注册核安全工程师关键岗位职责（精选多篇）

推荐第1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

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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。

推荐第2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Q0

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Cm2

44、Bk2

49、Cf2

52、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Y

1、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2

33、钚2

39、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K1，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

推荐第3篇：注册核安全工程师考题法规

2011年注册核安全工程师核安全相关法律法规试题

一、我国和安全法律法规体系

1、中华人民共和国核材料管制条例由 国务院 发布。(单选)

二、放射性污染防治法

2、国家对放射性污染的防治，实行 预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针。(多选)

3、与核设施相配套的放射性污染防治设施，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。(单选)

4、放射性同位素应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放。(单选)

三、民用核设施安全监督管理条例及实施细则

1、《核电厂运行许可证》的有效期限一般为 设计寿期 。(单选)

2、核设施是指 核动力厂(核电厂、核热电厂、核供气供热厂等)和其他反应堆(研究堆、实验堆、临界装置等);核燃料生产、加工、贮存及后处理设施;放射性废物的处理和处置设施。(多选)

3、持《高级操纵员执照》的人员方可担任操纵或者指导他人操纵核设施控制系统的工作。(单选)

4、国家核安全局及其派出机构可想核设施 制造、建造和运行 现场派驻监督组(员)执行核安全监督任务。(多选)

5、申请《核电厂建造许可证》需提交 核电厂可行性研究报告》批准书 。

6、申请《核电厂运行许可证》需提交 《核电厂修订的最终安全分析报告》、《核电厂环境影响报告批准书》、《核电厂装料后调试报告和试运行报告》、《核电厂质量保证大纲》(运行阶段)。(多选)

7、核电厂操纵人员执照的有效期为 两 年。(单选)

8、核电厂主管部门在对操纵人员执照申请考核前制定考核标准，包括(但不限于)以下内容： 参加考核的人员必须具备的资格;取照考评委员会的组成原则;考题范围、深度和选题方法;考核的评定标准。(多选)

原题答案：参加考核的人员必须具备的能力;取照考评委员会的组成原则;考题范围、深度;选题方法。

9、国家核安全局在核安全监督工作中负 领导 责任。(单选)

原题答案：管理，直接，领导，全面。

10、执行专项任务的核安全检查组、核安全监督员及受国家核安全局或地区监督站委托的人员应在 依法授权的范围内 进行工作。(单选)

11、和安全检查的主要方法为 文件检查、现场观察、座谈和采访、测量或试验。(多选)

12、国家核安全局可根据工作需要，在核设施建造、调试和运行阶段选定控制点和见证试验项目。(多选)

13、核安全监督包括 检查和处理、处罚、强制性命令。(多选)

14、核电厂运行阶段从反应堆首次装料开始，营运单位必须以公函形式在每 10日以前向所在地区监督站递交上个月运行情况的总结报告，同时抄送国家核安全局。(单选)

15、核电机组月运行图包括 功率变化曲线 。(单选)

16、在核电厂进行重要活动时，营运单位必须提前 7 天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。(单选)

18、核电厂建造阶段事件报告中口头通告的内容包括 核电厂名称，机组编号，事件名称，事件发生时间，报告准则，出问题的部件、设备或构筑物及供应商、制造厂或施工单位、工程承包公司，摘要(简要说明事件概况)和报告人。(多选)

原题答案：机组编号，事件名称，报告准则，报告人。

19、核电厂运行阶段，营运单位必须以公函形式在事件发向后 30 天内向国家核安全局和所在地区监督站递交事件报告。(单选)

20、“核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害的事件”包括 安全法和卸压阀 出故障。 (单选)

21、对核电厂安全有现实威胁或明显妨碍值班人员安全运行的内部事件包括 火灾、化学物质、有毒气体和放射性物质释放以及使用爆炸物等。(多选)

22、营运单位必须在核事故发生并进入厂房应急或高于厂房应急的状态后 45 分钟内用电话传真方式向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发出应急报告。(单选)

23、在研究堆发生核事故时，营运单位必须在发生事故并进入厂房应急状态后30分钟内发出应急通告。(单选)

24、在核燃料循环设施运行阶段，可能导致临街的事件有 加入的中子毒物失效 。(单选)

25、对核燃料循环设施的安全有现实威胁的自然事件和其他事件包括 地震、洪水、龙卷风、厂内火灾、飞射物入侵、厂区附近的工业爆炸等。(多选)

原题答案：地震、洪水、龙卷风、火灾、飞射物入侵。

三、核材料管制条例及实施细则

26、核材料管制条例管制的核材料包括 铀-235，含铀-235的材料和制品;铀-233，含铀-233的材料和制品;钚-239，含钚-239的材料和制品;氚，含氚的材料和制品;锂-6，含锂-6的材料和制品。(多选)

原题答案有一个错误选项：铀-238，含铀-238的材料和制品。

27、国家核安全局负责民用核材料的安全监督，在核材料管制方面的主要职责是 拟定核材料管制法规;监督民用核材料管制法规的实施;核准核材料许可证。(多选)

原题答案有一个错误选项：审查和颁发核材料许可证。

28、经测量和入账后，衡算工作可终止的核材料包括 已经在反应堆中消耗的;已经按规定手续转让到另一单位的;已经作为废气、废液排放，或者作为废物进行了处置，不再回收的。(多选)

原题答案有一个错误选项：临时存放仍可进行回收的物料。

29、核材料衡算的闭合平衡方法基本公式为 不平衡差(MUF)=期初存量-期末存量-调出量-已知损失量。(单选)

四、核电厂核事故应急管理条例及实施细则

30、核事故应急管理工作实行常备不懈， 积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。(多选)

31、核电厂的核事故应急机构统一指挥本单位的核事故应急响应行动。(单选)

32、核电厂的上级主管部门领导核电厂的核事故应急工作。(单选)

33、有关核事故的新闻由国务院授权的单位统一发布。(单选)

34、应急状态下需要使用的设施、设备和通信系统等须妥为维护，处于随时可用状态。(单选)

35、主要的应急设施包括控制室、辅助控制点、应急指挥中心、应急技术支援中心、监测及评价设施和应急通信系统等。(多选)

36、应急指挥中心和应急技术支援中心应能获得核电厂的重要安全参数、厂内及邻近地区的辐射状况，具有向国家核安全部门进行通信联络、实时在线传输核电厂重要安全参数的能力，以及与核电厂所在省(自治区、直辖市)场外应急机构进行通信联络的能力。(多选)

37、对可行性研究报告中厂址部分的评价的审评结论作为《核电厂厂址选择审查意见书》的内容之一。(单选)

五、民用核安全设备监督管理条例

38、申请领取民用核安全设备制造许可证或安装许可证的单位，还应当制作用代表性的模拟件。(单选)

39、民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证有效期为5年。(单选)

40、设计验证可以采用设计评审、鉴定试验或者不同与设计中使用的计算方法的其他计算方法等形式。(多选)

41、为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位，应当具备下列条件：遵守中华人民共和国的法律、行政法规和核安全监督管理规定;已取得所在国核安全监管部门规定的相应资质;使用的民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验技术是成熟的或者经过验证的;采用中华人民共和国的民用核安全设备国家标准、行业标准或者国务院核安全监管部门认可的标准。(多选)

42、国务院核安全监管部门及其所述的检验机构应当依法对进口的民用核安全设备进行安全检验。(单选)

六、放射性同位素与射线装置安全和防护条例

43、持证单位变更单位名称、地址、法定代表人的，应当自变更登记之日起20日内，向原发证机关申请办理许可证变更手续。(单选)

44、重大辐射事故，是指Ⅰ类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下(含2人)急性死亡或者10人以上(含10人)急性重度放射病、局部器官残疾。(单选)

45、禁止缓报、瞒报、谎报或者漏报辐射事故。(多选)

46、辐射工作单位应当编写放射性同位素与射线装置安全和防护状况年度评估报告，于每年1月31日前报原发证机关。(单选)

原题有答案：评价报告，总结报告，监测报告。

七、城市放射性废物管理办法

47、产生放射性废物的单位不得自行在环境中处置放射性废物和废放射源。(单选)

48、放射性废物的送贮(处)要求：废物应干燥，游离液体率不大于1%;废物性能应稳定，无挥发性、易燃、易爆等不稳定性物质，无强氧化剂、腐蚀剂等物质;试验植株应脱水、干化或灰化;动物尸体应固化于水泥中，或防腐、干化、灰化;废放射源应放在包装容器中，损坏的密封源应重新包装，并附上有关的卡片;包装体外表面的污染控制水平分别为α

原题有一项错误答案：放射性废物必须用不锈钢罐包装。

八、电离辐射防护与辐射源安全基本标准

49、确定控制区的边界时，应考虑预计的正常照射的水平、潜在照射的可能性和大小，以及所需要的防护手段与安全措施的性质和范围。(单选)

50、注册者、许可证持有者和用人单位应根据其负责的实践和源的具体情况，按照辐射防护最优化的原则制定适当的职业照射监测大纲，进行相应的监测与评价。(单选)

51、工作场所监测的内容和频度应根据工作场所内辐射水平及其变化和潜在照射的可能性与大小来确定。(单选和多选)

九、注册核安全工程师执业资格制度暂行规定

52、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》。(单选)

人事部现更名“人力资源和社会保障部”。

53、注册核安全工程师的执业范围是：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;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。(多选)

十、中华人民共和国宪法

54、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。(多选)

十一、中华人民共和国环境保护法

55、省、自治区、直辖市人民政府对国家污染物排放标准中未作规定的项目，可以制定地方污染物排放标准。对国家污染物排放标准中已作规定的项目，可以制定严于国家污染物排放标准。地方污染物排放标准须报国务院环境保护行政主管部门备案。(单选)

十二、中华人民共和国环境影响评价法

56、国务院有关部门、设区的市级以上地方人民政府及其有关部门，对其组织编制的工业、农业、畜牧业、林业、能源、水利、交通、城市建设、旅游、自然资源开发的有关专项规划(以下简称专项规划)，应当在该专项规划草案上报审批前，组织进行环境影响评价，并向审批该专项规划的机关提出环境影响报告书。(单选)

十三、中华人民共和国药品管理法

57、麻醉药品、精神药品、医疗用毒性药品、放射性药品、外用药品和非处方药的标签，必须印有规定的标志。(单选)

十四、中华人民共和国刑法

58、违反爆炸性、易燃性、放射性、毒害性、腐蚀性物品的管理规定，在生产、储存、运输、使用中发生重大事故，造成严重后果的，处三年以下有期徒刑或者拘役;后果特别严重的，处三年以上七年以下有期徒刑。(单选)

十五、中华人民共和国刑法修正案

59、投放虚假的爆炸性、毒害性、放射性、传染病病原体等物质，或者编造爆炸威胁、生化威胁、放射威胁等恐怖信息，或者明知是编造的恐怖信息而故意传播，严重扰乱社会秩序的，处五年以下有期徒刑、拘役或者管制;造成严重后果的，处五年以上有期徒刑。(单选)

十六、核安全公约

60、缔约方应建立并维持一个管理核设施安全的立法和监管框架，该立法和监管框架应包括：可适用的本国安全要求和安全法规的制订;对核设施实行许可证制度和禁止无许可证的核设施运行的制度;对核设施进行监管性检查和评价以查明是否遵守可适用的法规和许可证条款的制度;对可适用的法规和许可证条款的强制执行，包括中止、修改和吊销许可证。(多选)

十七、核事故或辐射紧急援助公约

61、对援助的全面指导、管理、协调和监测应是请求国在其领土范围内的责任。(单选)

十八、国际核事件分级(INES)使用手册

62、安全上无重要意义，但超出规定运行范围的情况称为异常。(单选)

十九、核与辐射安全有关的重要国际机构

63、国际原子能机构是国际原子能领域的政府间科学技术合作组织。(单选)

二

十、放射性物品运输安全管理条例

64、一类放射性物品运输容器使用单位还应当对其使用的一类放射性物品运输容器每两年进行一次安全性能评价，并将评价结果报国务院核安全监管部门备案。(单选)

65、通过道路运输放射性物品的，应当经公安机关批准。(单选)

处理

处置

推荐第4篇：注册核安全工程师模拟考试题

第一部分：单选题(每题1分)

1国务院(A)对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动实施监督管理。

A核安全监管部门 B环境保护主管部门

C工业与信息部 D发展改革委员会

2民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动应当符合国家有关(B)。

A发展政策 B产业政策

C有关政策 D核安全要求

3民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键(C)分包给其他单位。

A部分 B设备

C工艺环节 D流程

4民用核安全设备设计单位应当对其设计进行设计验证。设计验证由(D)的专业人员进行。

A有关 B同行业

C外单位 D未参与原设计

5民用核安全设备设计、制造、安装、无损检验单位对本单位在民用核安全设备设计、制造、安装、无损检验活动中出现的重大质量问题，应当立即采取处理措施，并向国务院(A)报告。

A核安全监管部门 B环境保护主管部门

C上级主管部门 D有关部门

6民用核安全设备监督管理条例所称民用核安全设备是指在民用核安全设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全(D)和核安全电气设备。

A装备 B控制设备

C保护设备 D机械设备

7申请领取民用核安全设备制造许可证或者安装许可证的单位，还应当制作有代表性的(B)。

A样品 B模拟件

C工具 D样板

8民用核设施营运单位，应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动进行(C)和过程控制，做好监造和验收工作。

A行政管理 B技术管理

C质量管理 D认真安排

9民用核设施营运单位应当在对外贸易合同中约定有关民用核安全设备(D)、装运前的检验和监装等方面的要求。

A制造 B检查

C装配 D监造

10被检查的民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的单位应当予以配合，如实反映情况，提供必要资料，不得(A)。

A拒绝和阻碍 B隐瞒不报

C藏匿和阻碍 D妨碍公务

11根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性物品分为(C)。

A一类、二类、三类、四类 B一类、二类

C一类、二类和三类 D一类、二类、三类、四类、五类

12放射性物品运输和放射性物品运输容器的设计、制造，应当符合国家(D)标准。

A核与辐射安全 B核技术利用安全

C放射性废物安全管理 D放射性物品运输安全

13进行一类放射性物品运输容器设计，应当编制设计安全评价(A)。

A报告书 B报告文件

C报告表 D报告

14一类放射性物品运输容器使用单位还应当对其使用的一类放射性物品运输容器每两年进行一次安全性能评价，并将评价结果报国务院(B)备案。

A环境保护行政主管部门 B核安全监管部门

C卫生行政主管部门 D交通部门

15运输说明书应当包括放射性物品的(D)等内容。

A品名、数量、危害风险 B品名、数量、物理化学形态

C品名、数量、有害风险 D品名、数量、物理化学形态、危害风险 第二部分(每题2分)

1民用核安全设备设计、制造、安装或者无损检验许可证的申请单位应当的条件是：(ABDE)

A具备法人资格

B有与拟从事活动相关或相近的工作业绩，并且满五年以上

C有符合要求的工作人员

D有与拟从事活动相适应的工作场所、设施和设备

E 有健全的管理制度和完善的质量保证体系，以及符合核安全监督管理规定的质量保证大纲

2民用核安全设备制造、安装单位，应当在制造、安装活动开始30日前，将下列文件报国务院核安全监管部门备案：(ABCD)

A项目制造、安装质量保证分大纲和程序清单

B制造、安装技术规格书

C分包项目清单

D制造、安装质量计划

E人员聘用情况

3核设施营运单位应当对民用核安全设备质量进行验收。有下列情形之一的，不得验收通过：(BD)

A没有向有关部门报告的

B不能按照质量保证要求证明质量受控的

C质量报告没有明确说明的

D出现重大质量问题未处理完毕的

E组织机构的组建没报告的

4民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证应当载明下列内容：(ABCE)

A单位名称、地址和法定代表人

B准予从事的活动种类和范围

C有效期限

D质量保证状况

E发证机关、发证日期和证书编号

5民用核安全设备设计单位，应当在设计活动开始30日前，将下列文件报国务院核安全监管部门备案：(ABCD)

A项目设计质量保证分大纲和程序清单

B设计内容和设计进度计划

C设计遵循的标准和规范目录清单，设计中使用的计算机软件清单

D设计验证活动清单

E设计人员清单

6为中华人民共和国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装、无损检验活动的境外单位，应具备的条件包括：(ACDE)

A遵守中华人民共和国的法律、行政法规和核安全监督管理规定

B取得中华人民共和国制造许可

C已取得所在国核安全监管部门规定的相应资质

D使用的民用核安全设备设计、制造、安装、无损检验技术是成熟的或者经过验证的

E 采用中华人民共和国的民用核安全设备国家标准、行业标准或者国务院核安全监管部门认可的标准

7申请批准一类放射性物品运输容器的设计，设计单位应当向国务院核安全监管部门提出书面申请，要求提交的材料包括：(ABD)

A设计总图及其设计说明书

B设计安全评价报告书

C初步设计方案

D质量保证大纲

E设计单位的资质

8放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书应当载明的主要内容包括：(ABDE)

A 托运人的名称、地址、法定代表人

B 运输放射性物品的品名、数量

C 制造容器过程的质量保证说明

D 运输放射性物品的运输容器型号和运输方式

E 批准日期和有效期限

9托运人和承运人应当按照国家职业病防治的有关规定，对直接从事放射性物品运输的工作人员(BCD)。

A进行考核

B进行个人剂量监测，

C建立个人剂量档案

D建立职业健康监护档案

E发放个人防护手册

10申请放射性物品非营业性道路危险货物运输资质的单位，应当具备D 条件包括：(ABCDE)

A持有生产、销售、使用或者处置放射性物品的有效证明

B 有符合本条例规定要求的放射性物品运输容器

C 有具备辐射防护与安全防护知识的专业技术人员和经考试合格的驾驶人员

D 有符合放射性物品运输安全防护要求，并经检测合格的运输工具、设施和设备

E 配备必要的防护用品和依法经定期检定合格的监测仪器

推荐第5篇：注册核安全工程师考题实务

2011年《核安全专业实务》考试真题

一、单选题

1、低能区----减少而逐渐增大

2、中子碰次数---18次

3、-----有一个稳压器的题不记得了

4、有源导热

5、传热系数低

6、缓发中子时间---80S

7、蒸发器破裂---冷却剂减少

8、概率法---事故

9、地震----2/3

10、安全限值---没有找到

11、铀钚—检查周期

12、应急计划—提前几个月上报

13、有关在役---时间

14、日常监督

15、退役---好像标准不变

16、改变限值---核安全监管批准

17、废石矿转移---镭226

18、居住—200-400

19、尾矿的什么数量级

20、地浸的废水—7~20%

21、ADU

22、扩散发—压差

23、扩散法---0.002

24、离心法—级联

25、豁免货包—0.01

26、行政审批—20天

27、核技术利用项目许可证的有效期—5年;

28、阿尔法射线---U238

29、什么内壁---石蜡

30、排气---臭氧

31、什么---密闭

32、废物---浅地表贮存

33、高放废液固化---玻璃

34、有一个后处理厂---立即退役

35、有一个---什么不减少总的放射性活度

36、人口统计----固定加密度;

37、人口统计---80km

38、技术导则---建造阶段

39、HEPA高校过滤器;

40、服用碘片的干预水平：100mGy;

41、接口设计原则;

42、槽式排放;

43、高放废液固化：玻璃;

44、有一个300年(好像是低中放废物隔离时间);

45、有一个30—50年;

46、调查：确定论方法;

47、向人类转移;

48、质保监察：每年一次;

49、核安全局质保检查内容：大纲、能力、不符合项;

二、多选题

1、P3，易裂变材料，4个;

2、P13，中子注量率展平方法，3个;

3、P19，沸水堆特点，3个;

4、P29，钠冷特点，3个;

5、P110，安全分级的应用范围，3个;

6、P127，功率运行时参数的组合，4个;

7、P156，衡算管理的内容包括，3个;

8、P167，核动力厂的应急职责，3个;

9、P174，演习的频次,2个;

10、P199，天然铀的监测方法，3个;

11、P204, Rn222的监测方法，3个;

12、P224，尾矿库的事故类型，4个;

13、P251，尾矿库的长期稳定治理;

14、P279，钼舟烧制时防止氢气爆炸的措施，4个;

15、P297，料液配制的临界安全控制;

16、P302，应急行动程序的内容，4个;

17、P313，货包设计的审批;

18、P318，行政审批的形式，4个;

19、P327，外照射的特点，4个;

20、P334，感生放射性的来源，4个;

21、P346，辐射防护的原则，3个;

22、P365，辐照装置的安全措施;

23、P373，事故处理应急预案的内容;

24、P390，沥青固化的特点，2个;

25、P408，延缓拆除的弊端，4个;

26、P411，源项调查的方法，3个;

27、P428，表4-1，化工厂的影响因素，3个;

28、P434，滨海电厂极端洪水事件的因素，3个;

29、P454，人口调查的统计方法，4个;

30、P454，人口资料的调查收集包括，3个;

31、P480，试验程序应包括;

32、P480，测量和试验设备的标定管理;

33、P满功率运行时投入的系统;

34、P安全功能选择考虑的因素，4个;

35、P矿井222Rn的来源，5个;

36、P低、中放废物的处置;

37、P不符合项的处理方法，3个;

38、P送交城市废物库的废物最小化的措施;

推荐第6篇：注册核安全工程师考试总结

注册核安全工程师考试专业实务题预测 第二章 考题预测 本章重点(老师课后20点)

1、铀矿冶是什么性质的作业。开放性的，不是密闭性的。

2、尾矿铀的含量是原矿的多少：98%.

3、铀选冶厂（水冶）尾矿废渣的产生率：1.2×103t废渣/t铀

4、铀矿工个人剂量的贡献占总的 ：63.56%

5、矿山风机停风，氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平：3-5min

6、铀矿山的通风备用系数：20%

7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾矿库的安全系数：1.05

9、尾矿库安全超高：水面高50m，坝高再高5-10m

10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾矿库防洪设计年限：一级1000年洪水最大来设计，用有史以来最大的来校对；二级尾矿库用百年洪水来设计，用1000年一遇来校对。

13、放射性预选：选矿的选出率：15%-20%，把废石选出。

14、矿井中的氡的浓度标准：3.7kBq/m3，氡子体6.4μJ/m3

15、对职业照射，对公众贡献最大的是：氡和氡子体。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上，污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污，其去污率可达70%以上。

17、氡的测量方法：

氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法

1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法

2、铀矿工个人剂量监测：监测方法：

（1）KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式） （2）KF606矿工个人剂量计无源式

18、废水处理方法：

1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质（沉淀）

2、废水除镭的方法：二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法

3、污渣循环法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

29、尾矿库的治理方法：

1、物理稳定法。

2、化学稳定法。

3、植被稳定法。

4、综合稳定法。

20、氡的射气、析出系数：与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。

七章 质量保证 第五节以后不考

主要还是一些概念不要死记硬背，掌握核质量保证法规和导则的基本结构和内容，在此基础上了解相应导则的内容。 第一章 后半章 张健 （包括重点）

1、对火灾和爆炸的防护以 ：保证停堆、排除余热、包容放射性---------三个基本安全

功能为主要目的。

防火目标：1）防止火灾发生。2）及时探测发生的火灾并迅速灭火。3）防止未扑灭的火势蔓延。

2、

纵深防御概念，三个层次：

（1）第一个层次是防止发生火灾;

（2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害;

（3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重

要功能的影响减至最低。

3、重要：火灾和灭火系统的二次效应

（1）高温和高热对构筑物和设备的损坏

（2）燃烧产生的烟雾可能对运行人员的伤害或对设备的腐蚀

（3）燃烧引起的爆炸及二次飞射物

（4）由于喷水意外地引入了慢化剂

（5）由于喷水导致内部水淹和设备的损坏

（6）由于喷水导致放射性物质的迁移

（7）干粉灭火剂导致电气设备接触不良或腐蚀

（8）二氧化碳灭火剂导致的突然降温及冲击等

4、概率安全分析在核动力厂的运行过程中也可以提供 很好的的帮助：

（1）评估核动力厂的技术 规格书等。

（2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序

（3）评估运行经验

（4）事故管理

5、设备的核安全分级

① 安全级∶分为安全1级、安全2级、安全3

级和安全4级（非安全级）；

② 抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。

抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，

抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载；

③ 质量级也称为规范等级

④ 质量保证级

所有的核安全级部件与设备(核安全

1、

2、3级)均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设

备能够抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。

安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。

安全4级为非核安全级、质量4级（质量D组），执行常规产品相应的标准和质量保证要

求（例如∶ISO-9001）。

6、系统安全分级与部件安全分级的关系

① 组成该系统的部件与设备的安全级别

与系统的安全级别相一致；

② 安全级别不同的二个系统之间的接口部

件按较高的级别确定；

③ 与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级；

7、核级机械部件与设备设计的基本核安全要求: 1）在核设施（包括核电厂）服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运

行状态（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态

和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；

2)在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态

（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态

的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力； 3)在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备的可

运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。

8、什么是结构的完整性：

对于非承压部件而言，其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性；而对于设备的承压部件

而言，是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制，例如∶发生弹性

变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形（其结果会使部

件丧失尺寸的稳定性），但不允许出现部件压力边界的破裂。

9、核级机械部件与设备的抗震鉴定

设备抗震鉴定和动力学鉴定所采用的方法

主要有：

① 分析法

② 试验法

③ 分析和试验相结合的方法。

④ 利用经验数据鉴定设备。

10、机械部件与设备的环境鉴定

① 部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故

和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功

能的能力；

② 部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析

予以证实；

③ 部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分

析工作与核级设备其它活动一样, 都必须在符合法

规要求的质量保证体系的有效控制下进行。

1、试验的顺序： l）

机械老化试验; 2）

热老化试验; 3）

辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位

量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量); 4）

抗震试验; 5）

失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安

全壳内环境温度，压力的变化以及安全壳

喷淋环境中化学介质的影响)

12、在役检查的目的：

找出可能的损伤，以判断它们对核电厂继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施。

13、在运行阶段，一定条件下有可能会进一步扩展，导致设备的失效，这样的条件至少包括：

（1）

运行水质不合格 （2）

运行状态不稳定 （3）

违反运行规程

14、在役检查发现缺陷的处理原则：以确保在具有足够安全裕度的情况下，使得已经发现、且在扩展中的缺陷在下一次在役检查前不会发生失稳破裂或断裂。

15、设计阶段的可达性：设备、人员、检验方法

16、核级机械部件与常规的区别： 1） 确定设计基准的原则不同

2） 核级必须采用成熟的经过验证的技术

3） 所有用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（各种试验台架、装置）均需通过国家核安全局的认可。 4） 必须符合核安全法规HAF601 5） 必须符合核安全法规HAF003 6） 首次应用的设备必须经过设备鉴定

7） 核级设备的设计制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役必须在国家核安全局的独立监督下实施。

第十六节核材料管制

17、核材料的基本概念：源材料（不包括钍）、特种可裂变材料、氚、锂-6 及含上述物质的材料和物品都称为核材料。

18、直接使用核材料：不需经过核素转化或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料。如： 高富集度的铀、233U、其中238Pu低于80%的钚；以及含上述物质的化合物、混合物（如铀-钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。

19、间接使用核材料：除直接使用核材料以外的所有核材料，如天然铀、贫化铀、低富集度铀和钍。

20、核材料管制的目的：保证符合国家利益及法律的规定、保证国家和人民群众的安全、保证国家对核材料的控制，在必要时国家可以征收所有核材料。

21、实物保护：其含义为用于防止非法转移核材料和破坏核设施的保护措施和技术。实物保护是一个综合性的概念，它包括设施设计（包括平面布置等）和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分以及实体屏障、探测报警系统等技术 防范等硬件部分组成，实物保护要求有效性和完整性。上述各组成部分是否构成一体，互相补充，不留漏洞，这是实物保护完整性要求。各组成部分是否运行正常，能发挥预定效果，是实物保护有效性要求。

