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。
下列哪项不是可熔毒物的优点：（）
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（）
A. 7%~~15%
B. 7%~~20%
C.8%~~20%
D. 12%~~20%
E. 15%~~20%
13．重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱
A. 120
B. 150
C.180
D. 200
E.220
14.核反应堆热工力学的性质主要取决于： ( )
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，（）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（）
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（）以上的裕度。
A.60%
B.70%
C.80%
D.85%
E.90%
18.安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的 ( )
A.假设始发事件
B.设计基准事件
C.预计运行事件
D.严重事件
E.超设计基准事件
19．安全壳能维持较长时间（）天以上完整性，大部分裂变产物因重力沉降，释除的源项会大大降低。
A.3
B.5
C.7
D.8
E.12
20. 核材料管制的例行检查，一般由局组织、日常检查和非例行检查由 ( )负责。
A.营运单位保卫部门B。营运单位监督部门C.营运单位监督员 D.地区监督站负责 E.地区环保部门
21．12Kg的锂，属于几级核材料（）
A. 特级
B. 1级C。2级 D.3级 E.4级
22紧急防护措施推荐通用干预水平碘防护（）
A. 10Msv
B. 100Msv
C. 110Msv
D. 10mGY
E. 100mGY
23.核电厂操作人员执照考核及资格审查工作由 ( )统一管理
A.国家核安全局负责
B.核行业主管部门
C.国防科学技术工业委员
D.营运单位人力部门
E.地方环境保护主管部门
23..天然铀监测,排放废水的铀用什么方法检测（）
A.分光光度法
B.固体荧光法
C.激光荧光法
D.X射性荧光法
E.中子活化法
24.铀矿的抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量（）
A.60%
B.68%
C.80%
D.82%
E.86%
25.铀选冶厂尾矿废渣产生率（）
A.1.0×103t废渣/t铀。
B.1.2×103t废渣/t铀。
C.1.5×103t废渣/t铀。
D.1.8×103t废渣/t铀。
E. 2.1×103t废渣/t铀。
26.矿井氡析出规律： ( )
A.与粒度成正比，与品位成正比，与含水量成反比。
B.与粒度成反比，与品位成正比，与含水量成正比。
C.与粒度成反比，与品位成反比，与含水量成正比。
D.与粒度成反比，与品位成正比，与含水量成反比。
E.与粒度成正比，与品位成正比，与含水量成正比。
26.地浸工艺对地下水复原技术措施：⑴地下水清除法⑵反渗透法⑶自然净化法⑷还原沉淀法
还原沉淀法所采用的还原剂是（）
A.HCL
B.H2S
C.H2SO4
D.CaOH
E.CaCO3
27.．对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层（喷涂）如：偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡率可达70%。
密闭可用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固定，其密闭阻风效果可达90%，防氡效果可达（）
A.78%
B.80%
C.85%
D.88%
E.91.5%
28.以下那个不是氡累积测量常用方法 ( )
A.活性炭盒法
B.热释光法
C.静电收集法
D.闪炼室法
E.液闪法
29.UO2转化UF4的核心是UO2的氢氟化，反应器设计关键（）
A.氟气利用率，良好气——固相接触。
B.最适宜的温度分布，良好气——固相接触。
C.最适宜的温度分布和密闭性。
D.氟气利用率和密闭性
E.密闭性和良好气——固相接触。
