第一篇：注册核安全工程师-核安全综合知识-2013年大纲变化详解
2013注核《综合》大纲详解
注：括号里面数字代表09版教材的章节号，如（专1.1）表示专业第一章第一节。
一、原子核物理基础P1~34页 原子和原子核的基本性质（综1.1）原子核的放射性（综1.2）、射线及其与物质相互作用（1.3）原子核反应（综1.4）
二、核反应堆工程基础（33页）核裂变及核能的利用（综1.5）P35~42 核反应堆的基本工作原理（专1.1）P2~12 反应性与反应性的控制（专1.4）P40~44 堆内的释热与传热（专1.5）P45~53
三、核反应堆与核动力厂（30页+10）核反应堆的主要类型（专1.2）P13~30 核动力厂使用的其他核反应堆堆型（NEW）新型压水反应堆（NEW）猜测AP1000和EPR 研究堆（NEW）猜测聚变堆
反应堆及核动力装置的功率控制（专1.6）P54~60 核反应堆保护系统（专1.7）P60~64
压水堆核电厂（NEW）用一节来讲估计只是简述
四、民用核安全设备基础知识（NEW）30页
民用核安全设备标准规范
民用核安全设备常用金属结构材料 主要民用核安全设备 民用核安全设备的特殊性
民用核安全设备的核安全分级要求
五、非堆核燃料循环设施（38页）铀矿开采及其加工（专2.1）P186~192 铀合物的转化（专3.1）P260~266 铀浓缩（专3.2）P266~276 燃料组件制造（专3.3）P276~281 乏燃料及其后处理（专3.4）P281~290
六、核技术利用基础知识（17页+3）核技术利用辐射源（综2.1）P45~53
常用的放射源和放射性同位素（专4.2）P319~332 国内外核技术利用的发展状况（NEW）
核反应堆和加速器生产放射性同位素（综2.2）P53~56 放射性同位素的应用（综2.3）P56~66 射线装置的应用（综2.5）P70~76
七、辐射防护基础（综第三章1~12节）45页 辐射防护的目的与任务（综3.1）P151~152 辐射源种类、来源与水平（综3.2）P152~P157 辐射照射的分类（综3.3）P158~160 电离辐射的生物效应（综3.4）P160~167
辐射防护中使用的量及其单位（综3.5）P167~172 实践与干预（综3.6）P172~176
辐射防护的基本原则（综3.7）P176~178 辐射防护限值（综3.8）P178~183
外照射防护与内照射防护的基本方法和技术（综3.9）P183~187
辐射防护监测（综3.10）P187~192 辐射防护大纲（综3.11）P192~194
八、IAEA 提出的核安全基本原则（14页）基本安全原则的提出（综5.1）P235~236 基本安全原则的适用范围（综5.2）P236~239 安全目标（综5.6）P251~253和基本技术原则（综5.4）P243~248
九、核安全文化（综第6章）20页 核安全文化概述（综6.1）P259~262
组织的核安全文化建设（综6.2和6.3）P262~269 IAEA 对单位核安全文化的评价方法（综6.4）P269~274推进核安全文化建设的良好实践（综6.5）P277~278
一、09版综合保留部分
1、保留了09版综合的第一、三、五、六章的全部；
2、将第二章理论基础部分第1、2、3、5节保留，3、第四章全部挪到专业里
二、将09版专业的部分理论基础转移至综合
1、专业第一章的1、2、4、5、6、7节挪到综合；
2、专业第三章铀矿开采和乏燃料1、2、3、4节挪到综合；
3、专业第四章第2节放射源与同位素挪到综合；
三、新增章节
1、第三部分核反应堆与核动力厂新增了最新堆型和研究堆，以及压水堆核电厂，预计都是简述，估计约10页。
2、最大部分新增的还是第四章的“民用核安全设备基础知识”，这部分肯定是综合里面的重点章节，估计约30页左右。
3、第六章核技术利用新增一节国内外核技术利用的发展状况。2~3页。
13版综合教材约275~300页。
第二篇：注册核安全工程师习题..
Q:核反应也可以按入射粒子的能量来分类,低能核反应：入射粒子能量在()以下的；中能核反应：入射粒子能量在()的反应；高能核反应：入射粒子能量在()以下的； A:100MeV;100MeV～1GeV;1GeV
Q:反应能Q应等于反应前后体系()之差（以能量为单位）； A:总质量
Q:对()的核反应称之为放能反应；对于Q<0称为吸能反应； A:Q>0
Q:对于吸能反应而言，()称为核反应阈能Tth； A:能发生核反应的最小入射粒子动能Ta
Q:为保持动量守恒，入射粒子的动能除了要供给被体系吸收的Q值外，还要提供()，显然，Ta必须()才能发生吸能反应；
A:反应产物的动能;超过Q一定的数值
Q:要使吸能反应能发生，入射粒子在L系中的动能Ta至少(),并定义为反应阈能Tth； A:等于(ma+mA)/ mA×Q
Q:单位时间内()应与()和Ns（单位面积内的靶核数Ns=ns）成正比，N=σINs；σ称为截面，22其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用b表示，1b=()m=()cm；还有毫巴（mb）和微巴（μb）；
A:入射粒子与靶核发生反应数N;I（单位时间的入射粒子数）;一个入射粒子入射到单位面
-28-24积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率；面积;巴;10;10
Q:对于一定的入射粒子和靶核，往往存在若干反应道，()称为分截面，各种分截面之和称为总截面，它与分截面的关系为(),它表示产生各种反应的()A:各反应道的截面;σt=Σσi；总概率
Q:核反应中的各种截面均与()有关，截面随()变化关系称为激发函数，即σ(E)-E的函数关系；与此函数相应的曲线为；
A:入射粒子的能量;入射粒子能量的;激发曲线
Q:核反应的产额为()与()之比，Y=N/I0；核反应的产额与()、()、()等有关，对靶体，不同深度处的()是不同的；
A:入射粒子在靶体引起的核反应数；入射粒子数；反应截面；靶的厚度；组成；核反应截面
Q:在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象；自发裂变的一般表达式为()，在自发裂变的母核与裂变产物间的关系为()，即()守恒；
A:X(Z,A)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子数
Q:自发裂变能Qf,s，定义为()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)； A:两个裂变产物的动能之和，22Q:由()可以导出：Qf,s= M(Z,A)C-［M(Z1,A1)+M(Z2,A2)］×C；Qf,s =B(Z1,A1)+B(Z2,A2)-B(Z,A)，式中B为结合能； A:能量守恒
Q:自发裂变发生的条件()，即()A:Qf,s大于0；两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能；
Q:裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于()，另一方面它们是()，所以自发裂变核又是一种()；
A:较高的激发态；远离β稳定线的丰中子而发射中子；很强的中子源
Q:超钚元素的某些核素如Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等()的性质，尤其以Cf252最为突出，1g的Cf252体积甚小于()，而每秒可发射()个中子；
3A:自发裂变； 1cm；2.31E12
Q:当具有()的某粒子a轰击靶核A时，形成的复合核发生裂变，其过程记为A(a,f1)f2表示裂变，其中f1，f2代表()A:一定能量；裂变的裂变碎片；
Q:当形成复合核时，复合核一般处于()态，其()时，那么核裂变就会立即发生；
*A:激发；激发能E超过它的裂变位垒高度Eb
Q:诱发裂变中，()是最重要也是研究最多的诱发裂变； A:中子诱发裂变；
Q:诱发裂变的一般表达式为()*A:n+X(Z,A)→X(Z,A+1)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；
Q:一般假定靶核是静止的，中子的动能为Tn；根据复合核激发能和裂变势垒的相对大小，可以分为()和()两种情况； A:热中子核裂变；阈能核裂变
Q:裂变后现象是指裂变碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等； A:各种性质；随后的衰变过程及产物；质量；能量；释放的中子；γ射线
Q:原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，它们受到()排斥而飞离出去，使得裂变释放的能量大部分转化成碎片的()，这两个碎片称为初级碎片； A:库仑；动能
Q:初级碎片是很不稳定的原子核，一方面是由于碎片具有很高的激发能，另一方面它们是远A:离β稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射()个中子）； 1～3 Q:发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能（8MeV）不足以发射核子，主要以()的形式退激； 发射γ光子
Q:在上述过程中发射的中子和γ光子是在裂变后小于()的短时间内完成的，称为瞬发中子和瞬发γ光子；
-16A:10s
Q:发射中子后的碎片称为()A:次级碎片或称裂变的初级产物；
Q:发射γ光子后初级产物仍是()，经过多次β衰变链，最后转变成()A:丰中子核；稳定的核素；
Q:β衰变的半衰期一般是大于()s，相对于瞬发裂变中子和γ射线，这是慢过程；
-2A:10
Q:在连续β衰变过程中有些核素可能具有较高的激发能，其激发能超过中子结合能就有可能发射中子，这时发射的中子称为缓发中子（其产额占裂变中子数的()左右）； A:1%
Q:在二分裂情况下，碎片Y1、Y2的质量分布有两种情况（）和（）； A:对称裂变；非对称裂变
Q:对（）的核素，质量对称为概率最大，称为对称裂变；（）的核素其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变，随激发能的提高，非对称裂变向对称裂变过滤；
A:Z≤84和Z≥100；90≤Z≤98
Q:对于质量数在228～255的锕系元素，如铀233、钚239、锎252的非对称裂变后的碎片质量均有AH约为（），而且AH、AL互补，这说明AH=140的核特别容易形成，这是壳效应引起的； A:140
Q:核裂变重碎片的质量平均数在AH≈140几乎不变，而轻碎片的则随（）而改变； A:裂变核
Q:裂变中子包含（）和（）（约点总数的1%）两部分； A:瞬发中子；缓发中子
Q：辐射源按其产生来源分为（）和（）；其中天然辐射对人类的照射占总剂量的（）以上；其次是医学辐射，约占总剂量的（）； A：天然辐射源；人工辐射源；90%；4%
Q：目前广泛应用的各种放射性同位素基本上都是由（）和（）生产的，其基本原理是由反应堆产生的（）和由加速器产生的（）和（）相互作用，通过(n,f)、(p,n)、(d,n)等各种核反应行到所需要的放射性同位素；
A：反应堆；加速器；中子；带电粒子；靶材料
Q：放射性同位素和射线装置在（）、（）、（）领域的应用越来越广泛。A：医学；工业；农业和食品加工
Q：在放射性同位素和射线装置应用中，必须遵循（），首先确定应用的（），其次在进行辐射防护时要控制放射工作人员、患者和周围公众的照射剂量（），实现辐射防护（）； A：辐射防护“三原则”；正当性；尽可能低；最优化
Q：在使用密封源时，重点防护（），特别要加强放射源的（）管理，防止（）； A：外照射；安全；丢失被盗
Q：使用非密封源时，要防止（）和（），要设置有效的（）； A：放射性物质泼洒造成表面污染；内照射；放射性“三废”处理设施
Q：使用放射性装置时，要根据不同类型的装置产生的污染源采取不同的防护措施，特别要设置确实可靠的（），防止人员误照射； A：安全连锁装置
Q：核燃料循环设施与核反应堆的基本工作原理包括（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知识；
A：铀矿勘探、开采与加工；铀化合物的转化；浓缩（富集）铀的生产；核燃料元（组）件制造；乏燃料储存、运输与后处理；放射性废物管理与核设施退役；核燃料加工、处理设计的核临界安全控制
Q：辐射源是可以通过发射（）或释放（）而引起（）的一切（）或（）； A：电离辐射；放射性物质；辐射照射；物质；实体
Q：从辐射源的来源分为（）和（）两种； A：天然辐射源；人工辐射源
Q：天然辐射源主要来自（）、（）和（）； A：宇宙射线；宇生放射性核素；原生放射性核素
Q：宇生放射性核素约（）种，其中氚
3、碳
14、铍7和钠22的贡献较大； A：20
Q：原生放射性核素分为两类：一类是（）；另一类是（），如钾40，Rb87等；
A：主要以铀系（以铀238为母核的放射性）、锕—铀系系（以铀235为母核的放射性）和钍系（以钍232为母核的放射性）三个系的一些核素；无衰变系列的长寿命放射性核素
Q：原生放射性核素广泛存在于地球的岩石、土壤、江河、湖海中，这些元素的浓度和分布随（）不同而变化，其中，（）的活度浓度最高； A：岩石构造的类型；花岗岩
Q：土壤和岩石中所含的铀、钍、钾等元素，以（）的活度浓度最高； A：钾40
Q：人工辐射源主要有（）、（）和（）；
A：核设施；核技术应用的辐射源；核试验落下灰；
Q：反应堆正常运行时的主要辐射源是（）和（）； A：γ辐射源；中子源；
Q：铀235每次裂变大约有（）的γ能量在衰变一秒后由裂变产物放出，其中四分之三以上的能量在（）内放出，γ射线能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeV
Q：裂变中子具有分布很宽的能量，从（）一直到（），峰值位于（），平均能量约（）；反应堆的（）相当大，是一个（）中子源；
A：eV级；18MeV；0.8MeV；2MeV；活性区（堆芯）；体积；
Q：裂变产物衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓发中子只有（），而且能量较低； A：0.0158；
Q：不论是堆内的辐射场还是堆外的引出束，都是γ射线和中子的混合场，不仅（）高，（）也高，中子场往往又是（）、（）与（）的混合场。A：中子注量；γ辐射剂量；快中子；共振中子；热中子；
Q：核燃料循环设施包括核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循环各个工序中，有可能受到各种射线照射，因而在辐射防护上应予以足够的重视； A：生产；加工；储存；后处理设施；
Q：密封源是密封在包壳里或紧密的固结在覆盖层里并呈（）的放射性物质。A：固体形态
Q：密封源的种类很多，按活度的不确定度可分为（）、（）、（）、（）等；按用途可分为医疗用、工业照相（探伤）用、核仪表用、射线辐照用、放射性测井用、放射性测量及仪表刻度用等；
A：检查源；工作源；参考源；标准源；
Q：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）；等；
A：烟雾报警器；静电消除器；放射性避雷器等的离子发生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238U
