注冊核安全工程師知識(shí)點(diǎn)合輯2025一、核安全相關(guān)法律法規(guī)（一）國家法律法規(guī)1.《中華人民共和國核安全法》核安全法是我國核安全領(lǐng)域的基本大法，它明確了核安全工作的基本原則，即安全第一、預(yù)防為主、責(zé)任明確、嚴(yán)格管理、縱深防御、獨(dú)立監(jiān)管、全面保障。規(guī)定了核設(shè)施營運(yùn)單位、放射性廢物處理處置單位等相關(guān)主體的責(zé)任，例如核設(shè)施營運(yùn)單位對(duì)核安全負(fù)全面責(zé)任，要確保核設(shè)施的選址、設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和退役等全過程的安全。同時(shí)，法律還對(duì)核安全許可制度、信息公開與公眾參與等方面做出了詳細(xì)規(guī)定，以保障核安全活動(dòng)在法治軌道上進(jìn)行。2.《中華人民共和國放射性污染防治法》該法旨在防治放射性污染，保護(hù)環(huán)境和人體健康。它涵蓋了核設(shè)施、核技術(shù)利用、鈾（釷）礦和伴生放射性礦開發(fā)利用等各個(gè)方面的放射性污染防治。例如，對(duì)于核設(shè)施的退役，要求采取有效的防護(hù)措施，確保工作人員和公眾免受放射性污染的危害；對(duì)于放射性廢物的管理，規(guī)定了分類收集、包裝、貯存和處置等環(huán)節(jié)的要求，以防止放射性廢物對(duì)環(huán)境造成污染。3.《中華人民共和國環(huán)境保護(hù)法》雖然是綜合性的環(huán)境保護(hù)法律，但對(duì)核安全工作也具有重要指導(dǎo)意義。在核安全領(lǐng)域，它要求核設(shè)施的建設(shè)和運(yùn)營必須符合環(huán)境保護(hù)的要求，采取有效措施減少對(duì)生態(tài)環(huán)境的影響。例如，核電廠在運(yùn)行過程中要控制廢水、廢氣的排放，確保其符合國家規(guī)定的排放標(biāo)準(zhǔn)，防止對(duì)周邊水體、大氣環(huán)境造成污染。（二）國際公約與標(biāo)準(zhǔn)1.《核安全公約》該公約要求締約國采取一切合理步驟確保核設(shè)施的安全，包括建立健全的監(jiān)管體制、制定嚴(yán)格的安全標(biāo)準(zhǔn)、對(duì)核設(shè)施進(jìn)行定期安全評(píng)估等。我國作為締約國，積極履行公約義務(wù)，不斷完善核安全法規(guī)和監(jiān)管體系，加強(qiáng)核設(shè)施的安全管理。2.《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全公約》主要關(guān)注乏燃料和放射性廢物的安全管理。它規(guī)定了締約國在乏燃料和放射性廢物的產(chǎn)生、運(yùn)輸、貯存和處置等各個(gè)環(huán)節(jié)的責(zé)任和義務(wù)，要求采取安全措施確保這些物質(zhì)不會(huì)對(duì)人類健康和環(huán)境造成危害。我國在乏燃料和放射性廢物管理方面，嚴(yán)格遵循公約要求，推進(jìn)相關(guān)設(shè)施的建設(shè)和管理工作。3.國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）標(biāo)準(zhǔn)IAEA制定了一系列核安全標(biāo)準(zhǔn)，如《核設(shè)施安全基本安全原則》《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全要求》等。這些標(biāo)準(zhǔn)為全球核安全工作提供了技術(shù)指導(dǎo)和規(guī)范，我國在核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)制定過程中，充分借鑒了IAEA的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)，結(jié)合我國實(shí)際情況進(jìn)行優(yōu)化和完善。