30.铀转化先由天然铀精炼制得铀氧化物制备成四氟化铀UF4，再转化成六氟化铀（UF6）及其还原的主要工艺过程。
一般要求有较高转化率≥（）
A.90%
B.95%
C.96%
D.98%
E.99%
31.以下那种是UF6的尾气处理方法：（）
A.固体中和法
B. UF4吸收法
C.氨还原法
D.氯气还原法
E.酸液洗涤法
32分离功是一种仅专用于浓缩铀工业的度量单位，把一定量的铀富集到一定的铀—235丰度所需投入的工作量叫做分离功。从天然铀原料生产1T丰度为3%的浓缩铀，大约需（）分离功
A.4.2tswu
B.4.3tswu
C.4.4tswu
D.4.5tswu
E.4.6tswu
33气体离心法单级分离能力主要取决于( )和周边线速度。
A.转筒转速
B.转筒离心力
C.转筒长度
D.转子直径
E.转子长度
34铀浓缩工厂主工艺回路是处用于（）下工作
A.正压
B.负压
C.常压
D.压力变化
E.超高压
35环境影响报告表行政审批的时限（）
A.60
B.30
C.20
D.15
E.10
36按照GB11806规定，下列哪项货包设计不需要经核安全监管部门审批。（）
A.装有易裂变材料的工业货包
B.装有易裂变材料的A型货包
C.装有50g六氟化铀的货包
D. B型货包
E. C型货包
37GB11806《放射性物质安全运输规定》放射性物质运输辐射危害可归结为①辐射照射②核临界和（） A.腐蚀 B.火灾 C.污染 D.释热 E.中毒
38铀浓缩正常生产时气载流出物对居民产生的剂量，关键途径是食入内照射，关键核素（）关键居民幼儿。
A.233U
B.234U
C.235U
D.氚
E.131I
39放射性核素进入人体的途径：①吸入②食入③通过破损的皮肤或伤口吸收
食入放射性锶的靶组织是 ( )
A.甲状腺
B.肺
C.骨骼
D.肺和骨骼
E. 甲状腺和肺
40下面哪项不是辐射监测的主要内容：（）
A.放射性工作场所监测
B.外照射剂量
C.空气污染和表面污染
D.内照射剂量
E.流出物监测
41.放射性废物送贮要求，放射性废物的产生单位要向环保部门提出书面申请，将放射性废物数量、种类、核素、
活度、购置日期和使用时间等情况报告清楚，并附（）
A.表面剂量报告
B.废物货包等级报告
C.环境影响报告
D.退役审批报告
E.放射工作许可证复件。
42.下列哪项是核技术应用放射性废物贮存的特点：（）
A.非社会公益性的，
B.非盈利为目的 C无偿服务
D.是暂存性质的，短寿命或长寿命，废源在城市暂时贮存时间不超过8年
E.收贮任何领域产生的放射性废物
43.下列放射性废物分类，按毒性分那种是高毒性废物 ( )
A. 90Po
B.90Sr
C.137Cs
D.226Ra
E. 239Pu
44a 粒子的射程很短，以5Mev 的a 粒子为例，空气中的射程是3.5cm ，在身体组织内射程只有45Um ，a 放射性核素都是极毒类，体内最大容许积存量只有 （ ）左右。
A.120Bq
B.150Bq
C.160Bq
D.185Bq
E.200Bq
45.对于高放废物普遍接受的处理方法，多用( )法。
A.冰层处置
B.超深钻孔埋葬3-5km
C.巷道垂直钻孔叠堆600-1000m
D.深岩层熔融处置
E.暂存再处置
46．核设施退役采取什么策略影响因素很多，许多国家对于大型核设施退役，（ ）是两大关键因素。
A.废物出路和退役经费
B.技术因素和经济因素
C.社会因素和环境因素
D.经济因素和环境因素
E.技术因素和退役经费
47．废水净化处理的方法中那种可以处理含盐量较多的废物 （ ）
A.过滤
B.吸附
C.蒸发
D.离子交换
E.滞留衰变
48．放射性废物管理以（ ）为核心，（ ）为目标。 ( )
A.防护 、处置
B.安全 、防护
C.安全 、处置
D.处置 、防护
E.处置 、安全
49．放射性废气中可能含有：( )
A.放射性气体、气溶胶、粉尘、非放有害气体。
B.放射性气体、气溶胶、粉尘、颗粒物。
C.放射性气体、气溶胶、颗粒物、非放有害气体。
D.放射性气体、颗粒物、粉尘、非放有害气体。
E.颗粒物、气溶胶、粉尘、非放有害气体。
50高放废物的处置库，可能因地震、断层、火山爆发、冰川等自然事故和人为事故造成事故，其风险几率( )
A. 10-9
B.10
-10 C. 10-9～10-10 D.10-9～10-12 E.10-9～10-13
51.下列哪项不是核电厂厂址区调查的采用方法 ( )
A.钻孔