22、中国核材料实物保护等级划分：按照性质、数量划分。共I、II、III级。I级最高，具体数据不要求背。 材料

状态

等级：I 钚

未辐照过的

2kg以上

铀

未辐照过的，U富集度》20%浓缩铀

5kg以上 氚

未辐照过的，以氚量计

10g以上

第十七节 核动力厂和营运单位的应急准备和应急响应

23、应急演习：核事故应急响应过程可能相当复杂，因此应急演习也必然是多种多样的。应急演习通常按演习涉及范围分为以下几类：

(1)单项演习

(2) 综合演习

（3）联合演习

24、我国核事帮应急实行三级管理，即国家、地方（省、自治区、直辖市）政府及核设施营运单位三级

25、我国应急工作方针：“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”

26、三级管理的职责：

国家：组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故

27、核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节。 在编制应急计划时，要求考虑包括严重事故的事故系列。

28、为紧急防护措施推荐的通用干预水平：

防护行动

通用干预水平（由防护行动可避免的剂量） 隐蔽

10mSv 撤离

50mSv 碘防护

100mGy

为临时性避迁和永久性再定居推荐的通用干预水平防护行动

可避免的剂量 临时性避迁

第一个月30mSv

随后某一个月10mSv 永久性再定居

寿期内

29、我国应急初始条件按其性质分为四大类：即1）辐射水平或放射性水平异常升高。2）裂变产物屏障失效。3）自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素。4）系统故障

30、厂区应急状态：4级，1）应急待命。2）厂房应急。3）场区应急。4）场外应急（总体应急）。

31、烟羽应急计划区：内区3-5km；外区7-10km 1)确定源项（国家核安全局认可）2）计算在什么情况下有影响3）在烟羽外区出现边缘性效应。

32、应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批，但营运单位必须制定严格的编审批程序，保证其不断更新。

33、营运单位的场内应急计划至少每两年要进行一次必要的修订并报国家核安全局审评。

34、核动力厂营运单位应急报告制度

应急通告

进入应急待命或更高应急状态15min内

应急报告

应急报告：初始

进入厂房应急或更高应急状态后45min内

应急报告：后续

初始报告发出后，每隔1h发一次

源项或应急状态变化时立即报告，然后每隔1h报告一次 势态得到控制后，每隔4h报告一次，直至退出应急状态 最终评价报告

退出应急状态后的30d之内

35、源项：随时估计事故可能的放射性物质的排放数量。这是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。

第六章 核设施选址思考题 （常向东）

1、

核设施选址的目的与任务是什么？

核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放（正常运行和事故状态，包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放）所引起的过量辐射影响。

核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面：

（1）

从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性；

（2）

根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征，确定工程设计基准的适宜性。

对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果，对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。

2、

选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么？ 核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括： （1）、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件

其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准，使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响，保证设施安全。

（2）、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

其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放，从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。 （3）、与实施应急措施相关的厂址与环境因素

其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下，所选厂址的环境，特别是人口因素，要能保障实施应急措施的可能性，并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。

3、核电厂选址的阶段划分，以及各阶段的评价任务是什么？

核电厂选址过程划分为三个阶段：厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。 （1）

厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址，并对这些厂址进行系统的筛选和比较。

（2）

厂址评价阶段的评价任务是对一个或多个优先候选厂址进行调查与评价，并从安全的观点出发，证明厂址的可接受性。同时，要初步确定与厂址有关的设计基准。

（3）

运行前阶段的评价任务是完成和完善厂址特征的评价，并对前阶段评价结果进行验证与核实。

4、

核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序、评价方法、主要潜在源项的类型、以及法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件是什么？

（1）核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序：根据收集的资料确定潜在源项；如果存在按法规标准进行初步筛选；如果不能排除必须进行详细评价。 （2）评价方法：筛选距离法和筛选概率法。

（3）主要潜在源项的类型：固定源，如化工厂、油或天然气储罐等； 移动源，如陆海空中的运输工具等。

（4）法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件： 固定爆炸源的筛选距离值为5～10km； 一般飞机场的筛选距离值为10km；

飞机航线的筛选距离值为核电厂4km宽范围； 火源影响的筛选距离值为1～2km； 危险气云源的筛选距离值为8～10km；

对每类事件导则推荐为10-7作为筛选概率水平。

5、气象

（1）在核电厂选址中需要考虑气象因素包括哪些？

在核电厂选址中需要考虑气象因素包括：极端气象参数和极端气象现象。 （2）作为设计基准的要求是什么？

作为设计基准的要求：必须调查极端气象现象和气象参数的极值。 （3）为什么在厂址评价阶段要实施现场气象观测计划？

这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析，进而选择那些能够代表厂址条件的气象站，并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。

（4）确定核电厂的设计基准风的步骤是什么？ 1）设计基准风的数据来源与收集。

2）数据组的选择，确定代表性气象站，30年或更长时期的数据组，如果数据组时间较短，在统计分析时应适当考虑不确定性。

3）设计基准风的统计分析，根据风的概率分布，估计出百年一遇的最大风速（3秒瞬时极大风速）。

（5）龙卷风调查的基本要求是什么？

龙卷风调查的区域范围以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域； 龙卷风分类的选择，应选择与富士达-皮尔森分类方法相似的分类法； 对龙卷风破坏及其强度描述不清的情况，要相对保守地考虑；

在龙卷风作为设计基准的情况下，要考虑可能产生飞射物的影响（至少能防止以下三种飞射物的破坏：具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物；具有穿透危险的大的坚硬飞射物；尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物）。

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2005年已考过的试题：

1、核临界

2、质量保证不符合项

3、放射源操作

4、三厘岛

5、废料泄露 2004

1、切尔诺贝利 三厘岛

2、矿井通风

3、原子能院洗手

4、辐照装置没放好，（辐射源操作问题）

共有5道题，以其中分数最高的4道题加起来作为总分！

预测 2006 年 有可能考到的题目：

1、核电厂选址（应该是必考）

2、切尔诺贝利（纪念**周年）

3、设计审查。

4、质量保证有某一个。（难）

5、铀（钍）矿与伴生放射性矿。

6、核技术应用要比其他的题容易一些 常用答题思路： 范深根总结：

•工作是否经过正规的批准

•设计是否合理

•安全设备是否正常维修并处于良好运行状态

•辐射监测(场所与个人) •人员资格

•合格的防护人员

•规章制度的完善与遵守

•防护与保安措施(现场操作与贮存,保管) •意外情况的报告

•事故应急的准备与正确实施

•辐照装置必须严格设计；有故障绝对不能运行

比较经典、通用性较强的案例：

美国Browns Ferry控制棒插入故障

的整改措施

1.对于此类BWR要求连续监测停堆排放箱水位，把水位指示及报警信号送至主控室；

2.应加强注意防止异物进入反应堆冷却剂系统；

3.对停堆系统的可用性作定期试验；

4.对操纵员针对此类事件作专门培训；

5.通知全部此类BWR照同样要求执行。

切齐诺贝利事故分析：（必考）

1、切尔诺贝利事故的运行管理背景：核动力厂运行管理规程的缺位（试验人员擅自操作）

2、切尔诺贝利事故的社会背景：原苏联社会体制使核动力厂营运单位管理混乱，安全文化薄弱。

3、切尔诺贝利事故的科学背景：初始事件为反应堆物理的瞬发临界引发堆芯融化、爆喷、放射性向周围环境大量释放。

4、与一般轻水堆机组不同，当失水事故发生时RBMK核链式反应和功率输出增加。

该设计缺欠——称为“正空泡系数”——引起不可控功率剧增导致切尔诺贝利事故。

堆芯具有正空泡反应性效应和正功率反应性效应； 控制棒挤水棒的正反应性效应；

慢化用的石墨材料，在高温下失去氦气氛，与空气接触，就会持续燃烧，在切尔诺贝利事故过程中，石墨的燃烧加剧了灭火的复杂性和促进了放射性物质的释放。

实验过程中严重违反规程的各项操作，如：不适当地解除了自动调节功率系统后，

为赶进度，不顾功率水平不符合要求而

进行实验；试图在反应堆处于碘坑过程中维持堆

功率；

5、整改措施：加强核安全文化建设，意外事故及时报告，对停堆系统的可用性作定期试验，对操作员针对此类事件作专门培训，将经验教训进行推广。洪水方面的案例：早期设防偏低，中法标准对比，原来没有的情况也会出现，做为经验反馈到类似状况，可能最大降雨有陆面水位影响。

案例：

1、仔细分析案例的背景，提取出具体案例所涉及的工业和核安全监管主要环节。

2、对比相关环节的法规要求找出问题，其中可能包括管理问题，法规标准问题，调查评价的方法与深度问题。

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综合知识有的内容如燃料循环在专业实务里更详细。 第三章 桂立明 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

推荐第7篇：注册安全工程师关键得分点

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安全生产法及相关法律知识

应试关键点

罗云教授 中国地质大学（北京）

安全生产法规立法的意义：5方面安全生产执法的原则：6条

1）坚持“有法必依、执法必严、违法必究”的原则 2）坚持以事实为依据，以法律为准绳的原则 3）坚持行为监察与技术监察相结合的原则 4）坚持监察与服务相结合的原则 5）坚持教育与惩罚相结合的原则6）坚持预防为主的原则

安全生产法规体系：5个层次国家基本法律：宪法、民法、刑法

国家安全专业法规：安全生产法、职业病防治法国务院行政法规：许可证条例、监察管理条例等部门法规：违法行为处罚办法、规章办法地方性法规：各省市地方法规、条例 安全生产法规法律范畴：5方面

国家基本法律范畴；民事法律范畴；经济法律范畴；行政法律范畴；刑事法律范畴。

生产经营单位负责人6项责任1 建立健全安全生产责任制；

2 组织制定安全生产规章制度和操作规程；3 保证安全生产投入；

4 督促检查安全生产工作，及时消除生产安全事故隐患； 5 组织制定并实施生产安全事故应急救援预案；6 及时如实报告生产安全事故。 从业人员9项权利

知情权、建议权、批评权、检举权、控告权、拒绝权、安全保障权、社会保障权、赔偿请求权。 从业人员3项义务

①自律遵规的义务，即从业人员在作业过程中，应当遵守本单位的安全生产规章制度和操作规程，服从管理，正确佩戴和使用劳动防护用品；

②自觉学习安全生产知识的义务，要求掌握本职工作所需的安全生产知识，提高安全生产技能，增强事故预防和应急处理能力；

③危险报告义务，即发现事故隐患或者其它不安全因素时，应当立即向现场安全生产管理人员或者本单位负责人报告。 监督检查人员4项权利

现场调查取证权；现场违法行为纠正处罚权：现场隐患、危急情况处置权：查封、扣押行政强制措施权。 安全生产法律责任对象体系1 政府责任；2 生产经营单位责任；3 从业人员责任；4 中介机构责任。

监督检查人员5项义务一是审查、验收禁止收取费用；

二是禁止要求被审查、验收的单位购买指定产品；三是必须遵循忠于职守、坚持原则、秉公执法的执法原则；四是监督检查时须出示有效的监督执法证件；五是对检查单位的技术秘密、业务秘密尽到保密之义务。 刑法一般安全生产事故罪最高量刑－7年刑法建筑工程事故罪最高量刑－10年刑法中10种犯罪与安全生产相关工作场所职业卫生要求：6条

（一）职业病危害因素的强度或者浓度符合国家职业卫生标准；

（二）有与职业病危害防护相适应的设施；

（三）生产布局合理，符合有害与无害作业分开的原则；

（四）有配套的更衣间、洗浴间、孕妇休息间等卫生设施；

（五）设备、工具、用具等设施符合保护劳动者生理、心理健康的要求；

（六）法律、行政法规和国务院卫生行政部门关于保护劳动者健康的其他要求。

职业病前期预防要求预评价项目：5方面新建、改建、扩建；改造和引进技术。劳动过程职业病预防管理措施要求：6项

（一）设置或者指定职业卫生管理机构或者组织，配备专职或者兼职的职业卫生专业人员，负责本单位的职业病防治工作；

（二）制定职业病防治计划和实施方案；

（三）建立、健全职业卫生管理制度和操作规程；

（四）建立、健全职业卫生档案和劳动者健康监护档案；

（五）建立、健全工作场所职业病危害因素监测及评价制度；

（六）建立、健全职业病危害事故应急救援预案。劳动过程职业病预防技术措施要求：10项1.配备防护用品；

2.优先采用新技术、新工艺、新材料，逐步替代职业病危害严重的技术、工艺、材料；

3.公布有关职业病防治的规章制度、操作规程、职业病危害事故应急救援措施和工作场所职业病危害因素检测结果；4.产生严重职业病危害的作业岗位，应设置警示标识和中文警示说明；

5.对可能发生急性职业损伤的有毒、有害工作场所，应当设置报警装置，配置现场急救用品、冲洗设备、应急撤离通道和必要的泄险区；

6.对放射工作场所和放射性同位素的运输、贮存，用人单位必须配置防护设备和报警装置，保证接触放射线的工作人员佩戴个人剂量计；

7.应当实施由专人负责的职业病危害因素日常监测，并确保监测系统处于正常运行状态。

8.定期对工作场所进行职业病危害因素检测、评价。检测、评价结果存入用人单位职业卫生档案，定期向所在地卫生行政部门报告并向劳动者公布。

9.发现不符合国家职业卫生标准和卫生要求时，用人单位应当立即采取相应治理措施；

10.职业病危害的设备、化学品、放射性材料应当提供中文说明书，并设置警示标识和中文警示说明。单位消防安全职责：6项

（一）制定消防安全制度、消防安全操作规程；

（二）实行防火安全责任制，确定本单位和所属各部门、岗位的消防安全责任人；

（三）针对本单位的特点对职工进行消防宣传教育；

（四）组织防火检查，及时消除火灾隐患；

（五）按照国家有关规定配置消防设施和器材、设置消防安全标志，并定期组织检验、维修，确保消防设施和器材完好、有效；

（六）保障疏散通道、安全出口畅通，并设置符合国家规定的消防安全疏散标志。

重点防火单位特殊职责：4项

（一）建立防火档案，确定消防安全重点部位，设置防火标志，实行严格管理；

（二）实行每日防火巡查，并建立巡查记录；

（三）对职工进行消防安全培训；

（四）制定灭火和应急疏散预案，定期组织消防演练。要求建立专职消防队的单位：5种

（一）核电厂、大型发电厂、民用机场、大型港口；

（二）生产、储存易燃易爆危险物品的大型企业；

（三）储备可燃的重要物资的大型仓库、基地；

（四）第一项、第二项、第三项规定以外的火灾危险性较大、距离当地公安消防队较远的其他大型企业；

（五）距离当地公安消防队较远的列为全国重点文物保护单位的古建筑群的管理单位。

危险化学品基本管理制度：3种

责任制－主要负责人；培训制度－人员培训考核合格方可上岗作业；监管制度

涉及危化品监管职责：10大部门政府监管危化品的职权：4项生产、存储危化品的安全条件：5项

（一）有符合国家标准的生产工艺、设备或者储存方式、设施；

（二）工厂、仓库的周边防护距离符合国家标准或者国家有关规定；

（三）有符合生产或者储存需要的管理人员和技术人员；

（三）有符合生产或者储存需要的管理人员和技术人员；

（四）有健全的安全管理制度；

（五）符合法律、法规规定和国家标准要求的其他条件。生产、存储危化品的安全措施：9方面1审批许可制度； 2规范安全技术说明书； 3完善安全管理规章制度；

4技术保障措施：监测、通风、防晒、调温、防火、灭火、防爆、泄压、防毒、消毒、中和、防潮、防雷、防静电、防腐、防渗漏、防护围堤或者隔离操作、通讯、报警装置等； 5定期安全评价；（剧毒生产存储装置每年一次；其它两年一次）

6记录及报告制度；（检查记录至少保存两年） 7包装规范标准要求；

8储存保管专人制度（双人收发、双人保管）； 9备案制度。

危化品条例涉及种类7大类、排除4类爆炸品；压缩气体和液化气体；易燃液体；易燃固体；自燃物品和遇湿易燃物品；氧化剂和有机过氧化物；有毒品和腐蚀品。

剧毒危化品生产、存储装置1年安评一次；一般危化品生产、存储装置2年安评一次重复使用危化品包装物、容器检查记录至少保存2

年

建设工程施工安措报告时限：批准后15日内拆除工程报告制：内容4项，时限施工前15日建设工程安全监管部门职权：4项政府行政管理人员违法被处行为：4项煤矿建设工程设计审查时限 30日内煤矿建设工程项目竣工验收时限30日内煤矿安全监察人员6项职权煤矿安全监察人员3项义务特种设备种类7大类，排除6类

锅炉、压力容器（含气瓶，下同）、压力管道、电梯、起重机械、客运索道、大型游乐设施。 使用单位8项责任

1 使用前核对其是否附有安全技术规范要求的设计文件、产品质量合格证明、安装及使用维修说明、监督检验证明等文件。

2 使用后３０日内，应当向直辖市或者设区的市的特种设备安全监督管理部门登记。登记标志应当置于或者附着于该特种设备的显著位置。

3 建立安全技术档案。内容：

（一）特种设备的计文件、制造单位、产品质量合格证明、使用维护说明等文件以及安装技术文件和资料；

（二）特种设备的定期检验和定期自行检查的记录；

（三）特种设备的日常使用状况记录；

（四）特种设备及其安全附件、安全保护装置、测量调控装置及有关附属仪器仪表的日常维护保养记录；

（五）特种设备运行故障和事故记录。

4 经常性日常维护保养，并定期自行检查。至少每月进行一次自行检查，并作出记录。对安全附件、安全保护装置、测量调控装置及有关附属仪器仪表进行定期校验、检修，并作出记录。

5 合格有效期届满前１个月向特种设备检验检测机构提出定期检验要求。

6 出现故障或者发生异常情况，应当对其进行全面检查，消除事故隐患后，方可重新投入使用。

7 存在严重事故隐患，无改造、维修价值，或者超过安全技术规范规定使用年限，应当及时予以报废，并办理注销。8 应当制定特种设备的事故应急措施和救援预案。使用后30天内向监察机构登记合格有效期满前1个月提出定期检验要求行政处罚和种类9种

（一）警告；

（二）罚款；

（三）没收违法所得；

（四）责令改正、责令限期改正、责令停止违法行为；

（五）责令停产停业整顿、责令停产停业、责令停止建设；

（六）拘留；

（七）关闭；

（八）吊销有关证照；

（九）安全生产法律、行政法规规定的其他行政处罚。行政处罚程序3种简易程序；一般程序；听证程序。行政处罚时，被处罚单位有3项权利

陈述权、申辩权、听证权；对行政处罚不服的，有权依法申请行政复议或者提起行政诉讼；因行政处罚受到损害的，有权依法提出赔偿要求

简易程序处罚限额：个人50元，单位1000元以内4种重大处罚要求集体讨论决定，限额3万以上一般程序调查办理时限30天听证程序条件：4种重大处罚听证程序限额：个人1万、单位3以上听证程序提出时限：3天内听证会提前通知时限：7天内

3种程度死亡事故的处罚适用标准：2－20万元要求安全生产许可证的企业：5类

矿山企业；建筑施工企业；危险化学品；烟花爆竹；民用爆破器材生产

发放许可证的部门：4个部门

安全生产综合监管部门；煤矿监察部门；建设主管部门；国防科技主管部门；

许可证发放的要求：13项许可证审查时限：45天内许可证有效期：3年

许可证到期，提前3个月申请延期特大安全事故种类：7种(一)特大火灾事故；(二)特大交通安全事故；(三)特大建筑质量安全事故；

(四)民用爆炸物品和化学危险品特大安全事故；(五)煤矿和其他矿山特大安全事故；

(六)锅炉、压力容器、压力管道和特种设备特大安全事故；(七)其他特大安全事故。 政府安全生产责任：6项1 落实事故防范措施2 有效组织安全检查；

3 制定特大安全事故应急处理预案；4 实施隐患查处5 行政审批严格把关；

6 严格事故报告，并有效组织抢救和发布事故消息； 安全生产领导管理责任3个层次

•直接领导责任者：法定职责范围、直接主管工作；•重要领导责任者：法定职责范围，应管或应由其参与决定的工作；

•一般领导责任者：对一属单位负一定领导责任。

安全生产事故案例分析知识

应试关键点

罗云 教授 中国地质大学（北京）

事故调查时限60天事故结案时限90天

事故直接经济损失统计范畴：3个方面2.1 人身伤亡后所支出的费用2.1.1 医疗费用(含护理费用)2.1.2 丧葬及抚恤费用2.1.3 补助及救济费用2.1.4 歇工工资2.2 善后处理费用

2.2.1 处理事故的事务性费用

2.2.2 现场抢救费用2.2.3 清理现场费用2.2.4 事故罚款和赔偿费用2.3 财产损失价值2.3.1 固定资产损失价值2.3.2 流动资产损失价值

事故间接经济损失统计范畴：6个方面3.1 停产、减产损失价值3.2 工作损失价值3.3 资源损失价值3.4 处理环境污染的费用

3.5 补充新职工的培训费用(见附录A)3.6 其他损失费用

企业职工伤亡事故类型：20类危害因素分类：6类

物理性；化学性；生物性；生理、心理性；行为性；其它。事故调查处理的原则：4项实事求是、尊重科学的原则；“四不放过”原则；公正、公开的原则分级管辖的原则

事故处理的4不放过原则

事故原因未查清、整改措施未落实、事故教训未吸取（当事者未受教育）、责任者未追究。能量转移理论

事故模型的理论及分析方法事故调查组成员条件：2项具有事故调查所需的专业技术知识；与发生事故没有直接利害关系。 事故调查组职责：6项

1）查明事故发生原因、过程和人员伤亡、经济损失；2）确定事故的性质和责任；3）提出事故处理意见和防范措施；4）提出对事故责任者的处理意见；5）检查控制事故的应急措施是否得到落实；6）写出事故调查报告。

事故直接原因：3要素：人、机、环境因素事故间接原因：3方面－管理、教育、技术事故预防：3战略－预防、应急、罚戒事故预防：3对策－工程、教育、管理事故责任划分：

3类型－直接肇事、主要、领导责任；(l)直接责任者：与事故直接关系人员；(2)主要责任者：对事故发生起主要作用人员；(3)领导责任者：对事故发生负有领导责任的人员。 3层次－主要（直接）、重要、一般管理责任直接责任的分析依据： 4个方面

(l)违章指挥、违章作业或冒险作业，造成伤亡事故的；

(2)违反操作规程，不履行安全生产责任制，造成伤亡事故的；

(3)不服从管理，违反劳动纪律，檀离职守或擅自开动机器设备，擅自更改、拆除、毁坏安全防护设备、设施，造成伤亡事故的；

(4)不按规定配备、穿戴、使用劳动防护用品和用具，造成伤亡事故的。

领导管理责任的分析依据： 8个方面

(l)安全责任制、安全规章制度、安全操作规程不健全，职工无章可循，安全管理措施不到位，安全管理混乱，造成职工伤亡事故的；

(2)实行经济承包、租赁，承包合同没有劳动安全卫生内容和相应措施，造成伤亡事故的；

(3)未按规定对职工进行安全教育培训、考核、持证上岗操作或指挥生产，而造成伤亡事故的；

(4)机械设备、安全装置未按规定检验、检修、超过期限和超负荷带病运行，设备、设施有缺陷，无安全防护设施，造成伤亡事故的；

(5)劳动条件和作业环境不安全、不卫生，又未采取措施，造成伤亡事故的；

(6)不按规定提取和使用安全技措经费，改善劳动条件，造成伤亡事故的；

(7)新建、改建、扩建工程和技术改造项目，安全卫生设施不与主体工程“三同时”(同时设计、审批，同时施工，同时验收、投产使用)造成伤亡事故的；

(8)对危胁安全生产的隐患问题，不负责任，玩忽职守，不及时整改，造成伤亡事故的。加重处罚的依据： 6个方面

(l)对发生重伤或死亡事故隐瞒不报、谎报、虚报、或故意迟延不报的；

(2)在事故调查中，故意移动、破坏事故现场，无正当理由，拒绝接受调查以及拒绝提供有关情况资料的，干扰事故调查，隐瞒事故真象，弄虚作假、玩忽职守、徇私舞弊或打击报复甚至嫁祸于人的；

(3)事故发生后，不积极组织抢救，或指挥抢救不力，造成更大伤亡的；

(4)事故发生后，不吸取教训和采取防范措施，致使在短期内同类事故重复发生的；

(5)企业接到《安全生产行政处罚通知》后，逾期不消除隐患而发生伤亡事故的；

(6)有意拖延事故调查处理，不按时结案的。 事故统计分析的指标：10万人死亡率亿元产值死亡率百万工日伤害频率百万产值经济损失率事故严重度事故统计直方图

事故统计控制图

安全生产管理知识

应试关键点

罗云 教授 中国地质大学（北京）

安全生产管理2阶段发展论

从经验管理到科学管理；从科学管理到文化管理。安全生产2结合的监管体制综合监管与专项监管相结合。安全生产5方管理机制

政府统一领导；部门依法监管；企业全面负责；群众参与监督；社会广泛支持。

安全生产责任对象体系：4方面

政府、企业、中介和从业人员。安全生产法律责任体系：3方面行政责任、民事责任、刑事责任。防护用品的分类方法：2种

按防护用途分：(1)防止伤亡事故为目的的安全护品。(2)预防职业病为目的的劳动卫生护品。

按防护部位分：头部、呼吸器官、眼面部、手部足部、躯干、护肤。

安全评价种类：4种

安全预评价；安全验收评价；安全现状综合评价；专项安全评价。

安全评价的程序：6阶段

重大危险源辨识标准：142种物质临界量N种物质危险源的辨识方法安全评价的理论模型FTA、ETA分析方法LEC、JHA评价法事故应急预案种类：3种专项预案；行动预案；综合预案。事故应急预案文件体系：4层次安全生产教育培训对象：4种人负责人；管理人员；专管人员；员工。人员安全资格论证要：3种人

生产经营单位负责人；安全生产专管人员；特种作业人员。 高危行业负责人和专管人员资格培训48学时，每年

不少于16学时

一般行业负责人和专管人员资格培训24学时，每年

不少于8学时

一般行业新员工培训不少于24学时，高危行业员工

培训48学时

生产经营单位负责人资格培训5内容

（一）国家有关安全生产的方针、政策、法律和法规及有关行业的规章、规程、规范和标准；

（二）安全生产管理的基本知识、方法与安全生产技术，有关行业安全生产管理专业知识；

（三）重大事故防范、应急救援措施及调查处理方法，重大危险源管理与应急救援预案编制原则；

（四）国内外先进的安全生产管理经验；

（五）典型事故案例分析。安全生产管理人员培训8内容

（一）国家有关安全生产的法律、法规、政策及有关行业安全生产的规章、规程、规范和标准；

（二）安全生产管理知识、安全生产技术、劳动卫生知识和安全文化知识，有关行业安全生产管理专业知识；

（三）工伤保险的法律、法规、政策；

（四）伤亡事故和职业病统计、报告及调查处理方法；

（五）事故现场勘验技术，以及应急处理措施；

（六）重大危险源管理与应急救援预案编制方法；

（七）国内外先进的安全生产管理经验；

（八）典型事故案例。安全生产投入要求：4方面

安全生产条件要求；防护用品保障；安全宣传教育；工伤保险。

安全检查4种方式， 5方面内容

经常性检查；定期检查；专业、专项检查；群众性检查 •查思想认识；•查管理规章制度•查隐患及安全设施；•查安全教育培训；•查危险点、危害点；

职业安全健康管理体系：5环节、18要素职业病种类： 10类、115种安全生产监督方式：2种行为监督；技术监督。安全生产监督原则：6个

1）坚持“有法必依、执法必严、违法必究”的原则 2）坚持以事实为依据，以法律为准绳的原则 3）坚持行为监察与技术监察相结合的原则 4）坚持监察与服务相结合的原则 5）坚持教育与惩罚相结合的原则6）坚持预防为主的原则 安全生产监察程序：6阶段安全生产监管部门执法权：4种工会劳动保护监督权利：5种

