问题。 A．控制 B．管理C．解决D．寻找能量和危险物质的存在是危害产生的最根本的原因，通常把可能发生意外释放的能量（能量源或能量载体）或危险物质称作第一类危险源。第二类危险源：造成约束、限制能量和危险物质措施失控的各种不安全因素称作第二类危险源。包括：1、物的不安全状态。2、人的不安全行为。3、管理缺陷。 8.在办理受限空间内动火作业许可时，需要检测的项目应至少包括（）。 A．可燃气体浓度、有毒气体浓度、氧气含量 B．温度、有毒气体浓度、氧气含量 C．温度、可燃气体浓度、氧气含量 D．有毒气体浓度、温度、可燃气体浓度 9.建设项目试生产正常运行后、正式投产前，安全评价机构应用系统工程原理和方法进行的检查性安全评价是（）。 A．安全专项评价 B．安全现状评价C．安全验收评价 D．安全预评价 10.根据安全预评价程序的要求，在履行危险，有害因素辨识与分析前，需要做安全预评价的前期准备工作。下列工作中，属于安全预评价前期准备工作的是（）。 A．进行评价单元的划分B．收集相关法律法规C．进行定性定量分析 D．选择评价方法 11.安全是一个相对的概念，危险性是对安全性的隶属度；当危险性低于某种程度时，人们就认为是安全的。安全工作贯穿于系统整个（）。 A．过程 B．寿命期间 C．运行期间D．范围 12.构成管理系统的各要素是运动和发展的，它们相互联系又相互制约，这体现了（）。

2013年第一批注册核安全工程师确认注

附件 2013年第一批注册核安全工程师确认注册人员名单表1：2013年第一批申请注册人员序号执业单位代号执业单位名称注册人姓名注册编号执业范围注册有效期 1 ADP 东方阿海珐核泵有限责任公司王锋 ZADPA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 2 AHK 中国能源建设集团安徽电力建设第二工程公司贾建胜 ZAHKA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 3 ATC 山东省科学院马君健 ZATCC01-1502辐射防护 2015年2月28日 4 BGF 北京原子高科金辉辐射技术应用有限公司韩全胜 ZBGFC01-1502辐射防护 2015年2月28日 5 BRM 北京市城市放射性废物管理中心宋志艳 ZBRMA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 6 CHD 四川华都核设备制造有限公司余志伟 ZCHDB01-1502核质量保证 2015年2月28日 7 CIU 核工业二三〇研究所林利 ZCIUC02-1502辐射防护 2015年2月28日 8 CIU 核工业二三〇研究所刘群芳 ZCIUE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 9 CIU 核工业二三〇研究所张永祥 ZCIUC01-1502辐射防护 2015年2月28日 10 CIU 核工业二三〇研究所钟志贤 ZCIUE02-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 —2—

序号执业单位代号执业单位名称注册人姓名注册编号执业范围注册有效期 11 CNP 中核武汉核电运行技术股份有限公司张维 ZCNPB03-1502核质量保证 2015年2月28日 12 CWF 赛王（泰州）辐射技术应用有限公司谷继品 ZCWFA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 13 CWF 赛王（泰州）辐射技术应用有限公司靳峰雷 ZCWFC01-1502辐射防护 2015年2月28日 14 CZE 中国中原对外工程有限公司黄美德 ZCZEB02-1502核质量保证 2015年2月28日 15 CZE 中国中原对外工程有限公司陆建宏 ZCZEA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 16 CZE 中国中原对外工程有限公司吕成恩 ZCZEB01-1502核质量保证 2015年2月28日 17 DFH 河南东方环宇环境科技工程有限公司王东东 ZDFHC01-1502辐射防护 2015年2月28日 18 ECE 中国电力工程顾问集团华东电力设计院韩文星 ZECEB01-1502核质量保证 2015年2月28日 19 ESL 核工业二四〇研究所曹洪亮 ZESLC01-1502辐射防护 2015年2月28日 20 ESL 核工业二四〇研究所崔长远 ZESLC02-1502辐射防护 2015年2月28日 21 ESL 核工业二四〇研究所王迎新 ZESLE02-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 22 ESL 核工业二四〇研究所杨秀英 ZESLE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 23 ESL 核工业二四〇研究所张旭光 ZESLE03-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 24 FJF 福建吉星辐照科技发展有限公司黄海潮 ZFJFB01-1502辐射防护 2015年2月28日 25 HGY 核工业二七〇研究所陈志平 ZHGYE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 26 HGY 核工业二七〇研究所张东亚 ZHGYC01-1502辐射防护 2015年2月28日 —3—