B.槽探
C.测试开挖
D.地球物理技术
E.实验室实验方法
52设计基准地震动分两个级别SL —1和SL —2 ,SL —2又称SSE 为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动。年超越概率（概率风险水平值），我国取值 ( )
A.10-4/a
B.10-5/a
C.10-6/a
D.10-4/a --10-6/a
E.10-5/a--10-6
/a
53.核电厂厂址选择初步调查的早期阶段，收集资料是为了筛选可能存在的外部事件潜在源
在厂址选定后，需收集更详细资料，其目的是确定( )，并提供设计基准参数。
A. 外部自然事件
B.外部人为事件
C. 设计基准外部自然事件
D.设计基准外部人为事件
E.设计基准外部人为事件和自然事件组合
54下列哪项不是设计基准爆炸应确定的参数 （ ）
A.压力
B.压力波
C.产生的飞射物
D.地面振动
E.毒气释放
55.根据《中…..民用核设施安全监督管理条例实施细则之一，核电厂安全许可证申请和颁布HAF001/01核设施质
量保证总大纲分为那几个阶段制定（）
A.选址与设计、运行、退役
B.选址与建造、设计、运行、退役
C.选址与设计、建造、运行、退役
D.设计与建造、调试、运行、退役
E. 选址与建造、调试、运行、退役
56.营运单位质保大纲由（）批准。
A.国家核安全局
B.核行业主管部门
C.地方环境保护部门
D.地方核主管部门
E.本单位法人
57.质保监查分内部监查和外部监查，营运单位质保监查部门对分包单位（供方）（）
A.内部监查
B.外部监查
C.内、外部联合监查
D.协助检查
E.无权检查
58.承包单位对分包单位质量保证审评的主要依据（）
A.《质量安全规定》并参考其有关导则
B.被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。
C.《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。
D.《质量安全规定》并参考其有关导则及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲
E.《质量安全规定》并参考其有关导则及被国家核安全局审评认可的核设施营运单位质量保证（总）大纲。
及核设施营运单位审评认可该承包单位质量保证分大纲
59．10个导则具有“要素导则”和“工作阶段导则”双重用途（）
A.《核电厂质量保证记录制度》
B.《核电厂物项制造中质量保证》
C.《核电厂调试运行期间质量保证》
D. 《核电厂设计中质量保证》
E.《核电厂质量保证监查》
60质量保证大纲中规定一般对供货重要，复杂和供货时间超过（）的供方才做外部监查。
A.3个月
B.6个月
C.12个月
D.18个月
E.24个月
多选题
1. 为提高堆总输出功率需功率展平，功率展平主要措施：（）
A.燃料元件分区布置
B.合理设计和布置控制棒
C.堆芯内可燃毒物合理分布
D. 采用化学补偿液
E.堆芯周围设置反射层
2. 高温气冷堆特点（）
A.核电厂选址灵活，热效率高，可以建在冷却水源不足的地方。
B.可充分利用核燃料，铀—238转化为易裂变钚—239、可将铀—235、铀—238、钚—239加以利用
C.对环境污染小，氦气的中子吸收截面极小，可建在人口较密城镇附近。
D.可实现不停顿换料。
E.高温气冷堆负温度系数大，采用混凝土压力壳，容器不会发生突然爆炸事故。
3.核电站化学容积控制系统作用（）
A.调节一回路系统中稳压器液位
B.将反应堆停堆后剩余发热带走。
C.调节冷却剂中硼浓度
D.降低安全壳内压力和温度
E.保持一回路水质。
4.调节系统电子逻辑回路组成有那些（）
A.主控制回路
B.辅助控制回路
C.整定值确定回路
D.出力不一致回路
E.控制棒驱动回路。
5.下面那些属于工况Ⅳ——极限事故（）
A.原料元件损坏
B.控制棒组件弹出事故。
C.蒸汽发生器一根传热管破裂
D.反应堆冷却剂丧失事故
E.反应堆冷却剂小管道破裂。
6.核电厂事故分析基本假设有那些： ( )
A.假设安全壳屏蔽失效
B.假设失去厂外电源
C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置。
D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。
E.需假设极限单一事故。
