核安全04(确定论基础)

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核安全基础考试知识点总结

核安全基础考试知识点总结1.核安全是指在核设施设计、建造、运行、退役期间为保护工作人员、社会和环境免受可能的放射性危害所采取的技术和组织的综合措施。

核安全措施：1.保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放2.预防故障和事故的发生3.限制发生故障和事故的后果2.核安全的总目标：建立并维持一套有效措施，以保证工作人员、社会和环境免受放射性危害.辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂以及核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还要确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止核电厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计核电厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小并且低于限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。

3.核反应堆安全特性：强放射性,高温高压水,衰变余热4.核电厂安全对策：1.有效地控制反应性2.确保堆芯冷却3.包容放射性产物5.为什么要有反应堆安全设施：反应堆的运行中会产生大量的放射性物质，一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染6.控制反应性的手段：1.向堆芯插入或抽出中子吸收体2.改变均匀堆的燃料浓度3.移动反射层以改变中子泄露。

反应性控制的三种类型：紧急停堆控制,功率控制,补偿控制。

7.对反应堆功率控制有什么要求：1.应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并建立新工况下的热工参数的稳态值2.应能改善核动力装置的过渡过程特性8.反应堆保护系统的功能：1.在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆的功率增长的速率，保证反应堆的安全启动2.带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内，不发生热工事故和一回路压力边界损坏3.异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。

核安全文化八大原则

核安全文化可以促进核能技术的创新和发展，提高核能利用的效率和效益。
核安全文化可以增强公众对核能的信任和支持，为核能事业的发展创造良好的社会环境。
核安全文化是核能事业发展的关键
核安全文化是核能事业发展的基础
核安全文化是确保核能安全、可靠、高效发展的关键
核安全文化是提高核能企业竞争力和影响力的重要因素
核安全文化可以增强公众对核能的信任和信心
04
核安全文化的动力是核能事业发展的方向
核安全文化是核能事业发展的基础
核安全文化是核能事业发展的动力
核安全文化是核能事业发展的方向
核安全文化是核能事业发展的保障
原则六：核安全文化是核能事业发展的保障
核安全文化的保障是核能事业发展的保障
核安全文化是核能事业发展的基础
原则七：核安全文化是核能事业发展的方向
核安全文化的方向是核能事业发展的保障
核安全文化是核能事业发展的基础
核安全文化是核能事业发展的保障
01
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核安全文化是核能事业发展的驱动力
03
核安全文化是核能事业发展的持续改进的动力
04
核安全文化的方向是核能事业发展的动力
核安全文化是核能事业发展的基础
核安全文化是核能事业发展的动力
04
推动发展：推动核安全技术的研发和应用，促进核安全产业的发展。
06
核安全文化八大原则
原则二：核安全文化是核能事业发展的关键
原则六：核安全文化是核能事业发展的保障
原则一：核安全文化是核能事业发展的基础
原则三：核安全文化是核能事业发展的目标
原则五：核安全文化是核能事业发展的动力
原则四：核安全文化是核能事业发展的责任
原则一：核安全文化是核能事业发展的基础

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。

2013年注册核安全工程师-综合知识-第四章复习要点

2013年注册核安全工程师-综合知识-第四章复习要点核安全综合知识（新）第四章复习要点教材内容要点第一节民用核安全设备的特殊性民用核安全设备在设计、制造、质量控制和监管等方面有一系列有别于常规工业产品的特殊要求：1、设计基准的确定原则不同。

2、所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）均需通过国家核安全监管部门的认可。

3、所有核安全设备必须通过根据相关要求进行设备鉴定方可用于民用核设施中。

4、在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。

5、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。

从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。

6、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系，并且所有核安全相关活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。

7、所有核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的监督下实施，处于严格的受控状态。

8、对于具体设备而言，核电站核岛主设备：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件，除考虑相应工作温度、压力条件外，还需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作40-60年，安全性要求极为严格10、满足标准，《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）规定第二节民用核安全设备的核安全分级要求1设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。

2核安全电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级（安全级）和非1E级（非安全级）两个级别。

支承件的核安全级别是由主体设备确定的。

例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级。

第三章确定论安全设计与分析方法(三次课、四次课)

常压－额定压力；次临界度不小于5000PCM－临界;
……………………….
稳定运行在某个模式或从一个模式向另一个模式过渡，均属于正常启动、停闭和稳态运行。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
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本章概述
3.确定论的基本内容