Q：常用的α放射源活度一般较低，一般在（）Bq A：104～3.7×109
Q：α粒子的能量一般低于（），在空气中的射程小于（），没有外照射的危险；绝大多数α核素属于（）；使用时要特别注意保护源的（）性能，防止将源丢失或被盗；没有使用价值的废源应按规定处理，不能随便拆开或扔掉。A：7MeV；6cm；极毒或高毒核素；密封；
Q：β放射源主要用于（）和（）β，还可用作放射性测厚仪、皮肤科敷贴器和气相色谱仪的电子捕食器等；常用的β放射性核素有：（）等；
β活度测量；能量响应刻度时的参考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204Ti
Q：β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强（），能量超过（）的β粒子可穿透皮肤表层，故应考虑（）；
A：100倍；70ke；Vβ外照射的防护
Q：β粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比β粒子强得多；在使用时不能忽视（）的防护，即使是纯β发射体，也要注意减少轫致辐射的影响。A：轫致辐射；穿透；γ光子
Q：屏蔽β作用应选用（）以减少轫致辐射，外面再用（）屏蔽轫致辐射和其他γ光子。
A：低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）；高原子序数的材料
Q：低能光子源是利用（）或利用（）制成的源的统称；主要用于（）等仪表；发射低能光子的常用放射性核素有（）等；
A：发射低能γ射线和X射线的放射性核素；β辐射体与靶物质产生的轫致辐射；厚度计、密度计、X射线荧光分析仪;55Fe、57Co、125I、238Pu、241Am、244Cm
Q：低能光子比较容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）； A：高能γ射线;轫致辐射的影响
Q：由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生的中子； A：自发裂变;（α，n）反应
Q：低能光子的（）相当显著，使用时应考虑对（）的防护； A：散射效应;散射 Q：低能光子源常用（）密封，（）不耐酸碱腐蚀，也不耐水，使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免变质； A：铍窗;铍
Q：γ放射源是使用最多的放射源，广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部分；为了获得高剂量率的辐射场，装源量多数在（）范围内，大于（）的γ辐照装置已不少见； A：3E15～2E16Bq;3E16Bq
Q：活度在（）的γ放射源主要用于各种仪表（如料位计、核子秤、密度计等）、工业射线照相和人体内腔医疗； A：E8～2E12Bq
Q：γ射线的贯穿能力很强，使用γ放射源主要防止（）； A：外照射
Q：γ源在固定工作场所使用时应利用建筑物的（）和（）进行屏蔽，使屏蔽墙外人员所受照射低于规定的剂量限值；设置（）、（）等；源的使用场所若经常变化临时用栏杆、绳子或其他障碍物围起来；活度小于（）的γ源，一般可利用时间防护和距离防护，对工作场所外的影响很小；
A：墙;门;可靠的安全连锁装置；设置警告信号和标志；50MBq
Q：利用α粒子与轻元素（如铍）的(α,n)反应或高能γ射线与铍（或氘）的(,n)反应可制成不同能谱的中子源；常用的中子源有（）镭等；
A：—铍中子源、镅-铍中子源、钋-铍中子源、钚-铍中子源
Q：利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源，（）最合适，应用最多；其中子产额高、体积小、可制成点源，因此应用广泛； A：252Cf中子源
Q：工作场分级：按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲（大于（））、乙（）和丙（）三个等级；
A：4E9Bq;2E7～4E9;豁免活度～2E7
Q：核素毒性级别修正因子分为极毒、高毒、中毒和低毒四个级别，修正因子分别为（）。操作方式有关的因子（）；
A：10、1、0.1和0.01；从0.001到1000
Q：X射线机产生的X线强度正比于（）、（）和（）；
A：靶物质的原子序数Z；电流强度I；电子加速电压（管电压）U的平方
Q：反应堆生产放射性同位素主要包括（）、（）、（）和（）A：制靶；反应堆照射；活度测量；分装等步骤；
Q：靶子经反应堆中子照射后，产生的放射性同位素的活度与（）、（）、（）、（）、（）及（）等有关；
A：辐照处的中子注量率；辐照时间；靶核的中子反应截面；靶量；丰度；生成核素的半衰期
Q：在国际上已确定为临床应用的放射性同位素中，加速器生产的有（）多种，反应堆生产的有（）种 A：40；25
Q：加速器生产放射性同位素的产额决定于（）等；
A：加速器加速粒子能量和整流强度、靶材的靶量和丰度、生成核素的核反应截面、打靶时间和生成核素的半衰期
Q：核燃料循环包括（）、（）和（）等过程，分为（）、（）和（）三大部分； A：燃料加工；核能利用；燃料后处理；前段；核反应堆；后段
Q：按照对乏燃料的管理策略不同，燃料循环基本上有两在模式，也称两大技术路线，及（）和（）。
A：后处理模式；“一次通过”模式
Q：铀在地壳中分布广泛，其平均含量为（），其总量约为（）吨；天然铀的同位素有三种（）。自然界大约有种铀矿物；
A：4E-6；4.5E9；238U(99.276%)/235U(0.720%)/234U(0.0056%)；200
Q：铀在地壳存在的形式一般以（）的形式存在（如沥青铀矿）；或以（）（如钍、锆、稀土矿物）的结晶格架中；
A：铀矿物；类质同象形式进入其他非铀矿物
Q：钍在地壳中平均含量为（），其总量约为（）吨； A：1.2E-5；1.3E10～1.8E10
Q：目前核燃料原料的勘探、开发和应用主要是（）资源的开发； 铀矿
Q：铀钍矿的特点有：（）、（）、（）、（）。
A：可以是单独的也可以是共生的；具有放射性；射气现象；具有重金属性质
Q：铀、钍矿物及伴生放射性矿开采特点如下：由于具有放射性，在开采过程中应制定（）；分为（）和（）；必须具备完整的六大系统：（）；开采流程：（）。
A：较为严密的辐射防护措施；露天开采；地下开采；通风系统、提升运输系统、供排水系统、供电系统、通信调度系统和安全生产保障系统；此外还有辐射防护体系和应急救险保障体系等；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、运输和三废处理；
Q：铀矿加工采用有（）从矿石提取铀； A：湿法冶金（用酸法或碱法）
Q： 核燃料组件主要由（）、（）、（）和（）组成；核燃料的特点是（），一座1000MW级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约（）吨低浓铀；
A：上下管座；格架；控制棒导向管；燃料元件棒；能量高度集中；24
Q：一般燃料组件在反应堆内使用（）年的时间； A：3～5
Q：核燃料组件的制造工艺（从低浓UF6开始到燃料组件成品，主要有以下工序）：（）A：化工转化—制备可烧结UO2粉末；UO2芯块制备；组件零部件制造；燃料元件棒制备；组件组装
Q： 乏燃料的组成是（）、（）和（）； A：原有的组成；裂变产物；锕系产物
Q：后处理的意义是（）。
A：充分利用核燃料资源；后处理对核废物的长期安全管理也极为重要。
Q：依据后处理工艺是否涉及水介质可分为（）和（）两类； A：水法；干法 Q：废物最小化是把放射性废物的量和活度减少到（）的水平；包括从核设施设计到退役的各个阶段，减少废物的产生，进行再利用和再循环，对一次废物和二次废物做适当处理等各种措施；
A：合理达到的尽量低；
Q：放射性废物按放射性水平分为（）、（）、（）、（）、（）。
A：豁免废物；极低放废物；低放废物；中放废物；高放废物；α废物
Q：放射性废物经（）、（）和（）后以两种方式进入终态：一是（）；另外是（）。
A：预处理；处理；整备；大体积废气和废液净化后向大气或水体排放；浓集在小体积中的放射性核素
Q：核设施退役策略分为（）三种形式； A：立即拆除、延缓拆除和就地埋葬
Q：放射性废物是一种（）源和（）源； A：电离辐射；环境污染
Q：放射性废物安全管理除遵循（）的管理要求外，还要遵循（）的管理要求，执行（）； A：一般有毒有害物质；电离辐射源；辐射防护三原则
Q：放射性废物管理以（）方式实行全过程管理，实现（），向环境排出最小化和受照剂量最小化；
A：优化；废物最小化
Q：核临界控制的手段有（）
A：几何控制；质量控制；浓度控制；富集度控制；慢化控制；间距控制；毒物控制。
Q：燃料制造过程中的临界安全必须考虑（）现象； A：易裂变物质会出现液、气、固三种形态及其不均匀性
Q：为增加乏燃料湿法储存设施的容量，可采取（）储存措施： A：乏燃料密集化
Q：应确保乏燃料储存在正常和可信的异常条件下都处于（）状态。临界分析时应考虑双偶然事件原则以及会使储存阵列的反应性达到（）的参数和条件； A：次临界；最大
Q：通常乏燃料储存阵列的Keff操作限值取（）；有时也可限定为（）；但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要（）； A：0.90；0.95；降低
Q：乏燃料后处理厂的核临界安全控制一般应符合（）原则，应尽可能采用几何控制；对于不能采用几何控制的大型设备则应采用（）； A：双重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制
Q：核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的（）反应； A：可控自持链式
Q：核反应堆由（）堆等组成；
A：芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统
Q： 核反应堆系统内中子的消失率为（）加上（）； A：系统内中子的吸收率；系统内中子的泄漏率
Q：K=1，链式反应过程处于（）；若K<1，反应堆的状态称为（）；若K>1，这种状态为（）； A：稳定状态；次临界状态；超临界状态
Q：有效增殖系数K与（）有关，同时也与（）有关；
A：堆芯系统的材料成份和结构（如易裂变核素的富集度、燃料—慢化剂的比例等）；堆的尺寸和形状
Q：一个铀235核裂变可以释放出（）的能量，相当（）J。因此1MW的功率相当于每秒钟有（）个铀235核裂变，每日有（）个铀235裂变。相当于（）g铀235，这就是说反应堆每发出1MWd的能量需要（）g铀235裂变。A：200MeV；3.2E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05
Q：考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生(n,γ)反应而浪费掉（对铀235其σf=583靶，σr=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（σf+σr）/σf≈（）g A：1.23
Q：有两个因素影响着核燃料的燃耗浓度：（），在元件尚剩不少铀235（心脏运行中生成的钚239）时就不得不换料：
A：第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子车照条件下，元件包壳会受到一定操作。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。
Q：核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量来衡量。A：燃耗深度
Q：为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，大多数现代轻水堆的转化比约为（），高温气冷堆具有较高的转化比，为（），因此有时被称为（）。A：0.6；0.8；先进转化堆
Q：以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到（），主要堆型是采用（）作为冷却剂的（）。A：1.2；液态金属钠；钠冷快堆
Q：对于同等体积的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大； A：球；圆柱；长方体堆
Q：根据最佳体积和加工制造方面的原因，反应堆实际上采用球形的不多，多数是采用圆柱形的。
Q：圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：在高度方向上为（）分布、半径方向上为（）分布； A：余弦；零阶贝塞尔函数
Q：堆芯内的体积释热率空间分布是随（）而变化的，在对堆芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。A：燃料寿期；
Q：裂变核反应率密度的强弱取决于（）A：堆内中子注量率的水平；
Q：中子注量率分布的展平方法（）
堆芯径向分区装载；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物
Q：以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有（）五种堆型。
A：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）
Q：核反应堆的基本特征有（）以及该种堆型的主要特点等。
A：燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路
Q：压水堆核电站采用以（）作核燃料，燃料芯块中铀235的富集度约（）；核燃料是高温烧结的（）芯块，将其封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约（）cm，长约（）m。几百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形；
A：稍加浓铀；3%；圆柱形二氧化铀陶瓷燃料；20；3
Q：压水堆的冷却剂是（），其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂； 轻水（价格便宜且有优良的热传输性能）
Q：压水堆是一种使冷却剂处于（）状态的轻水堆，压水堆冷却剂入口水温一般在（）℃左右，出口水温（）℃左右，堆内压力（），如大亚湾。A：高压；290；330；15.5MPa
Q：（）是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备； A：蒸汽发生器
Q：在已建、在建和将建的核电站中压水堆占（）左右。压水堆核电站最显著的特点是：（）;（）;主要缺点是（）（）
A：64%；结构紧凑、堆芯的功率密度大；经济上基建费用低、建设周期短；主要缺点之一：必须采用高压的压力容器（压力容器的制作难度和制作费用高）；主要缺点之二：必须采用一定富集度的核燃料
Q：沸水堆与（）同属于轻水堆家族，都使用（）作慢化剂和冷却剂、（）作燃料，燃料形态均为（），外包锆合金包壳；堆芯内共有约（）个燃料组件，每个组件为（）正方排列，其中含有（）是燃料元件和（）根空的中央棒（水棒）；