7.导致堆芯严重损坏的初因事件：（）
A.失水事故后，失去应急堆芯冷却
B.失水事故后，失去再循环
C.失去公用水或失去设备冷却水
D.全厂断电后，未能及时恢复供电
E.一回路系统与其他系统结合部的失水事故
8.安全壳作为最后一道放射性屏障功能至为重要，在各种安全壳失效中，特别重要的是事故发生前的( )
A.意外开口
B.安全壳旁路
C.安全壳喷淋失效
D.早期失效
E.晚期失效
9..核动力厂概率安全分析通常的三个级别,1级概率安全分析工作包括： ( )
A. 放射性源和始发事件的确定
B.事故序列的模型化
C.数据评价和参数估计
D.事故序列的定量化
E.文档工作
10.核部件与设备的安全分级包括那些内容（）
A.安全级
B.抗震分类
C.质量分级
D.质量分组
E.质量保证级
12.核机械部件和设备的使用荷载包括那些参数：（）
A.压力
B.温度
C. 机械荷载
D. 循环次数
E.瞬态值
13.安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括那些：（）
A.机械老化试验
B.热老化试验
C.辐照老化试验
D.抗震试验
E.失水工况模拟试验
14. 核电厂运行限值和条件分几类： ( )
A. 安全限值
B.安全系统整定值
C.在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员采取的规定动作和完成这些动作允许的时间。
D.正常运行限值和条件
E.监督要求。
15.核电厂安全监督包括：( )
A.检查
B.处理
C.罚款
D.处罚
E.强制命令
16.核电厂建立营运单位组织机构时，必须考虑的管理职能：（）
A.决策职能
B.运行职能
C.支持职能
D.审查职能
E.监督职能
17.核动力厂主要调试阶段试验（）
A.预运行试验
B.装料试验
C.初始临界试验
D.低功率试验
E.功率试验
18.核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷，在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展（）
A.运行水质不合格
B.运行状态不稳定
C.违反运行规程
D.长时间停堆
E.长时间冷却
19.核动力厂将应急初始条件按其性质分（）
A.辐射水平或放射性水平异常升高
B.裂变产物屏蔽失效
C.非计划紧急停堆
D.自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素
E.系统故障
20.生产UF4的主要设备：①卧式搅拌床反应器②流化床反应器③移动床反应器
卧式搅拌床反应器、流化床反应器、移动床反应器设备性能差异的主要指标 ( )
A.UF4产品质量
B.UF4产品产率
C.HF利用率
D.氟气过剩量
E.灰渣率
21.铀浓缩的核安全问题包括：（）
A.辐射防护
B.火灾爆炸
C.输运核扩散
D.核临界
E.UF6的泄漏
22.工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题，但铀水混合达到一定条件就会发生临界（）
A.水解反应
B.局部冷凝
C.金属腐蚀
D.氟油溶解
E.晶界转换
23.乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括： ( )
A.乏燃料贮存密集化
B.临界安全控制参数与条件
C.Keff操作限制选取：
D.将燃料组件在水下由单层改为双层
E.往水中加入可溶性中子毒物
24.核燃料加工、处理设置的辐射防护大纲中辐射安全设计包括：（）
A.设施的分区布置
B.设施的密封原则
C.气流组织
D.人流控制
E.档案管理
25.实物保护设计要求包括哪些（）
A.探测
B.响应
C.均衡防护
D.冗余原则
E.有效性和完整性
26.表征放射源的基本参数 ( )
A.辐射类型
B.放射性活度
C.源的使用期限
D.放射源能量
E.源的外形结构
27.热释光剂量计特点： ( )
A.灵敏度高
B.量程范围小
C.重量小、体积小
D.能量响应差
E.受环境影响大
28.高放玻璃固化必须关注安全问题（ )
A高放废液提取，泵送和进料安全性 B熔炉运行和维修的安全性
C产品浇注的安全性 D尾气处理的安全性 E.高放废物处置的安全性
29.核电站工艺废气中主要核素：( )
A.85
kr B.