案例整理(起全)1 注册安全工程师案例答辩

笔记（王）一、第1类：人的因素（一）心理、生理性危险、有害因素（1）负荷超限体力负荷超限：指易引起疲劳、劳损、伤害等的负荷超限听力负荷超限视力负荷超限其他负荷超限（2）健康状况异常：指伤、病期。（3）从事禁忌作业；(女工保护：女工不能从事矿山井下作业、不能从事低温冷水作业、间隙性负重不超过25㎏、连续性负重不超过20㎏、四期保护：怀孕期、经期、哺乳期、更年期不得从事3级以上作业，正常情况下不能从事4级以上作业。未成年工保护：不能从事矿山井下作业、有毒作业。不能从事体力强度在4级以上的作业) （4）心理异常（情绪异常、冒险心理、过度紧张、其他心理异常）；（5）辨识功能缺陷（感知延迟、辨识错误、其他辨识功能缺陷）；（6）其他心理、生理性危险和有害因素。（二）行为性危险和有害因素 1.指挥错误指挥失误：包括生产过程中的各级管理人员的指挥违章指挥；其他指挥错误

其他指挥错误 2.操作错误误操作；违章作业；其他操作错误 3.监护失误其他行为性危险和有害因素：包括脱岗等违反劳动纪律行为第2类物的因素物理性危险和有害因素（1）设备、设施缺陷（强度不够、刚度不够、稳定性差、密封不良、应力集中、外形缺陷、外露运动件、操纵器缺陷、制动器缺陷、控制器缺陷、设备设施其他缺陷等）；（2）防护缺陷（无防护、防护装置和设施缺陷、防护不当、支撑不当、防护距离不够、其他防护缺陷等）；（3）电危害（带电部位裸露、漏电、雷电、静电、电火花、其他电危害等）；（4）噪声危害（机械性噪声、电磁性噪声、流体动力性噪声、其他噪声等）；（5）振动危害（机械性振动、电磁性振动、流体动力性振动、其他振动危害等）；（6）电磁辐射（电离辐射：包括X射线、γ射线、α粒子、β粒子、质子、中子、高能电子束等；非电离辐射：包括紫外线、激光、微波辐射、超高频辐射、高频电磁场、工频电场等）；（7）运动物危害（抛射物、飞溅物、坠落物、反弹物、土岩滑

注册核安全工程师专业考试题

1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。 A. 钍—232 B. 铀—233 C.铀—235 D. 铀—238 E. 钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为( ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C.函数分布 D. 零阶贝塞尔函数分布。 E. 正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大（）Mev， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（）ev A. 0.0253 B. 0.0325 C.0.0352 D. 0.0235 E. 0.325 5.压水堆反应性控制主要通过改变（）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D.控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6. 在国际核能史上，（）成为发生频率最高事故。 A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( )为先导事件 A.全厂断电后，未能及时恢复供电 B.蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D.失去一次侧热阱 E.失去二次侧热阱 8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B. 0.02 C.0.5 D. 0.05 E. 0.07 10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和( ) A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工 11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。