第一要确定事故（件）发生的概率等级；第二在每一个概率等级下确定一组设计基准事故；第三确定核安全对策与设计准则；第四针对每一概率等级的设计基准事故进行核电站保护系统与专有安全设施等的设计；第五对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进行评价；第六将核电站设计与核安全评价结论提交核安全管理部门审查。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类工况——Ⅲ稀有事故（事故工况）：
在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/ 堆·年）的事故：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽发生器Ｕ型管破裂等。专设安全设施投入工作，防止或限制对环境的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件损坏不得超过规定值。
MS
FW
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3.1 核动力运行工况与运行极限
反应堆冷却剂系统流量减少失流事故

一个或多个反应堆主泵停止运动反应堆主泵轴卡死反应堆主泵轴断裂

核安全法规和导则介绍

2.4 C-3/C-4项目合同规定的核安全标准
－巴基斯坦恰希玛核电站3＃和4＃机组设计、建造和调试合同规定项目采用的质量保证标准为 IAEA 50C/SG-Q Code（1996）（核电厂和其它核设施安全的质量保证）安全法规及14个导则。－中原公司以此法规和导则为依据制定和实施了《中原公司C-3/C-4项目质量保证大纲》。－通过合同，也要求C3/C4项目设备供方以此为标准建立设备设计和制造质量保证体系。
三．IAEA 50-C/SG-Q(1996）介绍
－IAEA
50-C-Q(96)《核电厂和其它核设施安全的质量保证》
法规由引言、管理、实施和评价四大块、14个章节、33个小节组成的正文和1个附件《有关基本要求的补充信息》（含10个基本要求）构成。导则共14个，其中Q1-Q8是核电站从选址到退役全过程都适用的，Q9-Q14是与核电站寿期中某个阶段相关联的，分别适用于某个阶段。（见表3）－以下的介绍将法规和导则的相关内容结合在一起进行，并与HAF/HAD标准比较。
表2:我国核安全质保法规
类别法规文件编号
HAF 003 HAD 003/01 HAD 003/02 HAD 003/02 HAD 003/04 HAD 003/05 核电厂质量保证安全规定核电厂质量保证大纲的制定核电厂质量保证组织核电厂物项和服务采购中的质量保证核电厂质量保证记录制度核电厂质量保证监查核电厂设计中的质量保证核电厂建造期间质量保证核电厂物项制造中的质量保证核电厂调试和运行期间质量保证燃料组件采购、设计和制造中的质量保证
－设臵专设安全设施系统（包括安全注射系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离、消氢系统和安全壳空气净化和冷却系统等）及几套独立的完整的安全保护系统，设臵了多个安全保护参数，并采用多重符合逻辑线路，以最严重的事故作为安全分析的依据。

核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.1确定论安全分析

4.1 反应堆运行工况和事故分析
1）核电厂事故分析的两种方法：
确定论分析方法和概率论分析方法
PSA：Probabilistic Safety Assessment
PSA认为核电厂事故是个随机事件，引起事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应该用全部潜在事故的数学期望值表示。通过对核电厂进行全面的风险评价，形成用于分析电厂特定问题和普遍问题的信息库，同时可定量地度量潜在的事故对公众造成的风险，并对电厂的设计和运行是否合适作出全面分析。
事件树示例
B A
启动信号
泵A正常
C
阀门B正常
A——水泵 B、C——阀门
ABC
阀门C正常成功
阀门C失败
ABC
失败
阀门B失败
失败
泵A失败
失败
图1.3.1事件树
故障树分析方法
定义：所谓故障树分析法就是把最不希望发生的系统状态作为系统故障的分析目标，然后寻找直接导致这一故障发生的全部因素，再跟踪追迹找出造成上一级事件发生的全部直接因素，直至毋需再深究其发生的因素时为止。
510 4 死亡 / 年
美国有2×108人，则平均个人风险
510 4 死亡 / 2 108人
年