90
Sr C.
133
Xe D.
133
I E.
14
C
30.废水净化处理的方法：( )
A. 过滤
B.吸附
C.洗涤
D.蒸发
E.滞留衰变
31.反应堆退役，堆本体放射性水平很高，含有很多活化产物，其退役策略各国有很大差别。
核电站各国优选立即拆除策略，倾向缩短封存时间是因为：（）
A.系统包容性降低或恶化
B.辅助系统支持能力减弱，风、电、气、水等的提供要新建设施。
C.熟悉设施的人员流失很难找回。
D.档案资料流失
E.处置费用上涨和通货膨胀
32.核设施退役涉及技术( )
A.源项调查
B.去污
C.切割解体
D.运输
E.场地清污
33.核电厂选址必须考虑的基本因素：( )
A.保护公众和环境免受放射性释放所引起的过量辐射影响。
B.厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件
C.确定厂址以及厂址与设施之间的适应性
D.可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址及其环境特征
E.与实施应急计划相关的厂址与环境因素
34.滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素： ( )
A.基准水位
B.极端洪水事件
C.波浪影响以及江河洪水
D.潜在自然因素引起的洪水及人类活动对洪水影响等。
E.其他原因引发的洪水
35.影响最终热阱的水文因素包括：（）
A.低水位的考虑
B.高水位的考虑
C.最终热阱的可用水温
D.影响最终热阱可靠性的其他因素
E.最终热阱的可用流量
36.低、中放废物近地表处置场选址分几个阶段（）
A.规划选址
B.区域调查
C.厂址特性评价
D.厂址确定阶段
E.废物处置
37.质量保证工作职责分配要注明内部与外部联系线（）
A领导关系线， B.部门关系线 C.职能关系线 D.质量监督关系线， E.质保监查关系线
38.设计控制包括对（）
A.设计活动，
B.设计协调，
C.设计验证
D.设计变更
E.设计接口
39.对于不符合项处理方式 ( )
A.修改的接受 B不加修改的接受 C.拒收 D.修理或返工 E.降级使用
40.国家核安全局，核设施营运单位和承包单位对各级质量保证审评的方法和重点： ( )
A.对质量保证的实际能力的审评方法和重点
B.对质量保证大纲的审评方法和重点
C.对质保导则的审评方法和重点
D.对不符合项的审评方法和重点
E.对许可证（函）审评方法和重点
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
打印版注册安全工程师 案例整理资料(王起全)
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
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
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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
注册安全工程师资料汇编(免费版)79160
注册安全工程师资料汇编 第一章机械安全技术 第一节机械行业安全概要 1、机械行业的主要产品包括以下12类： (1)农业机械：拖拉机、播种机、收割机械等。 (2)重型矿山机械：冶金机械、矿山机械、起重机械、装卸机械、工矿车辆、水泥设备等。 (3)工程机械：叉车、铲土运输机械、压实机械、混凝土机械等。 (4)石化通用机械：石油钻采机械、炼油机械、化工机械、泵、风机、阀门、气体压缩机、制冷空调机械、造纸机械、印刷机械、塑料加工机械、制药机械等。 (5)电工机械：发电机械、变压器、电动机、高低压开关、电线电缆、蓄电池、电焊机、家用电器等。 (6)机床：金属切削机床、锻压机械、铸造机械、木工机械等。 (7)汽车：载货汽车、公路客车、轿车、改装汽车、摩托车等。 (8)仪器仪表：自动化仪表、电工仪器仪表、光学仪器、成分分析仪、汽车仪器仪表、电料装备、电教设备、照相机等。 (9)基础机械：轴承、液压件、密封件、粉末冶金制品、标准紧固件、工业链条、齿轮、模具等。 (10)包装机械：包装机、装箱机、输送机等。 (11)环保机械：水污染防治设备、大气污染防治设备、固体废物处理设备等。 (12)其他机械。、 △ 非机械行业的主要产品包括铁道机械、建筑机械、纺织机械、轻工机械、船舶机械等。 2、机械设备安全技术措施： 直接(设计时考虑消除机器本身不安全因素) 间接(安装防护装置，克服使用过程中不安全因素) 指导性(制定规定和安全标志) 2.1 齿轮传动的安全防护 A、啮合传动油齿轮啮合传动、涡轮蜗杆和链条传动等。 B、齿轮传动机：全封闭型防护装置，机器外部绝不允许有裸露的啮合齿轮，没有防护罩不得使用。 C、防护罩内壁涂成红色，最好装电气联锁，防护装置在开启的情况下机器停止运转。 2.2 皮带传动的安全防护 A、皮带摩擦后易静电，皮带传动机械不适用容易发生燃烧和爆炸场所。（皮带传动的传动比精确度较齿轮咬合的传