有权对建设项目进行“三同时”监督，提出意见。

有权对生产经营单位违反安全生产法律、法规，侵犯从业人员合法权益的行为进行纠正；

发现生产经营单位违章指挥、强令冒险作业或者发现事故隐患时，有权提出解决的建议；

发现危及从业人员生命安全的情况时，有权向生产经营单位建议组织从业人员撤离危险场所；

有权依法参加事故调查，向有关部门提出处理意见，并要求追究有关人员的责任。

国家安全生产监督方式：4种第一是工会民主监督－第七条第二是社会舆论监督－第六十七条第三是公众举报监督－第六十四条第四是社区报告监督：－第六十五条

6

推荐第8篇：注册核安全工程师法律法规真题

2010年核安全工程师考试《相关法律法规》真题

一、单项选择题(共60题，每题1分、每题的备选项中，只有1个)

1、《放射性物品运输安全管理条例》是由( )颁布的。

A人大常委会 B、卫生部 C、国务院 D、国家核安全局

2、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，国家放射性污染防治标准由国务院环境保护行政主管部门根据( )要求、国家经济技术条件制定。

A、工业安全 B、环境安全 C、人身安全 D、职业安全

3、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，核设施营运单位、核技术应用单位、铀(钍)矿和伴生放射性矿开发利用单位，应当对其工作人员进行放射性安全教育、( )标识和中文警示说明。

A、培训 B、实习C、考查 D、宣传

4、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，放射性物质和射线装置应当设置明显的( )标识和中文警示说明。

A、放射性 B、有毒物品 C、有害试剂 D、化学试剂

5、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，核动力厂等重要核设施外围地区应该划定规划( )

A、预留区 B、发展区 C、限制区 D、隔离区

6、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，核设施的退役费用和放射性废物处置费用应当( )、列入投资概算或者生产成本。

A、估算 B、预提 C、上交 D、评估

7、《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核设施( )，对民用核安全设备的使用和运行安全承担全面责任。

A、设计单位 B、主管部门 C、营运单位 D、监管部门

8、《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备( )是从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检测活动的技术依据。

A、法规 B、条例 C、导则 D、标准

9、《民用核安全设备监督管理条例》规定，申请领取民用核安全设备制造许可证或者安装许可证的单位，还应当制作有代表性的( )。

A、产品 B、模型 C、标准件 D、模拟件

10、《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证有效期为( )年。

A、10 B、5 C、3 D、2

11、根据《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》，申请《核电厂首次装料批准书》需要在首次装料前( )个月提交《核电厂维修大纲》。

A、一 B、二 C、三 D、六

12、《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》规定，执行

专项任务的核安全检查组、核安全监督员及受国家核安全局或地区监督站委托的人员，应在( )的范围内进行工作。

A、核安全监管 B、合理可行 C、依法授权 D、认为必要

13、《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》规定，核电厂主管部门应在开考( )天前将操纵人员取照考核的应试人员名单、考核日程和考核地点局面通知国家核安全局。

A、10 B、15 C、20 D、25

14、《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》规定，执照持有者的执照失效后，如果继续操纵核电厂反应堆控制系统的岗位工作必须( )执照。

A、重新申请 B、办理更换 C、办理延期 D、补办

15、《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》规定，营运单位在建造阶段发生了与核安全有关的事件，必须在事件发现后( )内向国家核安全局和所在地区监督站递交局面通告。

A、一天 B、三天 C、七天 D、十天

16、《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》规定，原事件报告递交后发现需要修正或补充的，核电厂营运单位应提交( )。

A、说明性报告 B、补充报告 C、评价报告 D、结论性报告

17、《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》规定，在运行阶段，营运单位应以公函形式在事件发生后( )天内向国家核安全局和所在地区监督站递交事件报告。

A、3天 B、7天 C、10天 D、30天

18、根据《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》，核电厂运行阶段( )属于违反技术规格书的运行事件。

A、运行参数超过报警值 B、操纵员未按时交接班

C、监督试验或监测周期超过规定的期限 D、持证操纵员数量不够

19、《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》规定，营运单位应在每年( )以前递交前一年的年度总结报告。

A、1月31日 B、2月10日 C、3月20日 D、4月1日

20、《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》规定，营运单位必须在退出应急状态以后30天内向国家核安全局和所在地区监督站提交核事故( )评价报告。

A、最终 B、后续 C、初始 D阶段

21、《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》，在建造阶段，营运单位必须在每个季度的( )内向所在地区监督站递交前一个季度的建造情况总结报告。

A、第一周 B、第二周 C、第一个月 D、第二个月

22、根据《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》，在运行阶段，营运单位必须以公函形式在每个月的10日前向所在地区监督站递交上个月运行情况的总结报告。同时抄送( )。

A、卫生局 B、公安局 C、科技厅 D、国家核安全局

23、《中华人民共和国核材料管制条例》规定，核材料许可证持有单位必须建立专职机构或指定( )负责保管核材料，严格交接手续，建立账目与报告制度，保证帐物相符。

A、厂长 B、专人 C、法定代表人 D、门卫

24、《中华人民共和国核材料管制条例》规定，核材料许可证持有单位必须建立核材料衡算制度和分析测量系统，应用批准的分析测量方法和标准，达到规定的( )误差要求，保持核材料收支平衡。

A、检测 B、测量 C、衡算 D、监测

25、《中华人民共和国核材料管制条例》规定，对接触核材料及其秘密的人员，应按国家有关规定进行( )。

A、保护 B、隔离 C、审查 D、看管

26、《中华人民共和国核材料管制条例》中，“浓缩锂”是指锂-6同位素原子百分含量大于( )的。

A、锂-7 B、天然锂 C、贫化锂 D、合成锂

27、根据《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》，持有核材料的单位必须有保护核材料的措施，建立安全防范系统。根据核材料的质量，数量及( )性程度，划分为三个保护等级，实施分级管理。

A、安全 B、可靠 C、有效 D、危害

28、根据《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》，一级及二级核材料的运输保卫措施必须向当地( )报告。

A、卫生局 B、环保局 C、监督站 D、公安机关

29、《核电厂核事故应急管理条例》规定，在放射性物质可能或者已经扩散到核电厂场区以外时，核电厂核事故应急机构应当迅速向( )提出进入场外应急状态并采取应急防护措施的建议。

A、国务院指定的部门 B、国务院安全部门

C、市级人民政府 D、省级人民政府指定的部门

30、《核电厂核事故应急管理条例》规定，因核电厂核事故应急响应需要，( )有权征用非用于核事故应急响应的设备、器材和其他物资。

A、核电厂营运单位 B、核电厂上级主管部门

C、应急救援机构 D、执行核事故应急响应行动的行政机关

31、《核电厂核事故应急管理条例》规定，省级人民政府指定的部门在核事故应急响应过程中应当将( )信息及时告知当地公众。

A、全部 B、详细 C、必要的 D、尽量多的

32、《核电厂核事故应急管理条例》规定，在核事故进入场外应急状态时，国务院指定的部门应当( )派出人员赶赴现场，指导核事故应急响应行动。

A、视事故发展 B、准备 C、及时 D、根据地方应急组织要求

33、《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》规定，核电厂营运单位必须在( )开始前做好全部应急准备。

A、设计 B、建造 C、运行 D、调试

34、《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》规定，核电厂在事故源项应急状态级别变更时，必须( )用电话传真方式向国家核安全部门报告。

A、立即 B、在15分钟之内 C、在30分钟之内 D、在45分钟之内

35、《民用核安全设备监督管理条例》规定，尚未制定相应国家标准和行业标准的，民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位应当采用经( )认可的标准。

A、国家标准委 B、核工业集团公司

C、国务院核安全监管部门 D、国家技术监管机关

36、《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备行业标准，由国务院( )部门组织拟定。

A、标准化主管 B、核安全监管 C、发展与改革 D、核行业主管

37、《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备的无损检验结果报告，经取得相应资格证书的( )签字方为有效。

A、注册安全工程师 B、市级工程师

C、注册核安全工程师 D、无损检验人员

38、《民用核安全设备监督管理条例》所称民用核安全设备，是指在民用核设施中使用的执行( )功能的设备。

A、反应堆运行 B、技术安全 C、核安全 D、辐射防护

39、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，县级以上人民政府( )主管部门应当配备辐射防护安全监督员。辐射防护安全监督员应当定期接受专业知识培训和考核。

A、公安 B、卫生 C、环卫 D、环保

40、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，持证单位若( )，持证单位应当按照原申请程序，重新申请领取辐射安全许可证。

A、转入与所持许可证相符的放射源 B、转出所持许可证相符的放射源

C、改变所从事活动的各类或者范围 D、转入与所持许可证相符的射线装置

41、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位，应当对本单位的放射性同位素、射线装置的安全和防护状况进行( )评估。

A、季度 B、年度 C、年中

D、半年

42、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，放射性同位素不得与( )一起存放，并指定专人负责保管。

A、化学物品 B、生物制品 C、易燃、易爆、腐蚀性物品等 D、窒息性物品

43、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，一般辐射事故，是指( )放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。

A、Ⅰ类 B、Ⅳ、Ⅴ类 C、Ⅱ类 D、Ⅲ类

44、《城市放射性废物管理办法》规定，产生放射性废物的单位应采取各种必要措施，( )减少放射性废物的产生量。

A、酌情 B、适度 C、适当 D、尽量

45、《城市放射性废物管理办法》规定，收集存放废放射源时，废放射源( )混在一般放射性废物中。

A、允许 B、可以 C、不得 D、必要时可以

46、根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》，应培植和保持良好的安全文化素养，建立有效的通信渠道，保持防护与安全信息在注册者或许可证持有者各级部门内和(部门)间的畅通

(选项没有照上)

47、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，为控制潜在照射，不管哪种源，只要需要，均应设置适当的自动( )，一旦源的运行状态走出规定的运行操作限制条件时，能自动将源安全地关闭或减少源的辐射输出量。

A、机械设备 B、科技部 C、国家环境保护总局 D、组织部

48、《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》规定，人力资源和社会保障部(原从事部)负责审定考试科目、考试大纲和试题。会同( )对考试进行审查、监督、指导和确定考试合格标准。

A、教育部 B、科技部 C、国家环境保护总局 D、组织部

49、《放射性物品运输安全管理条例》规定，根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性物品分为( )种类别。

A、二 B、三 C、四 D、五

50、《放射性物品运输安全管理条例》规定，进行一类放射性物品运输容器的设计应当编制设计( )评价报告书。

A、环境影响 B、职业卫生 C、安全 D、质量

51、《放射性物品运输安全管理条例》规定，放射性物品运输容器的制造许可证有效期为( )年。

A、2 B、3 C、4 D、5

52、《放射性物品运输安全管理条例》规定，对放射性物品运输安全监督检查时，其检查人员不得少于( )人。

A、2 B、3 C、4 D、5

53、制定《中华人民共和国环境保护法》，是为( )，防治污染和其他公害，保障人体健康，促进社会主义现代化建设的发展。

A、保护和改善生活环境与生态环境 B、提高排放标准

C、制定环保收费标准 D、明确环保人员的资质要求

54、《中华人民共和国大气污染防治法》规定，大气污染物总量控制区内( )人民政府依照国务院规定的条件和程序，按照公开、公平，公正的原则，核定企业事业单位的主要大气污染物排放总量，核发主要大气污染物排放许可证。

A、市 B、有关地方 C、省 D、县

55、《中华人民共和国水污染防治法》规定，建设单位在江河、湖泊新建、改建、扩建排污口的，应当取得( )同意

A、环境保护部门 B、水行政主管部门或流域管理机构

C、卫生部门 D、市政管部门

56、《中华人民共和国海洋环境保护法》规定，国务院( )行政主管部门对全国海洋环境保护工作实施指导、协调和监督，并负责全国防治陆源污染物和海岸工程建设项目对海洋污染损害的环境保护工作。

A、水利 B、海洋 C、卫生 D、环境保护

57、《中华人民共和国药品管理法》规定，国家对麻醉药品、精神药品、医疗用毒性药品、放射性药品，实行特殊管理。管理办法由( )制定。

A、国务院卫生行政部门 B、国务院食品安全监督部门

C、国务院 D、全国人民代表大会

58、《核安全公约》规定，每一缔约方应确保核设施安全的( )责任由有关许可证的持有者承担，并应采取适当步骤确保此种许可证的每一持有者履行其责任。

A、全部 B、首要 C、直接 D、部分

59、《及早通报核事故公约》规定，缔约国有义务就已经造成或可能造成对另一国具有辐射安全重要影响的任何事故向有关国家和机构通报。但对于核武器事故，缔约国可以( )。

A、简要报告 B、首要 C、直接 D、自愿选择通报或不通报

60、《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键(工艺)分包给其他单位。

(选项没照上)

二、多项选择题(共40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)

61、按我国核安全法律法规体系，属于国务院部委部门规章的有( )

A、《中华人民共和国放射性污染防治法》

B、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》

C、《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》

D、《城市放射性废物管理办法》

E、《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》

62、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，为了防治放射性污染，( )，制定本法。

A、保护环境 B、促进核能、核技术的开发与和平利用

C、防止核白扩散 D、保障人体健康 E、核事故及早通报

63、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，国家对放射性污染的防治，实行( )的方针。

A、预防为主 B、防治结合 C、严格管理 E、安全第一 D、高效节能

64、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，监督检查人员进行现场检查时，应当出示证件。被检查的单位必须( )。

A、提供必要的资料 B、如实反应情况 C、安排检查日程 D、陪同检查人员 E、安排检查内容

65、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定，生产、销售、使用、贮存放射源的单位，发生放射源丢失、被盗和放射性污染事故时，必须立即( )。

A、采取应急措施 B、向公安部门报告 C、向卫生行政部门报告

D、向环境保护行政主管部门报告 E、保护事故现场

66、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》规定，对于未经批准或违章从事核设施( )行为的单位和个人，国家核安全局可令依其情节轻重，给予处罚。

A、建造 B、运行 C、迁移 D、转让 E、退役

67、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》规定，国家核安全局的主要职责包括( )。

A、负责实施核安全监督 B、协同有关部门指导和监督核设施应急计划的制订和实施

C、对核设施安全负责 D、会同有关部门调解和裁决核安全的纠纷

E、制订核设施应急操作规程

68、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》规定，国家核安全局可组织核安全专家委员会，该委员会( )等工作。

A、协助制订核安全法规 B、协助制订核安全技术发展规划

C、参与核安全监督 D、处理核事故 E、参与核安全审评

69、《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》规定，国家核安全局颁发《核电厂首次装料批准书》后，许可营运单位( )

A、正式运行 B、首次向堆芯装载核燃料 C、进行带核的调试

D、按批准的计划提升功率 E、进行试运行

70、根据《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》，申请《核电厂首次装料批准书》需提交( )。

A、核电厂调试大纲 B、《核电厂最终安全分析报告》 C、《核电厂操纵人员合格证明》

D、《核电厂在役检查大纲》 E、《核电厂质量保证大纲》

85.《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》规定，核电厂应急指挥中心就有( )能力。

A、获得厂内及其邻近地区的辐射状况 B、向国家核安全部门进行通信联络 C、通知邻近地区公众实行撤离 D、通知邻近地区实施交通管制

E、与核电厂所在省级场外应急机构进行通信联络

86.《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备标准包括( )

A.国家标准 B、地方标准 C、行业标准 D、部门标准 E、企业标准

87.《民用核安全设备监督管理条例》规定，民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，向国务院核安全监管部门提交的年度评估报告应当包括本单位的( )等内容。

A、工作场所、设施变动情况 B、质量保证体系实施情况

C、重大质量问题处理情况

D、国务院核安全监管部门提出的整改要求落实情况

E、公安部门提出的整改要求落实情况

88.《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，辐射安全许可证的主要内容就包括( )

A、单位的名称、地址、法定代表人 B、所从事活动的各类和范围

C、有效期限 D、发证日期和证书编号 E、发证单位地址

89、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，进口的放射源应当有明确标记和必要说明文件，其中进口( )放射源的标号应当刻制在放射源本体或者密封包壳体上。

A、Ⅰ类 B、Ⅱ类 C、Ⅲ类 D、Ⅳ类 E、Ⅴ类

90、根据《城市放射性废物管理办法》放射性废物的收集应满足的要求有( )

A.分类收集，并装入带有分类标记的专用容器中

B、严禁将放射性废物混装到一般垃圾中

C、废放射源单独收集存放

D、含有放射性核素的有机闪烁液，用不锈钢或玻璃钢罐贮存

E.不得将一般垃圾混入放射性废物中

91.《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，对放射源的实物保护，应做到( )，使源始终处于受保护状态，防止被盗和损坏。

A、确保源的实物保护符合许可证中规定的所有有关要求

B、不将转让给不持有有效批准证件的接收者

C、对可移动的源定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施

D、保证将源的失控、丢失、被盗或者失踪的信息立即通知审管部门

E、所有源始终有人现场看护

92.《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定，应急计划应根据情况包括( )

A、在报告有关负责部门和启动干预行动方面的责任的划分与安排

B、对可能导致应急干预情况的源的各种运行操作条件和其他条件的鉴别

C、与有关干预组织进行联系的程序

D、用于评价事故及其场内、外后果的方法与仪器的描述

E、经费保证

93.《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》规定，申请注册者必须同时具备的条件有( )

A、年龄在65周岁以下

B、取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》

C、身体健康，能坚持本专业岗位工作

D工龄满10年

E、经单位考核同意

94.《放射性物品运输安全管理条例》规定，承运放射性物品应取得国家规定的运输资质，承运人的资质管理，依照有关法律、行政法规和国务院( )主管部门的规定执行。

A、交通运输 B、铁路 C、民航 D、邮政 E、卫生

95.根据《放射性物品运输安全管理条例》，一类放射性物品，是指( )等释放到时环境后对人体健康和环境产生重大辐射影响的放射性物品。

A、Ⅰ类放射源 B、高水平放射性废物 C、乏燃料 D、放射性药品 E、中水平放射性废物

96、《放射性物品运输安全管理条例》规定，放射性物品运输容器设计单位应当( )

A、建立健全和有效实施质量保证体系

B、按照国家放射性物品运输标准进行设计

C、对设计的放射性物品运输容器的安全性能进行评价

D、建立健全档案制度

E、在运输容器的设计首次用于制造前报国务院核安全监管部门审查批准

97、《中华人民共和国环境影响评价法》规定，环境影响评价必须( )，综合考虑规划或者建设项目实施后对各种环境因素及其所构成的生态系统可能造成影响，为决策提供科学依据。

A、客观 B、保密 C、分开 D、公正 E、超前

98、《中华人民共和国水污染防治法》规定，国家禁止新建不符合国家产业政策的小型( )以及其他严重污染水环境的生产项目。

A、造纸 B、印染 C、制革 D、炼油 E、农药

99、《中华人民共和国海洋环境保护法》适用于中华人民共和国( )以及中华人民共和国管辖的其他海城。

A、内水 B、领海 C、毗连区 D、专属经济区 E、大陆架

100、《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约规定》规定，每一缔约方应在本国的法律框架内采取适当步骤，以确保废密封源的( )以安全的方式进行。

A、转让 B、拥有 C、再制造葳处置 D、转移 E、销售

推荐第9篇：注册核安全工程师法律法规试题1

2009年注册核安全工程师考试部分试题之一

法律法规

1、级以上人民政府应当将放射性污染防治工作纳入环境保护规划.

2、核技术利用，是指密封放射源、非密封放射源和射线装置在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和教学等领域中的使用。

3、核设施的主管部门主要职责

4、国家核安全局在审批核设施建造申请书及运行申请书的过程中，应当向国务院有关部门以及核设施所在省、自治区、直辖市人民政府征询意见。

5、发给《操纵员执照》的条件

6、核设施的迁移、转让或退役必须向国家核安全局提出申请，经审查批准后方可进行。

7、申请《核电厂建造许可证》需提交《核电厂环境影响报告批准书》（建造许可证件颁发前一个月）

8、申请《核电厂首次装料批准书》需提交核电厂操纵人员合格证明（首次装料前一个月）、《核电厂营运单位应急计划》（首次装料前六个月）

9、核电厂操纵人员执照申请者必须通过核电厂主管部门的取照考核，核电厂主管部门在取照考核前制定考核标准。

10、国家核安全局负责组织由局实施的例行核安全检查和非例行核安全检查

11、营运单位必须在每年4月1日以前以公函形式向所在地区监督站递交前一年的核电厂年度总结报告

12、运行阶段月报告的内容，营运单位必须以公函形式报告

13、重要活动通告：在核电厂进行下列活动时，营运单位必须提前7天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。

14、口头通告的内容包括核电厂名称、机组编号、事件名称、发生时间、报告准则、出问题的部件设备或构筑物及其供货商制造厂或施工单位工程承包单位、摘要、报告人。

15、营运单位必须以公函形式在事件发生后30天内向国家核安全局和所在地区

监督站递事件交报告。如果截止日期事件没有处理完，以后还需提交“补充报告”。

16、许可证持有单位应建立核材料的实物盘存制度，其基本要求是：1每年至少进行一次全面、严格的实物盘存。

17、许可证持有单位应建立原始记录与报告制度，其基本要求是：1核材料帐目的原始记录要求清楚、正确、系统和完整，至少保存五年；2帐目管理要系统、准确、及时，各单位按其特点，建立统计记录格式、统计程序和内部审计制度，要有专职的核材料统计人员具体负责统计工作；3许可证持有单位，向办公室提交核材料帐目与衡算报告

18、一级核材料部位设武装警卫，出入人员使用专门证件，严格控制非本单位工作人员进入，确因工作需要进入者，须经单位主管领导批准，履行登记手续，并由本单位人员陪同；库房实行“双人双锁”制度

19、固定场所的技术防范设施：1一级核材料的场所、部位应装设报警、监视等技术防范装置组成的安全防范系统；2二级核材料的场所，其重要部位应装设报警或监视等技术防范装置；3无论采用哪一种技术防范措施，都应使之对非法侵入行为发出快速警报。 20、核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，其主要职责

21、核电厂的上级主管部门领导核电厂的核事故应急工作。

22、场内核事故应急计划由核电厂核事故应急机构制定，经其主管部门审查后，送国务院核安全部门审评并报国务院指定的部门备案。

23、民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键工艺环节分包给其他单位。

24、辐射安全许可证 的有效期为5年

25、进口Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源的，应当具有原出口方负责回收的承诺文件

26、放射性同位素应当单独存放，不得和易燃易爆等放在一起

27、重大辐射事故，是指Ⅰ类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下（含2人）急性死亡或者10人以上（含10人）急性重度放射病、局部器官残疾；

28、发生辐射事故时，生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位应当立即启动本单位的应急方案，采取应急措施，并立即向当地环境保护主管部门、公安部门、卫生主管部门报告。环境保护主管部门、公安部门、卫生主管部门接到辐射事故报告后，应当立即派人赶赴现场，进行现场调查，采取有效措施，控制并消除事故影响，同时将辐射事故信息报告本级人民政府和上级人民政府环境保护主管部门、公安部门、卫生主管部门。县级以上地方人民政府及其有关部门接到辐射事故报告后，应当按照事故分级报告的规定及时将辐射事故信息报告上级人民政府及其有关部门。发生特别重大辐射事故和重大辐射事故后，事故发生地省、自治区、直辖市人民政府和国务院有关部门应当在4小时内报告国务院；特殊情况下，事故发生地人民政府及其有关部门可以直接向国务院报告，并同时报告上级人民政府及其有关部门。这个在案例分析中需要应用。

29、在发生辐射事故或者有证据证明辐射事故可能发生时，县级以上人民政府环境保护主管部门有权采取临时控制措施。具体措施 30、射线装置，是指X线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置。

31、含人工放射性核素比活度大于0.5μCi/kg，或含天然放射性核素比活度大于2μCi/kg的污染物，应作为放射性废物看待；

32、在环境中处置放射性废物时，对公众中任一成员造成的年有效剂量当量不应超过0.25 mSv/h

33、豁免要求：符合本标准附录A（标准的附录）中所规定的豁免要求；符合审管部门根据本标准附录A（标准的附录）规定的豁免准则所确定的豁免水平。对于尚未被证明为正当的实践不应予以豁免。

34、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年方可报考注册核安全工程师。

35、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。

推荐第10篇：注册核安全工程师实物考题预测

专业实务 第二章 考题预测 本章重点(老师课后20点)

1、铀矿冶是什么性质的作业。开放性的，不是密闭性的。

2、尾矿铀的含量是原矿的多少：98%.