二、核物理基礎(chǔ)（一）原子核的基本性質(zhì)1.原子核的組成原子核由質(zhì)子和中子組成，質(zhì)子帶正電荷，中子不帶電。質(zhì)子和中子統(tǒng)稱為核子，原子核的質(zhì)量數(shù)等于質(zhì)子數(shù)與中子數(shù)之和，質(zhì)子數(shù)決定了元素的種類。例如，氫原子核只有1個(gè)質(zhì)子，氦原子核有2個(gè)質(zhì)子和2個(gè)中子。2.原子核的穩(wěn)定性原子核的穩(wěn)定性取決于質(zhì)子數(shù)和中子數(shù)的比例。對(duì)于輕核，質(zhì)子數(shù)和中子數(shù)大致相等時(shí)原子核比較穩(wěn)定；對(duì)于重核，中子數(shù)通常比質(zhì)子數(shù)多一些才能保持穩(wěn)定。當(dāng)原子核的質(zhì)子數(shù)或中子數(shù)過多或過少時(shí)，原子核就會(huì)不穩(wěn)定，發(fā)生放射性衰變。3.核力核力是使核子結(jié)合成原子核的力，它具有短程性、飽和性和強(qiáng)相互作用等特點(diǎn)。核力只在相鄰的核子之間起作用，其作用范圍非常小，大約在10?1?m量級(jí)。（二）放射性衰變1.衰變類型-α衰變：原子核放出一個(gè)α粒子（氦原子核）的過程。α粒子具有較強(qiáng)的電離能力，但穿透能力較弱，在空氣中只能飛行幾厘米。-β衰變：包括β?衰變、β?衰變和電子俘獲。β?衰變是原子核內(nèi)的一個(gè)中子轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€(gè)質(zhì)子并放出一個(gè)電子和一個(gè)反中微子的過程；β?衰變是原子核內(nèi)的一個(gè)質(zhì)子轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€(gè)中子并放出一個(gè)正電子和一個(gè)中微子的過程；電子俘獲是原子核俘獲一個(gè)核外電子，使一個(gè)質(zhì)子轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€(gè)中子并放出一個(gè)中微子的過程。β粒子的穿透能力比α粒子強(qiáng)，但電離能力比α粒子弱。-γ衰變：原子核從激發(fā)態(tài)躍遷到基態(tài)時(shí)放出γ光子的過程。γ光子是一種高能電磁波，具有很強(qiáng)的穿透能力，但電離能力較弱。2.衰變規(guī)律放射性衰變遵循指數(shù)衰變規(guī)律，即放射性原子核的數(shù)量隨時(shí)間按指數(shù)規(guī)律減少。衰變常數(shù)λ表示單位時(shí)間內(nèi)原子核發(fā)生衰變的概率，半衰期T?/?是指放射性原子核的數(shù)量減少到原來一半所需的時(shí)間，它們之間的關(guān)系為T?/?=ln2/λ。（三）核反應(yīng)1.核裂變反應(yīng)重核（如鈾-235、钚-239等）在中子的轟擊下分裂成兩個(gè)或多個(gè)中等質(zhì)量的原子核，并釋放出大量能量和多個(gè)中子的過程。核裂變反應(yīng)是目前核電廠利用核能的主要方式，例如在壓水堆核電廠中，鈾-235吸收一個(gè)中子后發(fā)生裂變，產(chǎn)生的中子又可以引發(fā)其他鈾-235原子核的裂變，形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。2.核聚變反應(yīng)輕核（如氫的同位素氘和氚）在極高的溫度和壓力下聚合成較重的原子核，并釋放出巨大能量的過程。核聚變反應(yīng)是太陽等恒星內(nèi)部能量的來源，目前人類正在積極研究可控核聚變技術(shù)，以實(shí)現(xiàn)清潔能源的可持續(xù)發(fā)展。3.核反應(yīng)截面核反應(yīng)截面是描述原子核與粒子發(fā)生反應(yīng)概率的物理量，它與粒子的能量、原子核的性質(zhì)等因素有關(guān)。