A：压水堆；轻水；低富集度铀；二氧化铀陶瓷芯块；800；8×8；62；2
Q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有（）、（）（）三个不同的特点：
A：直接循环；工作压力可以降低；堆芯出现空泡。
Q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是（）：
A：辐射防护和废物处理较复杂；功率密度比压水堆小；
Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反应堆；重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是（），这种芯块也是放在密封的外径约为（）mm长约（）mm的锆合金包壳管内构成棒状元件；由（）到（）是数目不等的燃料元件棒组成长约（）mm、外径（）mm左右的燃料棒束组件；
A：慢化剂；烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷瓷块；十几；500；19；43；500；100
Q：重水堆反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件的压力管排列而成；压力管（）放置，管内有（）束燃料组件，构成水平方向尺度达（）m的活性区； A：水平；12；6
Q：重水堆核电站的特点是（）
A：中子经济性好可以采用天然铀作为核燃料；比轻水堆更节约天然铀；可以不停堆更换核燃料；重水堆的功率密度低；轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重
Q：高温气冷堆用（）作为冷却剂的反应堆；其特点：不会发生（）；但气体的密度低，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（）； A：气体；相变；加压
Q：快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆；一般采用（），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为（）mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒；
A：0.1MeV；氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀—碳化钚混合物）；6
Q：快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为（）和（）两部分。燃料区；增殖再生区
Q：快堆中的冷却剂主要有两种：（）或（）A：液态金属钠；氦气（分为钠冷快堆和气冷快堆）
Q：核岛四大部件：（）、（）、（）和（）。
A：堆芯；蒸汽发生器；稳压器；主泵（在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设备的辅助系统）；
Q：（）实质上是二回路与三回路之间的热交换器；三回路是一个（）回路； A：冷凝器；开式；
Q：在冷凝器里三回路的水与二回路的水也是互不接触的，只是通过（）传递热量； A：冷凝器的管壁
Q：二回路系统的主要功能是（）。
A：将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机组做功发电和供电站其他辅助设备使用；
Q：保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有（）：
A：化学和容积控制系统、主循环泵轴密封水系统；
Q：为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：（）； A：设备冷却水系统、停堆冷却系统
Q：在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有（）：； A：安全注射系统、安全壳喷洒系统
Q：控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：（）；
A：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、废物处理系统、硼回收系统、取样分析系统
Q：一回路其他辅助系统（）：；
A：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系统等
Q：二回路辅助系统（）：。
A：主蒸汽排放系统、蒸汽再热及抽汽系统、凝结水给水系统、事故给水系统、蒸汽发生器排污系统、润滑油系统及循环冷却水系统等等
Q：核动力厂厂址选择的主要目的是（），同时也应考虑（）；
A：保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响；核动力厂正常的放射性物质的释放对公众和环境的影响
Q：核安全基本原则涉及（）、（）及（）原则； A：管理责任；纵深防御；若干基本技术
Q：（）应当对核设施的安全负有全面的最终责任，不因有设计方、供货方、合同方和监管方的存在而减轻其责任；
A：营运单位
Q：根据国际辐射防护委员会第60号报告，辐射防护基本原则主要包括以下几点：（）A：辐射实践的正当性；辐射防护与安全的最优化；剂量限值和剂量约束；
Q：纵深防御的三个目标（）
A：补偿或纠正设备故障或人员差错；维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂；在屏障本身的有效性不能完全保持时，保护从业人员、公众和环境不致受到辐射伤害；
Q：纵深防御的两个策略（）
A：预防事故发生；在一旦事故发生时，限制其后果，并防止它向更严重的情况进展；
Q：纵深防御在核动力厂设计中的基本实施办法（）A：预防；检测；保护；包容；应急
Q：为了履行保证公众健康和安全的责任，核设施营运单位必须遵循（）和（）的要求，制定相应的核设施质量保证大纲，并报（）审核；
A：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》；核安全法规HAF003《核电厂质量保证安全规定》；国家核安全部门
Q：质量保证大纲包括（）、（）。
A：核设施的质量保证总大纲；每一种工作（单位）的质量保证（分）大纲；
Q：辐射防护目标是保证在所有运行状态下辐射照射或由于任何计划排放的放射性物质引起的辐射照射保持（），保证减轻任何事故的放射性后果； A：低于规定限值并且合理可靠尽量低
Q：1999年IAEA核安全顾问组发表的报告（INSAG-12）中提出的核电厂运行安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）；大量放射性释放概率为：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）A：10-4；10-5；10-5；10-6
Q：2002年5月我国核安全局发表的政策声明《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中提出新建核电厂的安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年；大量放射性释放概率为：（）/堆年。A：10-5；10-6
Q：风险的大小既与（）有关，也与（）有关；在数量概念上就是（）与（）的乘积； A：发生危害事件的频率；发生危害事件的后果；频率；后果
Q：风险分析方法通常采用（）分析方法和（）分析方法： A：事件树；故障树
Q：核电厂概率安全分析（PSA）有三个级别：Level 1（）；Level 2（）；Level 3（）。A：堆芯严重损伤的概率分析；大量放射性向环境释放的概率分析；产生重大后果（生命、健康、环境和财产）的概率分析。
Q：安全文化的实质是（）
A:价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体；
Q：安全文化特性是（）、（）、（）。A:安全第一的思想； 主动精神； 有形导出
Q：安全文化是基本的管理原则，由（）和（）这两个主要方面组成； A:体制；个人的响应
Q：核安全的实现取决于两方面的因素，一个是（），另一个是（）。A:政策和管理方面的承诺与能力；每个人本身的承诺与能力
Q：营运单位的安全管理体系包括（）六个组成部分。A:政策、组织、计划和实施、衡量绩效、审查与监管
Q：为了使核安全文化更加奏效，核安全文化的要求是按照不同层次的每个人的响应这样一种方式展开的，具体分为（）三个层次；各个层次的每个人都要真正树立（）的观念，A:决策层、管理层和基层；“安全第一、质量第一”
Q：1996年IAEA发布和实施了（）；
A: “单位安全文化自我评价和国际原子能机构安全文件评价组导则”（ASCOT导则）
Q：安全文化评价可有三种方式：（）； 在三种评价方式中是最规范的；
A:单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价和二者结合的评价；IAEA安全文化评价组评价
第三篇：注册核安全工程师考试题
2012年注册核安全工程师考试专业实务题预测4
2012-9-3 10:13:00 学易网 【大】【中】【小】 打印
各位考生，2012年安全工程师考试已经进入倒计时阶段，您距离2012年9月8日的考试还有5天时间。在这剩余的五天时间里，学易网为答谢各位考生对学易的支持，在此与大家分享2012年注册核安全工程师考试专业实务题预测。学易教育祝愿大家考试大捷！
第三章 课后思考题
1、辐射防护的目的与任务是什么？、辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。
辐射防护和核安全的基本任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。
2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少？
来源：天然：1）宇宙射线2）宇生放射性核素3）原生放射性核素
人工：医疗辐射、核爆炸、核电站、3、辐射实践与干预有什么不同？
实践：在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有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的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。
干预：是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。
4、为什么引入潜在照射的概念？
◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是
对辐射源的安全性的控制。
5、何谓吸收剂量D、当量剂量H与有效剂量E（包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系）
吸收剂量D：电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商
当量剂量：对某个器官或组织，是平均值；
有效剂量：针对全身而言，取平均值。
比释动能：不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。
对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则 吸收剂量=比释动能
6、当量剂量Ht(50)、待积有效剂量He(50)、集体当量剂量SH与集体有效剂量Se它们分别用在什么场合？
人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量
式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻；（6.16）
是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率；
τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没 有给出积分的时间期限时，成年人－50年； 儿童－70年
受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量HT（τ）经WT加权处理后的总和称为待积有效剂量E（τ），即
集体当量剂量：表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。
集体有效剂量：受照群体每个成员的有效剂量的总和。
7、何谓辐射权重因子WR与组织权重因子WT WR：在当量剂量中，WR 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲。
WT：定义： WT代表组织T接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。
8、影响辐射损伤的因素有哪些？
直接作用：
辐射粒子与生物大分子，如 DNA and RNA, 直接发生作用，导致细胞的损伤。
间接作用：
辐射粒子与细胞内环境成份（主要是水）发生作用，产生自由基和过氧化物，导致细胞的损伤。剂量大小、细胞的增殖能力
9、论述随机性效应与确定性效应各有何特点，他们和躯体效应与遗传效应有什么联系。
一类是对细胞的杀伤作用，即使受照射细胞死亡或受伤，细胞数目减少或功能减低，结果影响了受照组织或器官的功能，表现为确定性效应，如急性放射病，造血功能障碍。
一类是对细胞的诱变作用 主要表现为诱发细胞发生癌变(致癌)，诱发基因突变(致突)和先天性畸形(致畸)。
随机性效应(Stochastic effect)：是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应，不存在剂量的阂值。主要指致癌效应和遗传效应。
确定性效应(Deterministic effect)：是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阂值，在阂值以下不会见到有害效应，如放射性皮肤损伤、生育障碍。
10、辐射防护基本原则（辐射防护体系、剂量限制体系）的主要内容是什么？ 1． 辐射实践的正当化
2.剂量限制和潜在照射危险限制
剂量约束和潜在照射危险约束 3.防护与安全的最优化
11、无
12、辐射的防护标准中的基本标准是如何规定的（包括职业照射与公众照射）？
三要素：
时间
距离
屏蔽
措施：充分准备，减少受照时间
剂量率与距离的平方成反比（点源）
措施：§远距离操作；
§任何源不能直接用手操作；
§注意β射线防护。
[3].屏蔽防护(Shielding)措施： §设置屏蔽体
§屏蔽材料和厚度的选择：
辐射源的类型、射线能量、活度 1.内照射防护的基本原则
内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
13、简述外照射防护的基本原则和基本方法。
基本原则：
尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。