2.510 4 死亡
/
人年
汽车事故引起的伤残风险大约是上述风险的30倍。所以，伤残社会风险
1.5
ห้องสมุดไป่ตู้
10
7
事故
/
年

1人伤残 10起事故
1.5106伤残 / 年
美国汽车风险分析
保险丝电源
电灯1
地下室电灯2
图1.3.2长期生物实验室的地下室照明系统

大学精品课件：核安全基础

核安全基础基本要求
核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology
一、大纲要求：
1.掌握核安全的基本概念和理论。 2.熟悉三道屏障的概念、辐射与辐射防护的知识。 3.掌握核电厂安全设计的基本知识，了解反应堆专设
安全设施的知识。 4.掌握反应堆运行工况与事故分类的基本概念。 5.了解核电厂典型事故，了解核安全对策和严重事故
1.1 核反应堆安全的概念
核电的产生：核能 —〉热能 —〉机械能—〉电能
核电的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量转变为热能，热能转变为机械能，进而转化为电能。与常规化石燃料电厂的直观比较是将燃烧锅炉换成了反应堆或聚变装置
需要核燃料循环，有潜在的放射性危害。核电是集现代科学与现代技术于一身的技术密集、
核反应堆安全的概念
核安全分析的方法
1、确定论的安全分析(Deterministic Methods) 2、概率论安全分析
(PSA-Probabilistic Safety Analysis) (PRA-Probabilistic Risk Analysis)
那么我们要分析那些情况呢？
1.1
核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology
核反应堆安全的概念
冷却剂丧失事故
SGTR
反应性引入事故
蒸汽管道破裂事故
蒸汽
汽轮机跳闸旁路阀门未打开
水
主泵主管道
给水管道破裂事故失流事故
热阱丧失事故
1.1
核科学与技术学院 College of Nuclear Science and Technology

核安全基本理论知识

核安全基本理论知识首先，核安全的基本理论知识包括核辐射的性质和影响。

核辐射是指核裂变、核衰变及相应的能量释放过程中所产生的粒子和波动。

这些辐射对人体和环境都具有一定的危害，因此必须采取措施来减少核辐射对人类和环境的影响。

其次，核安全的基本理论知识还包括核反应堆的设计和运行原理。

核反应堆是核能利用的基本设施，其设计和运行原理是核安全的基石。

了解核反应堆的设计和运行原理，有助于科学地评估和控制核反应堆的安全性。

此外，核安全的基本理论知识还包括核材料的处理和运输。

核材料是核能利用的关键资源，其处理和运输必须严格遵守安全规定，以防止核材料的泄露和滥用。

最后，核安全的基本理论知识还包括核事故的应急预案和应对措施。

核事故一旦发生，将对人类和环境产生严重影响，因此必须制定科学的应急预案和应对措施，以最大限度地减少核事故的影响。

总之，核安全的基本理论知识是确保核能利用安全的基础，了解这些知识对于保障全球核安全势在必行。

在今后的工作中，我们应该不断地深化对核安全基本理论知识的理解，加大核安全领域的研发力度，进一步提高核安全水平，确保核辐射和核材料的安全利用。

核安全是维护世界和平与稳定的重要组成部分，核安全的基本理论知识是确保核能利用安全的基础。

核安全的概念早在20世纪50年代末就已提出，经过多年的实践和理论研究，形成了一系列基本理论知识，这些知识涉及核辐射的性质和影响、核反应堆的设计和运行原理、核材料的处理和运输、核事故的应急预案和应对措施等多个方面。

首先，核辐射的性质和影响是核安全领域的基本理论知识之一。

核辐射是指核裂变、核衰变及相应的能量释放过程中所产生的粒子和波动。

核辐射对人体和生物体具有一定的危害，可能导致细胞损伤、基因突变、癌症等，还会对环境造成不可逆转的影响。

因此，认识核辐射的性质和影响，采取相应的防护措施是确保核安全的重要基础。

其次，核反应堆的设计和运行原理也是核安全领域的基本理论知识。

核反应堆是核能利用的主要设施，其设计和运行原理直接关系到核安全的水平。

核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.2确定论安全分析

（1）被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）（2）操作员在事故后短期内不做任何干预
2）除最严重单一故障外，事故分析中的其它4个附加补充假设
（1）事故同时合并失去厂外电源；（2）反应性价值最大的一组控制棒卡在提棒位置不能下
插；（3）分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的
最小偏离泡核沸腾比DNBR在W-3公式中不得小于1.3，这样可以保证在95%的置信度下95%的燃料元件不发生烧毁；
燃料元件包壳外壁温度不超过425℃。
4.2确定论基本分析逻辑 4.2-3验收准则 Departure from nuclear boiling ratio (DNBR) 2）第Ⅳ类工况的验收准则（大破口失水事故4℃。防止锆水反应的激化
包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%
包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆与水反应所释氢总量
的1%
Zr 2H 2O ZrO 2 2H 2 Q
堆芯必须保持可冷却的几何形态
必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力
4.2确定论基本分析逻辑 4.2-3验收准则 Departure from nuclear boiling ratio (DNBR) 2）第Ⅰ类和Ⅱ类工况的验收准则
燃料芯块的最高温度不超过2260℃，与燃料末期燃料芯块的熔化温度2590℃相比，留有大于300℃裕量；
燃料线功率不超过59.0kW/m，压水堆平均线功率约为 17.8kW/m，可知堆芯热点因子Fq不得大于3.3；
以防止过量氧化的氢脆导致包壳强度不足以而破裂
以限制安全壳内氢爆的危险
4.2确定论基本分析逻辑 4.2-4 核电厂的8大设计基准事故DBA