3、铀选冶厂（水冶）尾矿废渣的产生率：1.2×103t废渣/t铀

4、铀矿工个人剂量的贡献占总的 ：63.56%

5、矿山风机停风，氡浓度多长时间恢复到没有通风时的水平：3-5min

6、铀矿山的通风备用系数：20%

7、铀废石尾矿库氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾矿库的安全系数：1.05

9、尾矿库安全超高：水面高50m，坝高再高5-10m

10、尾矿库的灾害在世界重大灾害中排名：第18位。

11、氡的半衰期：3.825天

12、尾矿库防洪设计年限：一级1000年洪水最大来设计，用有史以来最大的来校对；二级尾矿库用百年洪水来设计，用1000年一遇来校对。

13、放射性预选：选矿的选出率：15%-20%，把废石选出。

14、矿井中的氡的浓度标准：3.7kBq/m3，氡子体6.4μJ/m3

15、对职业照射，对公众贡献最大的是：氡和氡子体。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达90%以上，污染的工作服应在专门的洗衣房进行洗涤去污，其去污率可达70%以上。

17、氡的测量方法：

氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法

1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法

2、铀矿工个人剂量监测：监测方法：

（1）KF603A热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式） （2）KF606矿工个人剂量计无源式

18、废水处理方法：

1、废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质（沉淀）

2、废水除镭的方法：二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯未吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法

3、污渣循环法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

29、尾矿库的治理方法：

1、物理稳定法。

2、化学稳定法。

3、植被稳定法。

4、综合稳定法。20、氡的射气、析出系数：与粒度成反比、与品位成正比、与含水率成反比。 七章 质量保证 第五节以后不考

主要还是一些概念不要死记硬背，掌握核质量保证法规和导则的基本结构和内容，在此基础上了解相应导则的内容。

第一章 后半章 张健 （包括重点）

1、对火灾和爆炸的防护以 ：保证停堆、排除余热、包容放射性---------三个基本安全 功能为主要目的。

防火目标：1）防止火灾发生。2）及时探测发生的火灾并迅速灭火。3）防止未扑灭的火势蔓延。

2、

纵深防御概念，三个层次：

（1）第一个层次是防止发生火灾;

（2）第二个层次是及时地探测和扑灭火灾，限制火灾的损害;

（3）第三个层次是防止火灾的蔓延，将火灾对核动力厂安全重

要功能的影响减至最低。

3、重要：火灾和灭火系统的二次效应

（1）高温和高热对构筑物和设备的损坏

（2）燃烧产生的烟雾可能对运行人员的伤害或对设备的腐蚀

（3）燃烧引起的爆炸及二次飞射物

（4）由于喷水意外地引入了慢化剂

（5）由于喷水导致内部水淹和设备的损坏

（6）由于喷水导致放射性物质的迁移

（7）干粉灭火剂导致电气设备接触不良或腐蚀

（8）二氧化碳灭火剂导致的突然降温及冲击等

4、概率安全分析在核动力厂的运行过程中也可以提供 很好的的帮助：

（1）评估核动力厂的技术 规格书等。

（2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序

（3）评估运行经验

（4）事故管理

5、设备的核安全分级

① 安全级∶分为安全1级、安全2级、安全3

级和安全4级（非安全级）；

② 抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。

抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，

抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载；

③ 质量级也称为规范等级

④ 质量保证级

所有的核安全级部件与设备(核安全

1、

2、3级)均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设 备能够抵御“安全停堆地震（SSE）” 的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力 。

安全级、质量级、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的。

安全4级为非核安全级、质量4级（质量D组），执行常规产品相应的标准和质量保证要 求（例如∶ISO-9001）。

6、系统安全分级与部件安全分级的关系

① 组成该系统的部件与设备的安全级别

与系统的安全级别相一致；

② 安全级别不同的二个系统之间的接口部

件按较高的级别确定；

③ 与安全级能动部件配套的电器设备划分为IE级；

7、核级机械部件与设备设计的基本核安全要求: 1）在核设施（包括核电厂）服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运 行状态（包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态 和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；

2)在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态 （包括∶正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态 的荷载的条件下保持其可运行性和功能能力；

3)在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备的可 运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。

8、什么是结构的完整性：

对于非承压部件而言，其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性；而对于设备的承压部件 而言，是指对承压部件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制，例如∶发生弹性 变形、部件结构不连续的区域中大的塑性变形或部件结构的整体塑性变形（其结果会使部 件丧失尺寸的稳定性），但不允许出现部件压力边界的破裂。

9、核级机械部件与设备的抗震鉴定

设备抗震鉴定和动力学鉴定所采用的方法

主要有：

① 分析法

② 试验法

③ 分析和试验相结合的方法。

④ 利用经验数据鉴定设备。

10、机械部件与设备的环境鉴定

① 部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故

和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功

能的能力；

② 部件与设备的环境能力必须用适当的试验和分析

予以证实；

③ 部件与设备的环境设计，环境鉴定试验的有关分

析工作与核级设备其它活动一样, 都必须在符合法

规要求的质量保证体系的有效控制下进行。

1、试验的顺序：

l）

机械老化试验; 2）

热老化试验; 3）

辐照老化试验(辐照剂量应不低于相应位

量在电厂运行全寿期的累积辐照剂量); 4）

抗震试验; 5）

失水工况模拟试验(必须考虑失水工况下安

全壳内环境温度，压力的变化以及安全壳

喷淋环境中化学介质的影响)

12、在役检查的目的： 找出可能的损伤，以判断它们对核电厂继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施。

13、在运行阶段，一定条件下有可能会进一步扩展，导致设备的失效，这样的条件至少包括： （1）

运行水质不合格 （2）

运行状态不稳定 （3）

违反运行规程

14、在役检查发现缺陷的处理原则：以确保在具有足够安全裕度的情况下，使得已经发现、且在扩展中的缺陷在下一次在役检查前不会发生失稳破裂或断裂。

15、设计阶段的可达性：设备、人员、检验方法

16、核级机械部件与常规的区别： 1） 确定设计基准的原则不同

2） 核级必须采用成熟的经过验证的技术

3） 所有用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（各种试验台架、装置）均需通过国家核安全局的认可。

4） 必须符合核安全法规HAF601 5） 必须符合核安全法规HAF003 6） 首次应用的设备必须经过设备鉴定

7） 核级设备的设计制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退役必须在国家核安全局的独立监督下实施。

第十六节核材料管制

17、核材料的基本概念：源材料（不包括钍）、特种可裂变材料、氚、锂-6 及含上述物质的材料和物品都称为核材料。

18、直接使用核材料：不需经过核素转化或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料。如： 高富集度的铀、233U、其中238Pu低于80%的钚；以及含上述物质的化合物、混合物（如铀-钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。

19、间接使用核材料：除直接使用核材料以外的所有核材料，如天然铀、贫化铀、低富集度铀和钍。

20、核材料管制的目的：保证符合国家利益及法律的规定、保证国家和人民群众的安全、保证国家对核材料的控制，在必要时国家可以征收所有核材料。

21、实物保护：其含义为用于防止非法转移核材料和破坏核设施的保护措施和技术。实物保护是一个综合性的概念，它包括设施设计（包括平面布置等）和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分以及实体屏障、探测报警系统等技术 防范等硬件部分组成，实物保护要求有效性和完整性。上述各组成部分是否构成一体，互相补充，不留漏洞，这是实物保护完整性要求。各组成部分是否运行正常，能发挥预定效果，是实物保护有效性要求。

22、中国核材料实物保护等级划分：按照性质、数量划分。共I、II、III级。I级最高，具体数据不要求背。

材料

状态

等级：I 钚

未辐照过的

2kg以上

铀

未辐照过的，U富集度》20%浓缩铀

5kg以上 氚

未辐照过的，以氚量计

10g以上

第十七节 核动力厂和营运单位的应急准备和应急响应

23、应急演习：核事故应急响应过程可能相当复杂，因此应急演习也必然是多种多样的。应急演习通常按演习涉及范围分为以下几类：

(1)单项演习

(2) 综合演习

（3）联合演习

24、我国核事帮应急实行三级管理，即国家、地方（省、自治区、直辖市）政府及核设施营运单位三级

25、我国应急工作方针：“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”

26、三级管理的职责：

国家：组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故

27、核事故应急计划和准备则是纵深防御的最后一个环节。

在编制应急计划时，要求考虑包括严重事故的事故系列。

28、为紧急防护措施推荐的通用干预水平：

防护行动

通用干预水平（由防护行动可避免的剂量） 隐蔽

10mSv 撤离

50mSv 碘防护

100mGy

为临时性避迁和永久性再定居推荐的通用干预水平防护行动

可避免的剂量

临时性避迁

第一个月30mSv

随后某一个月10mSv 永久性再定居

寿期内

29、我国应急初始条件按其性质分为四大类：即1）辐射水平或放射性水平异常升高。2）裂变产物屏障失效。3）自然灾害或其它影响核动力厂安全的外来因素。4）系统故障

30、厂区应急状态：4级，1）应急待命。2）厂房应急。3）场区应急。4）场外应急（总体应急）。

31、烟羽应急计划区：内区3-5km；外区7-10km 1)确定源项（国家核安全局认可）2）计算在什么情况下有影响3）在烟羽外区出现边缘性效应。

32、应急执行程序虽然勿需核安全监管部门审批，但营运单位必须制定严格的编审批程序，保证其不断更新。

33、营运单位的场内应急计划至少每两年要进行一次必要的修订并报国家核安全局审评。

34、核动力厂营运单位应急报告制度

应急通告

进入应急待命或更高应急状态15min内

应急报告

应急报告：初始

进入厂房应急或更高应急状态后45min内

应急报告：后续

初始报告发出后，每隔1h发一次

源项或应急状态变化时立即报告，然后每隔1h报告一次

势态得到控制后，每隔4h报告一次，直至退出应急状态 最终评价报告

退出应急状态后的30d之内

35、源项：随时估计事故可能的放射性物质的排放数量。这是营运单位应急指挥部向场外应急组织提出涉及公众的应急行动的建议的技术基础。 第六章 核设施选址思考题 （常向东）

1、

核设施选址的目的与任务是什么？

核电厂选址的目的是要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放（正常运行和事故状态，包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放）所引起的过量辐射影响。

核电厂选址的基本任务是确定厂址与设施之间的适宜性。其中在核电厂厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面： （1）

从厂址危险性、可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征、以及执行应急计划可行性方面确定厂址的适宜性； （2）

根据核电厂厂址及厂址所在区域内外部自然和人为因素等特征，确定工程设计基准的适宜性。

对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，包括人口、外部自然和人为事件、以及其他相关环境因素的监测结果，对厂址以及厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。

2、

选址中必须考虑的基本因素、评价目标是什么？ 核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标包括： （1）、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件

其评价目标是评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准，使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响，保证设施安全。 （2）、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

其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放，从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性。 （3）、与实施应急措施相关的厂址与环境因素

其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下，所选厂址的环境，特别是人口因素，要能保障实施应急措施的可能性，并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。

3、核电厂选址的阶段划分，以及各阶段的评价任务是什么？

核电厂选址过程划分为三个阶段：厂址查勘阶段、厂址评价阶段和运行前的阶段。 （1）

厂址查勘阶段的评价任务是确定一个或若干个优先候选厂址，并对这些厂址进行系统的筛选和比较。 （2）

厂址评价阶段的评价任务是对一个或多个优先候选厂址进行调查与评价，并从安全的观点出发，证明厂址的可接受性。同时，要初步确定与厂址有关的设计基准。 （3）

运行前阶段的评价任务是完成和完善厂址特征的评价，并对前阶段评价结果进行验证与核实。

4、

核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序、评价方法、主要潜在源项的类型、以及法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件是什么？

（1）核电厂选址中外部人为事件调查的基本程序：根据收集的资料确定潜在源项；如果存在按法规标准进行初步筛选；如果不能排除必须进行详细评价。 （2）评价方法：筛选距离法和筛选概率法。

（3）主要潜在源项的类型：固定源，如化工厂、油或天然气储罐等； 移动源，如陆海空中的运输工具等。

（4）法规对各潜在源项无须进一步调查的基本条件： 固定爆炸源的筛选距离值为5～10km； 一般飞机场的筛选距离值为10km；

飞机航线的筛选距离值为核电厂4km宽范围； 火源影响的筛选距离值为1～2km； 危险气云源的筛选距离值为8～10km；

对每类事件导则推荐为10-7作为筛选概率水平。

5、气象

（1）在核电厂选址中需要考虑气象因素包括哪些？

在核电厂选址中需要考虑气象因素包括：极端气象参数和极端气象现象。 （2）作为设计基准的要求是什么？

作为设计基准的要求：必须调查极端气象现象和气象参数的极值。 （3）为什么在厂址评价阶段要实施现场气象观测计划？

这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析，进而选择那些能够代表厂址条件的气象站，并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。

（4）确定核电厂的设计基准风的步骤是什么？ 1）设计基准风的数据来源与收集。

2）数据组的选择，确定代表性气象站，30年或更长时期的数据组，如果数据组时间较短，在统计分析时应适当考虑不确定性。

3）设计基准风的统计分析，根据风的概率分布，估计出百年一遇的最大风速（3秒瞬时极大风速）。

（5）龙卷风调查的基本要求是什么？

龙卷风调查的区域范围以厂址为中心经度宽为3度、纬度宽为3度所包括的区域； 龙卷风分类的选择，应选择与富士达-皮尔森分类方法相似的分类法； 对龙卷风破坏及其强度描述不清的情况，要相对保守地考虑； 在龙卷风作为设计基准的情况下，要考虑可能产生飞射物的影响（至少能防止以下三种飞射物的破坏：具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物；具有穿透危险的大的坚硬飞射物；尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物）。

6、工程水文 （1）

在核电厂选址中，水文调查所涉及的主要内容包括哪些？ 1） 与设计基准洪水位确定相关的因素。其中对滨海厂址的主要考虑因素包括：基准水位（天文潮、海平面异常等）、极端洪水事件（风暴潮、假潮、海啸等）、波浪影响、以及江河洪水（当存在河流影响时需组合考虑）；对滨河厂址的主要考虑因素为：可能最大降雨引起的洪水、上游溃坝因素引起的洪水等。

2） 防洪措施，包括建造永久性防洪屏障，以及因局地暴雨引起的内涝和相应的排水系统设计、防护措施等。

3） 与最终热阱相关的因素，其中包括安全厂用水的可用流量和最低水位等。 4） 岸滩稳定性影响的分析与评估。 （2）

为什么在确定厂址设计基准洪水时要考虑洪水事件的组合，我国滨海厂址洪水事件组合是怎样考虑的？

厂址的设计基准洪水不一定由某一极端洪水事件引起，而可能由同时发生的若干严重洪水事件组合引起。因此除了极端洪水事件要考虑外，还必须考虑各种严重洪水事件的组合。 我国滨海厂址所选用的洪水组合为：可能最大风暴潮、天文潮（最高天文潮或10%超越概率高潮位）、二十五年一遇的江河洪水（如果存在）和风浪影响。 （3）

何为可能最大风暴潮，确定论法确定可能最大风暴潮影响时的假设条件包括哪些？ 可能最大风暴潮是由可能最大热带气旋、或可能最大温带气旋等引起的假设风暴潮。 用确定论法推求可能最大风暴潮需建立一组极大化的假设风暴，使其移到某位置时正好使厂址产生可能最大风暴潮，然后将这种风暴参数输入适当的风暴潮模型。

（4）

在确定滨河厂址设计基准洪水时，所需考虑的水文因素主要包括哪些？ 在确定滨海厂址设计基准洪水时，所需考虑的水文因素主要包括：可能最大降雨产生的径流洪水、溃坝（水文、地震引起）洪水、潜在自然因素（滑坡、河道变迁等）引发的洪水、以及人类活动对洪水的影响等。

（5）

法规对河流上游溃坝的考虑是怎样规定的？

导则对于因水文和地震引发的溃坝洪水评价提出了以下要求：

对于水文因素引起的溃坝

① 除非工程计算能证明水坝不会溃决，否则必须假设溃坝事件。 ② 对于溃坝可能在厂址引发的洪水，应在下述假设条件下进行评价：

•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于坝的上游流域；

•可能最大降雨的等雨线最不利地集中于厂址上游的整个流域；

在这两种情况下，选定的可能最大降雨的等雨线将产生最大洪水，前者发生在水坝处，后者是在厂址；

③ 溃坝模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。

对于地震引起的溃坝

① 对于任何推荐厂址都必须对位于厂址上游坝因地震而溃决后产生的洪水影响进行评价。如果评价得出不能接受的后果时，必须对溃坝的可能性进行评价；

②

对于每个水坝的地震分析，特别是对坝址处，必须得出适当的SL-2值；

③

因同一次地震事件而导致的多个坝溃决的可能性也必须予以考虑，如果存在这种可能性，要考虑洪峰同时到达厂区，除非能证明洪峰不可能同时到达。 ④

溃坝的模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。

（6）

从核设施防洪角度而言，什么样的厂址属于“干厂址”，在怎样的条件下须考虑采取防洪措施？

将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位之上，其中包括考虑风浪影响。此种情况也称为“干厂址”。 （7）

影响最终热阱可靠性的因素包括哪些？低水位考虑的目的是什么？作为最终热阱，法规规定的最小可接受容量是多少？

影响最终热阱可靠性的水文因素主要包括低水位、最终热阱的可用流量、水温等。

对 低水位考虑的目的是要保证最终热阱在各种不利条件下为电厂正常运行和安全停堆提供冷却水。对于低水位的考虑，应包括分析确定核电厂整个寿期内与安全冷却水 源有关的最低水位和最低水位持续时间，以及挡水构筑物破坏的可能性；应考虑可能对低水位产生影响的各种事件的不利组合，并以此来确定设计基准低水位。 对最终热阱的容量要求是必须有能力按照热负荷排出的速率，在所要求的时期内接纳这些热量。所规定的随时可用的水源最小可接受容量为30天。

7、地震

（1）地震地质调查中，调查区域的尺度大小，以及收集资料类型确定的基本原则是什么？ 1000的图上。2.5万的图上；厂址区范围1平方公里，要求资料反映在比例尺15公里，要求资料反映在比例尺110万的图上；厂址邻区范25公里，要求资料反映在比例尺1100万的图上；近区域范围以厂址为中心半径150公里，要求资料反映在比例尺1地震地质调查中，调查区域分为四种等级：区域范围以厂址为中心半径 这一调查范围划分的目的是使调查、资料及信息的详细程度不断地提高，从而保证核电厂厂址区基础数据资料达到能够充分满足安全要求的详细程度与充分程度。

（2）需要收集的地震资料包括那些，区域地震构造模型的主要内容是什么？

地震资料包括历史地震资料、仪器记录地震资料、以及厂址特定的仪器记录地震数据。 区域地震构造模型的主要内容包括：发震构造及其最大潜在地震，地震构造区以及最大弥散地震两个主要方面。

（3）何为发震构造？鉴别发震构造的因素都包括哪些？

发震构造是指“显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。”结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的经验，发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。 发震构造可通过区域调查中获得的地质构造与构造活动资料、地震活动性资料、以及利用地球物理方法揭示出的深部资料综合加以鉴别。

（4）评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法是什么？

评 价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法包括利用发震构造的尺度、位移方向与位移量、最大的历史地震、古地震资料、地震分布反映出的震源尺度、以及发震构 造的类比等。其中在断层或构造的地震和地质历史信息充分的情况下，可利用经验关系来估计潜在的最大震级；在缺乏适宜的详细资料情况下，发震构造的潜在的最 大震级可根据发震构造的总尺度进行估计。

（5）在地震危险性评价和地表断层运动危险性评价中，所关心的因素分别包括哪些？ 在将发震构造应用于地震危险性评价时，所关心的是那些分布位置和潜在地震强度结合来看，能够对厂址地震动产生影响的发震构造；对于地表断层运动危险性，所关心的则是那些位于厂址附近的能动性断层，这些构造在地表或接近地表具有潜在相对位移的可能性。 （6）对弥散地震活动的评价是怎样进行的，其假设条件都包括哪些？

弥散地震是是指那些“通过利用可使用的资料无法鉴定出确定构造标志的弥散地震活动（通常但又不完全是由中小地震构成）”。在实际应用中，采用地震构造区来评价弥散地震。假设条件是每个地震构造区具有相同的地震潜势。

（7）何为设计基准地震动，设计基准地震动包括哪些要素？ 设计基准地震动是指应用于核电厂抗震设计的重要参数；设计基准地震动要素包括：地震峰值加速度、地震反应谱和加速度时间过程。 （8）核电厂设计基准地震动分哪两个级别，其功能分别是什么？

2或称2。上述两个级别设计地震动的安全功能不同，其中SL1和SL设计基准地震动分为两个级别SL 1或称为OBE为运行基准地震。SSE是指对应极限安全要求的地震动；而SL （9）应用于核电厂抗震设计的地震反应谱包括哪几种，它们是怎样得到的？ 设计地震反应谱，可分为标准反应谱与厂址特定反应谱。 其中标准反应谱包含来自各种基于地震动记录获得的反应谱； 厂址特定反应谱的获得途径包括：厂址所在地区的地震动记录；利用不同地区具有相似地震、地质和岩土特征的同类地震动记录；根据厂址区域特定的地震条件，通过计算分析得出厂址特定反应谱。

（10） 通常有几种方法能够获得设计地震动时程？

直接利用厂址所在地的实际地震加速度时程记录，或类似厂址条件下的记录；另一种方法是采用人工合成地震动时程的方法。

（11）确定设计基准地震动的确定性方法包括哪几个主要的技术环节？ 确定性分析方法的基本分析程序包括以下几个主要的技术环节：

①

将区域地震构造模型分解为与地震构造区相对应的弥散地震活动区和发震构造。 ②

鉴定与每个发震构造和每个地震构造区相关的最大潜在地震。 ③

按照下述方法进行评价：

A、对每一个发震构造，应假定最大潜在地震发生在该构造最接近厂址区的部位。

B、对于地震构造区内的最大弥散地震，要假定其发生在距厂址某一特定距离处，要确保在这一距离内没有发震构造，该距离的确定取决于地震构造区内震源深度的恰当估计。

C、在每一相邻地震构造区内与弥散地震活动相关的最大潜在地震，应假定其发生在该地震构造区边界最接近厂址的部位。

D、使用适当的衰减关系来确定这些地震中能够对厂址产生影响的每个地震的地震动，而且应考虑厂址的局部场地条件。

（12）能动断层是怎样定义的，其判别标准是什么？

能动断层被定义为“在地表或接近地表处有可能引起明显错动的断层”。 能动断层判别标准包括以下三个方面：

（1）调查表明在晚更新世Q3 （约10万年）以来有过运动证据，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够再次发生运动。

（2）已经证明一个断层与另一个已知能动断层有构造联系，以致于另一个能动断层的运动可能引起这一断层在地表或接近地表处能够发生运动。

（3）在某一震源深度条件下，与发震构造有关的最大潜在地震的震级足够大，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够发生运动。

8、岩土工程

（1）核电厂厂址岩土工程勘查的目的及主要内容是什么？ 核电厂厂址岩土工程勘查的目的是：确定可能对核电厂设施安全造成影响的有关地基和基础的稳定性，并为相关的设计提供土工参数，评价可能影响核电厂安全的其他厂址地质和土工因素（边坡、地面塌陷等），进而确定工程厂址的适宜性。

主要内容包括地表地质特征，下伏地层的岩性、结构和构造特征，岩石风化特征，是否存在沉陷、隆起、崩塌、岩溶、液化和断裂等灾害性地质现象，以及边坡问题等。

（2）在核电厂选址岩土勘察程序中包括哪些阶段，各阶段的勘察目的与基本要求是什么？ 在核电厂选址岩土勘察程序中包括：厂址查勘阶段、厂址评价阶段和厂址评定阶段。 厂址查勘阶段，勘察的目的是从土工观点确定厂址的适宜性，并确定侯选厂址。勘查的基本要求包括地质测绘、钻孔调查等； 厂址评价阶段，勘察的目的是得出有关厂址工程地质特性的主要参数，据此资料可确定厂平布置。此阶段的钻孔布置和钻孔深度要求，导则建议根据厂址的几何条件和岩石均匀性条件采用150米的网格。国标“岩土工程勘察规范”规定的勘探线间距为50～100米，点间距为30～50米；勘探孔深度，对于一般性钻孔要求不低于15米，而控制性钻孔不低于30米。对基岩地区厂址，钻孔深度应达到突变点、薄弱带或变化带尚能影响基础稳定性的最大深度处，并至少深入坚硬岩石10米；对于土层或风化严重的基岩厂址，钻孔的最小深度要达到基础底面宽度2～3倍。

厂址评定阶段要根据建/构筑物的最终布置，确定最终的厂址特性和设计参数。对于本阶段要求在每一安全相关构筑物的位置至少有一个钻孔，钻孔深度同评价阶段。 （3）在评价基础稳定性时，静荷载和动荷载考虑的主要因素是什么？

教材中的（表）

（4）在怎样的场地条件下必须考虑地震动的放大效应？

实测剪切波速在1100米/秒以下时，必须考虑土层产生的地震动放大效应。 （5）基土液化是怎样的现象，评价基土液化需要考虑的主要因素包括哪些？

液 化是在地震条件下，饱和的沙土或粉土由于受地震振动影响而突然失去抗剪强度和刚度的现象。估计基土液化所需的参数（导则称之为“设计剖面”）包括：地下水 位、基土的粒径（沙或粉沙）、基土的标贯值、基土的贯入阻力、相对密度、循环剪切强度以及包括持续时间再内的地震动强度。

（6）边坡的类型，以及可能引起边坡失稳的主要因素是什么？ 边坡包括天然边坡和人工边坡。

可能造成边坡失稳的因素包括边坡的基础、岩石或土的特性、节理裂隙的发育情况、地下水位及水渗漏特点等。除了边坡本身的相关特性之外，还要考虑影响边坡稳定性的外部环境因素，如地震、洪水等。

9、人口调查

（1）涉及核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征主要有哪些？ 涉及核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征主要有：厂址周围区域的人口分布、特定厂址条件下的放射性物质传播途径（包括在大气和水体中的弥散）、土地和水的利用、以及放射性本底情况。

（2）在核电厂选址中，对人口因素考虑的基本原则与要求是什么？ 厂址最好选在远离人口中心的低人口密度区，核电厂周围应设置非居住区，非居住区的半径（以反应堆为中心）不得小于0.5 km。核电厂非居住区周围应设置限制发展区，其半径（以反应堆为中心）不得小于5 km。核电厂距10万人口以上的城镇和距100万人口以上大城市的市区发展边界，一般应分别大于10公里和40公里。

（3）需要评价的人口因素包括哪些？所收集的人口资料应按怎样的方式整理？ 所需的人口分布资料包括现有人口和规划人口，现有人口又分为长住人口与暂住人口（外地临时务工人员、旅游者和其他流动性人口）。

对所收集的人口资料应按以厂址为圆心的同心圆环和16个方位射线划分成的扇面来处理，并应统一用表格表示相应范围的人口分布。人口资料之所以用上述方式表示，主要是便于放射性大气弥散评价，便于筛选和评价厂址的优劣。

（4）涉及影响应急计划可行性的厂址主要相关因素包括哪些？ 涉及影响应急计划可行性的厂址主要相关因素包括：厂址区域内人口密度和分布、厂址距人口中心的距离、难以撤离或隐蔽的特殊人群（医院、监狱等）、厂址及附近区域特殊地理条件（地形、河流等）、交通和通讯网络、以及其他工业、农业、生态和环境特征等。 （5）在选址阶段的人口调查中，我国常用的筛选厂址方法是哪几种？如何应用？ 目前在我国应用最多的是固定区域法和人口密度法。

其 中固定区域法适用于人口相对低的地区。该方法的基本假设是电厂被一个固定大小的地带所包围（禁区），该地带内不允许居民居住。在这一地带外围规定另一个低 人口地带，在低人口地带内（限制区），人口和工业的增长在规划上予以限制或明确地控制。不同国家这两个区的半径范围不一致，我国的禁区半径规定不小于500米，限制区半径为5公里。 人口密度法是将推荐厂址周围确定区域内的人口密度与参考人口密度（如省和地区的平均密度）作比较。该方法将厂址周围地带分成同心圆环和扇形区，在考虑厂址周围同心圆环内居民数，和厂址附近应急条件的情况下，进行计算比较来确定厂址的类别。

10、大气与水体弥散

（1）核电厂正常和事故释放的放射性物质进入环境的主要途径包括哪些？

水体（地表水和地下水）和大气。

（2）对放射性物质释放的环境影响评价包括哪几个主要步骤？ 关于放射性释放影响评价，包括以下主要内容和步骤： 首先是确定源项，在选址初期核电机型确定不了的情况下，采取不同类型核电厂可能释放量的包络来近似估算源项值；

对厂址区域作为放射性释放途径的水体和气体特征进行调查，收集建立弥散模型所需的资料；

根据调查资料反映的厂址区域水体和气体特征，选择适当的弥散模型。在确定模型适用性和保守性的基础上，对放射性释放影响后果进行评价，并对厂址的适宜性作出判断。 （3）从放射性物质释放对环境可能产生影响的角度，什么样条件的厂址为优选厂址？

人口密度低，大气和水体扩散条件好，在核电厂正常运行和事故排放条件下影响小的厂址为优选厂址。

（4）为什么要在核电厂投入运行前调查厂址周围环境中的放射性本底情况？ 为了评估核电厂对环境的影响，在核电厂投入运行前，应调查厂址周围环境中的放射性本底情况，所获得的数据将作为未来调查评价的基线，以便能够恰当地评价后期来自核电厂的可能影响。

11、放射性废物地表处置场场址选择的目标是什么？选址过程包括哪几个阶段？不同阶段调查的基本要求是什么？选址准则包括哪些？

（1）放射性废物地表处置场场址选择的目标是什么？ 低、中放废物近地表处置场址选择的目的是选择适合处置废物的场址，使场址与设施的适当设计、废物形态、废物包的类型和数量、其它工程屏障及设施关闭后的控制等，均满足辐射防护的要求，即在放射性核素衰变到安全水平的整个时期内保证放射性废物与生物圈有足够的隔离。

（2）放射性废物地表处置场选址过程包括哪几个阶段？不同阶段调查的基本要求是什么？ 放射性废物近地表处置场的选址阶段分为：规划选址、区域调查、场址特性评价和场址确定阶段。

规划选址阶段，应首先为选址制定总体规划、建立选址原则、确定所需场址特性，为后期调查提供基础； 区域调查阶段的目的是根据所建立的选址准则对场址进行筛选，通过比选筛选出一处或几处侯选场址，以便在下一阶段进行场址特性评价。 场址特性评价阶段要对侯选场址进行调查，通过进行现场调查和实验室研究获得相关的场址数据，包括场址的地质、地球化学、水文地质等方面数据，鉴定侯选场址是否适宜建场。

场址确定阶段是对推荐场址进行更加详细的调查，以确认选定的场址满足所建立的选址准则，并为处置场的详细设计、安全分析和环境影响评价提供全面场址资料和相关设计基准。 （3）放射性废物近地表处置场的选址准则包括哪些？ 与低、中放废物近地表处置场相关的选址准则包括：地质、地球化学、地质构造与地震活动、人为事件、气象条件、废物运输、土地利用、人口分布和环境保护准则。

第11篇：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.

C.