例如，在核反應(yīng)堆中，通過控制中子的能量和核燃料的成分，可以調(diào)節(jié)核反應(yīng)截面，從而控制核反應(yīng)的速率。三、核反應(yīng)堆工程（一）核反應(yīng)堆類型1.壓水堆（PWR）-原理：以普通水作為冷卻劑和慢化劑，在高壓下使水保持液態(tài)，通過反應(yīng)堆堆芯將核能轉(zhuǎn)化為熱能，加熱后的水通過蒸汽發(fā)生器將熱量傳遞給二回路的水，使其變成蒸汽驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。-特點(diǎn)：技術(shù)成熟、安全性高、功率密度大。目前世界上大多數(shù)核電廠采用壓水堆技術(shù)。2.沸水堆（BWR）-原理：同樣以普通水作為冷卻劑和慢化劑，但水在反應(yīng)堆堆芯內(nèi)直接沸騰產(chǎn)生蒸汽，蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)發(fā)電。-特點(diǎn)：系統(tǒng)相對(duì)簡單，但由于蒸汽帶有放射性，對(duì)汽輪機(jī)等設(shè)備的放射性防護(hù)要求較高。3.重水堆（PHWR）-原理：以重水（D?O）作為冷卻劑和慢化劑，重水的慢化性能好，可以使用天然鈾作為核燃料。-特點(diǎn)：可以直接利用天然鈾，燃料成本相對(duì)較低，但重水價(jià)格昂貴，反應(yīng)堆造價(jià)較高。4.高溫氣冷堆（HTGR）-原理：以氦氣作為冷卻劑，石墨作為慢化劑，采用包覆顆粒燃料，堆芯出口溫度高，可以實(shí)現(xiàn)高效發(fā)電和高溫工藝熱應(yīng)用。-特點(diǎn)：具有固有安全性高、發(fā)電效率高、可用于高溫制氫等優(yōu)點(diǎn)，是一種具有發(fā)展前景的先進(jìn)核反應(yīng)堆類型。（二）反應(yīng)堆堆芯物理1.中子能譜中子在反應(yīng)堆內(nèi)具有不同的能量分布，可分為快中子、中能中子和熱中子。熱中子更容易被核燃料吸收引發(fā)裂變反應(yīng)，因此在大多數(shù)反應(yīng)堆中，需要通過慢化劑將快中子慢化為熱中子。2.反應(yīng)性控制反應(yīng)性是衡量反應(yīng)堆偏離臨界狀態(tài)的物理量，為了保證反應(yīng)堆的安全穩(wěn)定運(yùn)行，需要對(duì)反應(yīng)性進(jìn)行精確控制。反應(yīng)性控制的方法主要有控制棒控制、可燃毒物控制和化學(xué)補(bǔ)償控制等?？刂瓢粲删哂袕?qiáng)中子吸收能力的材料（如硼、鎘等）制成，通過插入或抽出控制棒來調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的反應(yīng)性；可燃毒物是一種在反應(yīng)堆運(yùn)行過程中逐漸消耗的中子吸收材料，用于補(bǔ)償初始過剩反應(yīng)性；化學(xué)補(bǔ)償控制是通過向冷卻劑中加入可溶性硼化合物來調(diào)節(jié)反應(yīng)性。3.臨界理論反應(yīng)堆達(dá)到臨界狀態(tài)時(shí)，中子的產(chǎn)生率等于中子的消失率，反應(yīng)堆可以自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。臨界理論研究反應(yīng)堆達(dá)到臨界狀態(tài)的條件和影響因素，包括堆芯的幾何形狀、燃料濃度、慢化劑溫度等。通過臨界實(shí)驗(yàn)和理論計(jì)算，可以確定反應(yīng)堆的臨界尺寸和臨界燃料裝載量。（三）反應(yīng)堆熱工水力1.熱傳導(dǎo)在反應(yīng)堆堆芯中，核燃料產(chǎn)生的熱量通過熱傳導(dǎo)的方式傳遞給冷卻劑。熱傳導(dǎo)的速率與材料的熱導(dǎo)率、溫度梯度等因素有關(guān)。例如，核燃料元件通常采用高導(dǎo)熱性的材料（如鋯合金）作為包殼，以提高熱量傳遞效率。2.