14、内照射防护的基本方法和基本原则是什么？
内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
内照射防护的一般方法是 ?“包容、隔离” ? “净化、稀释”，?“遵守规章制度、做好个人防护”。
15、对辐射源安全和保安的要求与控制措施有哪些？
（1）确保辐射源的实物保护符合有关要求，并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；（2）不得将辐射源转让给不持有有效批准证件的接收者；
（3）对可移动的辐射源定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。
16、辐射防护监测的主要内容有哪些？
辐射防护监测的对象就是人与环境两大部分，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。
17、一位放射工作人员在非均匀照射条件下工作，18、简述辐射防护大纲的主要内容。
为实现可合理达到的尽可能低的原则，必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括：健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。
19、应急准备的主要内容有哪些？
减 小潜在照射意味着采取必要的措施，确保辐射源的安全（对核设施即为核安全），预防事故或事件（事件序列）的发生，降低潜在照射的产生概率；另一方面，事故 或事件一旦发生，则减缓其后果，尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下，应实施必要的核事故应急干预，减小公众的 受照剂量
2012年注册核安全工程师考试专业实务题预测4
2012-9-3 10:13:00 学易网 【大】【中】【小】 打印
各位考生，2012年安全工程师考试已经进入倒计时阶段，您距离2012年9月8日的考试还有5天时间。在这剩余的五天时间里，学易网为答谢各位考生对学易的支持，在此与大家分享2012年注册核安全工程师考试专业实务题预测。学易教育祝愿大家考试大捷！
第三章 课后思考题
1、辐射防护的目的与任务是什么？、辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。
辐射防护和核安全的基本任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。
2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少？
来源：天然：1）宇宙射线2）宇生放射性核素3）原生放射性核素
人工：医疗辐射、核爆炸、核电站、3、辐射实践与干预有什么不同？
实践：在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有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的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。
干预：是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。
4、为什么引入潜在照射的概念？
◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是
对辐射源的安全性的控制。
5、何谓吸收剂量D、当量剂量H与有效剂量E（包括它们的定义、物理意义、单位适用条件及相互联系）
吸收剂量D：电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商
当量剂量：对某个器官或组织，是平均值；
有效剂量：针对全身而言，取平均值。
比释动能：不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。
对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则 吸收剂量=比释动能
6、当量剂量Ht(50)、待积有效剂量He(50)、集体当量剂量SH与集体有效剂量Se它们分别用在什么场合？
人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量
式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻；（6.16）
是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率；
τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没 有给出积分的时间期限时，成年人－50年； 儿童－70年
受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量HT（τ）经WT加权处理后的总和称为待积有效剂量E（τ），即
集体当量剂量：表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。
集体有效剂量：受照群体每个成员的有效剂量的总和。
7、何谓辐射权重因子WR与组织权重因子WT WR：在当量剂量中，WR 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲。
WT：定义： WT代表组织T接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。
8、影响辐射损伤的因素有哪些？
直接作用：
辐射粒子与生物大分子，如 DNA and RNA, 直接发生作用，导致细胞的损伤。
间接作用：
辐射粒子与细胞内环境成份（主要是水）发生作用，产生自由基和过氧化物，导致细胞的损伤。
剂量大小、细胞的增殖能力
9、论述随机性效应与确定性效应各有何特点，他们和躯体效应与遗传效应有什么联系。
一类是对细胞的杀伤作用，即使受照射细胞死亡或受伤，细胞数目减少或功能减低，结果影响了受照组织或器官的功能，表现为确定性效应，如急性放射病，造血功能障碍。
一类是对细胞的诱变作用 主要表现为诱发细胞发生癌变(致癌)，诱发基因突变(致突)和先天性畸形(致畸)。
随机性效应(Stochastic effect)：是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应，不存在剂量的阂值。主要指致癌效应和遗传效应。
确定性效应(Deterministic effect)：是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阂值，在阂值以下不会见到有害效应，如放射性皮肤损伤、生育障碍。
10、辐射防护基本原则（辐射防护体系、剂量限制体系）的主要内容是什么？ 1． 辐射实践的正当化
2.剂量限制和潜在照射危险限制
剂量约束和潜在照射危险约束 3.防护与安全的最优化
11、无
12、辐射的防护标准中的基本标准是如何规定的（包括职业照射与公众照射）？
三要素：
时间
距离
屏蔽
措施：充分准备，减少受照时间
剂量率与距离的平方成反比（点源）
措施：§远距离操作；
§任何源不能直接用手操作；
§注意β射线防护。
[3].屏蔽防护(Shielding)措施： §设置屏蔽体
§屏蔽材料和厚度的选择：
辐射源的类型、射线能量、活度 1.内照射防护的基本原则
内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
13、简述外照射防护的基本原则和基本方法。
基本原则：
尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。
14、内照射防护的基本方法和基本原则是什么？
内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
内照射防护的一般方法是 ?“包容、隔离” ? “净化、稀释”，?“遵守规章制度、做好个人防护”。
15、对辐射源安全和保安的要求与控制措施有哪些？
（1）确保辐射源的实物保护符合有关要求，并保证将辐射源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；
（2）不得将辐射源转让给不持有有效批准证件的接收者；
（3）对可移动的辐射源定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。
16、辐射防护监测的主要内容有哪些？
辐射防护监测的对象就是人与环境两大部分，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。
17、一位放射工作人员在非均匀照射条件下工作，18、简述辐射防护大纲的主要内容。
为实现可合理达到的尽可能低的原则，必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括：健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。
19、应急准备的主要内容有哪些？
减 小潜在照射意味着采取必要的措施，确保辐射源的安全（对核设施即为核安全），预防事故或事件（事件序列）的发生，降低潜在照射的产生概率；另一方面，事故 或事件一旦发生，则减缓其后果，尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下，应实施必要的核事故应急干预，减小公众的 受照剂量
一、某厂在反应堆停堆过程中，为了将检修工具运至安全壳内，工作人员在 只请示了值班人员，而未与运行人员沟通的情况下，将安全壳内外闸门同时打开，这违反了国家核安全监管部门批准的运行限制和条件（技术规格书）（安全壳内外闸门不能同时打开）。但由于处于冷停堆状态，未见明显的辐射问题，没有造成人员和财产伤害。请问：
1、说明安全壳的安全功能、安全分级、抗震分级和抗震设计要求。
2、如果必须执行某项操作，而该操作违反技术规格书，怎么办？
3、按照国际核事件分级标准，此事件为几级？
4、此事件的经验教训。
二、某铀矿初建时，严格执行审管要求，井下氡及氡子体浓度合格。之后领 导管理松懈，很长时间未对氡及氡子体浓度检测。三年多后，由于矿井巷道部分损毁，矿井通风不良，导致井下氡及氡子体浓度严重超标，工作人员受超剂量照射。请问：
1、该矿井氡及氡子体浓度严重超标，工作人员受超剂量照射的直接原因是什么？
2、该矿井存在的问题？安全文化方面有哪些问题？
3、防止氡及氡子体浓度超标的措施？
三、某X射线装置使用单位，审管部门要求同时安装辐射报警装置、工作指 示灯等。领导甲为尽早创造经济效益，在只安装了工作指示灯的情况下，就开始安排调试工作。工作人员乙，为赶进度，某日，工作人员乙在未安排调试计划的情况下，明知工作指示灯不能正常显示，仍进入操作室进行调试工作。领导甲来到，工作指示灯没亮，也知当天未安排调试计划，于是为检查设备进入设备间，后发现X射线装置在工作中。之后头晕眼花、胸闷气短。请问：
1、领导甲有什么问题？
2、工作人员乙有什么问题？
3、应吸取什么经验教训？安全文化有何不足。
四、某厂为转产，不再生产放射性产品，决定对放射源库退役，该库中存放 有13枚放射源。于是请当地环保监督部门为其对辐射水平进行测量和将现有源作为废源处理。环保监督部门根据废物处置办法规定，随即前往该厂进行测量，但发现该厂某工作人员已擅自将放射源库推平。检测人员通过随身携带的剂量仪器找到了13枚源。并立即报告了相关部门，相关部门开会讨论了处理方案。请问：
1、此事件的直接原因。
2、该事件的直接责任人，该厂存在的主要问题。
3、如何防止此类事件的发生。
五、背景材料同教材P54 请问：
1、焊丝在采购过程中，有哪些方面违反质保要求？
2、根据HAF003，对供方的评价和选择有什么要求？并列出评价的方法。
1、核电厂三回路系统进海水，对蒸汽发生器有何影响。
2、民工违章作业导致电厂发电机组短路保护性停机，进而反应堆停堆。操作人员处理不当，本应调节化容系统，却加注冷却水，使系统和设备受冷冲击，另外导致冷却剂通过调节阀进入厂房。问题：对事件分级；操作技术和管理上有何问题；有什么教训。
3、辐照研究所辐照装置年久失修，保养较差，外防护门关闭不灵活，关闭时间长，实验人员因工作任务重，时间紧，要求操作人员解除联锁装置以加快实验进度，解除后，因操作人员和实验人员电话联系有问题，致使实验人员在以出束的情况下误创实验厅，造成辐照事故，受到70MSV的照射量。问题：管理上有什么问题；操作人员和实验人员有什么问题，应吸取什么教训。
4、国外某地上世纪50年代将放射性废物用钢和木板包装后埋于土沟中，用土覆盖，本世纪发现土沟附近和当地地下水、河水中均有放射性核素存在，既有中低放废物，也有长寿命高放废物的核素发生迁移，问题：按我国标准，如此处置废物有什么问题；现在应如何处置这些废物；有何经验和教训。
5、某工厂在运输放射性物品到机场去时，经机场检测发现有一个货包表面剂量超标，要求返回重新处理，在返回途中，押运员有私事处理，改变了行车路线，改变后行车路途颠簸使一个货包路途丢失，发现后报告了环保和公安部门共同查找，最后在路上找到了货包。经调查，工厂辐射安全人员开了假 的货包表面剂量合格单。问题：该工厂管理上有什么问题；在运输上有什么问题应吸取什么教训；通过此事件，应吸取什么教训。
第四篇：《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》
《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》
《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》按照人事部和国家环境保护总局印发的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》（人发〔2002〕106号）和《注册核安全工程师执业资格考试实施办法》（国人部发〔2003〕21号）的规定，注册核安全工程师执业资格考试大纲编写委员会受人事部和国家环境保护总局委托，组织编写了《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》，经人事部审定通过。本大纲从实际出发，适应我国核安全事业发展的要求，突出重点，对注册核安全工程师的知识结构提出掌握、熟悉和了解三个层次的要求。考试大纲既是考试命题的指导性文件，也是核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和国家环境保护总局规定的其他与核安全密切相关的工作领域关键岗位专业技术人员复习备考的依据。
针对核安全工程师考试要求，本大纲分成了4个科目：《核安全相关法律法规》《核安全综合知识》《核安全专业实务》和《核安全案例分析》。注册核安全工程师执业考试也就依据本大纲要求进行培训、复习、命题。具体科目内容如下。
一、注册核安全工程师执业资格制度暂行规定
第一章
总则
第一条
为了提高核安全专业技术人员素质，规范核安全关键岗位的管理，确保核与辐射环境安全，维护国家和公众利益，根据《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和国家职业资格证书制度的有关规定，制订本规定。第二条