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UO

2、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

（

）160

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.10 mGY

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 37 GB11806《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

44 a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(

)404

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

(

)446

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

（

）470 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—2

39、可将铀—2

35、铀—2

38、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

增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败

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.85kr

B.90Sr

C.133Xe

D.133I

E.14C

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

第12篇：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

注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法

(2004年10月15日国家环境保护总局环发〔2004〕141号)

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登记手续。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手续，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。

第十一条 注册核安全工程师只能在一个单位执业。注册核安全工程师变换工作单位，本人应在变更后30日内向注册办申请办理变更手续，填写\"注册核安全工程师注册变更申请表\"（表3）。

第十二条 注册核安全工程师有下列情况之一者，注销注册：

（一）不具有完全民事行为能力；

（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。

第十三条 注册注销手续由注册核安全工程师所在单位在30个工作日内向注册办提出申请，并填写\"注册核安全工程师注册注销登记表\"(（表4）)。注册办经核实后办理注册注销手续，其《注册证》失效。

第十四条 对未按要求本办法规定提出注册注销申请的单位，注册办应予以督促他们提出。经督促后该单位仍不提出的，注册办可直接办理符合本办法第十二条规定的注册核安全工程师注册注销手续。

对注册核安全工程师注册注销，由注册办批准，国家环境保护总局备案。批准注册注销的，由注册办收回《注册证》，注册注销登记表存入本人专门档案。

第十五条 对不予注册或注册注销持有异议的当事人，可在接到通知后30个工作日内，向国家环境保护总局申请复议。

第十六条 注册办每年将注册和注销情况报国家环境保护总局备案。国家环境保护总局发现有不符合规定条件的，责令注册办复查并予以纠正。

第十七条 注册核安全工程师违反有关核安全管理规定的，除由有关部门依法处罚外，国家环境保护总局可以对其予以警告；情节严重的，暂停或取消执业资格，并予以公告。

第十八条 凡以骗取、转让、借用、伪造《注册核安全工程师执业资格证书》、《注册证》等不正当手段进行注册的人员，一经发现，视情节给予处理。构成犯罪的，依法追究其刑事责任。

第十九条 注册办的工作人员，在注册管理工作中玩忽职守、滥用职权、徇私舞弊，按有关规定给予行政处分；构成犯罪的，依法追究其刑事责任。

第四章 附 则

第二十条 已在关键岗位上工作，但尚未取得《注册核安全工程师执业资格证书》的人员，须在关键岗位名录颁布后3年内取得执业资格，3年内未取得执业资格的，必须调离关键岗位。

核安全关键岗位名录由国家环境保护总局另行颁布。

第二十一条 申请人提供的接受继续教育和参加培训合格的证明应符合《注册核安全工程师继续教育管理暂行规定》中相关规定的要求，《注册核安全工程师继续教育管理暂行规定》由国家环境保护总局另行颁布。

第二十二条 本办法自发布之日起30日后施行。

第13篇：注册核安全工程师考试核安全法律法规部分试题

2014核安全法律法规部分试题——码头回忆版2014.09.07 单选：1分×60

1） 我国核安全法律法规按照法律效力应该分为三个层次，第二层为国务院指定的核安全行政条例。

2） 国家放射性污染防治标准由国务院环境保护行政主管部门根据环境安全要求、国家经济技术条件制定。

3） 放射性污染，是指由于人类活动造成物料、人体、场所、环境介质表面或者内部出现超过国家标准的放射性物质或者射线。

4） 具备下列条件的，方可批准发给《高级操纵员执照》：具有大专以上文化程度或同等学历；

5） 持有核材料数量达到下列限额的单位，必须申请核材料许可证：累计的调入量或生产量大于或等于0.01有效公斤的铀、含铀材料和制品（以铀的有效公斤量计）； 6） 生产放射性同位素、销售和使用Ⅰ类放射源、销售和使用Ⅰ类射线装置的单位的许可证，由国务院环境保护主管部门审批颁发；

7） 国务院核安全监管部门应当自受理申请之日起45个工作日内完成审查；

8） 放射性固体废物贮存单位应当建立放射性固体废物贮存情况记录档案，如实完整地记录贮存的放射性固体废物的来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控、送交处置等与贮存活动有关的事项。

9） 建造放射性固体废物处置设施，应当按照放射性固体废物处置场所选址技术导则和标准的要求，与居住区、水源保护区、交通干道、工厂和企业等场所保持严格的安全防护距离；

10）国家核安全局可根据工作需要，在核设施建造、调试和运行阶段选定控制点和见证试验项目。 11）核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害的事件：控制棒卡住或弹出？其他选项好像差不多，忘记了，这题不确定。

12）营运单位必须在应急状态终止后30天内向国家核安全部门提交最终评价报告。

13）研究堆建造或营运单位申请领取安全许可证，应具备下列条件：有不少于五名核反应堆工程、核物理和辐射防护等相关专业的技术人员，其中具有高级职称的不少于一名； 14）基土液化的评价必须包括采用公认的基土勘察和分析的方法，并留有安全裕度，以补偿在确定基土特性和计算方法上的不确定性。 15）必须评定基土在静态和地震荷载下的稳定性； 16）纵深防御第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。

17）必须收集和保存运行经验的数据，以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价、概率安全评价和定期安全审查的输入数据。

18）必须制定正常运行规程，以保证核动力厂运行在运行限值和条件之内。 19）营运单位应在换料停堆前两个月向国家核安全局提交换料报告。（记不清是不是这道题了，选项有10天、20天、2月、3个月）； 20）研究堆反应堆的设计必须使反应堆能在所有运行状态及事故工况下停堆，并维持在次临界状态；

21）调试试验必须按功能类别和逻辑序列安排。该序列包括：运行前试验，首次临界和低功率试验，以及功率试验。（装料试验不要选）； 22）题干怎么说来的忘了：（三个矿石或初期产品，一类），欢迎大家补充； 23）任何本质上不能通过实施本标准的要求对照射的大小或可能性进行控制的照射情况，如人体内的40K、到达地球表面的宇宙射线所引起的照射，均不适用本标准，即应被排除在本标准的适用范围之外。

24） 一级核材料部位设武装警卫，出入人员使用专门证件，严格控制非本单位工作人员进入，确因工作需要进入者，须经单位主管领导批准，履行登记手续，并由本单位人员陪同；库房实行“双人双锁”制度；

25）申请领取民用核安全设备设计和制造许可证的单位，应当在模拟件制作过程中，完成相应的鉴定试验。

26）监督检查分为综合性检查、专项检查和检查点检查；

27）在进行监督检查时，民用核安全设备监督检查人员不得少于两人；

28）考试用试件的坡口表面和坡口两侧各25mm范围内应当清理干净，去除铁屑、氧化皮、油、锈和污垢等杂物。

29）注册登记确认书有效期限为5年。

30）提高安全意识的责任，主要由各组织的高层管理人员承担。基层等选项不选。

31） 国务院环境保护行政主管部门负责下列建设项目环境保护申报登记和环境影响报告书的审批，负责对该类项目执行环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产使用（以下简称“三同时”制度）的情况进行检查并负责该类项目的竣工验收：

（一）总功率在200千瓦以上的电视发射塔；

32）凡是已通过环境影响报告书（表）审批的电磁辐射设备，不得擅自改变经批准的功率。 33）工频强辐射系统

1.电压在100千伏以上送、变电系统

2.电流在100安培以上的工频设备

3.轻轨和干线电气化铁道

34）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。 35）在干预计划中,应规定最优化的干预水平和行动水平； 36）例外货包外表面任一点的辐射水平不得超过5μSv/h。 37）比吸收率（基本限值和导出限值） 38） 在频率小于100MHz的工业、科学和医学等辐射设备附近，职业工作者可以在小于1.6A/m的磁声下8h连续工作。（有没有这道题不确定了，写上来大家想想） 39）等效辐射功率（equivalent radiation power）：

在1000MHz以下，等效辐射功率等于机器标称功率与对半波天线而言的天线增益的乘积。

在1000MHz以上，等效辐射功率等于机器标称功率与全向天线增益的乘积。

（具体哪个增益记不清了）

多选：2分×40 1） 国家对放射性污染的防治，实行预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针。 2） 核设施营运单位、核技术利用单位、铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用单位，必须采取安全与防护措施，预防发生可能导致放射性污染的各类事故，避免放射性污染危害。 3） 核事故应急状态分为下列四级：应急待命；厂房应急；场区应急；场外应急。

4） 国务院对外贸易主管部门会同国务院环境保护主管部门、海关总署、国务院质量监督检验检疫部门和生产放射性同位素的单位的行业主管部门制定并公布限制进出口放射性同位素目录和禁止进出口放射性同位素目录。 5） 对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。（干扰项有保湿、保温）

6） 申请领取民用核安全设备设计、制造、安装或者无损检验许可证的单位，应当具备下列条件：具有法人资格；有与拟从事活动相关或者相近的工作业绩，并且满5年以上；有与拟从事活动相适应的、经考核合格的专业技术人员，其中从事民用核安全设备焊接和无损检验活动的专业技术人员应当取得相应的资格证书；有与拟从事活动相适应的工作场所、设施和装备；有健全的管理制度和完善的质量保证体系，以及符合核安全监督管理规定的质量保证大纲。

7） 什么单位忘了：不得变更单位名称；不得变更法定代表人；变更种类范围，需要向国务院核安全监管部门申请变更程序，这三个都不对。

8） 从事一类放射性物品运输容器制造活动的单位，应当具备下列条件：

有与所从事的制造活动相适应的专业技术人员；

有与所从事的制造活动相适应的生产条件和检测手段； 有健全的管理制度和完善的质量保证体系。 9） 核安全监督员：

进入核设施建造、制造、运行场所；收集核安全资料；还有一个忘了（对所有部门怎么样；修改程序）不选

10）营运单位必须执行核设施营运单位报告制度。报告制度包括：

定期报告；重要活动通知；建造阶段事件报告；运行阶段事件报告；核事故财务报告。 11）功率曲线的每个拐点（功率转换点）说明；

a.停机或降功率的日期和持续时间； b.停机或降功率类型（计划内或外）；c.停机或降功率原因；d.停机或降功率方法； e.纠正措施； （A项不确定是不是a了）

12）属于外部原因：地震、水泵故障、爆炸；还有什么忘了，这题需要补充，答案不确定，个人选择。

13）以下说法正确的是：

运行状态包括正常运行和异常状态；运行状态包括正常运行和预计运行事件；超设计基准事故即严重事故；严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况；剩下一个忘了；

14）冷却剂丧失：主冷却剂边界破裂；水池破损； 水池吸空；射线束管及其它贯穿件破损。（不选主泵故障，记不清题干了，凭第一印象选的）； 15）必须建立一套对反应堆安全重要的可被国家核安全部门接受的运行限值和条件，包括安全限值、安全系统整定值、安全运行的限制条件和监督要求。 16）核材料运输押运人员职责：

起运前认真核对产品件数、编号、封记，检查装载是否符合安全保卫要求，办理交接手续；

途中检查产品包装和加固等安全状况； 停车、中转、交接时组织警卫守护；

途中发生破坏、偷盗、抢劫核材料的事故或案件，要妥善保护现场，并迅速向当地公安机关及上级领导部门报告，协助有关部门追查处理。（其他选项忘了） 17）无损检验方法包括射线检验（RT）、超声检验（UT）、磁粉检验（MT）、涡流检验（ET）、渗透检验（PT）、泄漏检验（LT）、目视检验（VT）等。（QT质量检验不选，其余都选） 18）Ⅱ级无损检验人员可以承担下列工作：

根据确定的工艺，编制技术操作规程；

安装和校准仪器设备，具体实施无损检验活动；（评价的不选） 依据法规、标准和规范评价检验结果； 编写和签署无损检验结果报告；

培训和指导相应无损检验方法的Ⅰ级无损检验人员。

19）民用核安全设备无损检验人员资格证书包括下列主要内容：

人员姓名及聘用单位； 考试合格项目及资格等级； 有效期限；证书编号。 视力证明（不选）； 还有个选项忘了（不选）； 20）进口民用核安全设备到达口岸前，民用核设施营运单位应当向国务院核安全监管部门及其所属的检验机构报检，并提供下列材料： 进口民用核安全设备报检申请表； 注册登记确认书复印件； 装箱清单；

产品质量合格证书。

对外贸易合同（不选）（是不是此题记不清楚了）

21）一类放射性物品启运前，托运人应当将下列材料报启运地的省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门备案：

一类放射性物品运输辐射监测备案表；

一类放射性物品运输的核与辐射安全分析报告批准书复印件；

辐射监测报告。

（正当性分析不选，还有选项忘了，也不选）

22）请领取许可证的辐射工作单位从事下列活动的，应当组织编制环境影响报告表：

（一）制备PET用放射性药物的；

（二）销售Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源的；

（三）医疗使用Ⅰ类放射源的；

（四）使用Ⅱ类、Ⅲ类放射源的；

（五）生产、销售、使用Ⅱ类射线装置的；使用Ⅴ类放射源的不选。

23）为了达到上述目标，放射性废物管理应遵守下述原则：

超越国界的保护；保护后代；清洁解控不选，其他选项记不清了

24） 国务院环境保护行政主管部门负责下列建设项目环境保护申报登记和环境影响报告书的审批，负责对该类项目执行环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产使用（以下简称“三同时”制度）的情况进行检查并负责该类项目的竣工验收：

（一）总功率在200千瓦以上的电视发射塔；（单选考的）

（二）总功率在1000千瓦以上的广播台、站；

（三）跨省级行政区电磁辐射建设项目；

（四）国家规定的限额以上电磁辐射建设项目。机载系统、舰载系统不选。

25）工业、科学、医疗设备的电磁能应用

1.介质加热设备

2.感应加热设备

3.豁免水平以上的电疗设备

4.工业微波加热设备

5.射频溅射设备

另外一个选项忘了，不选。

26）发生违反本标准有关要求的情况时,主要责任方应：

a）调查此违反行为及其原因与后果；

b）采取相应的行动加以纠正并防止类似的违反事件再次发生；

c）向审管部门报告违反标准的原因和已经采取或准备采取的纠正行动或防护行动； d）按照本标准的要求采取其他必要的行动。 27）对于任何在控制区工作的工作人员，或有时进入控制区工作并可能受到显著职业照射的工作人员，或其职业照射剂量可能大于5mSv/a的工作人员，均应进行个人监测。 28）注册者和许可证持有者应保证，由其获准的实践和源向环境排放放射性物质时符合下列所有条件，并已获得审管部门的批准：

a）排放不超过审管部门认可的排放限值,包括排放总量限值和浓度限值； b）有适当的流量和浓度监控设备，排放是受控的； c）含放射性物质的废液是采用槽式排放的；

d）排放所致的公众照射符合本标准附录B（标准的附录）所规定的剂量限制要求； e）已按本标准的有关要求使排放的控制最优化。

这道是全选。

29）放射性流出物 radioactive effluents 通常情况下，核动力厂以气体、气溶胶、粉尘和液体等形态排入环境并在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。

30）易裂变材料 fiile material

铀-2

33、铀-2

35、钚-2

39、钚-241或这些放射性核素的任何组合。31）货包种类：例外、A、B还是C来的，D、E 32）第五部分乏燃料还有个多选，抠字眼的，记不清了。

想起来的就这么多了，大家有想起来的再补充，总体感觉今年法律考边边角角的地方太多，防不胜防啊。

第14篇：注册核安全工程师专业实务真题

2010 核安全工程师专业实务试题（部分）

一、单选题（共60道题，每题1分）

1.一个铀-235核裂变可释放的能量为（200 ）MeV

p8 2.压水堆燃料芯块的富集度为（

3% ）

p15 3.一回路辅助系统包括（化学和容积控制系统，主循环泵轴密封水系统，硼回收系统，补给水系统，取样系统及分析室，设备冷却系统，停堆冷却系统，安全注射系统，安全壳喷淋系统，去污清洗系统）

p38 4.控制棒弹出可引起（控制反应性）

p43 5.控制元件的反应性应当等于（

剩余反应与停堆反应）之和

p44 6.发电机提升功率可造（一回路平均温度上升0.22，蒸汽温度下降0.1-0.15）

p58 7.典型的功率调节系统要求在（15-100%） 的范围内稳定工作

p60 8.当出现小于每分钟（＜5%）的线性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。P60 9.核电厂极限事故的发生概率（-6—-4）

p75 10.机械部件的使用限值分为（4）级

p98 11.反应堆冷却剂部件要在（125）%的设计压力下进行水压试验

p129 12.专项安全监督任务由国家核安全局组织安全检查组、核安全监督员和受委托的专家，在（）的范围内进行工作。p133 13.核一级容器在设计时，所用材料的许用应力强度只保守的取到（材料抗拉强度的1/3.或屈服强度的2/3）

p143 14.不平衡差在法规限定的标准误差的(2)倍之内

p157 15.铀矿的总风量约比有色和冶金系统矿山高（）倍。

p189 16.未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高（）

p197 17.防氡保护层，较好的经济和施工便利的首选是（）

p218 18.铀矿冶工作人员有效剂量约束值连续5年的平均有效剂量为（）mSv/a

p222 19.铀废矿和尾矿虽然（） 含放射性核素种类多，毒性大。

P226 20.在进一步的煅烧、冷却、产品包装岗位，防止（）

p234 21.地浸矿山环境保护和治理的核心是（）

p243 22.干法是在高温下用气态无水（）与二氧化铀发生气-固反应制得四氟化铀p261 23.将水蒸气加入ADU回转炉的目的是（）

p278 24.元素或离子被萃取能力以及分配比（）

p288 25.在燃料剪切阶段通过（）防止临界

p297 26.（）货包属于放射性货包

p310 27.工业用量最大的是（）α源

p322 28.放射性废物管理必须确保不给后代造成(不适当)的负担。

p381 29.放射性废物的最小化是放射性废物的（）尽可能的减少

p381 30.黄相中含有较多易溶Sr-90和Cs-137，可能影响（）

p401 31.源项调查是（） 独特工作内容

p411 32.核电厂区域地震调查范围（）km

p442 33.核电厂质量保证安全规定共包括（）个导则

p484 34.质量保证导则是编制质量保证大纲和质量保证大纲程序的（）文件

p484 35.质量保证安全规适用于（）和（）厂址

p469

二、多选题（共40道题，每题2分，有两个或两个以上正确选项）

1.核反应堆由（堆芯，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 ）构成

p2 2.无法用天然铀作燃料的反应堆 （高温气冷堆和重水堆可用）

p15 3.重水堆与压水堆相比的优点

p24 4.压水堆二回路系统主要包括 （饱和蒸汽汽轮机，发电机，冷凝器，---）

p37 5.火灾的三个层次

p85 6.核材料管制的目的

:确保和材料的安全和合法使用，防止被盗和等非法使用，保护国家和人民群众的安全，促进核能事业的发

p155 7.应急状态( ) ( ) ( )( )

p168 8.应急控制中心和技术中心应能向（）（）（）的能力

p170 9.氡累积测量的方法

p206 10.地浸工艺过程对地下水的复原技术措施

p246 11.尾矿实施稳定化方法

p248 12.铀矿山的放射性职业病

p254 13.运行限值和条件可分为安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件，监督要求

类

p116 14.系统安全分级和部件安全分级的关系是：安全级别相一致，接口部件按较高级别确定，配套的电器设备和控制设备未IE级

p94 15.应急工作的方针

p166 16.放射性工作场所分区

17.为增加乏燃料贮存水池贮存的容量 ，采取的密化措施有

p295 18.发现放射源丢失、被盗应立即向（）（）（）报告

p361 19.放射性废物库的厂址特点

p376 20.极毒性放射性废物

p383 21.覆盖层是重要的保护和屏蔽措施 ，主要功能

p399 22.应用核反应堆和加速器生产的放射性同位素已达1000多种，常见的人工放射性核素有（）（）（）（）

p321 23.感生放射性主要产生在（）（）（）（）

p334 24.核电厂选址的必须的基本因素

p421 25.核级产品与常规产品的差别

p91 26.放射性废物通过水体弥散的评价内容

p455 27.中、低放射性废物处置场应遵循的水文地质准则

p460 28.高放射性废物处置场应遵循的水文地质准则

p462 29.在进行设计过程中，要依据（）（）（）（）以保证所确定的有关设计输入，都正确体现在技术条件、图纸、程序、指令或说明书中。p504 30.为使质保活动有效实施，监查人员要有足够的权力和组织独立性，对人员的具体要求是（） p498 31.放射性废物以各种各样的形式存在，其（）（）（）（）可能差别很大 p380 32.发送放射性废物必须提前递交废物处置申请单，其内容包括：

p398 33.典型的严重事故预防和缓解措施

p83 34.执行保持反应堆冷凝剂压力边界的完整性的有（）（）

p93 35.由于建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷，以及设备材料中难于

检查出的缺陷，在运行阶段，一定的条件下有可能进一步扩展，导致设备的失效，这样的条件至少包括（运行水质不合格）（运行状态不稳定）（违反运行规程）

p143 36.常规铀矿井除氡的方法（）（）（）（）

p215

第15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。

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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。

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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。

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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年度内通过应试科目；免试部分科目的人员必须在一个考试年度内通过应试科目。 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

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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；

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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》

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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。

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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》

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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；

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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。

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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。

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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

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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。

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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。

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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。

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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

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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。

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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；

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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：

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（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。

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第16篇：注册核安全工程师专业实务试题1000

1.目前我国民用核能与核技术利用的行为主体是（ ）。 A:国家政府B:地方政府C:核安全监管部门D:企事业单位 正确答案： D

2.核能与核技术的利用已经在（ ）领域得到广泛的应用。 A:能源B:医疗C:工业、农业D:地质调查E:科学研究和教学 正确答案： A B C D E

3.下列属于核能与核技术利用的例子的是（ ）。 A:核弹B:贫铀弹C:宇宙射线D:无损探伤E:宝石改色 正确答案： A B C D E

4.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定：民用核设施的（ ）必须贯彻安全第一的方针。

A:选址B:设计C:建造D:运行E:退役 正确答案： A B C D E

5.我国国家核安全局成立于（ ）年。

A:1984 B:1986 C:1988 D:1990 正确答案： A

6.核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施统一监督，成立机构（ ）行使核安全监督管理。 A:独立B:统一C:组织D:负责 正确答案： A

7.核事故发生后的全局性影响使得代表公众利益的国家必须负责对核设施安全实施（ ）。 A:安全监管B:监督管理C:统一监督D:统一管理 正确答案： C

8.核安全监管问题中最重要和最典型的问题是（ ）。 A:放射性污染B:核设施安全C:核电厂安全D:核材料管制 正确答案： C

9.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，（ ）不属于国务院核安全监管部门主要承担的职责和部分职能。

A:核电发展计划管理B:核电自主化和国产化管理C:核设施安全管理 D:人才教育和相关科研管理E:放射性污染防治管理 正确答案： A B D

10.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，国务院核安全监管部门承担主要职责和部分职能的范围包括（ ）。 A:核安全监管B:核设施安全管理C:核事故应急与反恐准备 D:核材料管制E:放射性污染防治管理 正确答案： A B C D E

11.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，国务院核安全监管部门除了承担其主要职责外，还根据职能分工，承担着（ ）部分职能。

A:核设施安全管理B:核事故应急与反恐准备C:核材料管制 D:核电发展计划管理E:核电自主化和国产化管理 正确答案： A B C

12.在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，国务院核安全监管部门主要承担着（ ）职责。

A:核安全监管B:核设施安全管理C:核事故应急与反恐准备 D:核材料管制E:放射性污染防治管理 正确答案： A E 本题讲解：注意区分：主要职责、部分职能。

13.在核能与核技术利用领域的（ ）属于国家行政管理范围。

A:核电发展计划管理B:核电自主化和国产化管理C:核设施安全管理 D:核事故应急与反恐准备E:核材料管制F:人才教育和相关科研管理 G:放射性污染防治管理H:核安全监管 正确答案： A B C D E F G H

14.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对（ ）的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 A:受控核裂变B:核承压边界C:放射性危害D:放射性后果 正确答案： C

15.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，核动力厂核安全总目标是在核动力厂中（ ）对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 A:设计并建立B:建立并保持C:保持并维护D:维护并确保 正确答案： B

16.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，核动力厂核安全总目标是（ ）。 A:采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故B:保证减轻任何事故的放射性后果

C:在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御D:保护人员、社会和环境免受危害E:保证严重放射性后果的事故发生的概率极低 正确答案： C D

17.1992-1993年，国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部，联合颁发了国务院部门规章《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601／01)，我国将核承压设备的（ ）监管正式纳入了核安全监管的范围。 A:设计B:制造C:质量D:A和B 正确答案： C

18.1992-1993年，国家核安全局会同当时的机械电子工业部和能源部，联合颁发了国务院部门规章（ ），将我国将核承压设备的质量监管正式纳入了核安全监管的范围。 A:《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601) B:《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》(HAF601／01) C:《民用核安全设备监督管理条例》 D:A和B 正确答案： D

19.我国将核承压设备的质量监管正式纳入核安全监管的范围是在（ ）年。 A:1984-1985 B:1986-1987 C:1990-1991 D:1992-1993 正确答案： D

20.（ ）的颁布使民用核设施的核安全监管走上了法制化管理的道路。

A:《民用核设施安全监督管理条例》B:《民用核承压设备安全监督管理规定》 C:《中华人民共和国放射性污染防治法》D:《民用核安全设备监督管理条例》 正确答案： A

21.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定：“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，（ ）核事故，（ ）可能产生的有害影响。” A:预防 减少B:预防 限制C:减少 预防D:限制 预防 正确答案： B 本题讲解：核事故要“预防”，后面的题类同。

22.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定：“民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施（ ）。” A:保证质量B:保证安全运行C:保护工作人员、公众和环境 D:预防核事故E:限制可能产生的有害影响 正确答案： A B D E 本题讲解：这句话节取自《民用核设施安全监督管理条例》第三条，C项不在“措施”的范围内。

23.1986年国务院发布的《民用核设施安全监督管理条例》中规定：民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻（ ）的方针。 A:安全第一B:质量第一C:纵深防御D:A和B 正确答案： A

24.核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证（ ）任何事故的放射性后果。 A:减轻B:缓解C:保护D:包容 正确答案： A

25.核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下（ ）的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

A:核岛B:反应堆厂房C:核动力厂内D:核动力厂内和厂外 正确答案： C

26.核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在（ ）状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

A:正常运行B:稀有事故C:严重事故D:所有状态 正确答案： D

27.在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害是核动力厂核安全的（ ）。

A:总目标B:技术安全目标C:辐射防护目标D:纵深防御要求 正确答案： A

28.核动力厂核安全的辐射防护目标是（ ）。

A:保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低 B:保证由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低

C:保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低

D:要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值 E:保证减轻任何事故的放射性后果 正确答案： A B E

29.核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标，这两个目标互相补充、相辅相成，（ ）措施一起保证对电离辐射危害的防御。 A:安全B:技术C:管理性D:程序性E:辐射防护 正确答案： B C D

30.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，核动力厂核安全总目标可以分解为（ ）目标。

A:技术安全B:设计安全C:管理安全D:辐射防护E:安全监管 正确答案： A D

31.根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的（ ），以保护人员、社会和环境免受危害。 A:有效防御B:纵深防御C:防护最优化D:保护包容 正确答案： A

32.核安全监管的对象是（ ）。 A:核能与核技术利用单位B:核安全许可申请单位 C:核安全持证单位D:核安全许可单位 正确答案： A

33.为实现核动力厂的核安全目标，使用的主要手段是（ ）。 A:技术、管理、程序措施B:技术、管理、程序要求 C:纵深防御要求D:纵深防御原则 正确答案： D

34.核动力厂核安全的技术安全目标是保证（ ）的事故发生的概率极低。 A:所有B:概率很低C:堆芯熔化D:严重放射性后果 正确答案： D

35.核动力厂核安全的技术安全目标是对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故要以（ ）保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。 A:技术措施B:管理性措施C:程序性措施D:高可信度 正确答案： D

36.核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时（ ）其后果。 A:控制B:排除C:减轻D:缓解 正确答案： C

37.核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施（ ）核动力厂事故。 A:预防B:缓解C:防止D:减轻 正确答案： C

38.核动力厂核安全的技术安全目标是（ ）。 A:采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故 B:在一旦发生事故时减轻其后果

C:对于在设计该核动力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且低于规定限值

D:对于在运行该核动力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且低于规定限值 E:保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低 正确答案： A B C E

39.核安全问题最典型的代表是（ ）的安全。 A:核设施B:核动力厂C:核材料D:核与辐射 正确答案： B

40.实现核动力厂核安全的辐射防护目标的手段是在保证减轻事故的放射性后果的基础上，实现（ ）。

A:设施和活动的正当性B:辐射防护最优化 C:限制对人员、社会和环境造成的危害D:纵深防御 正确答案： B

41.保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果是核动力厂核安全的（ ）。

A:总目标B:辐射防护目标C:技术安全目标D:纵深防御要求 正确答案： B

42.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，国务院核安全监管部门通过核安全（ ）制度对核电厂、研究性核反应堆、核燃料元件制造厂、乏燃料后处理厂等的设计、建造、调试及运行实施严格的核安全监督管理。 A:审查B:监督C:监管D:许可证