對(duì)流換熱冷卻劑在反應(yīng)堆堆芯內(nèi)流動(dòng)，通過對(duì)流換熱的方式將熱量帶走。對(duì)流換熱的強(qiáng)度與冷卻劑的流速、物性等因素有關(guān)。為了保證冷卻效果，需要合理設(shè)計(jì)冷卻劑的流動(dòng)通道和流速。3.流動(dòng)穩(wěn)定性在反應(yīng)堆運(yùn)行過程中，冷卻劑的流動(dòng)必須保持穩(wěn)定。如果流動(dòng)不穩(wěn)定，可能會(huì)導(dǎo)致局部過熱、沸騰危機(jī)等問題，影響反應(yīng)堆的安全。因此，需要研究冷卻劑的流動(dòng)特性，采取措施防止流動(dòng)不穩(wěn)定現(xiàn)象的發(fā)生。四、核安全分析（一）事故分析方法1.確定論分析方法-原理：基于一系列假設(shè)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，通過建立物理模型和數(shù)學(xué)方程，分析事故發(fā)生時(shí)反應(yīng)堆的熱工水力、中子物理等參數(shù)的變化，評(píng)估事故后果。-應(yīng)用：在核電廠設(shè)計(jì)中，確定論分析方法用于確定反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)要求，例如計(jì)算事故工況下的最大熱功率、壓力等參數(shù)，以確保安全系統(tǒng)能夠有效地應(yīng)對(duì)事故。2.概率論分析方法-原理：考慮各種可能的事故序列及其發(fā)生概率，通過故障樹分析、事件樹分析等方法，評(píng)估反應(yīng)堆的風(fēng)險(xiǎn)水平。-應(yīng)用：概率論分析方法可以幫助核安全監(jiān)管部門和營運(yùn)單位了解反應(yīng)堆的整體風(fēng)險(xiǎn)狀況，確定關(guān)鍵的風(fēng)險(xiǎn)因素，為制定安全管理策略提供依據(jù)。（二）設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故1.小破口失水事故（SBLOCA）-定義：指反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生較小的破口，導(dǎo)致冷卻劑緩慢泄漏的事故。-分析：事故發(fā)生后，冷卻劑的泄漏會(huì)導(dǎo)致堆芯冷卻能力下降，需要啟動(dòng)安全注射系統(tǒng)向堆芯注入冷卻水，以保證堆芯的安全。通過對(duì)小破口失水事故的分析，可以確定安全注射系統(tǒng)的設(shè)計(jì)容量和響應(yīng)時(shí)間等參數(shù)。2.大破口失水事故（LBLOCA）-定義：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生較大的破口，冷卻劑大量快速泄漏的事故。-分析：大破口失水事故是一種嚴(yán)重的事故工況，可能導(dǎo)致堆芯熔化。在分析中，需要考慮冷卻劑的快速流失、蒸汽爆炸、氫氣產(chǎn)生等因素，評(píng)估事故對(duì)反應(yīng)堆安全殼和周邊環(huán)境的影響。（三）嚴(yán)重事故1.堆芯熔化事故-原因：主要是由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)故障、失去電源等原因?qū)е露研纠鋮s不足，核燃料溫度升高，最終導(dǎo)致堆芯熔化。-后果：堆芯熔化可能會(huì)釋放出大量的放射性物質(zhì)，對(duì)環(huán)境和人類健康造成嚴(yán)重危害。因此，需要采取措施防止堆芯熔化事故的發(fā)生，并在事故發(fā)生后盡量減少放射性物質(zhì)的釋放。2.安全殼失效事故-原因：可能是由于高溫、高壓、氫氣爆炸等原因?qū)е掳踩珰そY(jié)構(gòu)損壞，失去對(duì)放射性物質(zhì)的包容能力。