注册安全工程师生产管理笔记

第一章安全生产基本概念一、安全生产管理的基本概念安全生产：控制风险因素，保护劳动者安全生产管理：运用资源，决策、计划、组织、控制，达到安全目标事故、事故隐患、危险、危险源与重大危险源（一）事故分类根据【企业职工伤亡事故分类标准】(GB6441—86)分为20类：起火物化火中机，高触物灼车塌其（二）事故隐患 1、人的不安全行为、物的不安全状态、管理缺陷 2、分类：一般事故隐患、重大事故隐患（三）危险 1、危险的衡量：风险度=可能性*严重性（四）海因里希法则 1、法则：330意外→300物伤亡→29轻伤→1重伤或死亡 2法则启示 ①无数意外事件，必导致重大伤亡事故发生 ②要防止重大事故，必须减少无伤害事故，重视苗头和未遂事故（五）危险源 1、分类第一类危险源：能量载体，危险物质（汽油）：决定事故严重程度第二类危险源：人的不安全行为、物的不安全状态、管理缺陷，决定事故可能性

（六）重大危险源一个单元内，数量等于或大于临界量q/Q≥1 （七）安全和本质安全本质安全：通过设计，使设备或系统本身具有安全性（1）失误--安全功能：操作失误时不会发生事故（汽车打火、玻璃，保险丝）（2）故障--安全功能：故障时不会发生事故（煤矿两路供电）特点：规划阶段就被纳入其中，是安全生产管理的最高境界，暂时无法达到二、现代安全生产管理（一）安全生产管理原理与原则 1、安全生产的原理系统原理：用系统的观念处理安全生产管理问题人本原理：在管理中必须把人的因素放在首位预防原理：安全生产管理工作应该做到预防为主强制原理：采取强制管理的手段控制人的意愿和行为 2、运用系统原理的原则（1）动态相关性原则（2）整分合原则（整体规划，分工合作）（3）反馈原则（4）封闭原则（形成回路） 3、运用人本原理的原则（1）动力原则（2）能级原则（能力大小安排工作）（3）激励原则

安全工程师法规学习笔记(个人总结)

《安全生产法及相关法律知识》笔记一、危化品，销售记录保存年，购买后日备案。民爆品，销售记录保存年，购买后日备案烟花爆竹，托运后日审查。二、零售】【县安监】，【经营】【市安监】，【运输】【市公安】。爆破和爆竹不一样，很容易混淆，爆竹安监局可以管，爆破是公安局管矿山事故日调查不超过日其他日不超过日事实清楚的日，烟花爆竹安全生产许可证——市安监２０日内初审，再报省安监４５日审定；批发——向省安监或其委托的设区市安监申请；零售——县安监；运输——运达地县公安３日审定，收货人３日内交运输证给发证机关核销。时间危化品——使用（市安监），经营其他（县安监），运输（目的县公安）剧毒易制爆——经营（市安监），购买（县公安），销售（县公安），运输（始发县公安）烟花爆竹——经营批发（市安监），经营零售（县安监），运输（县公安）民爆品——销售（省国防），购买（县公安），运输（县公安），爆破（市公安）三、爆破作业人员应当经设区市的市级人民政府公安机关考核合格，取得《爆破作业人员许可证》后，方可从事爆破作业。四、一般事故，处万元以上万元以下的罚款；较大事故，处万元以上万元以下罚款；重大事故，万元以上万元以下罚款；特别重大事故，处万元以上万元以下罚款。五、注册安全工程师管理规定》（年修订）第九条规定，注册安全工程师实行分类注册，注册类别包括：（）煤矿安全；（）非煤矿矿山安全；（）建筑施工安全；（）危险物品安全；（）其他安全。六、负责人及安全管理人员，一般企业首次培训学时，每年学时；新上岗的从业人员，岗前培训时间不得少于学时。高危首次学时，每年学时，新上岗的从业人员安全培训时间不得少于学时，每年接受再培训的时间不得少于学时。七、特种作业操作证有效期为年年一复审连续年工作的可延长年一复审期。。特种作业操作证需要复审的，应当在期满前日内，按规定申请复审；特种作业操作证申请复审前，特种作业人员应参加不少于个学时的安全培训，还得参加考试并考试合格；八、《职业病危害项目申报方法》第八条规定，新建、改建、扩建、技术改造或者技术引进建设项目申请变更职业病危害项目的，应在规定的期限内进行申报，申报的期限是自建设项目竣工验收之日起日内进行申报。九、形式成文法和不成文法；效力范围特殊法和一般法；内容实体法和程序法。地方性法规与部门规章之间对同一事项的规定不一致，不能确定如何适用时，由国务院提出意见，国务院认为应当适用地方性法规的，应当决定在该地方适用地方性法规的规定；认为应当适用部门规章的，应当提请全国人民代表大会常务委员会裁决。十、视同工伤：(一)在工作时间和工作岗位，突发疾病死亡或者在小时之内经抢救无效死亡的; (二)在抢险救灾等维护国家利益、公共利益活动中受到伤害的; (三)职工原在军队服役，因战、因公负伤致残，已取得革命伤残军人证，到用人单位后旧伤复发的。十一、生产经营单位的主要负责人受到刑事处分或者撤职处分的，自刑罚执行完毕或者受处分之日起年内不得担任任何生产经营单位的主要负责人。对重、特别重大安全生产事故负有责任的终身不得担任本行业生产经营单位的主要负