正确答案： D 本题讲解：管理对象及对象活动范围参考《法律法规》。

43.在核安全许可单位中，除核安全责任单位，其他核安全许可单位往往是以核安全责任单位的（ ）单位的形式出现的，并承担相应经济或法律责任。 A:合作B:下属C:供方D:承包 正确答案： C

44.在核安全许可单位中，真正承担核安全责任的是（ ），我们称其为核安全责任单位。 A:核安全活动许可的持有单位B:核安全活动许可的申请或持有单位 C:核安全资格许可的持有单位D:核安全资格许可的申请或持有单位 正确答案： B

45.下列属于核安全许可中的人员资格许可的是（ ）。 A:核动力厂建造许可B:核安全设备活动资格许可 C:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可 D:核动力厂反应堆操纵人员执照

E:核安全设备无损检验单位中，民用核安全设备无损检验人员资格许可 正确答案： C D E

46.下列属于核安全许可中的单位资格许可的是（ ）。

A:核安全设备活动资格许可B:核动力厂建造许可C:核动力厂运行许可 D:核动力厂反应堆操纵人员执照

E:核动力厂的在役检查中，执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格许可 正确答案： A E

47.下列属于核安全许可中的资格许可的是（ ）。

A:核安全设备活动资格许可B:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可 C:核动力厂反应堆操纵人员执照

D:核动力厂的在役检查中，执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格许可 E:核安全设备无损检验单位中，民用核安全设备无损检验人员资格许可 正确答案： A B C D E

48.下列属于核安全许可中的活动许可的是（ ）。

A:核动力厂建造许可B:核动力厂运行许可C:核安全设备活动资格许可 D:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许E:核动力厂反应堆操纵人员执照 正确答案： A B

49.下列关于核安全许可说法正确的有（ ）。

A:从核安全许可的性质分，核安全许可分为活动许可和资格许 B:资格许可还可进一步分为单位资格许可和人员资格许可 C:对于核动力厂的核安全设备活动来讲，核动力厂建造许可是一种活动许可；核安全设备活动资格许可是一种单位资格许可；民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可是一种人员资格许可

D:对于核动力厂的运行来讲，核动力厂运行许可是一种活动许可；核动力厂反应堆操纵人员执照是一种人员资格许可 E:核动力厂的在役检查中，执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格要求的，是一种单位资格许可；核安全设备无损检验单位中，民用核安全设备无损检验人员资格要求的，是一种人员的资格许可 正确答案： A B C D E

50.核安全管理的核心是核安全许可管理，核安全许可单位是指（ ）。 A:许可申请单位B:持证单位

C:许可申请单位和持证单位的总称D:核能与核技术利用单位 正确答案： C

51.核安全管理的核心是核安全（ ）管理。 A:许可B:资格C:活动D:监督 正确答案： A

52.核电的发展带动了整个核燃料循环链的发展，这些核设施包括（ ）的运行，已经导致放射性物质向环境释放并使人们受到辐射照射。 A:铀矿开采和选冶B:铀转化、铀浓缩C:元件制造 D:核反应堆E:后处理以及放射性废物的处理和处置 正确答案： A B C D E

53.营运单位在核设施初步设计结束之后，向国务院核安全监管部门提交（ ）等文件，国务院核安全监管部门经审评后，向营运单位颁发“核设施建造许可证”。 A:《核设施厂址选择报告》B:《初步安全分析报告》C:《安全分析报告》 D:《质量保证大纲》(设计阶段) E:《质量保证大纲》(建造阶段) 正确答案： B D E

54.营运单位在核设施（ ），向国务院核安全监管部门提交《初步安全分析报告》和《质量保证大纲》(设计和建造阶段)等文件，国务院核安全监管部门经审评后，向营运单位颁发“核设施建造许可证”。 A:初步设计开始之前B:初步设计结束之后 C:最终设计结束之前D:最终设计结束之后 正确答案： B

55.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，取得（ ）后，核设施营运单位可进行核设施场地准备等相关活动。

A:核设施厂址选择报告B:核设施厂址选择审查意见书 C:核设施设计许可证D:核设施建造许可证 正确答案： B

56.核设施营运单位经过厂址选择研究后，向国务院核安全监管部门提交《核设施厂址选择报告》。国务院核安全监管部门经（ ）后，向营运单位颁发（ ）。 A:审评 核设施厂址选择审查意见书 B:审评 核设施厂址选择许可证 C:审核 核设施厂址选择审查意见书 D:审核 核设施厂址选择许可证 正确答案： A

57.核设施营运单位经过厂址选择研究后，向国务院核安全监管部门提交（ ），国务院核安全监管部门经审评后，向营运单位颁发“核设施厂址选择审查意见书”。 A:《核设施厂址选择报告》B:《核设施厂址选择申请》 C:《核设施厂址选择分析》D:《核设施厂址选择计划》 正确答案： A

58.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，下列属于核设施核安全人员资格许可的是（ ）。

A:民用核安全设备焊工焊接操作工资格许可B:民用核安全设备无损检验人员资格许可 C:核设施操纵员执照和高级操纵员执照D:以上三者都是 正确答案： C

59.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，下列属于核设施核安全活动许可的是（ ）。

A:核设施厂址选择审查意见书B:核设施建造许可证C:核设施首次装料批准书 D:核设施运行许可证E:核设施退役批准书 正确答案： A B C D E

60.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，核设施核安全许可分为（ ）种人员资格许可。

A:1 B:2 C:3 D:4 正确答案： A

61.根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》(HAF001)，核设施核安全许可分为（ ）种核安全活动许可。 A:1 B:3 C:5 D:7 正确答案： C

62.我国在1979年全国人民代表大会通过的《中华人民共和国环境保护法(试行)》第6条明确规定“在进行（ ）工程时，必须提出对环境影响的报告书，经环境保护部门和其他部门审查批准后才能进行设计”。 A:新建B:改建C:扩建D:规划E:建设 正确答案： A B C

63.随着环境保护理念的发展，国际辐射防护界对电离辐射环境保护已经形成了一致的意见，放射防护的目的是要保护（ ）。 A:公众B:环境C:非人类物种D:A和C 正确答案： D

64.现行环境辐射影响评价的要求是基于“为了保护人到现在所要求的（ ）将确保其他物种不会受到危害”的理念。

A:环境影响监管B:环境影响评价C:环境控制标准D:环境控制目标 正确答案： C

65.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究，旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响，提出预防或减轻不良环境影响的对策和措施，以有效（ ）可能产生的放射性污染问题。 A:避免B:防止C:减轻D:预防 正确答案： B

66.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究，旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响，提出（ ）不良环境影响的对策和措施。

A:避免和防止B:避免或防止C:预防和减轻D:预防或减轻 正确答案： D

67.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究，旨在定量分析、预测和估算放射性核素向环境释放对（ ）的影响。 A:公众B:环境C:非人类物种D:A和C 正确答案： D

68.环境辐射影响评价主要围绕“源项-途径-剂量-效应”开展研究，旨在定量（ ）放射性核素向环境释放对公众与非人类物种的影响。 A:分析B:预测C:估算D:评估E:监测 正确答案： A B C

69.环境辐射影响评价主要围绕（ ）开展研究。 A:源项B:途径C:剂量D:保护E:效应 正确答案：ABCE

70.（ ）推动了环境影响评价学科的发展。

A:社会对环境质量的普遍关注B:“源项-途径-剂量-效应”的研究 C:对可能具有环境影响的所有人类活动的认识D:环境控制标准的发展 E:环境影响的分析、预测和评估 正确答案： A C

71.2003年6月，我国颁布了（ ），确立了核没施实行环境影响评价制度的法律地位。 A:《中华人民共和国环境保护法(试行)》B:《中华人民共和国环境保护法》 C:《中华人民共和国环境影响评价法》D:《中华人民共和国放射性污染防治法》 正确答案： D

72.（ ）我国颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》。 A:1986年12月B:1998年9月C:2002年10月D:2003年6月 正确答案： D

73.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估，提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施，进行（ ）的方法和制度。

A:影响评价B:后果评估C:跟踪监测D:监督监管 正确答案： C

74.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估，提出（ ）不良环境影响的对策和措施，进行跟踪监测的方法和制度。

A:避免和防止B:避免或防止C:预防和减轻D:预防或减轻 正确答案： D

75.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对规划和建设项目实施后可能造成的环境影响进行（ ），提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施，进行跟踪监测的方法和制度。

A：分析B:预测C:估算D:评估E:监测 正确答案： A B D

76.《中华人民共和国环境影响评价法》将环境影响评价定义为对（ ）项目实施后可能造成的环境影响进行分析、预测和评估，提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施，进行跟踪监测的方法和制度。

A:新建B:改建C:扩建D:规划E:建设 正确答案： D E

77.（ ）我国颁布了《中华人民共和国环境影响评价法》。 A:2003年6月B:2002年10月C:2001年9月D:2000年8月 正确答案： B 78.l998年（ ）颁布了《建设项目环境保护管理条例》，第一次通过行政法规明确规定“国家实行建设项目环境影响评价制度”。 A:全国人民代表大会B:国务院

C:环境保护总局D:国务院环境保护委员会、国家计委、国家经委联合 正确答案： B

79.l998年国务院颁布了（ ），第一次通过行政法规明确规定“国家实行建设项目环境影响评价制度”。

A:《中华人民共和国环境影响评价法》B:《建设项目环境保护管理条例》

C:《建设项目环境保护管理办法》D:《建设项目竣工环境保护验收管理办法》 正确答案： C

80.我国在1979年全国人民代表大会通过的（ ）在我国通过立法确立了环境影响评价制度。 A:《中华人民共和国环境保护法(试行)》B:《中华人民共和国环境保护法》 C:《中华人民共和国环境影响评价法》D:《中华人民共和国放射性污染防治法》 正确答案： A

81.质量控制是为控制和测量（ ）提供手段的所有质量保证活动。 A:某一物项 B:工艺 C:装置 D:性能 E:服务

正确答案： A B C D

82.质量控制是按规定要求为（ ）某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动。

A:控制B:保证C:检查D:测量E:验证 正确答案： A D

83.按规定要求为控制和测量某一物项、工艺、装置和性能提供手段的所有质量保证活动称为（ ）。

A:质量保证B:质量控制C:质量检验D:质量监查 正确答案： B

84.质量保证简称“质保”，或（ ）。 A:QA B:QC C:QE D:QP 正确答案： A

85.为使物项或服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统的活动称为（ ）。

A:质量保证B:质量控制C:质量验证D:质量监查 正确答案： A 86.每一物项和服务的质量是由（ ）的特性决定的。 A:客户期望B:客户要求C:可鉴别D:可测量E:可定性 正确答案： C D

87.质量是是一组（ ）满足要求的程度。

A:标准化要求B:固有特性C:可靠性数据D:准确度、精确度 正确答案： B

88.服务是由供方进行的或由营运单位完成的工作，其中由营运单位完成的工作有（ ）。 A:检查B:无损检验C:运行D:维护和修理E:修理或安装 正确答案： C D

89.服务是由供方进行的或由营运单位完成的工作，其中由供方进行的工作有（ ）。 A:设计B:制造C:检查D:无损检验E:修理或安装 正确答案： A B C D E

90.物项是（ ）的通称。

A:材料B:零件C:系统D:构筑物E:计算机软件 正确答案： A B C D E

91.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释，质量改进是质量管理的一部分，指致力于增强满足质量要求的（ ）。 A:控制B:目标C:活动D:能力 正确答案： D

92.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释，质量（ ）是质量管理的一部分，指致力于提供质量要求得到满足的信任。 A:方针B:目标C:保证D:控制 正确答案： C

93.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释，质量保证是质量管理的一部分，指致力于提供质量要求得到满足的（ ）。 A:方针B:目标C:信任D:能力 正确答案： C

94.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释，质量（ ）是质量管理的一部分，指致力于满足质量要求的活动。

A:改进B:保证C:方针D:控制 正确答案： D

95.按质量管理体系标准IS0 9001的术语解释，质量控制是质量管理的一部分，指致力于满足质量要求的（ ）。

A:活动B:信任C:能力D:指挥 正确答案： A

96.质量管理在质量方面指挥和控制活动，通常包括（ ）。

A:制定质量方针、目标B:质量策划C:质量控制D:质量保证E:质量改进 正确答案： A B C D E

97.质量管理是在质量方面指挥和控制组织（如公司、集团、企事业单位、研究机构等）的（ ）的活动。

A:质量B:管理C:策划D:协调 正确答案： D

98.在质量方面指挥和控制组织（如公司、集团、企事业单位、研究机构等）的协调的活动被称为（ ）。

A:质量保证B:质量控制C:质量管理D:质量检查 正确答案： C

99.下列关于“质保”和“质控”关系说法正确的是（ ）。 A:QA是QC的一部分，QA部门一定隶属QC部门 B:QA是QC的一部分，QA部门不一定隶属QC部门 C:QC是QA的一部分，QC部门一定隶属QA部门 D:QC是QA的一部分，QC部门不一定隶属QA部门 正确答案： D

100.质量控制简称“质控”，或（ ）。 A:QA B:QC C:QE D:QP 正确答案： B

101.国际原子能机构(IAEA)在（ ）基础上，并结合其他成员国的质量保证活动的经验，颁布了《核电厂安全的质量保证》（50-C-QA）。

A:美国联邦法规《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》 B:美国国家标准协会《核电厂质量保证大纲要求》 C:美国军方标准《质量大纲要求》 D:以上三者均包含 正确答案： B

102.（ ）年，国际标准化组织发布了IS0 9000质量管理和质量保证系列标准，使真正意义上的质量保证更加完善、系统、规范．一致、适用和可行。 A:1968 B:1971 C:1987 D:1994 正确答案： C

103.1959年，（ ）颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。 A:美国国家标准协会B:美国军方C:国际标准化组织D:国际原子能机构 正确答案： B 104.（ ）年，美国军方颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》(MIL-Q-9858A)。 A:1949 B:1959 C:1969 D:1979 正确答案： B

105.质量管理作为一门管理科学，（ ）的费根堡姆和朱兰首先提出了全面质量管理的思想概念。

A:美国B:德国C:英国D:法国 正确答案： A

106.质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了不同的阶段：质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段，全面履量管理阶段产生于（ ）。 A:20世纪20年代B:20世纪50年代C:20世纪80年代D:21世纪初 正确答案： B

107.质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了不同的阶段：质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段，统计质量控制阶段的特点是（ ）。 A:“科学管理”B:预防作用薄弱C:以预防为主，预防与把关相结合 D:产品的质量依靠对各种影响质量的因素的控制来实现 正确答案： C

108.质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了不同的阶段：质量检验阶段、统计质量控制阶段、全面履量管理阶段，下列关于质量检验阶段说法正确的是（ ）。

A:可分为“操作者的质量管理”“检验员的质量管理”阶段 B:主要依靠“事后检验”C:产生了“科学管理”理论 D:有很大的局限性E:预防作用薄弱、适宜性差 正确答案： A B C D E

109.质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了（ ）阶段，逐步发展成为一门独立学科。

A:质量检验B:质量验证C:质量控制D:统计质量控制E:全面履量管理 正确答案： A D E

110.质量管理作为一门管理科学，伴随着现代管理科学的理论和实践，经历了（ ）个阶段，逐步发展成为一门独立学科。 A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案： A

111.《核电厂质量保证安全规定》是（ ）授权国家核安全局发布的要强制性执行的法规，所以，核设施营运单位（包括监理单位）和各承（分）包单位都必须遵照执行。 A:国务院B:中央人民政府C:环境保护部D:国家主席令 正确答案： A

112.《核电厂质量保证安全规定》是《民用核设施安全监督管理条例》下包含（ ）这四个规定之一。 A:选址、设计、建造、质量保证B:选址、设计、调试、质量保证 C:选址、设计、运行、质量保证D:建造、设计、运行、质量保证 正确答案： C

113.我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》，可简称为“质保规定”，此法规是国家核安全局根据国际原子能机构制订的IAEA（ ）翻译并稍加修改而成的。 A:50-C-QA B:50-C-QC C:50-A-QA D:50-A-QC 正确答案： A

114.我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》，可简称为“质保规定”，编号为（ ）。

A:HAF001 B:HAD001 C:HAF003 D:HAD003 正确答案： C

115.我国核设施质量保证法规的名称是（ ）。

A:《核电厂质量保证安全规定》B:《核电厂质量保证大纲的制定》 C:《核电厂质量保证组织》D:《核电厂质量保证监查》 正确答案： A

116.HAF003与IS0 9001的主要区别是（ ）。

A:HAF003是强制性法规B:HAF003目的是保证核安全

C:HAF003的适用范围不同于ISO 9001 D:HAF003更加系统化、规范化 E:在IS0 9001标准中，有“以顾客为关注焦点”、可测量的“质量目标”、“管理者代表”的内容，这些在HAF003均无明确要求

F:作为质量体系A级文件，HAF003要求制定“质量保证大纲”，而IS0 9001标准要求制定“质量手册”

正确答案： A B C D E F

117.国际原子能机构于2006年发布了《设施和活动的管理体系》（安全要求，No.GS-R-3），将安全、健康、环境、安保、质量和经济等方而合成一个整体，规定了管理体系的（ ）的要求。

A:建立B:实施C:维护D:评价E:持续改进 正确答案： A B D E

118.国际原子能机构于（ ）年对《核电厂安全的质量保证》进行修订，发布了《核电厂和其他核设施安全的质量保证》(50-C-Q)。 A:1986 B:1991 C:1996 D:1998 正确答案： C

119.我国于（ ）颁布了《核电厂质量保证安全规定》。（ ）年作了少量修改后重新发布。 A:1985 1990B:1986 1991 C:1987 1992 D:1988 1993 正确答案： B 120.国际原子能机构(IAEA)于（ ）年颁布了《核电厂安全的质量保证》（50-C-QA），推荐各成员国使用。

A:1970 B:1971 C:1978 D:1986 正确答案： C

121.根据《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》（HAF 001/01）的规定，核设施质量保证大纲可分为（ ）阶段制订。 A:厂址选择B:设计与建造C:调试D:运行E:退役 正确答案： B C D E

122.根据《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》（HAF 001/01）的规定，核设施质量保证大纲可分为（ ）个阶段制订。 A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案： B

123.要通过制订质量保证大纲，对本单位质量保证的全部工作进行总体规划，并有效实施。这套质量保证大纲要包括两种，即（ ）。

A:核设施（的）质量保证（总）大纲核设施（的）质量保证（分）大纲

B: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 C:核设施（的）质量保证（总）大纲每一种工作（单位）的质量保证（总）大纲 D:核设施（的）质量保证（分）大纲每一种工作（单位）的质量保证（分）大纲 正确答案： B

124.《质保规定》“提出了（质量保证）必须满足的基本要求”，它适用于（ ）。 A:核电厂B:其他核设施C:厂址选择到退役全过程的各阶段 D:对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作

E:核设施营运单位和各承（分）包单位，以及参与影响质量活动的其它组织的人员 正确答案： A B C D E

125.《核电厂质量保证安全规定》（HAF 003）第1章“引言”（即总则）中规定了下列（ ）方面的基本内容或要求。

A:适用范围B:必须制订并要有效地实施一套质量保证大纲 C:质量保证文件体系的建立和实施方面的基本要求

D:从质量管理来确保达到质量要求的基本办法E:质保导则 正确答案： A B D E

126.为了预先规划本单位的质量保证工作，必须制订（ ）。 A:质量保证大纲B:大纲程序C:工作（作业）程序

D:质量保证组织的基本要求E:质量保证体系的运行程序 正确答案： A B C

127.下列属于《质保规定》中的12个基本“要素”的有（ ）。 A:质量保证大纲B:组织C:文件控制D:设计控制E:采购控制F:物项控制G:工艺过程控制H:检查和试验控制I:对不符合项的控制J:纠正措施K:记录L:监查 正确答案： A B C D E F G H I J K L 128.《质保规定》共有（ ）方面的质量管理措施，称为核设施质量保证体系的基本“要素”。 A:10 B:11 C:12 D:13 正确答案： C

129.《质保规定》共（ ）章。 A:12 B:13 C:14 D:15 正确答案： B

130.《核电厂质量保证安全规定》有（ ）个导则，它们是“对本质保规定的说明和补充”。 A:8 B:10 C:12 D:16 正确答案： B

131.《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)规定了采用（ ），来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法。

A:对质量要求的验证B:不符合项控制C:质保监查D:管理部门审查E:纠正措施 正确答案： A C D

132.《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)的基本内容包括（ ）。 A:制订质量保证大纲的基本原则B:制订质量保证大纲的实施计划和方法 C:采用对质量要求的验证，质保监查以及管理部门审查，来验证质量保证大纲实施情况的要求和方法

D:质量保证文件的结构E:质量保证文件的内容 正确答案： A B C D E

133.质量保证导则是（ ）。

A:强制执行的法律B:强制执行的法规C:强制执行的文件D:指导性文件 正确答案： D

134.在《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）下面有（ ）个推荐性的导则。 A:10 B:11 C:12 D:13 正确答案： A

135.《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）对质量保证工作中各方面提出的基本要求，是（ ）。

A:强制执行的法律B:强制执行的法规C:指导性的法规D:指导性的文件 正确答案： B

136.核设施质量保证特别强调一切活动（工作）必须按照预先（ ）的文件实施。 A:制定B:审核C:批准D:制定并经审、批 正确答案： D

137.对每个影响质量的活动（包括验证活动）提出和确保下列（ ）方面的要求，这几个方面得到了保证，则活动的质量就能保证。

A:确定所要求的技能--→确定所需人员及其责任--→选择和培训合适（合格）的人员 B:使用适当的（指适用的，且标定合格的）设备 C:创造良好的工作环境

D:使用合格的物项（指合格的部件和材料）

E:制订工作程序，并按照经审、批的工作程序实施操作 正确答案： A B C D E 本题讲解：实际上就是“人机料法环 ”

138.核安全设备活动单位的质量保证大纲要报（ ）审核（审评）认可。 A:国务院B:国家环境保护部门C:国家核安全部门D:核设施营运单位 正确答案： C

139.“每一种工作（单位）的质量保证（分）大纲”由承担核设施各方面工作的单位分别负责制订，然后报（ ）审核（审评）认可。

A:国务院B:国家环境保护部门C:国家核安全部门D:核设施营运单位 正确答案： D

140.根据《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》（HAF 001/01）的规定，核设施质量保证大纲可分为“设计与建造”、“调试”、“运行”和“退役”四个阶段制订；由核设施营运单位负责制订，然后（ ）。” A:报国务院审核（审评）

B:报国家环境保护部门审核（审评） C:报国家核安全部门审核（审评） D:报核设施主管部门审核（审评） 正确答案： C

141.《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)的内容包括（ ）。 A:营运单位和设计、制造、安装承（分）包单位的质保工作

B:营运单位和设计、制造、安装承（分）包单位根据质保工作建立的质保组织形式；各部门的职责、接口和联络C:质量活动人员培训和取证D:质量保证部门的职能、构成、地位E:质量监督、检验、试验和监查等验证人员培训和取证 正确答案： A B C D E

142.《核电厂设计中的质量保证》(HAD003/06)的要求包括（ ）。

A:设计输入的要求B:设计过程的分析C:图纸和技术条件以及其他设计文件的要求

D:设计接口控制要求E:设计单位与其他单位（采购、制造、现场施工、调试和运行等单位）之间的联络F:设计验证的方法和要求G:设计变更控制的方法 H:在一些质保大纲管理要素方面，设计中这些要素的特点 正确答案： A B C D E F G H 143.《核电厂调试和运行期间的质量保证》(HAD003/09)规定调试和运行期间有特点的质量活动，包括（ ）。

A:设备标识、维修、装卸和贮存的管理B:测量和试验设备的标定

C:场地和清洁度管理D:调试中通过检查、监督及调试结果审查进行验证 E:运行管理，应急管理，材料和设备的标识、装卸和贮存 F:设备的运行状态、维修和在役检查G:对核电厂运行的评定 正确答案： A B C D E F G

144.《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造（包括土建和安装）期间有特点的质量活动的（ ）要求。

A:采购B:控制措施C:验收D:对检查和试验结果的分析E:对检查和试验结果的评价 正确答案： B D E

145.《核电厂建造期间的质量保证》(HAD003/07)规定了对建造（包括土建和安装）期间有特点的质量活动，例如（ ）的控制措施，对检查和试验结果的分析与评价的要求。 A:场地管理B:材料与设备的接收、贮存、装卸、清洗、涂层 C:土壤、地基、混凝土和结构钢的安装、检查和试验 D:机械设备和系统的安装、检查和试验 E:检测仪表和电气设备的安装、检查和试验 正确答案： A B C D E

146.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了对采购文件（ ）的要求。 A:编写B:审查C:变更管理D:内容E:记录 正确答案： A B C D 147.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定了买方确定供方质保工作（ ）时要考虑的因素。

A:目标B:内容C:范围D:深度E:方法 正确答案： C D

148.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)规定的内容包括（ ）。 A:买方确定供方质保工作范围和深度时要考虑的因素 B:对制订采购计划的要求C:对采购文件的要求 D:对供方工作评价的内容和方法；买方验证工作的内容和方法；对供方不符合项的管理和纠正措施的要求E:买方验证工作的内容和方法；对供方质量保证记录的要求

F:对所采购的物项或服务进行验收的要求与方法G:对本单位采购工作的哪些方面进行监查 正确答案： A B C D E F G

149.《核电厂质量保证记录制度》(HAD003/04)对记录的要求包括（ ）。 A:分类的原则B:制度要求C:贮存D:保管和保卫E:检查 正确答案： A B C D E 150.《核电厂质量保证大纲的制定》(HAD003/01)分别列出了针对设计、采购、制造、建造、调试和运行各阶段的（ ）类质量保证文件的结构和内容。 A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案： B

151.核设施建立核质量保证体系的基础是（ ）。

A:企业的领导班子，特别是企业的法人（决策者）和中层干部接受系统的有关核安全、核质量保证和安全文化知识的培训，建立正确的观念

B:根据核质量保证法规的要求确立与质量活动相关的组织机构，明确职能和内外接口 C:建立质量保证大纲和相应的质量保证文件体系 D:对从事核质量活动的全体员工的培训

E:每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查，审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性

正确答案： A B C D

152.一切从事核安全相关活动单位，是否具有良好的（ ）应成为考核各级领导和“决策者”是否称职的第一要素。

A:安全文化B:质量方针C:质量观念D:质量管理制度 正确答案： A

153.培育良好的（ ）应成为一切从事核安全相关活动单位的第一要务。 A:安全文化B:质保体系C:质量方针D:工作环境 正确答案： A

154.一个企业的质量保证体系能否有效运转首先取决于（ ）的“观念”。 A:企业法人B:企业领导班子C:企业QA部门D:企业全体员工 正确答案： A

155.在《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）下面有10个推荐性的导则，可分为（ ）类。

A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： A

156.《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证》(HAD003/10)阐述了核燃料组件（ ）的质量活动和相关控制要素的特点和特殊要求。

A:采购文件内容B:设计C:制造工艺D:标识、包装、运输、贮存E:收货检查

157.《核电厂质量保证监查》(HAD003/05)的内容包括（ ）。

A:对监查人员的要求B:监查前制订监查计划、组成监查组、监查前准备和开监查前会议的有关要求C:监查的执行和监查后会议的有关要求

D:监查报告和监查的后续行动的有关要求E:典型的监查计划、监查提问单 正确答案： A B C D E

158.《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08)规定了制造中一些重要的质量活动，包括（ ）。

A:工艺评定B:质量计划和工艺流程卡的制订C:测量和试验设备的标定 D:制造装备的管理E:物项的装卸、包装、贮存、保护和运输F:不符合项控制 正确答案： A B C D E F