本规定适用于从事核与辐射安全及相关领域工作的专业技术人员。
第三条
国家对在核能和核技术应用及为核安全提供技术服务的单位中从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行执业资格制度，纳入国家专业技术人员职业资格证书制度，统一规划管理。
第四条
本规定所称注册核安全工程师，是指通过国家统一考试，取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》并经注册登记后，从事核安全相关专业技术工作的人员。英文名称：Nuclear Safety Engineer 第五条
人事部和国家环境保护总局共同负责国家注册核安全工程师执业资格制度的实施工作。第二章
考试
第六条
注册核安全工程师执业资格实行统一大纲、统一命题、统一组织的考试制度，由人事部和国家环境保护总局共同组织实施，原则上每年举行一次。
/ 20
第七条
国家环境保护总局负责拟定考试科目、考试大纲和试题，编写考试用书，统一规划培训等有关工作。培训工作按照培训与考试分开、自愿参加的原则进行。
第八条
人事部负责审定考试科目、考试大纲和试题。会同国家环境保护总局对考试进行检查、监督、指导和确定考试合格标准。
第九条
凡遵守中华人民共和国宪法和法律、法规，恪守职业道德，并具备下列条件之一者，可申请参加注册核安全工程师执业资格考试：
1.取得理工类专业学士学位，从事核安全工作满5年；或取得其他专业学士学位，从事核安全工作满6年。
2.取得理工类专业双学士学位或研究生班毕业，从事核安全工作满4年；或取得其他专业双学士学位或研究生班毕业，从事核安全工作满5年。
3.取得理工类专业硕士学位，从事核安全工作满2年；或取得其他专业硕士学位，从事核安全工作满3年。
4.取得理工类专业博士学位，从事核安全工作满1年。5.人事部、国家环境保护总局规定的其他条件。
第十条
注册核安全工程师执业资格考试合格，颁发人事部统一印制，人事部和国家环境保护总局共同用印的《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》，证书全国范围有效。第三章
注册
第十一条
注册核安全工程师执业资格实行注册登记制度。取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》的人员，必须经过注册登记才能以注册核安全工程师名义执业。第十二条
国家环境保护总局或其授权的机构为注册核安全工程师执业资格的注册管理机构。人事部对注册核安全工程师执业资格的注册和使用情况有检查、监督的责任。第十三条
申请注册者，必须同时具备下列条件：
1.取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》； 2.身体健康，能坚持在本专业岗位工作； 3.经单位考核同意。
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。第十四条
注册核安全工程师有下列情形之一者注销注册：
（一）不具备完全民事行为能力。
（二）因在核安全等业务工作中犯有严重错误，受行政处罚。
（三）受刑事处罚。
（四）脱离核安全相应岗位连续满1年。
第十五条
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的，持证者应在期满前3个月按规定办理再次注册手续。
/ 20
第十六条
国家环境保护总局或其授权的机构依本规定不予注册的，应自决定之日起15日内书面通知申请人。
第十七条
经批准注册的注册核安全工程师执业资格人员，由国家环境保护总局或其授权的机构在其执业资格证书的“注册情况”栏目内加盖印章，并核发《注册核安全工程师注册证》。国家环境保护总局或其授权的机构应当定期公布注册核安全工程师执业资格的注册和注销情况。
第十八条
注册核安全工程师执业资格注册内容变更，须由所在单位在变更后30日内向注册管理机构申请办理变更手续。第四章
职责
第十九条
注册核安全工程师必须遵守国家法律、法规和核安全行业的执业守则，具有良好的职业道德和业务素质，对所从事的专业工作的真实性、合法性负责。第二十条
注册核安全工程师的执业范围是：
（一）核安全审评。
（二）核安全监督。
（三）民用核设施操纵与运行。
（四）核质量保证。
（五）辐射防护。
（六）辐射环境监测。
（七）国家环境保护总局规定的其他与核安全密切相关的工作领域。
第二十一条
注册核安全工程师享有依法从事核安全关键岗位专业技术工作的权利，并对本职工作负责。
第二十二条
注册核安全工程师应不断更新知识，自觉接受继续教育并按规定参加业务培训。第二十三条
注册核安全工程师应在一个从事核安全专业工作的单位执业。第五章
附则
第二十四条
取得注册核安全工程师执业资格证书的人员，用人单位可根据工作需要聘任工程师专业技术职务。
第二十五条
在实施注册核安全工程师执业资格考试前，对长期从事核安全工作，已经达到注册核安全工程师执业资格条件并受聘工程类高级专业技术职务的，可通过培训和考核认定的方式，取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》。培训和考核认定的办法由人事部和国家环境保护总局另行规定。
第二十六条
经国务院有关部门同意，获准在中华人民共和国境内就业的外籍专业人员，符合本规定要求的，也可按规定的程序申请参加考试、注册和执业。
第二十七条
注册核安全工程师执业资格关键岗位和职责由国家环境保护总局另行制定。
/ 20
第二十八条
本规定由人事部和国家环境保护总局按职责分工分别负责解释。第二十九条
本规定自发布之日起30日后施行。
二、注册核安全工程师执业资格考试实施办法
第一条
注册核安全工程师执业资格考试在人事部、国家环境保护总局（以下简称国家环保总局）的领导下进行。两部门成立“注册核安全工程师执业资格考试办公室”（办公室设在国家环保总局），负责考试的实施和日常管理工作。国家环保总局成立“注册核安全工程师执业资格考试专家委员会”，负责拟定注册核安全工程师执业资格考试科目、考试大纲和考试命题，研究建立考试题库等有关工作。第二条
注册核安全工程师执业资格考试原则上每年举行一次，考试时间为每年的第三季度。第三条
注册核安全工程师执业资格考试科目为：《核安全相关法律法规》《核安全综合知识》《核安全专业实务》和《核安全案例分析》。
考试分4个半天进行，各科目的考试时间均为3小时。
第四条
凡符合《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》（以下简称《暂行规定》）第九条规定的专业技术人员均可申请参加考试。
第五条
截止2002年12月31日前，在核安全相关岗位上受聘担任高级专业技术职务满3年的专业技术人员，可免试《核安全相关法律法规》和《核安全综合知识》2个科目，只参加《核安全专业实务》和《核安全案例分析》2个科目的考试。
第六条
考试成绩实行两年为一周期的滚动管理。参加全部4个科目考试的人员必须在连续的两个考试内通过应试科目；免试部分科目的人员必须在一个考试内通过应试科目。第七条
参加考试须由本人提出申请，所在单位审核同意，按规定携带有关证明材料到国家环保总局确定的考试管理机构报名。考试管理机构按规定程序和报名条件审查合格后，发给准考证。考生凭准考证及有关证明在指定的时间、地点参加考试。
第八条
由国家环保总局根据情况确定考点设置的区域和数量。经确定的考点原则上设在直辖市和省会城市的大、中专院校或高考定点学校。
考点设置所在地的省、自治区、直辖市人事部门负责对考试考务的实施工作进行指导、检查和监督。
第九条
注册核安全工程师执业资格考试大纲由国家环保总局组织编写、出版和发行。任何单位和个人不得盗用国家环保总局名义编写、出版各种考试用书和复习资料。
第十条
坚持考试与培训分开的原则，凡参与考试工作的人员，不得参加与考试有关的培训工作和参加考试。
应考人员参加培训坚持自愿原则。
第十一条
为保证培训工作健康有序进行，由国家环保总局统筹规划培训工作。承担注册核
/ 20
安全工程师执业资格培训工作的机构，应具备场地、师资、教材等条件，并报国家环保总局备案。
第十二条
注册核安全工程师执业资格考试、培训及有关项目的收费标准，须经价格行政部门核准，并向社会公布，接受群众监督。
第十三条
考务管理工作要严格执行考务工作的有关规章和制度，切实做好试卷的命制、印刷、发送和保管过程中的保密工作，遵守保密制度，严防泄密。
第十四条
加强对考试工作的组织管理，认真执行考试回避制度，严肃考试工作纪律和考场纪律。对弄虚作假等违反考试有关规定者，要依法处理，并追究当事人和有关领导的责任。
三、《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的了解、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、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、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；
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、放射性污染防治的法律责任；
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．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 了解总则和处罚基本原则； 熟悉核安全监督任务；
/ 20
掌握监督管理职责、安全许可证制度及附则中给出的用语含义。
3．《中华人民共和国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》
熟悉核电厂安全许可证件的申请和颁发的各项要求。
4．《中华人民共和国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》
熟悉核电厂操纵人员执照颁发和管理程序的各项要求。
5．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二──核设施的安全监督》 熟悉核设施的安全监督的各项要求。
6．《中华人民共和国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》
熟悉核电厂营运单位报告制度的各项要求。
7．《中华人民共和国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》
熟悉研究堆营运单位报告制度的各项要求。
8．《中华人民共和国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》
熟悉核燃料循环设施的报告制度的各项要求。9．《中华人民共和国核材料管制条例》 了解许可证持有单位及其上级领导部门的责任； 熟悉总则中的核材料管制范围、监督管理职责； 掌握核材料管制办法及附则中给出的用语含义。10．《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》 熟悉核材料管制条例实施细则的各项要求。11．《中华人民共和国核电厂事故应急管理条例》 了解总则和处罚的基本原则；
熟悉应急准备、应急对策和应急防护措施、应急状态的终止和恢复措施； 掌握应急机构及其职责、附则中给出的用语含义。
12．《中华人民共和国核电厂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》
熟悉核电厂营运单位的应急准备和应急响应的各项要求。13．《中华人民共和国放射性同位素与射线装置放射防护条例》
/ 20
了解处罚的基本原则； 熟悉许可登记管理；
掌握放射事故管理、放射防护监督及附则中给出的用语含义。14．《城市放射性废物管理办法》 了解总则；
熟悉放射性废物分类、收运、放射性废物库的管理和放射性废物产生单位的责任的基本内容；
掌握监督管理的基本规定。15．《放射环境管理办法》 熟悉放射环境管理的基本规定。
16．《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》 了解一般要求；
熟悉对实践的主要要求、对干预的主要要求的基本内容；
掌握定义、职业照射的控制、医疗照射的控制、公众照射的控制、潜在照射的控制—源的要求、应急照射情况的干预和持续照射情况的干预的基本规定。
17．《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》 了解第五章附则的基本内容；
熟悉第二章考试、第三章注册的基本要求； 掌握第一章总则、第四章职责的基本规定。
三、与核安全有关的法律和法规 1．《中华人民共和国宪法》
熟悉关于国家保护和改善生活环境和生态环境，防治污染和其他公害的基本规定。2．《中华人民共和国环境保护法》
熟悉关于产生环境污染和其他公害的单位承担环境保护责任的基本规定。3．《中华人民共和国环境影响评价法》
熟悉关于核设施建设项目需要提交环境影响评价文件供国务院环境保护行政主管部门审批的基本规定。
4．《中华人民共和国大气污染防治法》
熟悉关于向大气排放和泄漏含有放射性物质气体的基本规定。5．《中华人民共和国水污染防治法》
熟悉关于向水体排放放射性固体废物和废水的基本规定。
/ 20
6．《中华人民共和国海洋环境保护法》
熟悉关于向海域排放放射性废水和禁止在海上处置放射性物质的基本规定。7．《中华人民共和国安全生产法》
了解关于对涉及危险物品和重大危险源的生产经营单位的要求的基本规定； 熟悉关于危险物品和重大危险源的定义。8．《中华人民共和国食品卫生法》
了解关于食品中放射性物质容许量相关文件的制定和颁发的归口权限的基本规定。9．《中华人民共和国药品管理法》
了解关于国家对放射性药品实行特殊管理的基本规定。10．《中华人民共和国职业病防治法》 了解关于职业病的定义；
熟悉关于国家对放射作业实行特殊管理的基本规定。11．《中华人民共和国产品质量法》
熟悉关于有放射性的危险物品的包装质量的基本规定。12．《中华人民共和国矿产资源法》
熟悉关于开采放射性矿产的审批和许可证制度的基本规定。13．《中华人民共和国防震减灾法》
熟悉关于核动力厂和其它核设施承受地震灾害的基本规定。14．《中华人民共和国民法通则》
熟悉关于放射性作业造成他人伤害的责任的基本规定。15．《中华人民共和国人民警察法》
了解关于公安机关的人民警察依法管理具有放射性的危险物品的基本规定。16．《中华人民共和国刑法（1997年3月14日）》 了解关于涉及放射性物质的犯罪的基本规定。
17．《中华人民共和国刑法修正案（2001年12月29日）》 熟悉关于涉及放射性物质的犯罪的基本规定。
18．《中华人民共和国刑法修正案（2002年12月28日）》 了解关于涉及放射性物质的犯罪的基本规定。
四、国际公约与相关文件 1．《核安全公约》
/ 20
了解序言，第1章中目的和适用范围，第2章中履约措施、提交报告、已有的核设施，第3章中审议会议、时间表、程序安排、特别会议、出席会议、简要报告，第4章等各章节的基本内容；
熟悉第1章中定义，第2章中立法和监管框架、监管机构、许可证持有者的责任、安全优先、人的因素、质量保证、安全的评价和核实、辐射防护、选址、设计和建造、运行，第3章中保密等各章节的基本规定。