注册核安全工程师试题

注册核安全工程师试题 The Standardization Office was revised on the afternoon of December 13, 2020

1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（D）非弹性散射能量也会有所降低。 A.钍—232 B.铀—233 C.铀—235 D.铀—238 E.钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为(D) A.正弦分布 B.余弦分布 C.函数分布 D.零阶贝塞尔函数分布。 E.正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev，最大（B）Mev， .10 C.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度 2200m/s，相应的能量为（A）ev 0.0325 C压水堆反应性控制主要通过改变（D）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D.控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6.在国际核能史上，（C）成为发生频率最高事故。 A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去(E)为先导事件 A.全厂断电后，未能及时恢复供电 B.蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D.失去一次侧热阱 E.失去二次侧热阱 8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（D） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（E）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B.0.02 C.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和(E) A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工 11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。下列哪项不是可熔毒物的优点：（C） A.毒物分布均匀 B.易于调节 C.反应性引入速率大 D.可减少控制棒数目 E.减化堆芯。12．钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为（E） %~~15%%~~20%%~~20%%~~20%%~~20% 13．重水吸收热中子几率比轻水低（D）多倍，吸收中子最弱 .150 C.核反应堆热工力学的性质主要取决于：(A) A.冷却剂 B.核燃料类型 C.慢化剂 D.堆芯结构E。蒸汽发生器 15.构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（A）和采用故障安全设计等来实现。 A.单一故障准则 B.多重性 C.多样性 D.独立性 E.以上4种方法 16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行（D） A.第一层次目的 B.第二层次目的 C.第三层目的 D.第四层目的 E.第五层目的 17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（A）以上的裕度。