159.《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)内容包括质量保证部门的（ ）。 A:职能B:构成C:地位D:管理E:监督 正确答案： A B C

160.物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。需要考虑的因素还包括（ ）。

A:物项或服务的复杂性、独特性和新颖性

B:工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、行政管理和检查 C:功能要求能在多大程度上通过检查和试验进行证实 D:物项或活动的质量史和标准化程度

E:物项在电厂安装后，其维修、在役检查、更换和事故工况下的可达性 正确答案： A B C D E

161.物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对（ ）所造成的影响为依据。 A:安全B:系统C:运行D:质量 正确答案： A

162.质量保证分大纲由（ ）负责编制。

A:营运单位B:各承（分）包单位C:总承包单位D:设计单位 正确答案： B

163.质量保证总大纲由核设施的（ ）负责编制。 A:营运单位B:设计单位C:建设单位D:主管部门 正确答案： A

164.全面规划核设施的某个承（分）包的具体工作中的质量保证工作的质量保证大纲称为（ ）。

A:质量保证大纲B:质量保证总大纲C:质量保证分大纲D:质量保证总大纲或分大纲 正确答案： C

165.全面规划一个核设施各阶段的质量保证工作的质量保证大纲称为（ ）。

A:质量保证大纲B:质量保证总大纲C:质量保证分大纲D:质量保证总大纲和分大纲 正确答案： B

166.核设施每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查，审查本单位质量保证大纲的（ ）。当发现大纲有问题时，必须采取纠正措施。 A:一致性B:完整性C:适用性D:合法性E:实施有效性 正确答案： C E 167.建立核质量保证体系的基础包括每年（ ）次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查，审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性。当发现大纲有问题时，必须采取纠正措施。

A:1 B:2 C:1-2 D:4 正确答案： A

168.核设施质量保证体系建立的基本步骤包括（ ）。

A:分析本单位所承担的具体工作（任务）中的各项质量控制活动和验证活动 B:建立质量保证组织C:制订质量保证大纲和质量保证大纲程序，并经审、批 D:制订各项质量活动和验证活动的工作（作业）程序，并经审、批 E:人员培训F:制定相应的“质量计划”，并经审、批G:质量活动的实施 H:质量活动的验证I:质保监查

J:每年一次由本单位第一把手组织和主持管理部门审查，审查本单位质量保证大纲的适用性和实施有效性，写出管理部门审查报告。发现大纲有问题时，必须采取纠正措施 正确答案： A B C D E F G H I J

169.核设施对从事核质量活动的全体员工的培训内容应包括（ ）。

A:有关核安全、核质量保证和安全文化的基本知识B:本企业质量保证大纲

C:本企业质量保证大纲程序D:本企业工作（作业）程序E:如何实施上述大纲、程序 正确答案： A B C D E

170.质量保证大纲程序一般由（ ）总体规划和组织编制。 A:质量部门B:质保部门C:管理部门D:最高管理者 正确答案： B

171.质量保证大纲程序正文中应包括（ ）。

A:目的B:编制依据C:适用范围D:有关部门职责E:控制的实施步骤 正确答案： A B C D E

172.质量保证大纲程序封面上应包括（ ）。

A:名称B:编号C:版本号D:颁布实施日期E:单位名称

F:发放编号以及发给单位或部门的名称或人员姓名G:受控与否的盖章标记 正确答案： A B C D E F G

173.质量保证大纲程序的格式包括（ ）。

A:封面B:编、审、批人员签名和日期表C:目录D:正文E:附上用到的记录的格式 正确答案： A B C D E

174.下列关于质量保证大纲程序编制的原则说法错误的是（ ）。 A:质量保证程序是要具体说明质保大纲某一控制要素的具体控制措施，清晰地说明“有哪些要做”、“哪个部门负责做”、“何时做”和“如何做（采取哪些措施做）”，为人们提供具体实施步骤，要具有良好可操作性 B:应参考相关质保导则中的要求编制

C:质保大纲程序是管理性比较强的程序，所以必须包括技术数据 D:质保大纲程序中应包括执行中所需的记录的表式 正确答案： C

175.物项和服务的质保分级：（ ）级的要求通常针对非核级常规产品，质保要求最低，但交货仍要满足合同和技术条件的要求。 A:QA1 B:QA2 C:QA3 D:QA4 正确答案： D

176.物项和服务的质保分级：（ ）级对实施质保的要求最为严格，基本上包括《质保规定》（HAF003）中十三章的全部内容。 A:QA1 B:QA2 C:QA3 D:QA4 正确答案： A

177.物项和服务在进行质保分级时，按质保要求的程度依次可分为（ ）个等级。 A:3 B:4 C:3或4 D:5 正确答案： C

178.对物项和服务的验收所进行的验证可包括（ ）。

A:供方的合格证书B:收货检查C:加工、组装和安装（或它们的任何组合）期间或之后的就地检查或试验D:以上三项均包含 正确答案： D

179.应按不同的质保等级确定一套相应的质量保证要求，规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动，选择用于每一级的大纲活动应考虑（ ）。 A:程序、细则的详细程度和格式B:验证方法C:验证深广度 D:监查要求E:质量保证记录 正确答案： A B C D E

180.要用文字或“质量保证工作职责分配一览表” 规定各部门、人员的（ ）。 A:质量保证工作职责B:权限C:内、外联络渠道D:以上三者均包含 正确答案： D

181.应该编制本单位实施和管理质量保证大纲的组织（机构）图，图中应包括对实施和管理质量保证大纲有责任的各部门、各方面人的人员；并要注明他们内部与外部的连线（ ）。 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 正确答案： A D E

182.为了管理、指导和执行质量保证大纲，每一个参与对核设施质量有影响的工作的单位，都必须建立一个由文件明确规定了（ ）的组织结构。

A:人员组成B:人员资格C:职责D:权限等级E:内外联络渠道 正确答案： C D E

183.为实施质量保证大纲而进行的工作，包括两种基本类型：管理性的和技术性的。技术性的工作包括（ ）。 A:设计B:采购C:制造D:建造E:检查F:试验G:调试H:运行I:退役 正确答案： A B C D E F G H I

184.为实施质量保证大纲而进行的工作，包括两种基本类型：管理性的和技术性的。管理性的工作包括大纲的制定以及对大纲的管理。对大纲的管理包括（ ）。

A:组织B:文件管理C:监查和管理部门审查D:不符合项管理E:纠正措施F:报告 G:记录

正确答案： A B C D E F G

185.为实施质量保证大纲而进行的工作，基本类型包括（ ）。 A:管理性B:监查性C:纠正性D:记录性E:技术性 正确答案： A E

186.工作（作业）程序中应包括：（ ）方面的要求。 A:技术B:质保C:材料D:环境E:操作安全 正确答案： A B D E

187.工艺流程卡是一张表格，列出了某个部件在制造、装配或安装中质量（控制）活动（ ）。 A:进行顺序B:依据C:验收准则D:操作人员记录和签名栏 E:质量控制监督人员记录和签名栏 正确答案： A B C D E

188.常用质量保证大纲程序目录可以参考导则《核电厂质量保证大纲的制定》（ ）的附录中所列的质保大纲程序。

A:HAD003/01 B:HAD003/03 C:HAF003/01 D:HAF003/03 正确答案： A 本题讲解：HAD：核安导HAF：核安法

189.为使大纲程序与质保大纲有关控制措施一致和符合质保导则的要求，质保大纲程序应由（ ）审查，（ ）批准。

A:质保部门 质保部门负责人B:质保部门 单位负责人 C:质保部门 单位第一把手D:质保部门 单位主管部门 正确答案： B

190.质量保证的组织对人员配备的要求包括决定检查、试验和监查人员人员资格时应以（ ）为基础，并根据在职能力的证据。必要时，必须定期重新评价资格，以确保保持业务熟练程度。

A:学历B:经验C:培训D:以上三者均包含 正确答案： D

191.质量保证的组织对人员配备的要求包括对（ ）人员，应制定控制和管理的书面程序。 A:检查B:试验C:质保D:监查E:管理 正确答案： A B D 192.质量保证的组织对人员配备的要求包括所有负责对质量有影响的工作的人员（包括质保人员）应根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行（ ）。 A:资格审查B:资格考核C:业务培训D:岗前教育 正确答案： B

193.质量保证的组织对人员配备的要求包括（ ）。

A:所有负责对质量有影响的工作的人员（包括质保人员）应根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行资格考核 B:为确保在工作中有足够数量的合格人员，应制定人员配备计划，明确到有人员资格要求的每一个岗位和岗位类型

C:应对从事对质量有影响的工作人员进行质量教育

D:有必要时，为要求达到并保持其业务熟练程度的指定人员应制定和执行培训计划 E:对检查、试验和监查人员，应制定控制和管理的书面程序 正确答案： A B C D E

194.为确保质量保证总大纲中所有接口（包括横向和纵向）的协调，每一个单位都必须对自己在接口处的行动做出规定并在适当的（ ）中予以记载。 A:文件B:记录C:内部程序D:外部程序 正确答案： C

195.每个单位在把质量保证大纲的任何部分委托给下级参加单位时，在必要情况下，都必须提出接口协调要求，并用（ ）形式规定协调方针和程序。 A:规定B:接口C:文件D:标准 正确答案： C

196.最低限度，核工程质量保证部门的级别应处于直接向（ ）报告工作的位置。 A:分管副总B:总经理C:企业法人D:国家核安全局 正确答案： B

197.质量保证部门的职能、活动包括（ ）。

A:计划、设计和制定质量保证大纲，包括它的实施办法、程序和技术 B:通过验证工作确定和评价质量是否已达到验收标准

C:为验收物项和服务的检查或试验，以及确定和验证质量保证大纲是否已有效实施的监查 D:对不符合项进行控制，查明和消除严重有损于质量的情况 E:人员资格考核、培训、质量教育和颁发证书等有关工作 正确答案： A B C D E

198.履行质保大纲活动的人员包括（ ）。

A:形成质量的生产人员（工作的承担者）B:验证和控制质量的人员 C:本单位的领导人员D:质保监查人员E:本单位质量保证部门的人员 正确答案： A B C

199.实践证明，采用（ ）的方式，可以清楚地、简要地描述从领导到各部门的质量保证工作职责，而且容易检查出是否产生职责空缺、重叠、矛盾等问题，有利于各部门、各种人员一目了然地查看自己的质量保证工作职责，也有利于监查人员从“职责”规定入手，提出监查问题。

A:质量保证组织（机构）图B:质量保证组织、工作联系线

C:质量保证工作职责分配一览表D:质量保证工作职责分配说明书 正确答案： C

200.核安全审评的内容包括（ ）。

A:对质量保证实际能力的审评B:对质量保证大纲的审评

C:对质量保证大纲程序的审评D:对不符合项的审评E:对纠正措施的审评 正确答案： A B D

201.根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定，从核设施工作的阶段来讲，总体可分为（ ）阶段。

A:选址B:设计与建造C:调试D:运行E:退役 正确答案： B C D E

202.根据《民用核设施安全监督管理条例》的实施细则之一的规定，从核设施工作的阶段来讲，核安全审评应审评（ ）个阶段的质量保证活动。 A:4 B:5 C:6 D:7 正确答案： A

203.受核安全审评的单位包括（ ）。

A:核设施主管单位B:核设施营运单位C:民用核安全设备设计单位 D:民用核安全设备制造单位E:民用核安全设备安装单位 正确答案： B C D E

204.对质量保证的核安全审评的范围包括（ ）。

A:应审评核设施的哪些工作阶段的质量保证活动B:应审评哪些单位 C:应审评哪些人员D:应由哪些单位审评E:应审评哪些内容 正确答案： A B D E

205.国家核安全部门对质量保证的核安全审评的目的是（ ）。

A:确保整个核设施各阶段的质量保证工作符合《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则的要求B:确保核设施物项和服务的质量C:保证核设施的运行安全 D:及时纠正不符合项的情况E:保护工作人员、公众，保护环境

206.（ ）是指缺陷，使某一物项的质量变得不可接受或不能确定的性能、文件或程序方面的缺陷。

A:不符合项B:不符合物项C:不合格品D:质量缺陷 正确答案： A

207.不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。下列说法错误的是（ ）。 A:这些程序对不符合项的判定应作出规定 B:这些程序对不符合项的即时记录、技术审查和最后处理应作出规定 C:这些程序应包括对不符合项的标识（例如实体隔离、挂上标签等），以防误用或误装 D:对审查不符合项的责任和处理不符合项的权限应在程序中作出规定 正确答案： A

208.不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的材料、零件、部件、系统或工艺的程序。这些程序对不符合项的（ ）应作出规定。 A:即时记录B:事后记录C:技术审查D:即时处理E:最后处理 正确答案： A C E

209.不符合项的控制要求必须制订和实施为控制不符合规定要求的（ ）的程序。 A:材料B:零件C:部件D:系统E:工艺 正确答案： A B C D E

210.质量保证大纲的审批认可标准（ ）。 A:质量保证大纲复盖了《质保规定》（HAF003）中与被审评单位所承担的任务相适应的全部要求而无漏项

B:质量保证大纲的各项内容符合《质保规定》（HAF003）中相应条款的要求

C:质量保证大纲的各项内容是按照相应条款的要求描述了其实施的各要素的控制措施 D:质量保证大纲文中写到同一事情时，前后无不一致说法 E:质量保证大纲程序目录清单符合要求 正确答案： A B C E

211.质量保证实际能力的审评认可标准是，无论被审评单位过去是否按照《质保规定》（HAF003）实施过质量保证工作，（ ）。

A:过去在质量管理方面必须有较好的效绩；并且，现在为完成其所承担任务，按照《质保规定》（HAF003）的要求在开展质量保证工作方面已作好了必要的准备证工作方面已作好了必要的准备

B:过去在质量管理方面必须有较好的效绩；并且，现在为完成其所承担任务，按照《质保规定》（HAF003）的要求在开展质量保证工作方面已作好了所有的工作

C:至少过去在质量管理方面应该有较好的效绩；并且，现在为完成其所承担任务，按照《质保规定》（HAF003）的要求在开展质量保证工作方面已作好了必要的准备

D:至少过去在质量管理方面应该有较好的效绩；并且，现在为完成其所承担任务，按照《质保规定》（HAF003）的要求在开展质量保证工作方面已作好了所有的工作 正确答案： C

212.对不符合项报告的审评，特别要注意（ ）。 A:不符合项报告内容是否填写完整、叙述清楚

B:不符合项产生的原因、有关部门提出的处理意见和结论意见是否叙述清楚，是否合理 C:对不符合项报告的审评，召开有相关专业的专家参加的讨论会，对不符合项产生的原因、处理意见和结论意见进行讨论

D:必要时还要组织专家作进一步的独立计算、分析、检验或试验

E:最后将得出审评单位的审评意见，报国家核安全局，由国家核安全局给出最终处理意见 正确答案： A B C D E

213.下列关于对不符合项的审评方法说法错误的是（ ）。

A:对不符合项的审评一般只书面审评被审评单位提交的不符合项报告

B:对不符合项的审评需要书面审评被审评单位提交的不符合项报告以及不符合项纠正措施 C:对重大不符合项，要到产生该不符合项的场所进行调查了解或核实 D:当对不符合项报告中的某些问题有疑问时，或对重大不符合项的产生原因和处理意见的具体情况要做详细了解或核实时，要组织审评人员和有关专家一起到产生重大不符合项的场所调查清楚，然后进行进一步的审评 正确答案： B

214.对质量保证大纲的审评是为了审评质量保证大纲的（ ）方面。 A:内容和与审评依据的符合性B:覆盖面的完整性（无漏项）

C:与所承担任务的相适应性D:可操作性（可实施性）E:实施的有效性 正确答案： A B C D

215.对质量保证大纲的审评是评价其是否符合《质保规定》和相应的《质保导则》的要求，审评的方法是（ ）。

A:文件审评B:标准审评C:部门审评D:现场审评 正确答案： A

216.对质量保证实际能力的审评，主要是审评其有无能力制订和实施质保文件。为此，审评的方法是到被审评单位实地了解（ ）情况。

A:查看其过去编制的质保文件（包括质保大纲、质保大纲程序和质量活动程序）与质保规定的相符性和覆盖面的完整性

B:查阅内、外部监查记录与报告以及不符合项报告，了解其过去质量保证实施成效和问题 C:查阅现在为完成其要承担的任务而在质保文件和人员方面的准备情况 D:采访几位质量活动人员，就有关质保实施情况进行了解 E:观察现场质保实施情况 正确答案： A B C D E

217.对质量保证实际能力的审评，主要是审评其（ ）。 A:质量保证文件的内容B:质量保证大纲实施的有效性

C:有无能力制订和实施质保文件D:质量保证大纲的实施情况 正确答案： C

218.根据有关法规规定，国家核安全局对民用核承压设备设计、制造和安装单位的质量保证审评范围包括（ ）方面。

A:质量保证大纲B:质量保证大纲程序C:质保实际能力 D:实施工作时发生的重大不符合项E:纠正措施 正确答案： A C D

219.根据有关法规规定，国家核安全局对核设施营运单位的质量保证审评范围包括四个阶段的（ ）方面。

A:质量保证（总）大纲B:质量保证（分）大纲C:质量保证大纲程序 D:质保实际能力E:实施工作时发生的重大不符合项 正确答案： A D E

220.例行核安全检查是（ ）根据国家核安全部门制定的检查大纲，对营运单位在核设施的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。 A:核安全监督员B:核安全检查组

C:核安全检查组或核安全监督员D:核安全检查组或地区监督站 正确答案： C

221.日常核安全检查是由现场核安全监督员所作的检查。现场核安全监督员应对影响核安全的重要（ ）进行检查，并做好检查记录。 A:活动B:物项C:记录D:事件E:不符合项 正确答案： A B C

222.日常核安全检查是由（ ）所作的检查。

A:现场核安全监督员B:核安全检查组C:地区监督站D:国家核安全部门 正确答案： A

223.核安全检查时机的选择原则（ ）。

A:在一个阶段的工作开始之前进行检查B:在一个阶段的工作结束之后进行检查 C:按制订的对质量保证的检查计划作日常检查 D:按制订的对质量保证的检查计划作例行检查

E:对质量保证的非例行检查F:当出现重大的不符合项时进行检查 G:对实施新的质量保证大纲(特别是修改部分)实施的有效性作检查 H:对许可证（函）条件中质保条件或要求实施情况进行检查 正确答案： A D E F G H

224.核安全检查的依据有（ ）。

A:经国际核安全局审评认可的质量保证大纲和许可证（函）中规定的质量保证条件或要求 B:《质保规定》（HAF003），并参考其相关导则

C:对从事核安全设备设计、安装和制造的单位，其质量保证的核安全检查还应依据《民用核安全设备监督管理条例》

D:质保大纲程序和第一层次质保文件 E:质保大纲程序和第三层次质保文件 正确答案： A B C E

225.根据《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》（HAF001/02）的规定,核安全检查可以分为（ ）。

A:日常检查B:例行检查C:非例行（特殊）检查D:现场检查E:专家组检查 正确答案： A B C

226.核安全检查的内容可归纳为（ ）。

A:对已审评认可的质保大纲实施有效性的检查

B:对在质量计划中国家核安全部门确定的控制点的监督 C:对许可证（函）条件中有关质保内容和要求实施情况的检查 D:对重大不符合（项）及处理情况的检查E:定期的安全检查 正确答案： A B C D

227.根据有关法规规定，对质量保证实施情况的核安全检查的范围分为（ ）。 A:国家核安全局对核设施营运单位的检查

B:国家核安全局对作为核设施营运单位承包单位的民用核安全设备的设计、制造和安装单位的检查C:核设施营运单位对其承包单位的检查

D:核设施营运单位对其承包单位以及分包单位的检查E:承包单位对其分包单位的检查 正确答案： A B

228.对质量保证实施情况的核安全检查的目的是（ ）。

A:核实和监视所实施的质量保证工作是否符合已审评认可的质量保证大纲 B:质量保证大纲是否得到有效实施

C:核实和监视所实施的质量保证工作是否符合许可证（函）规定的条件 D:督促及时纠正不符合的情况E:保证核设施的运行安全 正确答案： A B C D 本题讲解：A与B是同一个意思

229.对不符合项的审评认可标准（ ）。

A:不符合项报告完整B:不符合项报告叙述清楚C:所写的不符合项产生原因正确 D:所写的不符合项处理意见正确E:所写的不符合项结论意见正确 正确答案： A B C D E

230.国家核安全局以（ ）安全要求为蓝本，于2006年5月完成了《核设施厂址评价安全规定》修订版本。

A:NS-R-1 B:NS-R-2 C:NS-R-3 D:NS-R-4 正确答案： C

231.国际原子能机构(IAEA)于2003年12月8日发布了《Site Evaluation for Nuclear Installations》（NS-R-3），同时将先前的12个导则进行了修编并归纳成（ ）个导则。 A:10B:8C:6D:4 正确答案： C

232.为保证对《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的理解和实施，国家核安全局于同期发布了（ ）相关导则。

A:8 B:10 C:12 D:14 正确答案： C

233.《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)的宗旨是（ ）那些与厂址有关的而且必须考虑的因素，以保证核动力厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成（ ）的风险。 A:分析 严重影响B:分析 不能接受C:评价 严重影响D:评价 不能接受 正确答案： D 234.国家核安全局于1991年发布的《核电厂厂址选择安全规定》(HAF101)提出了（ ）反应堆核动力厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。 A:海上漂浮式B:地下式C:陆上固定式D:以上三者均包含 正确答案： C

235.为了搞好国务院核安全监管部门对质量保证的检查，被检查单位对检查工作的配合也很重要。被检查单位的配合事项主要有（ ）。

A:如实反映情况B:根据检查要求提供或出示有关文件和记录（含报告）等证据 C:保证检查人员在执行检查任务时能自由地、迅速地进入有关质量保证工作的场所，只有当证明这种进入对安全有威胁时，才能对这种进入要求提出限制

D:保证检查人员在执行检查任务时能自由地、及时地向有关人员了解情况 E:提供合适的联络渠道、陪同人员、必要时的翻译

F:为检查人员提供查看文件和记录及开会的场所和其他必要的条件 正确答案： A B C D E F

236.按HAF001/02的第五条的规定，国家核安全部门的（ ）并不减轻核设施营运单位和有关单位对核设施所承担的核安全责任。 A:检查B:监督C:审查D:审评 正确答案： B 本题讲解：注意“不减轻”三个字

237.例行核安全检查的程序包括（ ）。 A:准备工作B:检查前会议C:检查的实施 D:检查后会议E:检查报告F:后续行动 正确答案： A B C D E F

238.非例行核安全检查是（ ）根据工作需要进行的检查，是对意外的或异常的情况或事件的响应。

A:核安全监督员B:核安全检查组或核安全监督员C:国家核安全部门 D:国家核安全部门或地区监督站 正确答案： D

239.例行核安全检查是核安全检查组或核安全监督员根据国家核安全部门制定的检查大纲，对营运单位在核设施（ ）的安全重要活动所进行有计划的核安全检查。 A:选址B:设计C:建造D:调试E:运行F:退役 正确答案： A B C D E F

240.核电厂选择过程应考虑厂址所在区域的（ ）。 A:城市和工业发展总体规划B:土地利用的总体规划

C:水域环境功能区划之间的相容性D:应靠近电力负荷中心和水源充足的地区

E:应避开能动断层、人口密度高及饮用水源保护区、自然保护区、风景名胜等环境敏感区 正确答案： A B C D E

241.核电厂厂址选择是根据和按照（ ）的规定进行。 A:国家核安全法规标准B:国家的能源政策C:国家中长期发展规划 D:国家对核电建设前期工作E:有关设计基准 正确答案： A B C D

242.核电工程建设项目可行性研究报告的内容很广，其中针对厂址条件的（ ）完全按国家核安全局发布的《核电厂厂址选择安全规定》(HAFl01)。 A:基本条件B:安全评价C:危险评价D:考虑因素 正确答案： B

243.中华人民共和国能源行业标准《核电厂可行性研究报告内容深度规定》(NB/T20034-2010)，报告的内容包括（ ）个部分。 A:10 B:11 C:12 D:13 正确答案： D

244.按国家规定，核电工程建设项目可行性研究划分为（ ）阶段。 A:初步可行性研究B:可行性研究C:可行性研究评价 D:修改后的可行性研究E:最终的可行性研究 正确答案： A B

245.按国家规定，核电工程建设项目可行性研究划分为（ ）个阶段。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： A

246.日本对1000 MWe级的轻水堆核电厂采用地下式或地上式的经费曾进行过研究，结果显示，由于地下式核电厂仅仅开挖和内衬的原因，与同规模的地上核电厂相比，其总建造费用，半地下式的增加（ ）%，全地下式的增加（ ）%。 A:1-2 3-4 B:3-4 6-7 C:5-6 8-9 D:7-8 9-10 正确答案： B

247.按核电厂的立地方式，世界各国所选的核电厂厂址大致有三种类型，这三种类型的核电厂厂址均属（ ）核电厂厂址。

A:陆上B:陆上固定式C:陆上移动式D:半地下式固定 正确答案： B

248.按核电厂的立地方式，世界各国所选的核电厂厂址大致有（ ）种类型。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： B

249.根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》第二条的规定，民用核设施包括（ ）。

A:核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）

B:核动力厂以外的其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等） C:核燃料生产、加工、贮存及后处理设施

D:放射性废物的处理和处置设施E:需要严格监督管理的核设施 正确答案： A B C D E

250.地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类。下列属于外力地质作用的有（ ）。

A:风化作用B:剥蚀作用C:搬运作用D:沉积作用E:成岩作用 正确答案： A B C D E

251.地质作用按其能源不同可分为内力地质作用和外力地质作用两大类。下列属于内力地质作用的有（ ）。

A:地壳运动B:岩浆作用C:变质作用D:成岩作用E:地震 正确答案： A B C E

252.板块构造与地震有密切的关系，据统计，全球有（ ）%的地震发生在板块边界上。 A:75 B:80 C:85 D:90 正确答案： C

253.核电厂地震动危险性的下限值应根据不同区域地震活动的背景水平确定，无论评价的地震危险性水平如何低，当采用某一加速度值标定SL-2级地震反应谱时，所采用的水平峰值地面加速度不得低于（ ）g。

A:0.10 B:0.15 C:0.20 D:0.25 正确答案： B 本题讲解：09版教材是0.1。

254.核电厂地震危险性评价的目的是为某一特定厂址的核电厂如何确定地震动危险性，如何评价可能影响该厂址可接受性的潜在地表断层活动提供（ ）。 A:依据B:背景C:模型D:建议 正确答案： D

255.从核安全观点考虑，核电厂厂址（ ）的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的危害，同时对于核设施正常运行状态下的放射性物质释放也应加以考虑。 A:选择B:研究C:评价D:划分 正确答案： C

256.从核安全观点考虑，核电厂厂址评价的主要目的是（ ）。 A:保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性 B:保护公众和环境免受放射性释放所引起的危害

C:保证核电厂的正常运行不受外部自然和人为事件的影响 D:将核电厂所受到的外部自然和人为事件的影响降到尽可能低 正确答案： B

257.核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷，厂址条件，厂址环境，提出的工程建设设想，并对厂址技术经济进行比较，按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址环境的是（ ）。

A:人口分布B:工业生产情况C:人为外部事件D:大件运输E:对外协作和施工条件 正确答案： A B C

258.核电厂厂址选择应调查研究地区电网结构、电力负荷，厂址条件，厂址环境，提出的工程建设设想，并对厂址技术经济进行比较，按相对优劣条件进行排列。下列属于厂址条件的是（ ）。

A:地形地貌B:地震地质C:土工

D:水文气象E:交通运输F:大气弥散和水体弥散 正确答案： A B C D E F

259.核电厂厂址选择应调查研究地区（ ），并对厂址技术经济进行比较，按相对优劣条件进行排列。

A:电网结构B:电力负荷C:厂址条件D:厂址环境E:提出的工程建设设想 正确答案： A B C D E

260.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域调查的半径一般为（ ）km或更大些。

A:100 B:150 C:200 D:250 正确答案： B

261.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按（ ）范围级别进行。 A:场区B:区域C:近区域D:厂址附近E:厂址地区 正确答案： B C D E