-應(yīng)對(duì)措施：為了防止安全殼失效事故的發(fā)生，需要在安全殼設(shè)計(jì)中考慮各種可能的工況，采取加強(qiáng)結(jié)構(gòu)、設(shè)置氫氣復(fù)合器等措施。五、核輻射防護(hù)（一）輻射劑量學(xué)1.輻射劑量的基本概念-吸收劑量：指單位質(zhì)量的受照物質(zhì)吸收的輻射能量，單位是戈瑞（Gy）。-當(dāng)量劑量：考慮了不同類型輻射的生物效應(yīng)差異，是吸收劑量與輻射權(quán)重因子的乘積，單位是希沃特（Sv）。-有效劑量：考慮了不同組織和器官對(duì)輻射的敏感性差異，是當(dāng)量劑量與組織權(quán)重因子的乘積，單位也是希沃特（Sv）。2.劑量率與累積劑量劑量率是指單位時(shí)間內(nèi)接受的輻射劑量，累積劑量是指在一段時(shí)間內(nèi)接受的輻射劑量總和。在輻射防護(hù)中，需要控制劑量率和累積劑量，以確保工作人員和公眾的安全。（二）輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)1.職業(yè)照射劑量限值對(duì)于職業(yè)照射人員，年有效劑量限值為20mSv（平均每年），任何一年中的有效劑量不得超過50mSv。此外，眼晶體的年當(dāng)量劑量限值為150mSv，四肢（手和足）或皮膚的年當(dāng)量劑量限值為500mSv。2.公眾照射劑量限值公眾照射的年有效劑量限值為1mSv，特殊情況下，在連續(xù)5年內(nèi)的年平均有效劑量不超過1mSv的前提下，某一年的有效劑量可提高到5mSv。（三）輻射防護(hù)措施1.時(shí)間防護(hù)盡量減少人員在輻射場中的停留時(shí)間，以降低累積劑量。例如，在進(jìn)行放射性檢修工作時(shí)，合理安排工作流程，縮短工作時(shí)間。2.距離防護(hù)增加人員與輻射源之間的距離，因?yàn)檩椛鋭┝柯逝c距離的平方成反比。在操作放射性物質(zhì)時(shí)，可使用長柄工具等增加操作距離。3.屏蔽防護(hù)采用合適的屏蔽材料（如鉛、混凝土等）來減弱輻射強(qiáng)度。在核設(shè)施的設(shè)計(jì)中，設(shè)置屏蔽層來保護(hù)工作人員和公眾免受輻射危害。六、核設(shè)施安全管理（一）核設(shè)施選址1.自然條件評(píng)估-地質(zhì)條件：選擇地質(zhì)穩(wěn)定的地區(qū)，避免地震、斷層等地質(zhì)災(zāi)害對(duì)核設(shè)施造成破壞。需要進(jìn)行詳細(xì)的地質(zhì)勘探和評(píng)估，確定廠址的地質(zhì)構(gòu)造和地震活動(dòng)情況。-氣象條件：考慮當(dāng)?shù)氐臍庀髼l件，如風(fēng)速、風(fēng)向、降水等，以確保核設(shè)施排放的放射性物質(zhì)能夠得到有效擴(kuò)散，減少對(duì)周邊環(huán)境的影響。-水文條件：對(duì)于需要大量用水冷卻的核電廠，要選擇靠近水源且水質(zhì)良好的地區(qū)，同時(shí)要考慮洪水、海嘯等水文災(zāi)害的影響。2.人口分布與社會(huì)環(huán)境核設(shè)施選址應(yīng)遠(yuǎn)離人口密集區(qū)，減少事故情況下對(duì)公眾的影響。同時(shí)，要考慮當(dāng)?shù)氐纳鐣?huì)環(huán)境，如交通、能源供應(yīng)等基礎(chǔ)設(shè)施條件，以及公眾對(duì)核設(shè)施的接受程度。（二）核設(shè)施設(shè)計(jì)與建造1.設(shè)計(jì)原則-縱深防御原則：設(shè)置多道防線，防止事故發(fā)生和減輕事故后果。例如，在核電廠設(shè)計(jì)中，采用反應(yīng)堆堆芯、安全殼等多重屏障來防止放射性物質(zhì)泄漏。-冗余性和多樣性原則：重要的安全系統(tǒng)應(yīng)具備冗余設(shè)計(jì)，以確保在一個(gè)系統(tǒng)失效時(shí)，其他系統(tǒng)仍能正常工作。同時(shí)，采用不同原理和技術(shù)的系統(tǒng)，增加系統(tǒng)的可靠性。2.