注册安全工程师笔记学习资料

注册安全工程师笔记

安全生产法及相关法律知识重点：第一章安全生产法律基础知识： 1、广义的法是指国家按照统治阶级的利益和意志制定或者认可，并由国家强制力保证其实施的行为规范的总和。狭义的法是指具体的法律规范,包括宪法、法令、法律、行政法规、地方性法规、行政规章、判例、习惯法等各种成文法和不成文法。国际条约也属于成文法，我国社会主义法的形式以成文法为主。 2、我国社会主义法对人的效力，采用属人主义与属地主义相结合的原则。 3、按照法的创立和表现形式分为成文法和不成文法，成文法是指有权制定法律规范的国家机关依照法定程序所制定的规范性法律文件；不成文法是指未经国家制定，但经国家认可的和赋予法律效力的行为规则，如习惯法、判例、法理等。 4、按照其法律地位和法律效力的层级划分，法应当包括宪法、法律、行政法规、地方性法规和行政规章。 5、狭义的行政法规专指最高国家行政机关国务院制定的规范性文件。行政法规的名称通常为条例、规定、办法、决定等。 6、可以制定地方性法规的：省、自治区、直辖市人民代表大会及其常务委员会；省、自治区的人民政府所在地的市、经济特区所在地的市和经国务院批准的较大的市的人民代表大会及其常务委员会。 7、有法可依、有法必依、执法必严、违法必究，是社会主义法治基本内容的精辟概括，其核心是依法办事；有法必依是中心环节。 8、安全生产立法专指国家制定的现行有效的安全生产法律、行政法规、地方性法规和部门规章、地方政府规章等安全生产规范性文件。 9、安全生产法律体系的基本框架是：法律、法规、规章、法定的安全生产标准。 10、不同的安全生产立法对同一类或者同一安全生产行为做出不同法律规定的，以上位法的规定为准，适用上位法的规定。上位法没有规定的，可以适用下位法，下位法的数量一般多于上位法。 11、国家标准和行业标准对生产经营单位的安全生产具有同样的约束力，法定安全生产标准主要是指强制性安全生产标准。 12、行业安全生产标准对同一安全生产事项的技术要求，可以高于国家安全生产标准但不得与其相抵触。 13、同一层级的安全生产立法对同一类型问题的法律适用上，应当适用特殊法优于普通法的原则。第二章中华人民共和国安全生产法 1、安全投入的决策主体：按照公司法成立的公司制生产经营单位，由其决策机构董事会决定安全投入的资金；非公司制生产经营单位，由其主要负责人决定安全投入的资金；个人投资并由他人管理的生产经营单位，由其投资人即股东决央定安全投入的资金。 2、安全生产法对生产经营单位人员资格的规定：一是生产经营单位的主要负责人和安全生产管理人员必须具备与本单位所从事的生产经营活动相应的安全生产知识和管理能力二是危险物品的生产、经营、储存单位以及矿山、建筑施工单位的主要负责人和安全生产管理人员，应当由有关主部门对其安全生产知识和管理能力考核，合格后方可任职三是生产经营单位的特种作业人员必须按照国家有关规定经专门的安全作业培训，取得特种作业操作资格证书，方可上岗作业。 3、安全生产法第三十条规定：生产经营单位使用的涉及生命安全、危险性较大的特种设备、以及危险物品的容器、运输工具，必须按照国家有关规定，由专业生产单位生产，并

全国注册核安全工程师考试综合的知识点真题解答

2016 年全国注册核安全工程师考试综合知识真题单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、质量数 B、电子 C、质子和中子之间的比例 D、中子数 2、衰变常数与半衰期的关系（A）。P8 A、T1/2 =ln2/ λ B、T1/2 *λ=1 C、T1/2 * λ =0.37 D 、T1/2 *λ =0.5 3、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K 有效来表示，它定义为（A）。31 A、新中子与老中子之比 B、老中子消失率 C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积 4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31 A、小于 1 B、大于 1 C、等于 1 D、接近1 5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。 A、圆柱形 B、方块形 C、长方形 D、圆锥形 6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。 A、1/3 B、1/4 C、1/2 D、2/3 7、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。175 A、热管段 B、冷管段 C、波动管段 D、直管段 8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D），可靠性比较低。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。 A、石墨 B、氦气 C、二氧化碳Ｄ、金属钠 11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev 以上的快中心引起的反应堆。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 12、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。A、中子源B、电子源C、质子源D、核子源 14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142 A、反应堆功率控制B、功率调节C、NSSS系统D、蒸汽发生器水位调节系统 15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。A、国务院核安全监管部门B、设计部门C、核行业主管部门D、营运单位 16、对安全的责任主要由（）承担。315 A、许可证持有者 B、设计部门 C、政府部门 D、营运单位 17、当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性 B、应力 C、抗压 D、断裂 18、在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。 A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀 D 、六氟化铀 19、四氟化铀是制备六氟化铀和（A）的原材料。188

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