2．《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》
了解序言，第1章中目标和适用范围，第2章中已存在的核设施，第3章中已存在的设施和以往的实践，第4章中履约协议，第6章中筹备会议、审议会议、特别会议、提交报告、出席会议、简要报告，第7章等各章节的基本内容；
熟悉第1章中定义，第2章中一般安全要求、拟议中设施的选址、设施的设计和建造、设施的安全评价、设施的运行、乏燃料的处置，第3章中一般安全要求、拟议中设施的选址、设施的设计和建造、设施的安全评价、设施的运行、关闭后的制度化措施，第4章中立法和监管框架、监管机构、许可证持有者的责任、质量保证、运行辐射防护、应急准备和退役，第5章中超越国界运输和废密封源，第6章中保密等各章节的基本规定。
3．《及早通报核事故公约》
了解第12条生效、第13条暂时适用、第14条修正、第15条退约、第16条保存人、第17条作准文本及经核证的副本等各条款的基本内容；
熟悉第1条适用范围、第2条通报和情报、第3条其他核事故、第4条机构的职责、第5条应提供的情报、第6条协商、第7条主管当局和联络点、第8条对缔约国的援助、第9条双边和多边协定、第10条与其他国际协定的关系、第11条争端的解决（除第2款）等各条款的基本规定。
4．《核事故或辐射紧急援助公约》
了解第7条费用的偿还、第9条人员设备和财物的过境、第12条与其他国际协定的关系、第14条生效、第15条暂时适用、第16条修正、第17条退约、第18条保存人、第19条作准文本及经核证的副本等各条款的基本内容；
熟悉第1条一般条款、第2条援助的提供、第3条对援助的指导和管理、第4条主管当局和联络点、第5条机构的职责、第6条机密与公布情况、第8条特权豁免和便利、第10条索赔和补偿（除第2款）、第11条援助的终止、第13条争端的解决（除第2款）等各条款的基本规定。
5．《核材料实物保护公约》
了解第8、9、10、11、12、13、14、15、16、18、19、20、21、22、23条，附件一和附件二等各条款的基本内容；
熟悉第1、2、3、4、5、6、7、17（除第2款）条等各条款的基本规定。6．《国际核事件分级使用手册》 熟悉第一部分中评定程序的基本内容；
/ 20
掌握第一部分中分级的总说明和分级的范围的基本规定。7．了解核与辐射安全有关的重要的国际机构。
四、《核安全综合知识》考试大纲
考试目的
通过本科目考试，检验参加考试人员对核物理、核能和核技术应用、辐射防护、流出物和环境放射性监测、核与辐射安全的概念以及安全文化等方面知识的了解、熟悉或掌握的程度，使参加考试人员从总体上把握注册核安全工程师所需要的知识，并能利用这些知识解决实际问题。本科目是从事核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必备的知识。
考试内容
一、核物理
1．熟悉原子结构的知识（原子，原子核，同位素）。
2．熟悉放射性的概念、衰变及其规律（核素图，半衰期，放射性活度的单位计算和测量）。
3．熟悉射线及其与物质的相互作用（α射线，β射线，γ射线，X射线，中子等）。4．掌握核反应的类型。
5．了解核裂变及其裂变反应的知识。
二、核能和核技术应用
1．熟悉辐射源的种类（宇宙射线，天然放射性同位素，用于医学、农业、工业、食品加工等的放射源，密封型和非密封型源，辐射产生器/设施，核动力厂和其他反应堆以及其他核燃料循环设施等）。
2．了解放射性同位素的基本特性。
3．了解反应堆和加速器生产同位素的基本知识。
4．了解放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的应用。
5．熟悉放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的应用中的辐射安全问题。6．了解辐射产生器/设施的应用。
7．熟悉辐射产生器/设施在应用中的核与辐射安全问题。
8．了解与核燃料循环设施(包括：铀钍矿及伴生放射性矿勘探、开采与加工，富集铀的生产，燃料元件制造，核动力厂和其他反应堆，乏燃料后处理，以及放射性物质运输，放射性废物管理等)有关的基本知识。
/ 20
9．熟悉核燃料循环设施(包括：铀钍矿及伴生放射性矿勘探、开采与加工，富集铀的生产，燃料元件制造，核动力厂和其他反应堆，乏燃料后处理，以及放射性物质运输，放射性废物管理等)在选址、设计、建造、运行、退役等阶段核与辐射安全方面的主要问题。
三、辐射防护
1．了解辐射防护的概念和含义。
2．了解电离辐射生物效应的分类及其对人类和环境的影响。
3．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）。
4．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）。5．了解辐射探测器的类型、用法及刻度。
6．了解职业照射、公众照射、医疗照射和潜在照射的基本概念。7．掌握放射性物质的防护监测（个人和工作场所）。8．了解内照射和外照射的评价原则和方法。9．熟悉实践、干预的基本概念。10．熟悉辐射防护的目的和安全目标。
11．掌握辐射防护的基本原则（正当性、限值、优化）及其实施。12．熟悉控制辐射危险的基本方法（包括内照射和外照射）。13．掌握辐射源安全和保安的要求和措施。14．了解辐射防护的体系。15．了解辐射防护大纲。16．掌握辐射防护的标准和限值。17．熟悉应急准备的要求。
四、流出物和环境放射性监测 1．熟悉环境放射性本底调查。2．了解环境天然放射性的来源。3．了解环境中人工放射性核素的来源。4．熟悉控制流出物排放的基本原则。5．熟悉流出物监测的基本要求。6．了解环境中放射性核素的迁移和蓄积。7．熟悉人类核活动对环境辐射水平的潜在影响。8．掌握流出物和环境放射性监测的目的和范围。
/ 20
五、核与辐射安全的概念
1．掌握核与辐射安全的概念和基本原则。
2．熟悉核与辐射安全的总目标、辐射防护安全目标和技术安全目标。3．了解风险分析的概念、方法和应用。
4．掌握纵深防御的概念及对纵深防御战略的理解。5．熟悉纵深防御在设计和运行中的基本实施方法。6．了解预防和缓解事故的基本原则。7．掌握质量和质量保证的基本概念。
8．了解质量保证的基本要求（质量保证大纲、人员资格和培训、不符合项及其纠正、文件控制及记录）。
9．熟悉验证质量保证大纲实施有效性的基本原则和方法。
10．熟悉核与辐射安全的基本技术原则（采用经验证的工程实践、应用经验反馈和安全研究成果、安全评价及其独立验证、安全分析、老化和人因考虑等）。
六、安全文化
1．掌握安全文化的概念、原则及其特征。
2．熟悉营运单位的安全管理体系及其在培育安全文化方面的地位。3．了解安全文化在核领域中的演变及其在保证核安全上的作用。
4．熟悉安全文化的组成部分以及决策层、管理层和职工在安全文化方面的职责和作用。5．熟悉安全文化的发展阶段及各发展阶段的特点。6．熟悉培育安全文化的良好实践。7．了解识别安全文化弱化征兆的方法。8．熟悉对安全文化的评价方法。
五、《核安全专业实务》考试大纲
考试目的
通过本科目考试，检验参加考试人员了解、熟悉或掌握从事核安全工作必须的业务技能，以提高参加考试人员解决实际问题的能力。本科目是从事核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必须的业务技能和工作能力。
考试内容
/ 20
一、反应堆工程
1．了解核动力厂和其他反应堆的主要类型及基本工作原理。2．熟悉我国核动力厂和其他反应堆的主要系统及功能。3．熟悉反应堆堆本体结构和结构材料的基本安全问题。4．了解核燃料、燃料组件及其结构材料。
5．熟悉反应性、反应性控制及反应堆的功率分布和影响反应性的因素。6．熟悉反应堆堆内释热，堆内传热和冷却剂的沸腾。7．熟悉反应堆及其动力装置功率控制的基本概念。8．了解反应堆保护系统的工作原理。
9．掌握核动力厂和其他反应堆设计的基本安全要求：
多层屏障与纵深防御在核动力厂的具体体现、安全功能和部件分级、单一故障准则、共模/因故障、故障安全、冗余性、多样性、独立性，安全功能、事故防止与动力厂安全特性（对假想初因事件的响应）、内部和外部事件、实物保护、设计验证等。
10．熟悉核动力厂事故分析，严重事故的预防和缓解。11．了解核动力厂防火设计。
12．了解核动力厂的概率安全分析及其在安全管理中的应用。
13．熟悉核级机械设备与部件的核安全基本要求以及核级仪表、控制和电力系统部件的核安全基本要求。
14．掌握核动力厂和其他反应堆运行的基本安全要求：
运行限值和条件；运行规程；安全重要物项的维修/试验/检查；堆芯和燃料管理；辐射防护和放射性废物管理；运行经验反馈；核动力厂的改造等。
15．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；退役等。
16．了解核动力厂的在役检查和定期试验。17．了解核材料管制。
18．熟悉核动力厂营运单位的应急准备和应急响应。
二、铀（钍）矿与伴生放射性矿
1．了解铀（钍）矿以及伴生放射性矿生产的辐射防护和环境防护的基本要求。2．了解国家及省级环境保护行政管理部门的监督管理要求。3．了解在生产中天然放射性核素的含量、浓集与转移。
/ 20
4．熟悉铀（钍）矿与伴生放射性矿环境辐射水平的监测技术。5．了解对氡及其子体的监测方法。6．掌握基本的降氡方法。
7．掌握铀（钍）矿生产、退役的辐射防护标准。
8．了解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。9．了解水冶厂的生产工艺及主要的辐射安全要求。10．熟悉水冶厂的辐射防护和环境保护技术。
11．了解地浸、堆浸废水对环境安全的影响及其治理技术。12．了解废石场及尾矿库关闭后的环境整治及长期监护要求。13．了解事故应急监测和相关的补救措施。
三、核燃料加工、处理与放射性物质运输 1．熟悉自持裂变反应的基本原理及临界安全。
2．了解核燃料加工、处理设施辐射防护大纲的基本要求和内容。3．了解富集（浓缩）铀生产的基本原理与工艺流程。4．了解精制和转化的基本原理与工艺流程。5．掌握精制和转化的主要核安全问题。
6．掌握与富集（浓缩）铀生产有关的核安全问题。7．了解核燃料加工和燃料元件制造的工艺流程。8．掌握核燃料加工和燃料元件制造过程中的核安全问题。9．了解乏燃料后处理的基本原理和工艺流程。10．掌握乏燃料后处理过程中的核安全问题。11．熟悉乏燃料贮存和运输的安全问题。
12．了解放射性物质（含放射性废物）运输的安全准则与管理要求。13．熟悉核燃料加工、处理设施的保安要求。
14．熟悉核燃料加工、处理设施营运单位的应急准备和应急响应。
四、核技术应用
1．了解放射性污染防治法中第四章的相关规定和要求。2．了解对核技术应用项目的行政审批程序和要求。
3．熟悉常用的放射源或放射性同位素的辐射特性，理化性质，可能的危害以及典型核技术应用项目的污染源项分析。
/ 20
4．熟悉加速器的主要辐射危害因素及辐射防护的基本要求。5．了解对x、γ、β、α、n的辐射探测及防护技术。6．掌握放射源使用、贮存的核安全要求和保安要求。7．熟悉大型辐照装置安全联锁的基本要求。
8．熟悉核技术应用活动放射性流出物的排放要求和控制措施。9．掌握放射性废物的安全管理措施。10．了解事故应急处理预案和应急监测手段。11．熟悉放射性废物送贮的安全要求。
12．熟悉放射性废源返回生产厂家或送贮的政策。
13．了解核技术应用废物贮存库场址选择的特点和基本要求。
五、放射性废物管理与核设施退役
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．了解放射性废液、废气的净化技术。3．了解放射性流出物的排放控制与监测技术。4．了解放射性废液的固化技术及固化体性能要求。5．掌握放射性废物分类及其处置的基本要求。
6．了解中、低放废物处置场的选址、运行、关闭和长期监护的安全要求。7．熟悉放射性废物处理、整备、贮存、处置的主要技术。8．了解高放废物玻璃固化及地质处置的概念。9．了解放射性固体废物的减容技术。10．熟悉核与辐射设施退役的管理要求。
11．掌握核与辐射设施退役技术的基础及主要的核安全与辐射安全问题。12．掌握核与辐射设施退役中的放射性废物管理以及辐射监测和辐射防护要求。13．了解在出现异常事件、事故时的应急响应要求。14．熟悉对放射性废物的保安要求。
六、核设施选址
1．掌握核电厂厂址选择安全规定。2．熟悉核电厂选址的任务和要求。3．熟悉核电厂选址应考虑的基本因素。4．熟悉核电厂选址总准则。
/ 20
5．熟悉确定外部自然事件及人为事件设计基准的准则。6．掌握确定核电厂对区域潜在影响的准则。7．熟悉考虑人口因素和应急计划的准则。8．熟悉对外部事件设计基准的评价：
由于降水和其它原因引起的洪水；因地震引起的波浪；因档水构筑物受破坏而引起的洪水及波浪；地表断裂；斜坡不稳定性；地表塌陷、沉降或隆起；地震；基土液化；龙卷风；热带气旋；其他重要自然现象和极端条件；飞机坠毁；化学品爆炸；影响堆芯长期排热的厂址参数；其他重要的人为事件；基土性能。
9．熟悉影响核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征的评价：
放射性物质的大气弥散；放射性物质的地表水弥散；放射性物质的地下水弥散；人口分布；土地和水的利用；环境的放射性本底。
10．熟悉低中放废物近地表处置场场址选择的特点和基本要求。11．了解高放废物地质处置库场址选择的特点和基本要求。
七、质量保证
1．掌握核质量保证法规和导则的基本结构和内容。2．熟悉建立核设施质量保证体系的基本要素。3．熟悉质量保证大纲文件。4．熟悉质量检查和试验的控制。
5．掌握对不符合项的控制和纠正措施的实施。6．掌握文件控制和质量保证记录制度。7．熟悉质量保证监查。8．了解管理部门的审核。9．了解设计中的质量保证。
10．熟悉物项和服务采购中的质量保证。11．熟悉物项制造中的质量保证。
12．熟悉核设施建造、调试和运行期间的质量保证。
六、《核安全案例分析》考试大纲
考试目的
通过本科目考试，检验参加考试人员运用核安全法律法规、核安全综合知识、核安全专
/ 20
业实务三个科目的知识，解决实际问题的能力，即针对核安全典型案例进行分析，并提出处理措施等，促使参加考试人员进一步提高核与辐射安全的执业水平。
考试内容
一、《核安全案例分析》科目的考试试题，要求针对核与辐射安全典型案例进行分析，即除一般描述外，尚需指出其类型、性质、等级、原因、后果、处理和经验反馈等七项内容，如果考试人员认为有必要，也可对本案例发表本人希望表达的自由发挥内容。具体说明如下：
1.类型：案例发生的领域和状态（核设施、核技术应用等；建造、运行、维修等）； 2.性质：人因事件、设备故障、规程缺陷或其组合； 3.等级：按INES国际核事件分级标准分为0—7级；
4.原因：逻辑关系（可用事件树表达）及直接原因和根本原因分析； 5.后果：现实后果或潜在后果； 6.处理：预防、纠正或缓解的措施；
7.经验反馈：应该吸取的经验教训及提高安全性的建议等； 8.自由发挥：考试人员对本案例希望表达的其他有关内容。
二、《核安全案例分析》科目的考试试题将与《核安全专业实务》科目相对应，分为以下七个部分：
1.反应堆工程案例分析；
2.铀（钍）矿与伴生放射性矿案例分析； 3.核燃料加工、处理与放射性物质运输案例分析； 4.核技术应用案例分析；