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—
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。
注册安全工程师资料汇编(免费版)
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注册安全工程师资料汇编 一、机械电气安全技术 △非机械行业的主要产品包括铁道机械、建筑机械、纺织机械、轻工机械、船舶机械等。 △机械设备安全技术措施：直接(设计时考虑消除机器本身不安全因素)间接(安装防护装置，克服使用过程中不安全因素) 指导性(制定规定和安全标志) △齿轮传动机：全封闭型防护装置，机器外部绝不允许有裸露的齿合齿轮。 △防护罩涂成红色，最好装电气联锁，防护装置在开启的情况下机器停止运转。 △皮带摩擦后易静电，皮带传动机械不适用容易发生燃烧和爆炸场所。 △皮带传动装置防护罩—金属骨架防护网，与皮带距离不小于50mm，传动机构离地面2m以下设防护罩。 但2m以上也加防护的为：1、皮带轮中心距之间距离3m以上; 2、皮带宽15cm以上; 3、皮带回转速度9m/min以上。 △皮带传动机构防护：1、将皮带全部遮盖; 2、防护栏杆。 △联轴器等的防护螺钉一般应采用沉头螺钉。 △物体打击不包括主体机械设备、车辆、起重机械、坍塌等引发的物体打击。 △车辆伤害不包括起重提升、牵引车辆、和车辆停驶时发生的事故。 △灼烫不包括电灼烫和火灾引起的烧伤。 △高处坠落不包括触电坠落事故。 △坍塌不适用于矿山冒顶片帮和车辆、起重机械、爆破引起的坍塌。 △机械伤害预防对策：1、实现机械本质安全;
2、保护操作者和有关人员安全。 △防护罩一般不准脚踏和站立，必须做平台或阶梯时，应能承受1500N的垂直力，防滑。 △本质安全技术：机械预定功能的设计和制造。 △机械零件的机械应力不超过许用值。 △预防电气危害：防止电击、电烧伤、短路、过载、静电。 △自动安全装置(仅限低速运动机器) △煤气站安全技术管理：煤气发生炉看火孔盖应严密，看火孔及加煤装置气密完好，空气进口管道设控制阀和逆止阀，管道末端设防爆阀和放散阀。水煤气、半水煤气含氧量达1%时必须停炉。发生炉出口处设置声光报警装置，排送机与鼓风机应联锁。双路电源供电，放散管至少高出厂房顶4m以上，防雨防倾倒。 △制氧站安全技术管理：空分设备吸气口超出制氧屋檐1m以上，离地面垂直高度大于10m，应有隔热、防止阳光直射措施，单层建筑。与纯氧接触的工具严禁黏附油脂。氧气排放管避开热源并防雷。实瓶库存量不超过2400只，空实分开，隔以上。站区外围设围墙或栏杆不低于。 △空压站安全技术管理：安全阀、压力表每年检验一次铅封，做记录签名。操作间噪声低于85分贝。储气罐每年一次除锈油漆，测厚记录。 △乙炔发生站安全技术：含铜量不高于70%的铜合金，管道系统有回火防止器。严禁空气与电石桶内电石长期接触。人力破碎电石用除尘装置，电石入水法。惰性介质置换，浮筒式气柜应有与极限位置联锁的报警装置，设置喷淋装置。消防通道最好环形布置。严禁水、泡沫灭火器扑火电石，严禁四氯化碳等卤族类物质进入站房。 △采光：厂房跨度大于12m时单跨厂房两边有侧窗，窗户宽度不小于开间长度一半。多跨厂房，相连各跨有天窗，互相不得有墙封死，车间照明覆盖长度应大于90%车间安全通道。
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。
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
注册核安全工程师专业实务试题
