2016年《核安全专业实务》考试知识点(1)

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2013年《核安全专业实务》考试知识点

考试要求

　　引言

　　第一节 核反应堆的基本工作原理

　　一、中子与原子核的相互作用(散射反应;俘获反应;裂变反应)

　　二、核反应截面和核反应率密度(微观截面;宏观截面;中子注量率与核反应率密度;截面随中子能量变化的规律)

　　三、中子的慢化

　　四、核反应堆临界条件

　　五、核燃料的消耗、转化与增殖

　　六、堆内中子注量率分布与展平(裸堆的中子注量率分布;带反射层反应堆的中子注量率分布;中子注量率的局部效应;中子注量率展平的重要性;中子注量率分布的展平方法)

　　第二节 核反应堆的主要类型

　　一、压水堆

　　二、沸水堆

　　三、重水堆

　　四、高温气冷堆

　　五、快中子堆

　　第三节 核反应堆本体结构与核电厂系统及设备

　　一、核燃料组件与核反应堆的本体结构

　　二、一回路系统及主要设备

　　三、二回路系统及设备(饱和蒸汽汽轮机组;主发电机组)

　　四、回路辅助系统及其功能(一回路辅助系统;二回路辅助系统)

　　第四节 反应性与反应性控制

　　一、反应性概念

　　二、影响反应性变化的各种因素(燃料和重同位素成分的变化;氙毒、碘坑与结渣;温度效应;其他效应)

　　三、反应性的控制

　　第五节 对内的释热与传热

　　一、堆热源及其分布(裂变能分配;堆内释热率分布)

　　二、燃料元件传热分析

　　三、对流传热分析

　　四、两相流分析(两相流水力分析;两相流传热分析)

　　第六节 反应堆及核动力装置的功率控制

　　一、影响功率的因素(瞬发中子的时间特性;缓发中子的时间特性;温度效应)

　　二、核反应堆功率控制原理(启动、停堆以及改变核反应堆的功率;抵消过剩反应性，补偿燃耗;维持功率水平;保证堆的安全)

　　三、压水堆核电厂功率控制(反应性控制和功率分布控制;功率调节系统)

　　四、核反应堆的仪表控制系统

　　第七节 堆保护系统的工作原理

　　一、防护系统的功能

　　二、保护系统的安全准则

　　三、保护系统的实现(核反应堆停堆触发系统;专设安全设施触发系统)

　　第八节 核动力厂设计的基本安全要求

　　一、安全目标(总的安全目标;辐射防护目标;技术安全目标;安全目标的实现)

　　二、纵深防御概念和纵深防御在核动力厂的具体体现(纵深防御;纵深防御在核动力厂的具体体现)

　　三、安全功能和安全分级(安全功能;安全分级)

　　四、构筑物、系统和部件的可靠性设计(可靠性设计要求和实现;共因故障;单一故障准则;故障安全设计;多重性;多样性;独立性)

　　五、事故预防和核动力厂安全特性

　　六、内部和外部事件(内部事件;外部事件)

　　七、经验证的工程实践

　　八、安全分析(确定论方法;概率论方法)

　　第九节 核动力厂事故分析与严重事故预防和缓解

　　一、核动力厂事故分析方法

　　二、核动力厂运行工况的分类(工况Ⅰ-正常运行;工况Ⅱ-中等频率事件;工况Ⅲ-稀有事故;工况Ⅳ-极限事故(设计基准事故))

　　三、验收准则(对于工况Ⅱ事件;对于工况Ⅲ及工况Ⅳ事件)

　　四、事故分析的基本假设(初始条件及各项参数;四项基本假设)

　　五、设计基准事故

　　六、严重事故的预防和缓解(概述;严重事故的初因事件;严重事故的物理过程;设计对严重事故必须考虑的事项;压水堆核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施)

　　第十节 核动力厂防火设计

　　一、核动力厂总的防火要求

　　二、核动力厂防火的设计方法(布置要求;防火区;火灾封锁法;火灾扑灭法;火灾和灭火系统的二次效应;火灾危害性分析)