核安全基本原则包括

核安全基本原则包括国务院新闻办公室3日发表《中国的核安全》白皮书。

全文如下：中国的核安全（2019年9月）中华人民共和国国务院新闻办公室目录前言一、树立理性、协调、并进的核安全观二、构建核安全政策法规体系三、实施科学有效安全监管四、保持高水平安全五、营造共建共享的核安全氛围六、打造核安全命运共同体结束语前言原子的发现和核能的开发利用，给人类发展带来了新的动力，极大增强了人类认识世界和改造世界的能力。

同时，核能发展也伴生着安全风险和挑战。

人类要更好利用核能、实现更大发展，必须应对好各种核安全挑战，维护好核安全。

中华人民共和国成立初期，面对国家建设和发展的需要，中国政府作出了开发利用核能的重大决定，中国核事业（注1）正式起步。

近70年来，中国核事业从无到有、持续发展，形成了完备的核工业体系，为保障能源安全、保护生态环境、提高人民生活水平、促进经济高质量发展作出了重要贡献。

中国始终把保障核安全作为重要的国家责任，融入核能开发利用全过程，始终以安全为前提发展核事业，按照最严格标准实施监督管理，始终积极适应核事业发展的新要求，不断推动核安全与时俱进、创新发展，保持了良好的安全记录，走出一条中国特色核安全之路。

党的十八大以来，中国的核安全事业进入安全高效发展的新时期。

习近平主席提出理性、协调、并进的核安全观，强调发展和安全并重，倡导打造全球核安全命运共同体，为新时期中国核安全发展指明了方向，为推进核能开发利用国际合作、实现全球持久核安全提供了中国方案。

在核安全观引领下，中国逐步构建起法律规范、行政监管、行业自律、技术保障、人才支撑、文化引领、社会参与、国际合作等为主体的核安全治理体系，核安全防线更加牢固。

作为构建公平、合作、共赢的国际核安全体系的重要倡导者、推动者和参与者，中国在做好自身核安全的同时，认真履行核安全国际义务，大力推动核安全双多边合作，积极促进核能和平利用造福全人类，为全球核安全治理贡献了中国智慧、中国力量。

核安全法规和导则介绍

－巴基斯坦政府也设置了核安全管理当局(PAKISTAN NUCLEAR REGULATORYAU THORITY)，简称为 PNRA，也发布和实施了该国的核安全法规和导则文件。
－我国核安全质保法规HAF003系列是从IAEA 50-C-QA
（1988）法规等效采用的。而 IAEA 50-C-QA（1996）法规包括了IAEA 50-C-QA（1988）法规的全部要求并有所扩展。
表2:我国核安全质保法规
类别文件编号
文件名称
法规 HAF 003
核电厂质量保证安全规定
HAD 003/01 HAD 003/02
核电厂质量保证大纲的制定核电厂质量保证组织
HAD 003/02
HAD 003/04
导则
HAD 003/05 HAD 003/06
核电厂物项和服务采购中的质量保证核电厂质量保证记录制度核电厂质量保证监查核电厂设计中的质量保证
法规由引言、管理、实施和评价四大块、14个章节、33 个小节组成的正文和1个附件《有关基本要求的补充信息》（含10个基本要求）构成。导则共14个，其中Q1-Q8是核电站从选址到退役全过程都适用的，Q9-Q14是与核电站寿期中某个阶段相关联的，分别适用于某个阶段。（见表3）
－以下的介绍将法规和导则的相关内容结合在一起进行，并与HAF/HAD标准比较。
导则 IAEA 50-SG-Q5
IAEA 50-SG-Q6
IAEA 50-SG-Q7
DOCUMENT CONTROL AND RECORDS 文件控制和记录
INSPECTION AND TESTING FOR ACCEPTANCE 针对验收的检查和试验
ASSESSMENT OF THE IMPLEMENTATION OF QUALITY ASSURANCE PROGRAMME 质保大纲履行情况的评定