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过和（ 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， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.和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 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（ 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. 一回路系统和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. 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( 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 ） A. 7%~~15% B. 7%~~20% C. 8%~~20% D. 12%~~20% E. 15%~~20% 13．重水吸收热中子几率比轻水低（ D ）多倍，吸收中子最弱 A. 120 B. 150 C. 180 D. 200 E.220 14.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，通常部件和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。 A. 60% B.70% C.80% D.85% E.90% 18. 安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的 ( A )
注册核安全工程师考试大纲 版
关于公布《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》的公告 生态环境部（国家核安全局）近日正式批准《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》，从2018年注册核安全工程师执业资格全国统一考试开始实施。现将《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》以公告形式予以公布。 附件：注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）.pdf
注册核安全工程师执业资格考试大纲 （2018年版） 第一部分《核安全相关法律法规》科目考试大纲 考试目的 通过本科目考试，检验参加考试人员对我国核安全法律法规体系、核安全重要法律法规的规定和要求、与核安全有关的法律法规的相关规定和要求、国际公约与相关文件的规定和要求等内容了解、熟悉或掌握的程度，促使参加考试人员进一步树立风险意识，增强核安全法律观念。本科目是从事核安全审评、核安全监督、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必备的法律知识。 考试内容 一、我国核安全法律法规体系 1.了解我国核安全法律法规体系。 2.熟悉我国核安全法律法规体系各个层次之间的相互关系。 3.掌握我国核安全法律法规体系各个层次的制定、发布部门和法律地位。 二、核安全的重要法律和法规 1.《中华人民共和国放射性污染防治法》 了解总则、放射性污染防治的法律责任； 熟悉核设施的放射性污染防治、核技术利用的放射性污染防治、铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用的放射性污染防治； 掌握放射性污染防治的监督管理、放射性废物管理及附则中给出的用语含义。 2.《中华人民共和国核安全法》 了解法律责任； 熟悉总则； 掌握监督检查以及附则中给出的用语含义；
全国注册核安全工程师培训案例
全国注册核安全工程师培训核安全案例分析 第_章核反应堆工程 俞尔俊 2010年6月6日、7月2日 北京
安全文化的要素 1. 安全政策 2. 责任分工 3. 监督审査 4.程序 5. 培训与考核 6. 质疑的工作态度 7. 严谨的工作方法 -相互交流的工作习惯 纵深防御的五个层次: 高质量的设计、施工与运行 保守考虑仪表设 备保护连锁。 3.专设安全设施。 4?事故处置。 2. 监测和停堆设 备。
5.应急。 案例1:某试验堆燃料元件损坏事故 某年，某试验堆进行一项材料辐照考验。此反应堆采用的燃料元件为已用过的乏燃料元件，这些元件的燃耗有深有浅，并没有标记，因此在试验堆内的释热率是不同的。材料辐照的周期比较长。在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定，（分析认为是发生局部膜态沸腾，燃料表面局部产生汽泡，继而破裂，造成反应性时大时小的原因）O如果根据水质极度恶化就应该停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，为了争取不丧失经济效应，不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。于是就发生了一起燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。