建造質(zhì)量控制在核設(shè)施建造過程中，要嚴(yán)格按照設(shè)計(jì)要求和相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行施工。對(duì)建筑材料、設(shè)備的采購和安裝進(jìn)行嚴(yán)格的質(zhì)量檢驗(yàn)，確保核設(shè)施的建造質(zhì)量符合安全要求。（三）核設(shè)施運(yùn)行與維護(hù)1.運(yùn)行管理核設(shè)施營運(yùn)單位應(yīng)建立健全的運(yùn)行管理制度，包括操作規(guī)程、人員培訓(xùn)、運(yùn)行監(jiān)控等方面。運(yùn)行人員必須經(jīng)過嚴(yán)格的培訓(xùn)和考核，持證上崗。在運(yùn)行過程中，要對(duì)反應(yīng)堆的各項(xiàng)參數(shù)進(jìn)行實(shí)時(shí)監(jiān)控，及時(shí)發(fā)現(xiàn)和處理異常情況。2.維護(hù)檢修定期對(duì)核設(shè)施進(jìn)行維護(hù)檢修，確保設(shè)備的正常運(yùn)行。維護(hù)檢修工作要制定詳細(xì)的計(jì)劃和方案，嚴(yán)格按照安全程序進(jìn)行。同時(shí)，要對(duì)檢修過程中的放射性廢物進(jìn)行妥善處理，防止放射性污染。（四）核設(shè)施退役1.退役策略根據(jù)核設(shè)施的類型、規(guī)模和實(shí)際情況，選擇合適的退役策略，如立即拆除、安全封存、廠址監(jiān)護(hù)等。立即拆除是指在核設(shè)施停止運(yùn)行后盡快進(jìn)行拆除工作；安全封存是指將核設(shè)施封閉一段時(shí)間，待放射性水平降低后再進(jìn)行拆除；廠址監(jiān)護(hù)是指在核設(shè)施退役后對(duì)廠址進(jìn)行長期監(jiān)護(hù)，確保環(huán)境安全。2.退役過程中的安全管理在核設(shè)施退役過程中，要采取嚴(yán)格的安全措施，防止放射性物質(zhì)泄漏和擴(kuò)散。對(duì)拆除過程中產(chǎn)生的放射性廢物要進(jìn)行分類收集、處理和處置，確保退役工作的安全進(jìn)行。七、放射性廢物管理（一）放射性廢物分類1.低、中水平放射性廢物-定義：放射性比活度較低、半衰期較短的放射性廢物。-來源：主要包括核設(shè)施運(yùn)行過程中產(chǎn)生的污染設(shè)備、工具、防護(hù)用品等，以及醫(yī)療、科研等領(lǐng)域產(chǎn)生的放射性廢物。2.高水平放射性廢物-定義：放射性比活度高、半衰期長的放射性廢物。-來源：主要是核反應(yīng)堆的乏燃料和乏燃料后處理產(chǎn)生的高放廢液。（二）放射性廢物處理與處置1.處理方法-固化：將放射性廢物與固化劑混合，使其形成穩(wěn)定的固體，以減少放射性物質(zhì)的泄漏風(fēng)險(xiǎn)。常用的固化方法有水泥固化、瀝青固化和玻璃固化等。-焚燒：對(duì)于可燃的放射性廢物，可采用焚燒的方法減少其體積。焚燒過程中要注意控制放射性物質(zhì)的排放。2.處置方式-低、中水平放射性廢物處置：通常采用近地表處置的方式，即將放射性廢物放置在地下一定深度的處置庫中，通過天然和人工屏障來隔離放射性物質(zhì)。-高水平放射性廢物處置：目前國際上普遍采用深地質(zhì)處置的方式，將高放廢物放置在地下數(shù)百米甚至更深的穩(wěn)定地質(zhì)層中，利用地質(zhì)層的天然屏障作用來確保放射性物質(zhì)在長時(shí)間內(nèi)不會(huì)對(duì)環(huán)境造成危害。（三）放射性廢物運(yùn)輸1.運(yùn)輸包裝放射性廢物的運(yùn)輸包裝必須符合相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)，具有足夠的強(qiáng)度和防護(hù)性能，以防止在運(yùn)輸過程中發(fā)生泄漏和破損。包裝上要標(biāo)明放射性標(biāo)志和相關(guān)信息。2.運(yùn)輸安全管理在放射性廢物