　　第十一节 核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的作用

　　一、核动力厂的概率安全分析

　　二、概率安全分析在安全管理中的作用(评价核动力厂的安全水平并鉴别需要改进的领域;评价核动力厂的安全水平并与明确的或隐含的接受准则进行比较;评价核动力厂的安全水平以帮助核动力厂运行)

　　第十二节 核级机械部件与设备以及仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求

　　一、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别

　　二、核级机械部件与设备的核安全分级及其相应工业标准之间的关系(核级机械部件与设备的核安全分级;核级机械部件、设备的核安全级别与建造规范、标准之间的关系)

　　三、核级机械部件与设备设计的基本核安全要求

　　四、核级机械部件与设备压力边界的结构完整性(术语、定义;核电厂状态和系统运行工况;核级机械部件和设备的设计荷载、使用荷载和试验荷载;核级机械部件和设备的设计限值、使用限值和试验限值;核级部件与设备的设计步骤)

　　五、机械部件与设备的可运行性和功能能力(核级机械部件与设备的抗震鉴定;机械部件与设备的环境鉴定)

　　六、核级部件与机械设备的核安全基本要求

　　七、仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求(设备鉴定;鉴定方法;鉴定过程;基于计算机的安全重要系统和设备软件的鉴定要求)

　　第十三节 核动力厂运行的基本安全要求

　　一、运行限值和条件

　　二、运行规程

　　三、堆芯和燃料管理

　　四、安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查

　　五、核动力厂修改

　　六、辐射防护和放射性废物管理

　　七、运行经验反馈

　　第十四节 核动力厂运行的安全管理

　　一、概述(核动力厂运行的含义;核动力产运行状态;核动力厂运行安全监督)

　　二、核动力厂营运单位(总的要求;组织机构和人员职责;核动力厂运行人员资格、培训与考核)

　　三、核动力厂调试(核动力厂调试要求;外核动力厂主要调试阶段;核动力厂首次装料)

　　四、核事件分级和报告制度(核事件分级;核行业主管部门核事件报告管理办法;国家核安全局运行事件报告管理办法)

　　五、核动力厂事故停堆管理(启动事故运行规程和应急程序;事故停堆管理原则;事故后果补救)

　　六、核电厂定期安全检查

　　七、核动力厂退役

　　第十五节 核动力厂的在役检查和定期试验

　　一、核动力厂的在役检查(在役检查的目的;核动力厂实施在役检查的前提和基础;对在役检查的设计考虑;役前检查和在役检查;系统的压力试验;核动力厂在役检查大纲及其实施)

　　二、核动力厂的定期试验(核安全法规的有关要求;定期试验大纲以及试验程序;定期试验的类型;试验周期的确定;监督试验大纲的有效性)

　　第十六节 核材料管制

　　一、前言

　　二、核材料管制的目的、基本要求和采取的对策(核材料的基本概念;核材料的管制目的;核材料管制的基本要求;核材料管制的对策)

　　三、核材料衡算管理(衡算的分类;核材料的衡算方法;衡算周期的确定;核材料平衡区(MBA)和关键测量点(KMP))

　　四、实物保护(实物保护概念;核材料和核设施的实物保护级别;实物保护系统(PPS)设计和评价)

　　五、核材料管制的监督检查(核材料管制监督检查要求;监督检查范围和内容;监督检查的职责分工)

　　第十七节 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应

　　一、我国核事故应急管理体制和应急计划(国家核事故应急组织管理与国家核事故应急计划;地方政府核事故应急管理与场外应急计划;核动力厂营运单位的核事故应急管理与场内应急计划)

　　二、核动力厂营运单位应急响应能力的维持(应急计划的修订和完善;建立并坚持应急工作人员培训制度;应急设施、设备及通讯等系统的维护;按法规要求定期进行各种类型及规模的应急演习)

　　三、核动力厂营运单位的核事故响应(应急状态的判断与确认;应急组织的启动;通讯应急与报告制度;事故诊断与采取补救措施;应急监测;源项估算与环境后果评价;防护行动和剂量监测;医疗救护;向地方政府提出的场外行动建议;应急状态的终止与恢复行动)

　　四、国家核安全局监督职责(应急准备条件的审评;应急准备状况的检查;应急演习的监督与评价;应急响应情况的监督)

　　本章小结

　　思考题