问题：从这一事故中应吸取什么经验教训案例［参考答案： 1?这一事故的发生，最重要的原因在于缺乏安全第一的思想 ,当安全与经济发生矛盾时，应把安全放在首位。不能存侥幸心理，应果断采取安全措施。 2.在使用乏燃料时应有严格的检验与标记工作？如果缺乏乏燃料 兀件的档案，则当按最徐守的薮据作设计。 3.核反应堆的运行要按严格的运行条件与限值进行，这案件中， 水质作为一项运行限值，如发生超标，则应停止运行O发生局部沸腾谕开了设计工况，则更应停止运行。 4.发生异常情况，应及早报告安全监督部门，由安全监察人员根 据情况提出意见。 5.由于缺乏监测手段与停堆信号，保护系统功能不全，致使运行 直至燃料元件损坏，而保护系统在此之前却没有给出保护设施的动作。 6.材料辐照考验必须处于一个合适的条件，水质是重要的一项， 水质不合适，实验是无效的。
注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法
注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法 第一章总则 第一条为保证注册核安全工程师执业资格制度的实施，加强执业注册管理工作，根据人事部、国家环境保护总局联合颁发的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》,制定本办法。 第二条注册核安全工程师执业资格实行注册登记制度。国家环境保护总局核安全执业资格注册办公室（以下简称注册办）为注册核安全工程师注册管理机构。 第三条取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》（以下简称《注册核安全工程师执业资格证书》）的人员，经向注册办申请注册登记后，才能以注册核安全工程师名义执业。 第四条注册核安全工程师应在一个有核安全专业工作的单位执业。 第二章申请注册 第五条申请注册者，必须同时具备下列条件： （一）取得《注册核安全工程师执业资格证书》； （二）身体健康，能坚持在本专业岗位工作； （三）经单位考核同意。 取得《注册核安全工程师执业资格证书》两年后申请首次注册者以及再次注册者，除符合以上条件外，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。 第六条申请首次注册者，须提交以下材料：
（一）注册核安全工程师首次注册申请表（表1）； （二）《注册核安全工程师执业资格证书》； （三）身份证及其复印件； （四）近期二寸免冠正面照片5张（五）取得《注册核安全工程师执业资格证书》两年后申请首次注册者，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。 第七条注册核安全工程师注册有效期为2年。有效期满需继续执业，持证人应在有效期满前3个月向注册办申请办理再次注册手续。有效期满后3个月内未办理再次注册登记的，其执业资格证书自动失效。直至持证人到注册办办理再次注册登记，其执业资格证书可以恢复生效。 第八条申请再次注册者，须提交以下材料： （一）注册核安全工程师再次注册申请表（表2）； （二）《注册核安全工程师执业资格证书》； （三）两次注册之间接受继续教育和参加培训合格的证明。 第三章注册管理 第九条注册办应当自受理之日起20个工作日内做出注册或者不予注册的决定，并书面通知申请人。 第十条注册办办理注册时，在《注册核安全工程师执业资格证书》中的“注册情况”栏目内加盖注册专用印章，并颁发国家环境保护总局统一印制的《中华人民共和国核安全工程师注册证》（以下简称《注册证》）。《注册证》有效期为两年。
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
注册核安全工程师试题
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， 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（ A ）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（ 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. 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( E )
2018年全国注册核安全工程师考试综合
2018年全国注册核安全工程师考试综合 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