精选核安全基本理论知识

《压水堆核电站基础教程》核安全基本理论》
The End
谢谢大家！欢迎批评指正
9、静夜四无邻，荒居旧业贫。。10、雨中黄叶树，灯下白头人。。11、以我独沈久，愧君相见频。。12、故人江海别，几度隔山川。。13、乍见翻疑梦，相悲各问年。。14、他乡生白发，旧国见青山。。15、比不了得就不比，得不到的就不要。。。16、行动出成果，工作出财富。。17、做前，能够环视四周；做时，你只能或者最好沿着以脚为起点的射线向前。。9、没有失败，只有暂时停止成功！。10、很多事情努力了未必有结果，但是不努力却什么改变也没有。。11、成功就是日复一日那一点点小小努力的积累。。12、世间成事，不求其绝对圆满，留一份不足，可得无限完美。。13、不知香积寺，数里入云峰。。14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。15、楚塞三湘接，荆门九派通。。。16、少年十五二十时，步行夺得胡马骑。。17、空山新雨后，天气晚来秋。。9、杨柳散和风，青山澹吾虑。。10、阅读一切好书如同和过去最杰出的人谈话。11、越是没有本领的就越加自命不凡。12、越是无能的人，越喜欢挑剔别人的错儿。13、知人者智，自知者明。胜人者有力，自胜者强。14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。15、最具挑战性的挑战莫过于提升自我。。16、业余生活要有意义，不要越轨。17、一个人即使已登上顶峰，也仍要自强不息。
安全设计准则
安全意识和安全行为
《压水堆核电站基础教程》核安全基本理论》
3.3 核电站的安全设计
安全设计指导思想 ——纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御
《压水堆核电站基础教程》核安全基本理论》
燃料芯块核裂变产生的放射性物质98％以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中，不会释放出来。

核安全04(确定论基础)

核安全观主要内容

核安全观主要内容一、引言核安全是指在使用和管理核能源时，采取一系列措施以确保核设施、材料和活动不会意外、非法地泄漏、导致破坏或被滥用。

核安全是国际社会共同关注的重要议题，涉及安全、环境、安全保障稳定等多方面内容。

核安全观是中国提出的一种核安全理念，强调安全、合作、创新和共享，通过国际合作推动全球核安全事业的发展。

本文将就核安全观的主要内容进行探讨。

二、核安全观的内涵核安全观强调以下几个核心要素：1. 安全第一实施核能发展过程中，安全应当被置于首位。

核能事故的发生对人类社会和环境造成的影响是巨大而持久的，因此必须始终将安全作为核能发展的首要目标。

在设计、建设、运营和弃核等全生命周期中，都应当充分考虑安全风险，采取一切必要措施确保核安全。

2. 合作共赢核能是全球共同的利益，各国需要在核安全方面加强合作，分享经验和技术，共同应对挑战。

核安全合作应当坚持平等、自愿、非歧视、充分尊重国家主权，通过国际组织、条约和倡议等平台，加强信息交流、人员培训和技术支持。

3. 透明公开在核能发展中，透明度和公开是核安全的重要基础。

各国应当加强信息的共享和发布，提高公众对核能发展和核安全的了解和参与。

通过透明公开的方式，建立起公众对核能事业的信任，并增强核安全的治理能力。

三、核安全观的实践路径为了推动核安全观的实践，中国采取了以下行动：1. 加强国内核安全体系建设中国加强了核安全法规和标准的制定，完善了核安全监管体系，建立了核安全应急预案和事故处理机制。

通过提高核设施的设计、建设和管理水平，确保核设施的安全可靠运行。

2. 积极参与国际核安全合作中国积极参与国际核安全合作，加入了核安全国际组织和条约。

中国与其他国家进行了多种形式的合作，包括技术交流、人员培训、核安全综合演练等，为全球核安全事业作出了重要贡献。

3. 推动核安全科技创新中国致力于核安全科技创新，加强了核设施安全监测、信息安全保护和核材料追踪管理等方面的研究与应用。

核安全04(确定论基础)

核安全基础考试知识点总结

核安全文化八大原则

2013版核安全工程师四科教材内容提纲

2013年注册核安全工程师-综合知识-第四章复习要点

第三章 确定论安全设计与分析方法(三次课、四次课)

核安全法规和导则介绍

核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.1确定论安全分析

大学精品课件：核安全基础

核安全基本理论知识

核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.2确定论安全分析

核安全基本原则包括

核安全法规和导则介绍

精选核安全基本理论知识

核安全04(确定论基础)

核安全观主要内容

第三章确定论安全设计与分析方法(三次课、四次课)