5.放射性废物管理与核设施退役案例分析； 6.核设施选址案例分析； 7.质量保证案例分析。
三、对于核安全典型案例进行分析时，除需要运用《核安全专业实务》科目的相关知识外，还需要运用《核安全综合知识》科目所述以下六个方面的相关知识：
1.核物理；
2.核能和核技术应用； 3.辐射防护；
4.流出物和环境放射性监测； 5.核安全的概念； 6.安全文化。
/ 20
四、对于核安全典型案例进行分析时，除需要运用《核安全专业实务》科目和《核安全综合知识》科目的相关知识之外，还需要以《核安全相关法律法规》科目各有关的法律法规的相关规定和要求为依据，在法定的框架与范围内进行分析并找到解决问题的办法。
七、考试样题
一、单项选择题（每题1分。每题的备选项中，只有1个最符合题意）
保证核设施安全的主要目的是（）a.防止对核设施的人为破坏和防止自然灾害。b.防止工作人员和公众受到过量的放射性危害。c.防止设备毁坏、人员伤亡。d.建立健全的安全保卫体制。答案：b
二、多项选择题（每题2分。每题的备选项中，有2个或2个以上符合题意。错选、少选均不得分）
国家实行核设施安全许可制度，由国家核安全局负责制定和批准颁发的核设施安全许可证件包括（）
a.核设施建造许可证； b.核设施运行许可证； c.核设施操纵员执照； d.核设施生产计划； e.其他需要批准的文件。答案：a、b、c、e
三、问答题（每题10分）
假如你是一次核设施质量保证监查活动的主监查员，你准备按哪些步骤来进行整个监查活动？
答案：
1.制定单项监查计划，确定监查范围、监查要求、监查小组成员、需要通知的单位、适用的文件、日程安排、书面的监查程序或提问单等；
/ 20
2.在监查前的适当时间，书面通知被监查的单位；
3.与被监查单位（部门）召开监查前会议，宣布监查目的、监查范围、监查方式、监查日程安排和监查后会议等事项；
4.根据监查提问单或程序进行监查，记录发现的缺陷情况； 5.召开监查后会议，提出监查结果和澄清任何误解；
6.编写并发送书面的监查报告，并要求被监查单位（部门）对发现的问题作出书面答复；
7.对被监查单位（部门）进行后续跟踪，确认纠正措施的落实。
四、案例分析题（每题20分。请根据背景材料，按要求作答）
某游泳池反应堆发生了超功率保护停堆事件。现场辐照组操作人员在进行某项操作时，引起控制室出现“1#调节系统超速保护”、“2#调节系统超速保护”警告信号，控制室操纵员进行一系列操作后，发生“功率保护≥120％”，反应堆自动紧急停堆。
经调查分析，弄清楚整个事件发展过程如下：
1.事件发生时，反应堆在满功率下已运行约4小时，可知还没有达到平衡中毒。1＃自动棒棒位比较高，约处于290mm－300mm之间（自动棒工作范围是200－300mm之间）。2.现场辐照组操作人员未按规程要求，在事先未通知控制室操纵员的情况下，进行某项操作，引入一个变化速率超过规定值的较大的负反应性，导致1＃调节系统超速保护，随后2#调节系统超速保护，1#、2#调节系统的功能失效，这时反应堆功率呈下降状态。3.控制室操纵员发现1＃自动棒快速提升，棒位较高，立即手动提升补偿棒，试图将1＃自动棒调回到正常工作位置。
4.当操纵员发现提升补偿棒不能将1＃自动棒调回正常工作位置时，反应堆功率已经上升到接近120％额定功率，操纵员立即按手动停堆按钮，但此时发生“功率保护≥120％”事故信号，反应堆自动紧急停闭。
5.事件发生后，对一回路水、烟囱气体进行检查，未发现有放射性异常升高现象。请对此事件进行分析（包括类型、性质、等级、原因、后果、处理及经验反馈；如果考试人员认为有必要，也可以对本案例发表本人希望表达的自由发挥内容）。
答案：
一、类型：此事件属研究堆的运行事件。
二、性质：这是一件因人因失误而引发的计划外停堆事件，现场辐照组操作人员和控制室操纵员均出现了失误。
三、等级：按照INES事件分级标准，属1级事件。
四、原因： 事件的直接原因是：
/ 20
（1）现场辐照组操作人员的失误，表现在两个方面：第一，和控制室操纵员之间的交流失误；第二，引入的负反应性过快过大。
（2）控制室操纵员的诊断和决策的失误。事件的根本原因是：（1）人的违规。
（2）人的培训不够，技术不全面。
五、事件发生后，对一回路水、烟囱气体进行检查，未发现有放射性异常升高现象，说明堆芯没有受到损坏。但发生了一次计划外的紧急停堆，造成了对于堆芯和相关工艺系统的一次热冲击。
六、通过此次事件，应采取如下纠正行动：
（1）立即向国家核安全局和地区监督站报告，取得相应的监督和指导；
（2）加强安全文化教育，当事人和所在班组要对此事进行认真讨论，并在全体工作人员中通报；
（3）为防止现场辐照组操作人员违规，当反应堆没有作好准备而没有得到控制室的允许时，应不能进行某些现场操作，控制室的允许信号应与该操作信号设置联锁保护；（4）控制室应设置安全参数显示功能，便于操纵员即时发现堆芯运行的偏离或越限，能够及时采取缓解和补救措施；
（5）加强控制室操纵员培训，使操纵员掌握必要的知识和技能，在手提升补偿棒之前和过程中，应密切注意自动棒的情况及功率变化情况。
七、从中应吸取的经验教训是：
（1）对于某些安全极为重要的要求，除在规章中加以规定外，尚需设置必要的保护联 锁，以防止工作人员的违规而带来不良后果。
（2）根据运行的需要，应在适当时机进行控制室人机接口的改造，便于操纵员即时发现运行的偏离或越限，能够及时采取缓解和补救措施，以尽可能地消除和减少人的失误。（3）应始终注意加强运行人员的培训和复训，提高控制室操纵员处理异常事件的能力和避免现场操作人员超越限值和条件的违规操作。
（4）安全文化的教育和培育，必须持之以恒和不断提高，尽最大努力消除和减少人的违章和人的失误。
/ 20
第五篇：注册核安全工程师执业资格考试大纲(版)
附件2 注册核安全工程师执业资格考试大纲（2013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、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》（国家主席2003第6号令发布）了解总则； 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、放射性污染防治的法律责任；
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.《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 了解总则和处罚基本原则； 熟悉核安全监督任务； 掌握监督管理职责、安全许可证制度及附则中给出的用语含义。
3.《中华人民共和国核材料管制条例》
了解许可证持有单位及其上级领导部门的责任；
熟悉总则中的核材料管制范围、监督管理职责；
掌握核材料管制办法及附则中给出的用语含义。4.《中华人民共和国核电厂事故应急管理条例》（国务院1993第124号令发布）了解总则和处罚的基本原则； 熟悉应急准备、应急对策和应急防护措施、应急状态的终止和恢复措施； ——17
掌握应急机构及其职责、附则中给出的用语含义。5.《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》（国务院2005第449号令）了解总则； 熟悉有关法律责任； 掌握许可和备案、安全和防护、辐射事故应急处理、监督检查及附则中给出的用语含义。6.《民用核安全设备监督管理条例》（国务院2007第500号令发布）了解总则、标准和许可的重要内容； 熟悉设计、制造、安装和无损检验的要求；
熟悉民用核设备进出口及监督检查的规定及要求；
了解违法的处理意见。7.《放射性物品运输安全管理条例》（国务院2009第562号令发布）了解总则的重要内容；
熟悉放射性物品运输时对运输容器的设计、制造、使用的要求；
熟悉放射性物品运输的具体规定及检查要求；
了解放射性物品运输的法律责任。8.《放射性废物安全管理》（国务院2011第612号令发布）
了解监督管理的基本要求； 熟悉放射性废物安全管理条例的宗旨，掌握对放射性废物的处理和贮存、放射性废物的 处置的主要规定。
三、核安全部门规章 1．民用核设施安全监督管理 1.1 通用系列规章
民用核设施安全监督管理条例实施熟悉核电厂安全许可证件的申请和 HAF001/01-1993 细则之一——核电厂安全许可证件颁发的各项要求。的申请和颁发 熟悉核电厂操纵人员执照颁发和管民用核设施安全监督管理条例实施 理程序的各项要求。HAF001/01/01-1993 细则之一附件一——核电厂操纵人 员执照颁发和管理程序 熟悉核设施的安全监督的各项要民用核设施安全监督管理条例实施 HAF001/02-1995 求。细则之二——核设施的安全监督 熟悉核电厂营运单位报告制度的各民用核设施安全监督管理条例实施 项要求。HAF001/02/01-1995 细则之二附件一——核电厂营运单
位报告制度 熟悉研究堆营运单位报告制度的各民用核设施安全监督管理条例实施
项要求。HAF001/02/02-1995 细则之二附件二——研究堆营运单 位报告制度 熟悉核燃料循环设施的报告制度的民用核设施安全监督管理条例实施 各项要求。HAF001/02/03-1995 细则之二附件三——核燃料循环设
施的报告制度 熟悉研究堆安全许可证件的申请和民用核设施安全监督管理条例实施
颁发的各项要求。HAF001/03-2006 细则之三——研究堆安全许可证件的申请和颁发规定 —— 18
核动力厂核事故应急管理条例实施熟悉核电厂营运单位的应急准备和 HAF002/01-1998 细则之一——核电厂营运单位的应应急响应的各项要求。急准备和应急响应 HAF003-1991 核电厂质量保证安全规定 了解核安全质量保证的基本要求 1.2 核动力厂系列规章
了解核电厂厂址选择与安全评价的 HAF101-1991 核电厂厂址选择安全规定 基本要求。HAF102-2004 核动力厂设计安全规定 了解核动力厂设计的基本要求
HAF103-2004 核动力厂运行安全规定 了解核动力厂运行的基本要求 核电厂运行安全规定附件一——核了解基本内容 HAF103/01-1994 电厂换料、修改和事故停堆管理 1.3 研究堆系列规章 研究堆设计安全规定 HAF201-1995 了解基本内容
研究堆运行安全规定 HAF202-1995 了解基本内容 1.4 非堆核燃料循环设施系列规章
民用核燃料循环设施的安全规定 HAF301-1993 了解基本内容 2.核材料管制 核材料管制条例实施细则 HAF501/01-1990 熟悉核材料管制条例实施细则的各 项要求。3.民用核安全设备监督管理
熟悉基本情况和基本结构。民用核安全设备设计制造安装和无 HAF601-2007 掌握前四章 损检验监督管理规定
了解基本情况 民用核安全设备无损检验人员资格 HAF602-2007 管理规定 了解基本情况 民用核安全设备焊工焊接操作工资 HAF603-2007 格管理规定 熟悉基本情况和基本结构。HAF604-2007 进口民用核安全设备监督管理规定 掌握第一章和第四章 4.放射性物品运输安全管理 了解办法的基本内容 HAF701-2010，放射性物品运输安全许可管理办法环保部2010第11号令 关于发布《放射性物品分类和名录》了解分类和名录的基本要求 环保部2010第(试行）的公告 31号公告 5.核技术利用监督管理 HAF801-2005，熟悉第一章总则、第二章许可证的申请与（环保总局放射性同位素与射线装置安全许可 颁发的要求； 掌握第四章监督管理的规定。2005第31号管理办法
令）环保部2008第关于修改《放射性同位素与射线装3号令 置安全许可管理办法》的决定 ——19
了解第四章废旧放射源与被放射性污染的 物品管理、第八章法律责任； HAF802-2011，放射性同位素与射线装置安全和防熟悉第二章场所安全和防护、第三章人员环保部2011第 护管理办法 安全和防护的要求； 18号令 掌握第五章监督检查、第六章应急报告与
处理的规定。了解制定本名录的目的；熟悉本名录所称
环境敏感区所包括的区域； 掌握本名录第W项“核与辐射”中第6条环保部2008第建设项目环境影响评价分类管理名至第14条的规定，确定相应建设项目环境2号令 录 影响评价类别（报告书、报告表、登记表）
及栏目中环境敏感区含义。了解非密封源分类； 环保总局2005 熟悉常用放射源分类表； 放射源分类办法 第62号公告 掌握放射源分类原则。了解制定本办法的依据； 环保总局2006 熟悉常用射线装置分类表； 射线装置分类办法 第26号公告 掌握射线装置分类原则。6.放射性废物安全管理
HAF401-1997 放射性废物安全监督管理规定 了解规定的基本内容 7.电磁辐射环境保护（暂无条例）环保局令1997电磁辐射环境保护管理办法 了解办法的基本内容 第18号
四、核安全重要标准与管理文件
了解第五章附则的基本内容； 人发〔2002〕106注册核安全工程师执业资格制度熟悉第二章考试、第三章注册的基本要求； 号 暂行规定 掌握第一章总则、第四章职责的基本规定。国核安发注册核安全工程师执业资格关键熟悉名录内容和注册核安全工程师注册领[2010]25号 岗位名录（第一批）域划分 了解目录的基本内容 国核安发 民用核安全设备目录（第一批）[2007]168号
了解一般要求； 熟悉对实践的主要要求、对干预的主要要
求的基本内容； 电离辐射防护与辐射源安全基本掌握定义、职业照射的控制、医疗照射的 GB18871-2002 标准 控制、公众照射的控制、潜在照射的控制—源的要求、应急照射情况的干预和持续
照射情况的干预的基本规定。了解核动力厂环境辐射防护总则、事故工况下的辐射防护要求、核动力厂放射性固GB6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定
体废物管理及退役要求。—— 20
熟悉核动力厂运行状态下的剂量约束值和 排放控制值、厂址选择要求。掌握流出物排放管理、流出物监测和辐射 环境监测。了解放射性物质运输的放射性活度限值和
材料限制与试验程序。熟悉放射性物质运输一般原则、对放射性GB11806-2004 放射性物质安全运输规程 物质以及包装和货包的要求。掌握放射性物质运输的审批和管理要求。
了解放射源编码规则； 环发[2004]118 熟悉常见放射源分类简表； 放射源编码规则
号
掌握常见放射源数据简表。了解本通知附件1.辐射事故初始通知表关于建立放射性同位素与射线装环发[2006]145和 附件5.辐射事故后续通知表； 置辐射事故分级处理和报告制度熟悉本通知附件4.辐射事故分级； 号 的通知 掌握本通知的有关事项。熟悉放射性气载废物、液体废物和固体废 GB9133-1995
物的分级，掌握豁免废物 《放射性废物分类标准》 的限值。了解核燃料循环各设施放射性流出物归一 化排放量限值适用范围。熟悉核燃料循环各设施放射性流出物归一核燃料循环放射性流出物归一化 GB13695-92 化排放量限值。排放量管理限值 掌握核燃料循环各设施放射性流出物归一
化排放量确定的方法。了解该规定 GB8702-1988 电磁辐射防护规定
五、国际公约与相关文件 1.《核安全公约》 了解序言，第1章目的和适用范围，第2章中履约措施、提交报告、已有的核设施，第3章中审议会议、时间表、程序安排、特别会议、出席会议、简要报告，第4章等各章节的 基本内容； 熟悉第1章中定义，第2章中立法和监管框架、监管机构、许可证持有者的责任、安全优先、人的因素、质量保证、安全的评价和核实、辐射防护、选址、设计和建造、运行，第3章中保密等各章节的基本规定。
2.《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》 了解序言，第1章中目标和适用范围，第2章中已存在的核设施，第3章中已存在的设施和以往的实践，第4章中履约协议，第6章中筹备会议、审议会议、特别会议、提交报告、出席会议、简要报告，第7章等各章节的基本内容； 熟悉第1章中定义，第2章中一般安全要求、拟建设施的选址、设施的设计和建造、设施的安全评价、设施的运行、乏燃料的处置，第3章中一般安全要求、拟建设施的选址、设 ——21
施的设计和建设、设施的安全评价、设施的运行、关闭后的制度化措施，第4章中立法和监管框架、监管机构、许可证持有者的责任、质量保证、运行辐射防护、应急准备和退役，第5章中超越国界运输和废密封源，第6章中保密等各章节的基本规定。
3.《及早通报核事故公约》 了解第12条生效、第13条暂时适用、第14条修正、第15条退约、第16条保存人、第17条作准文本及经核证的副本等各条款的基本内容； 熟悉第1条适用范围、第2条通报和情报、第3条其他核事故、第4条机构的职责、第5条应提供的情报、第6条协商、第7条主管当局和联络点、第8条地缔约国的援助、第9条双边和多边协定、第10条与其他国际协定的关系、第11条争端的解决（除第2款）等各 条款的基本规定。
4.《核事故或辐射紧急援助公约》 了解第7条费用的偿还、第9条人员设备和财物的过境、第12条与其他国际协定的关系、第14条生产、第15条暂适用、第16条修正、第17条退约、第18条保存人、第19 条作准文本及经核证的副本等各条款的基本内容； 熟悉第1条一般条款、第2条援助的提供、第3条对援助的指导和管理、第4条主管当局和联络点、第5条机构的职责、第6条机密与公布情况、第8条特权豁免和便利、第10条索赔和补偿(除第2款)、第11条援助的终止、第13条争端的解决（除第2款）等各条款 的基本规定。5.《核材料实物保护公约》 了解第9、10、11、12、13、14、15、16、17、18、19、20、21、22、23条，附件一和 附件二等各条款的基本内容； 熟悉第1、2、3、4、5、6、7、17（除第2款）条等各条款的基本规定。
6.《国际核事件分级使用手册》
熟悉第一部分中评定程序的基本内容；
掌握第一部分中分级的总说明和分级的范围的基本规定。7.了解核与辐射安全有关的重要的国际机构。第二部分《核安全综合知识》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核物理、核能与核技术应用、辐射防护以及安全文化等方面知识的了解、熟悉或掌握的程度，使参加考试人员从总体上把握注册核安全工程师所需要的知识，并能利用这些知识解决实际问题。本科目是从事核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工 作人员必备的知识。—— 22
考试内容
一、原子核物理基础 了解原子和原子核的基本性质、原子核的放射性、射线及其与物质相互作用和原子核反 应。
二、核反应堆工程基础 熟悉核裂变及核能的利用、核反应堆的基本工作原理、反应性与反应性的控制、堆内的 释热与传热。
三、核反应堆与核动力厂 了解核反应堆的主要类型、核动力厂使用的其他核反应堆堆型、新型压水反应堆、研究 堆、反应堆及核动力装置的功率控制、核反应堆保护系统。熟悉压水堆核电厂。
四、民用核安全设备基础知识 了解民用核安全设备标准规范、民用核安全设备常用金属结构材料、主要民用核安全设 备。熟悉民用核安全设备的特殊性、民用核安全设备的核安全分级要求。
五、非堆核燃料循环设施 了解铀矿开采及其加工、铀化合物的转化、铀浓缩、燃料组件制造、乏燃料及其后处理。
六、核技术利用基础知识 了解核技术利用辐射源、常用的放射源和放射性同位素、国内外核技术利用的发展状况。熟悉核反应堆和加速器生产放射性同位素、放射性同位素的应用、射线装置的应用。
七、辐射防护基础 熟悉辐射防护的目的与任务、辐射源种类、来源与水平、辐射照射的分类、电离辐射的 生物效应、辐射防护中使用的量及其单位、实践与干预、辐射防护的基本原则。了解辐射防护限值、外照射防护与内照射防护的基本方法和技术、辐射防护监测、辐射 防护大纲。
八、IAEA提出的核安全基本原则 了解基本安全原则的提出、基本安全原则的适用范围。熟悉安全目标和基本安全原则。
九、核安全文化 了解核安全文化概述、组织的核安全文化建设、IAEA对单位核安全文化的评价方法。
熟悉推进核安全文化建设的良好实践。第三部分《核安全专业实务》科目考试大纲 考试目的 通过本科目考试，检验参加考试人员了解、熟悉或掌握从事核安全工作必须的业务技能，以提高参加考试人员解决实际问题的能力。本科目是从事核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和其他与核安全密切相关工作人员 必须的业务技能和工作能力。——23
考试内容
一、核安全监管概论 熟悉核能与核技术利用与核安全监管、纵深防御与核安全监管、核安全许可制度。了解 其他一些核与辐射安全监管工作。
二、核安全质量保证要求 熟悉与质量保证有关的专业术语、质量管理和核电厂质量保证的形成与发展、我国核安全质量保证法规的基本结构。了解我国核设施质量保证导则简介、核设施质量保证体系的建立、质量保证文件的编制、质量保证大纲的管理和实施。熟悉对质量保证的核安全审评、对 质量保证实施的核安全检查。
三、核设施厂址安全评价 熟悉核电厂厂址安全评价概况。了解核电厂厂址地震危险性评价、气象事件、洪水、厂址评价和地基的岩土工程问题、外部人为事件、放射性流出物是排放评估与人口分布、放射 性废物处置中的厂址问题。
四、核动力厂的设计 熟悉核动力厂设计基本安全要求。了解核动力厂系统设计总体安全要求、堆芯设计安全要求、反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计安全要求、反应堆安全壳系统设计安全要求、安全重要仪表和控制系统的设计安全要求、应急动力系统的设计安全要求、燃料装卸和贮存系统设计安全要求、抗震设计安全要求、辐射防护设计安全要求、防火设计安全要求、概率 安全分析及其在安全管理中的应用。
五、核动力厂的运行 熟悉运行限值和条件、核动力厂运行的安全管理。了解核动力厂的在役检查和定期试验。
六、民用核安全设备质量监管 熟悉民用核安全设备及其相关法规文件。了解核安全设备及其资格许可、进口核安全设 备的质量监管、核安全设备活动的监督管要求、核安全设备质量监管中的几个特殊问题。
七、非堆核燃料循环设施核安全监督 了解铀矿开采和加工的辐射安全监督管理、核燃料加工、处理设施的辐射防护、核燃料 加工、处理设施的临界安全、非核燃料循环装置的其他安全和环境问题。
八、核材料管制与核设施实物保护 了解核材料管制的目的、基本要求和采取的对策、核材料衡算管理、实物保护、核材料 管制的监督检查。
九、核与辐射应急准备和响应及其监督管理 熟悉核设施、核事故与核事故应急、我国核事故应急管理体制。了解核事故应急状态、应急行动水平及应急响应、核设施应急计划区、核应急设施。熟悉应急响应能力的保持。了 —— 24
解国家核安全监管部门对核设施运营单位应急与响应的监管、辐射事故及应急预案、国际核 与辐射事故分级表。
十、核技术利用的核安全监管 熟悉放射性污染防治法的相关规定和要求、放射性同位素和射线装置的核安全许可管理、常用的放射源或放射性同位素的辐射防护、射线装置应用中的辐射防护问题。了解放射源使用与贮存的监督管理、大型辐照装置辐射监督管理、核技术利用活动放射性流出物的排放要求和控制措施、核技术利用放射性废源返回生产厂家或送贮的政策、核技术利用废物贮 存库场址选择的特点和基本要求。
十一、放射性废物和核与辐射设施退役的安全监督管理 了解放射性废物管理指导思想和原则，放射性废物的产生和分类，低、中放废物的处理，低、中放和极低放废物的处置，高放废物和α废物的处理与处置，核设施与辐射设施退役前 期准备，核设施与辐射设施退役的实施，核设施和辐射设施退役的管理。
十二、放射性物质运输安全监督管理 了解放射性物品运输安全管理条例、放射性物质安全运输规程。
十三、流出物排放控制 了解流出物的概况、流出物中的污染物种类、流出物的来源、流出物在环境中的转移、弥散途径、控制流出物排放的原则、流出物排放要求和排放准则、流出物监测的基本要求、核动力厂严重事故缓解放射性物质事故排放的措施。
十四、辐射环境监测 熟悉辐射环境监测的概况、环境中放射性的背景情况。了解辐射环境监测的管理、辐射环境监测方法、放射性本底调查与运行监测、人为活动对环境放射性的影响的监测、环境辐 射监测的质量保证。第四部分《核安全案例分析》科目考试大纲
考试目的 通过本科目考试，检验参加考试人员运用核安全法律法规、核安全综合知识、核安全专业实务三个科目的知识，解决实际问题的通知，即针对核安全典型案例进行分析，并提出处 理措施等，促使参加考试人员进一步提高核与辐射安全的执业水平。考试内容
一、《核安全案例分析》科目的考试试题，要求针对核与辐射安全典型案例进行分析，即除一般描述外，尚需指出其类型、性质、等级、原因、后果、处理和经验反馈等七项内容，如果考试人员认为有必要，也可对本案例发表希望表达的自由发挥内容。具体说明如下： 1.类型：案例发生的领域和状态（核设施、核技术应用等；建造、运行、维修等）； 2.性质：人因事件、设备故障、规程缺陷或其组合； ——25
3.等级：按INES国际核事件分级标准分为0-7级；
4.原因：逻辑关系（可用事件树表达）及直接原因和根本原因分析； 5.后果：现实后果或潜在后果；
6.处理：预防、纠正或缓解的措施；
7.经验反馈：应该吸取的经验教训及提高安全性的建议等；
8.自由发挥：考试人员对本案例希望表达的其他有关内容。
二、《核安全案例分析》科目的考试试题将与《核安全专业实务》科目相地应，分为以 下七个部分： 1.反应堆工程案例分析； 2.铀（钍）矿与伴生放射性矿案例分析； 3.核燃料加工、处理与放射性物质运输案例分析；
4.核技术应用案例分析； 5.放射性废物管理与核设施退役案例分析； 6.核设施选址案例分析；
7.质量保证案例分析。
三、对于核安全典型案例进行分析时，除需要运用《核安全专业实务》科目和《核安全综合知识》科目的相关知识之外，还需要以《核安全法律法规》科目各有关的法律法规的相
关规定和要求为依据，在法定的框架与范围内进行分析并找到解决问题的办法。第五部分 考试样题
一、单项选择题（每题1分。每题的备选项中，只有1个最符合题意）保证核设施安全的主要目的是（）a.防止对核设施的人为破坏和防止自然灾害 b.防止工作人员和公众受到过量的放射性危害。
c.防止设备毁坏、人员伤亡。d.建立健全的安全保卫体制。答案：b
二、多项选择题（每题2分。每题的备选项中，有2个或2个以上符合题意。错选、少 选均不得分）国家实行核设施安全许可制度，由国家核安全局负责制定和批准颁发的核设施安全许可 证件包括（）
a.核设施建造许可证； b.核设施运行许可证； c.核设施操纵员执照； d.核设施生产计划； —— 26
e.其他需要批准的文件。答案：a、b、c、d、e
三、问答题（每题10分）假如你是一次核设施质量保证监查活动的主监查员，你准备按哪些步骤来进行整个监查 活动？ 答案： 1.制定单项监查计划，确定监查范围、监查要求、监查小组成员、需要通知的单位、适
用的文件、日程安排、书面的监查程序或提问单等；
2.在监查前的适当时间，书面通知被监查的单位； 3.与被监查单位（部门）召开监查前会议，宣布监查目的、监查范围、监查方式、监查
日程安排和监查后会议等事项； 4.根据监查提问单或程序进行监查，记录发现的缺陷情况； 5.召开监查会议，提出监查结果和澄清任何误解； 6.编写并发送书面的监查报告，并要求被监查单位（部门）对发现的问题作出书面答复；
7.对被监查单位（部门）进行后续跟踪，确认纠正措施的落实。
四、案例分析题（每题20分。请根据背景材料，按要求作答）某游泳池反应堆发生了超功率保护停堆事件。现场辐照组操作人员在进行某项操作时，引起控制室出现“1#调节系统超速保护”、“2#调节系统超速保护”警告信号，控制室操纵员进行一系列操作后，发生“功率保护≥120%”，反应堆自动紧急停堆。
经调查分析，弄清楚整个事件发生过程如下： 1.事件发生时，反应堆在满功率下已运行约4个时，可知还没有达到平衡中毒。1#自动棒棒位比较高，约处于290-300mm之间（自动棒工作范围是200-300mm之间）。2.现场辐照组操作人员未按规程要求，在事先未通知控制室操纵员的情况下，进行某项操作，引入一个变化速率超过规定值的较大的负反应性，导致1#调节系统超速保护，随后 2#调节系统超速保护，1#、2#调节系统的功能失效，这时反应堆功率呈下降状态。3.控制室操纵员发现1#自动棒快速提升，棒位较高，立即手动提升补偿棒，试图将1# 自动棒调回到正常工作位置。4.当操纵员发现提升补偿棒不能将1#自动棒调回正常工作位置时，反应堆功率已经上升到接近120%额定功率，操纵员立即按拖动停堆按钮，但此时发生“功率保护≥120%“事 故信号，反应堆自动紧急停闭。
5.事件发生后，对一回路水、烟囱气体进行检查，未发现有放射性异常升高现象。请对此事件进行分析（包括类型、性质、等级、原因、后果、处理及经验反馈；如果考试人员认为有必要，也可以对本案例发表本人希望表达的自由发挥内容。）答案： ——27
一、类型：此事件属研究堆的运行事件。
二、性质：这是一件因人因失误而引发的计划外停堆事件，现场辐照组操作人员和控制 室操纵员均出现了失误。
三、等级：按照INES事件分级标准，属1级事件。
四、原因： 与控制室操纵 员交流失误 现场辐照组操 人因引起 引入的负反应 作人员失误 紧急停堆 性过快过大 控制室操纵员的 诊断和决策失误 事件的直接原因是：（1）现场辐照组操作人员的失误，表现在两个方面：第一，和控制室操纵员之间的交 流失误；第二，引入的负反应性过快过大。（2）控制室操纵员的诊断和决策的失误。事件的根本原因是：（1）人的违规。（2）人的培训不够，技术不全面。
五、事件发生后，对一回路水、烟囱气体进行检查，未发现有放射性异常升高现场，说明堆芯没有受到损坏。但发生了一次计划外的紧急停堆，造成了对于堆芯和相关工艺系统的 一次热冲击。
六、通过此次事件，应采取如下纠正行动：（1）立即向国家核安全局和地区监督站报告，取得相应的监督和指导；（2）加强安全文化教育，当事人和所在班组要对此事进行认真讨论，并在全体工作人 员中通报；（3）为防止现场辐照组操作人员违规，当反应堆没有作好准备而没有得到控制室的允 许时，应不能进行某些现场操作，控制室允许信号应与该操作信号设置联锁保护；（4）控制室应设置安全参数显示功能，便于操纵员即时发现堆芯运行的偏离或越限，能够及时采取缓解和补救措施；（5）加强控制室操纵呐喊培训，使操纵员掌握必要的知识和技能，在手提升补偿棒之 前和过程中，应密切注意自动棒的情况及功率变化情况。
七、从中应吸取的经验教训是：（1）对于某些安全极为重要的要求，除在规章中加以规定外，尚需设置必要时保护联 —— 28
锁，以防止工作人员的违规而带来不良后果。（2）根据运行的需要，应在适当时机进行控制室人机接口的改造，便于操纵员即时发 现运行的偏离或越限，能够及时采取缓解和补救措施，以尽可能地消除和减少人的失误。（3）应始终注意加强运行人员的培训和复训，提高控制室操纵员处理异常事件的能力 和避免现场操作人员超越限值和条件的违规操作。（4）安全文化的教育和培育，必须持之以恒和不断提高，尽最大努力消除和减少人的 违章和人的失误。——29
点击咨询 