262.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按（ ）种级别进行。 A:3 B:4 C:5 D:6 正确答案： B

263.为对核电厂厂址进行地震危险性分析，应获取全面、完整的基础资料。在对各相关基础资料进行解释之前，应确保每一应用的基础资料已经完成了尽可能充分的调查。所解释的基础资料应包括（ ）。

A:地质B:地球物理C:土工D:地震资料

E:任何与评价厂址地震动、断层活动和地质灾害相关的其他信息 正确答案： A B C D E

264.按《中国地震烈度表》(GB/T 17742-2008)，我国将烈度分为（ ）级。 A:VII B:IX C:X D:XII 正确答案： D

265.下列关于地震烈度叙述错误的是（ ）。

A:是地震对人类或人工构筑物以及地表产生实际影响的量度 B:地震烈度由一组基于主观判断、而非仪器记录的数值指标组成 C:我国将烈度分为Ⅻ级 D:按《中国地震烈度表》，最高级别地震烈度的房屋平均震害指数为10 正确答案： D

266.地震震级与释放能量的关系为lgE=11.8+1.5M，式中：E为释放的能量(erg)，1erg=（ ）J。

A:106 B:107 C:108 D:109 正确答案： B

267.地震震级与释放能量的关系为（ ）。

A:lgE=11.8+1.5M B:lgE=11.8-1.5M C:lgE=15.8+0.5M D:lgE=15.8-0.5M 正确答案： A

268.强烈的（ ）破坏力很大，是人类预防地震灾害的主要对象。 A:构造地震B:火山地震C:陷落地震D:人工触发地震 正确答案： A

269.世界上（ ）%以上的地震，都属于构造地震。 A:80 B:85 C:90 D:95 正确答案： C

270.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括（ ）部分。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： A

271.核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值（极端气象现象）和罕见气象现象（极端气象事件）进行调查。下列属于罕见气象现象的是（ ）。 A:龙卷风B:热带气旋C:闪电D:都是 正确答案： D

272.核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括必须对气象变量的极端值（极端气象现象）和罕见气象现象（极端气象事件）进行调查。气象变量的极限值包括（ ）。 A:风B:降水C:积雪D:温度E:海平面 正确答案： A B C D E

273.核电厂厂址气象危险性评价的基本要求包括（ ）。

A:必须对气象变量的极端值（极端气象现象）和罕见气象现象（极端气象事件）进行调查 B:调查区域的大小、收集资料的类型以及调查的范围与详细程度应根据厂址所在区域气象和地理环境的特性和复杂性来确定

C:应对全球变暖带来的可能的气象灾害后果加以关注，并应描述其在核电厂寿期内的可能影响

D:在任何情况下，收集资料的范围和详细程度以及所进行的调查，对确定防范气象危险的设计基准应是充分的

E:在核电厂寿期内应连续进行数据收集，包括退役和安全封存期间 F:应在那些影响安全的各项调查及相关环节中制定质量保证大纲 正确答案： A B C D E F 274.核电厂设计需要有关气彖参数的设计基准，同时在评价（ ）时需要气象资料。 A:滑坡B:泥石流C:崩塌D:确定设计基准洪水E:放射性核素弥散 正确答案： A B C D E

275.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围的调查除进一步获得公开出版物和非公开资料外，应利用（ ）的成果以便获得关于关键参数的新资料。 A:遥感B:地质C:地球物理D:大地测量E:地震研究 正确答案： A B C D E

276.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。（ ）范围的调查除进一步获得公开出版物和非公开资料外，应利用遥感、地质、地球物理、大地测量以及地震研究的成果以便获得关于关键参数的新资料。 A:区域B:近区域C:厂址附近D:厂址地区 正确答案： B

277.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。近区域范围调查的半径一般为（ ）km的地区。

A:10 B:15 C:20 D:25 正确答案： D

278.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。区域范围的调查一般从出版物和非公开出版的资料中获得适当的基本数据，将所获得的资料反映在比例尺不小于（ ）的图上。

A:1：1000000 B:1：100000 C:1：25000 D:1：1000 正确答案： A

279.在进行核电厂厂址地质、地震调查时按四种级别进行。（ ）范围的调查一般从出版物和非公开出版的资料中获得适当的基本数据。 A:区域B:近区域C:厂址附近D:厂址地区 正确答案： A

280.气象变量的年极端值组成了随机变量，具有特定的概率分布特征。（ ）的气象参数的概率分布类型为耿贝尔、弗雷歇或混合型。 A:极端风B:极端降雨C:极端温度D:极端降雪 正确答案： A 本题讲解：此表考的概率较低。

281.气象变量的年极端值组成了随机变量，具有特定的概率分布特征。被广泛采用的概率分布函数有费雪-铁培特（ ）型分布。 A:I B:II C:III D:IV E:V 正确答案： A B C

282.对核电厂厂址罕见气象现象应收集（ ）种资料。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： A

283.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址现场气象数据分析的现场气象观测计划不包括（ ）用途。 A:收集近年专业组织系统汇编的数据

B:为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散提供基础数据 C:获得气象变量的极端值，验证场外数据的使用价值 D:按长期记录数据来确认设计基准参数 正确答案： A

284.通常风速标准测量高度为地面上（ ）m。 A:3 B:5 C:10 D:25 正确答案： C

285.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的长期数据应最好覆盖至少（ ）年的时间。 A:10 B:20 C:30 D:40 正确答案： C

286.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析每年应确定（ ）个该年的极端事件并列人表中，进行极端值统计的计算。

A:1 B:2 C:4 D:8 正确答案： A

287.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的时间间隔为一年，在考虑极端最低温度时，气象年的起点最好在（ ）季。

A:春B:夏C:秋D:冬 正确答案： B

288.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。厂址外气象数据分析的时间间隔为一年，在考虑极端最高温度时，气象年的起点最好在（ ）季。

A:春B:夏C:秋D:冬 正确答案： D

289.核电厂厂址气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。一般地，厂址外气象数据分析的时间间隔为（ ）。 A:1个月B:3个月C:1年D:2年 正确答案： C

290.滨海核电厂厂址（海、湖和半封闭水体）洪水灾害应考虑的洪水类型（当合适时）：（ ）。 A:厂区外降雨引起的洪水B:可能最大风暴潮引起的洪水C:可能最大海啸引起的洪水 D:可能最大假潮引起的洪水E:风浪作用引起的洪水及其与其他洪水的组合 正确答案： B C D E

291.设计基准洪水是核电厂可能遭受的最大洪水的一组（ ）。 A:概率B:参数C:结果D:类型 正确答案： B

292.在某些情况下，核电厂厂址设计基准洪水是通过确定论方法得出的，它并没有一个对应的概率值。在这些情况下，应进行（ ）。 A:概率评价B:统计确定C:模型推导D:分析归纳 正确答案： A

293.设计基准洪水是从核电厂厂址处的洪水灾害中推导出来的，这是从厂址处所有可能洪水事件的分析中推导出来的一个（ ）结果。 A:确定B:概率C:统计D:评价 正确答案： B

294.洪水是与频发事件或稀有事件相关联的。灾害评价中收集资料和采用方法的程序很大程度上取决于洪水的（ ）。 A:类型B:概率C:水位D:本质 正确答案： D 本题讲解：本节的重点是出现“数字”的部分以及滨海、滨河厂址的洪水事件组合。

295.常规收集用于极端降水分析的数据一般包括（ ）小时最大降水深度。 A:1 B:3 C:12 D:24 正确答案： D

296.对极端风速的统计，包括对风向的考虑，通常数据按（ ）分圆进行分组。 A:2 B:4 C:8 D:16 正确答案： D

297.我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求，取（ ）年一遇的3s阵风作为设计基准。

A:10 B:50 C:100 D:200 正确答案： C

298.我国在核电厂的设计中对极端风是沿用美国的要求，取百年一遇的（ ）阵风作为设计基准。

A:1s B:3s C:10s D:1min 正确答案： B

299.气象变量的年极端值组成了随机变量，具有特定的概率分布特征。（ ）的气象参数的概率分布类型为耿贝尔、弗雷歇或对数-正态。 A:极端风B:极端降雨C:极端温度D:极端降雪 正确答案： D

300.滨海核电厂洪水资料的收集的初步调查包括区域系统调查和厂址的具体调查。厂址具体调查的是（ ）的影响。

A:气象B:极端现象C:波浪作用D:基准水位E:天文潮F:海岸稳定性 正确答案： A B C D E F

301.滨海核电厂洪水资料的收集的初步调查包括区域系统调查和厂址的具体调查。区域系统调查的是（ ）的影响。

A:气象B:沿岸洪水C:海岸线稳定性D:冰E:极端现象 正确答案： B C D

302.滨海核电厂洪水资料的收集分为（ ）步骤。

A:初步调查、资料收集B:初步勘查、资料收集C:资料评价 D:详细资料收集与厂址确认E:详细资料研究与厂址确认 正确答案： A D

303.滨海核电厂洪水资料的收集分为（ ）个步骤。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： A

304.对核电厂设计基准洪水的评价使用两种方法：确定论方法，概率论方法。这两个方法都有局限性，因此，应把可利用历史资料系列的（ ）作为选取评价方法的参考依据。 A:质量B:真实性C:长度D:A和C 正确答案： D

305.下列关于核电厂设计基准洪水的评价方法说法错误的是（ ）。 A:厂址安全评价的四个阶段，洪水灾害评价应采用相同的方法 B:对设计基准洪水的评价使用两种方法：确定论方法，概率论方法 C:对设计基准洪水的评价方法要进行方法的可靠性评价

D:设计基准洪水应不小于已有的发生记录加上一个充分的安全裕度 正确答案： A

306.洪水对核电厂的主要影响包括（ ）。

A:因洪水失去外部电源B:地下水位上升造成破坏C:厂址水淹

D:水对岸边的动态影响能造成核电厂构筑物、基础以及电厂外的许多系统和部件的破坏 E:洪水运移浮冰或碎片，对构筑物造成实体破坏，堵塞取水口和破坏排水系统 F:洪水可能影响核电厂厂址周围的通信和交通网络 G:在事故情况下，洪水利于放射性物质在环境中的扩散 正确答案： A B C D E F G

307.滨河厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型把（ ）作为可能最大溃坝事件。 A:融雪导致的洪水、季节性洪水或火山活动导致的洪水 B:地震、水文因素或运行矢误所引起的人工或天然挡水构筑物的破坏导致的洪水 C:滑坡、冰凌、漂木、碎石和火山活动等导致的河道上游或下游的阻塞 D:火山活动、山体滑坡或雪崩落入水域或水龙卷造成的大波而引起的洪水 正确答案： B

308.滨河核电厂厂址洪水灾害应考虑的洪水事件类型：（ ）。

A:厂区外降雨引起的洪水；融雪导致的洪水、季节性洪水或火山活动导致的洪水 B:融雪导致的洪水、季节性洪水或火山活动导致的洪水

C:地震、水文因素或运行失误所引起的人工或天然挡水构筑物的破坏导致的洪水 D:滑坡、冰凌、漂木、碎石和火山活动等导致的河道上游或下游的阻塞 E:火山活动、山体滑坡或雪崩落入水域或水龙卷造成的大波而引起的洪水 F:天然渠道改变而引起的洪水

G:大的河流或河口地区由风浪引起的洪水 H:地震导致的地下水位上升引起的洪水 正确答案： A B C D E F G H

309.引发海啸的原因不可能是（ ）。

A:海底地震、火山爆发B:海底沉陷、滑坡C:冰块滑入水体D:气象原因 正确答案： D

310.核电厂在厂址选择阶段勘察阶段，需要进行大比例尺的工程地质测绘，核电厂所要求的测绘范围为（ ）km2，比例尺为（ ）。

A:1 1：1000 B:1 1：2500 C:10 1：1000 D:10 1：2500 正确答案： A

311.核电厂的厂址安全评价在厂址选择阶段勘察的目的是确定厂址的（ ）。 A:可行性B:适宜性C:安全性D:稳定性 正确答案： B

312.核电厂厂址地下条件的勘察必要的数据是用于安全评价或分析的与地质和工程相关的资料。这些资料可分类成（ ）。

A:地形地貌B:地质资料C:地下岩土材料的范围和特征的描述 D:土和岩石的特性E:地下水资料 正确答案： B C D E

313.核电厂厂址地下条件的勘察在厂址评价过程的（ ）是重要的。 A:选择阶段B:评定阶段C:运行前和运行阶段D:各个阶段 正确答案： D

314.在核电厂的厂址安全评价中，（ ）的评价所占的工作量最大，开展工作耗时长并且耗资大，在安全评价中的四个阶段表现最明确。 A:地震B:地基C:气象D:外部人为事件 正确答案： B 315.在核电厂厂址确定后，应设立厂址检测系统；应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图，从海岸线到大约6m水深处，其等深线间距约为（ ）m。 A:1 B:2 C:3 D:5 正确答案： A

316.在核电厂厂址确定后，应设立厂址检测系统；应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括厂址地区的详细地形图和沿海地区以及从海岸线延伸到足够水深处（ ）m的详细测深图。 A:10-20 B:20-40 C:30-50 D:50-80 正确答案： C

317.在核电厂厂址确定后，应设立厂址检测系统；应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括（ ）。

A:水文资料B:与该区域有关的海洋、水文和地形资料C:厂址地区的详细地形图 D:沿海地区以及从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图

E:为测深图的勘察所建立的基准水位点F:厂址附近水体的假潮水面振荡的历史资料、区域周边坡度的稳定性和地震激发假潮的可能性 正确答案： A B C D E F

318.如果厂址位于受海啸影响的区域，就应收集海啸的资料。即使历史上没有记录到从当地和远地产生的海啸波，也应对（ ）进行调查。

A:近海地震存在的可能性B:近海火山活动存在的可能性

C:厂址对发源于当地和远地海啸影响的薄弱点D:以上三者均包含 正确答案： D

319.在进行风暴潮具体调查时，应利用该区域中实际的严重风暴的个例研究，以确定在厂址处引起足够低超越概率风暴潮的极端风暴的（ ）特征。

A:最低中心气压和相应的外围气压B:最大持续风速和方向C:风区 D:风暴和伴随风的历时E:风暴的移动方向和速度F:风暴路径 正确答案： A B C D E F 320.核电厂厂址勘察在厂址选择阶段评价的内容主要有（ ）。 A:确定和评价地质灾害B:对厂址进行分类C:地下水特征 D:地基条件E:初步承载能力 正确答案： A B C D

321.核电厂厂址（ ）阶段的勘探是根据工程地质测绘成果确定两条相互交叉的直线布置钻孔，在交叉点上布置一个钻孔。 A:选择B:评定C:运行D:运行前 正确答案： A

322.我国大型建设项目工程地质测绘研究的内容包括（ ）。 A:地层岩性B:地质结构C:地形地貌D:水文地质E:动力地质作用与现象 F:已有建筑物G:天然建筑材料H:人类活动对场地稳定性的影响 正确答案： A B C D E F G H

323.我国大型建设项目工程地质测绘的目的是查明场地及其附近地段的工程地质条件和预测建筑物与地质环境间的（ ）。

A:适宜性B:稳定性C:力学特性D:相互作用 正确答案： D

324.按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定，比例尺1：1000图上各种界限误差为（ ）。

A:0.2m B:0.5m C:1m D:2m 正确答案： B

325.按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定，图上各种界限误差（ ）。 A:0.1mm B:0.2mm C:0.5mm D:1mm 正确答案： C

326.按工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定，测绘比例尺1：1000，控制标准为10000点/km2，1：1000比例尺反映的地质单元尺寸为（ ）。 A:1m B:2m C:10m D:20m 正确答案： B

327.工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定，按同比例尺的原则，图上投影宽度

328.工程地质测绘对地质现象的反映的详细程度一般规定，按同比例尺的原则，图上投影宽度≥（ ）的地层或地质单元，均应按比例尺反映出来。 A:2mm B:2cm C:5mm D:5cm 正确答案： A

329.与工程建设有关的工程地质条件诸要素包括（ ）。

A:岩土类型及工程地质性质B:地质构造C:岩土体结构D:地形地貌 E:水文地质条件F:工程动力地质作用G:天然建筑材料 正确答案： A B C D E F G

330.核电厂对外部人为事件的潜在源收集资料的范围通常在半径（ ）km的范围内。 A:1 B:1-2 C:5 D:5-10 正确答案： D

331.核电厂外部人为事件的潜在源可能引发的效应有（ ）。 A:空气压力波和风B:飞射物撞击C:热（火）D:烟雾和灰尘

E:毒气和窒息气体F:由腐蚀性或放射性气体、蒸汽云或液体带来的化学腐蚀 G:地面振动H:洪水或缺水I:地面沉降（或塌陷）和／或滑坡 J:电磁干扰K:地表涡流

正确答案： A B C D E F G H I J K 本题讲解：重点关注后面5个

332.核电厂外部人为事件的潜在源包括两类：固定源和移动源，属于移动源的是（ ）。 A:化工厂、炼油厂、仓库B:管线运输C:公路、铁路运输 D:水路、空运运输E:同一厂址上的其他核设施 正确答案： B C D

333.在核电厂（ ）阶段应对外部人为事件的潜在源进行监测和定期评价，以确保这些外部事件源与设计假定保持一致。 A:设计B:建造C:运行D:整个寿期 正确答案： D

334.为了得出适当的核电厂设计基准，应确定核电厂外部人为事件的（ ），并评价其可能导致危害现象的严重性。

A:类型B:效应C:影响D:潜在源 正确答案： D

335.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段为评价地下条件提供连续的水平向和竖向深度的资料，应进行（ ）勘探。 A:地震折射／反射B:地脉动测量C:核测井D:地质雷达 正确答案： A

336.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。在验证阶段的评价中应考虑（ ）因素。

A:地质灾害B:地质和地下岩土条件C:液化可能性D:可行的地基类型 E:初步承载能力和地基稳定性的其他因素F:初步沉降幅度 G:地下水水位和特征H:厂址先前的利用情况I:厂址准备要求 正确答案： A B C D E F G H I

337.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址（ ）。 A:类型B:特征C:范围D:条件 正确答案： B

338.核电厂厂址勘察在厂址评定阶段可划分为验证和确认两个阶段。验证阶段主要根据预先明确的厂址（ ）准则来验证核电厂厂址的适宜性。 A:选择B:排除C:确定D:设计 正确答案： B 339.核电厂厂址勘察在厂址选择阶段评价的内容主要包括对厂址进行分类：分类中要把土的类型进一步划分为非黏性土和黏性土；对第（ ）纪沉积物在基者和土之间可能存在复杂的接触关系予以重视。 A:三B:四C:五D:六 正确答案： B

340我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区（ ）km范围内的军事设施或轰炸演习区之类的空域。 A:20 B:30 C:40 D:50 正确答案： B

341.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区16km范围外设计年起落大于（ ）次的机场（d是以km为单位的离厂区的距离）。

A:193d B:193d2 C:386d D:386d2 正确答案： D

342.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区16km范围内，每年设计起落大于（ ）次的机场（d是以km为单位的离厂区的距离）。

A:193d B:193d2 C:386d D:386d2 正确答案： B

343.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区（ ）km范围内，每年设计起落大于193d2次的机场和范围外设计年起落大于386d2次的机场（d是以km为单位的离厂区的距离）。 A:4 B:8 C:16 D:32 正确答案： C

344.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：厂区（ ）km范围内的机场。 A:5 B:10 C:15 D:20 正确答案： B

345.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),飞机坠落：筛选距离值考虑下列原因造成飞机坠落的潜在影响：在核电厂（ ）km范围内经过的航行或起落跑道。 A:4 B:6 C:8 D:10 正确答案： A

346.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),着火：SDV取（ ）km。 A:0.5-1 B:1 C:1-2 D:2 正确答案： C

347.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),固定和移动爆炸源：（ ）km。 A:1-2 B:3-6 C:5-10 D:8-10 正确答案： C

348.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),机场：除最大的飞机场外，所有机场采用（ ）km。

A:2 B:5 C:10 D:15 正确答案： C

349.核电厂外部人为事件调查收集区域内固定源和移动源的资料是为确定（ ）。 A:与运输系统有关的外部人为事件的可能源的位置

B:事件发生的概率C:事件影响的严重性D:以上三者均包含 正确答案： D

350.（ ）是把核电厂正常排放或事故释放的放射性物质输运到环境中去，从而可能影响公众的主要照射途径。

A:大气B:地表水C:地下水D:地表土壤 正确答案： A

351.核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价，需为论证实施应急计划的（ ）而收集厂址周围人口分布数据的方法。 A:适宜性B:可行性C:有效性D:随机性 正确答案： B

352.核电厂厂址评价为做好核电厂流出物向环境的评价，需做好（ ）工作。 A:评估放射源项的特性和参数B:评价核电厂的长期性能 C:提出厂址气象、水文和水文地质调查的内容 D:收集气象和水文数据（地表水和地下水）的方法

E:为论证实施应急计划的可行性而收集厂址周围人口分布数据的方法 正确答案： C D E

353.核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征包括（ ）。 A:放射性物质的大气弥散B:放射性物质的地表水、地下水弥散 C:人口分布D:土地和水的利用E:环境的放射性本底 正确答案： A B C D E

354.核电厂放射性物质流出物排放的自然受体是（ ）。

A:植物B:动物C:大气D:地面土壤E:水体（地表水和地下水） 正确答案： C D E

355.对外部人为事件详细评价的基本要求包括一旦确定了有影响事件，则应建立对此事件产生的（ ）的放射性后果的条件概率的（ ）。

A:不可接受 下限值B:不可接受 上限值C:可接受 下限值D:可接受 上限值 正确答案： B 356.核电厂外部人为事件如果所考虑的始发事件发生的概率大于特定的筛选概率水平，则应对始发事件进行详细的评价。特定的筛选概率水平(SPL)大多数国家取（ ）/年。 A:10-6 B:10-7 C:10-8 D:10-9 正确答案： B

357.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体：需要考虑的化学毒品重量与距离的关系，＞30t的化学毒品SDV为（ ）km。 A:4 B:6 C:8 D:10 正确答案： C

358.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体：需要考虑的化学毒品重量与距离的关系，＞0.04t的化学毒品SDV为（ ）km。 A:0.5 B:1.0 C:1.5 D:2.0 正确答案： A

359.我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),危险气云源：SDV为（ ）km。 A:1-2 B:5-7 C:8-10 D:15-20 正确答案： C

360.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，气象参数的数据分析包含（ ）个基本步骤。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： A

361.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应对气象仪器和系统定期进行（ ），以减少日晒、闪电、冰冻、沙暴和腐蚀剂等产生的不利影响。 A:防护B:维修C:保养D:检查E:标定 正确答案： A B C E

362.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，气象数据应至少每隔一小时收集一次。并且每小时平均记录时间不应小于（ ）min。 A:5 B:10 C:15 D:20 正确答案： B

363.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，气象数据应至少每隔（ ）小时收集一次。 A:0.5 B:1 C:1.5 D:2 正确答案： B

364.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应保证收集的数据能充分代表厂址气象条件。应提供至少（ ）整年有代表性的气象数据，并说明这些数据表征厂址长期气象特征的程度。

A:1 B:2 C:5 D:10 正确答案： A 365.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应建立气象调查大纲，大纲中必须的气象数据包括（ ）。

A:风矢量B:大气湍流的特征值C:降水量D:气温E:湿度F:气压 正确答案： A B C D E F

366.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，气象调查大纲应提供在核电厂开始（ ）前足够长时间（至少一整年）具有厂址代表性的气象数据，并应在核电厂的整个寿期内持续观测。

A:设计B:建造C:调试D:运行 正确答案： B

367.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，建立气象调查大纲，以便在核电厂正常运行期间能够连续收集和评价（ ）的厂址特定气象参数。

A:涉及大气弥散计算B:涉及大气弥散统计分析C:应急计划中指定 D:涉及核电厂安全运行E:涉及核电厂设计基准确定 正确答案： A B C D E

368.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应评估放正常运行和事故工况下释入大气的放射性源项的（ ）特性和参数。

A:在规定时段内释放的每一种重要核素的释放率和总活度 B:每一种重要核素释放率的变化C:释放物质的化学特性 D:释放物质的物理特性E:排放的几何形态和力学特性 正确答案： A B C D E

369.为评价放射性物质在大气中的弥散，开展的主要工作包括（ ）。

A:确定不同工况下的放射性源项B:建立气象调查大纲、确定大纲中必需的气象数据 C:保证数据的收集D:进行数据分析

E:采用有代表性的大气弥散模型计算正常或事故排放所致的浓度 正确答案： A B C D E

370.固体放射性废物根据放射性核素的含量分为（ ）级别。 A:豁免B:低放C:中放D:高放E:极高放 正确答案： B C D

371.固体放射性废物根据放射性核素的含量分为（ ）级。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： B

372.评价放射性废物处置设施的长期性能，应当考虑可能被容纳的放射性废物的放射性核素含量、物理和化学性质，以及处置系统所提供的屏障的（ ）。 A:完整性B:有效性C:适宜性D:安全性 正确答案： B

373.评价放射性废物处置设施的长期性能，应当考虑（ ）。 A:放射性废物的包装、固化、减容B:废物的放射性核素含量C:废物的物理性质 D:废物的化学性质E:处置系统所提供的屏障的有效性 正确答案： B C D E

374.放射性废物的管理目标是保护现在和将来人类的健康与环境，不给后代造成（ ）的负担。

A:任何B:不必要C:长期D:过度 正确答案： D

375.（ ）是从核电厂正常排放或事故释放的放射性物质经过扩散进入环境和厂址区域水源地的主要途径。

A:大气B:水体C:土壤D:以上三者均包含 正确答案： B

376.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应采用的有代表性的大气弥散模型，推算常规运行长期（ ）排放所致的归一化浓度和沉积值。 A:一年B:五年C:十年D:十五年 正确答案： A

377.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应采用的有代表性的大气弥散模型，推算假象事故较长期（ ）排放所致的归一化浓度和沉积值。 A:几十小时B:几天C:一个月D:几个月 正确答案： C

378.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应采用的有代表性的大气弥散模型，推算短期（ ）正常或事故排放所致的归一化浓度和沉积值。 A:几十秒B:几分钟C:几小时D:几天 正确答案： C

379.为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，进行放射性物质辐射剂量评价所需的资料包括（ ）。

A:放射性物质向环境排放的源项B:放射性物质向环境排放的源项随时间的变化 C:控制放射性物质输运、扩散和悬浮的大气特征、物理特征和物理化学特征

D:与人类有关的食物链E:常住和暂住人口特征，包括农业、工业、娱乐和公共设施情况 正确答案： A B C D E

380.α废物，指含原子序数>92的α辐射的放射性核素，其放射性比活度大于（ ）（对单个货包）的放射性废物。

A:4×105Bq/kg B:4×106Bq/kg C:4×107Bq/kg D:4×108Bq/kg 正确答案： B

381.α废物，指含原子序数>（ ）的α辐射的放射性核素，其放射性比活度大于4×106Bq/kg（对单个货包）或4×105 Bq/kg（平均每个货包）的放射性废物。 A:90 B:91 C:92 D:93 正确答案： C

382.主要含半衰期大于（ ）年核素的固体放射性废物，则需要更长的时间才能衰变到安全水平，因此必须经过严格的评价才能进行地表处置，通常采用地质处置。 A:10 B:20 C:30 D:50 正确答案： C

383.主要含半衰期5-30年核素的固体放射性废物，需要经过较长时间（几百年至上千年）的衰变，才能达到安全水平，因此要根据其所含核素的（ ）选择近地表处置或地质处置。 A:比活度大小B:放射学特征C:物理学特征D:化学特征E:生物学特征 正确答案： A B C D E

384.主要含半衰期（ ）年核素的固体放射性废物，需要经过较长时间（几百年至上千年）的衰变，才能达到安全水平，因此要根据其所含核素的放射学、物理学、化学和生物学特征，以此比活度大小，选择近地表处置或地质处置。 A:5-10 B:10-20 C:20-40 D:30-60 正确答案： A:5-30年

385.主要含半衰期大于60天，但不大于5年核素的固体放射性废物，需要经过较长时间，一般不超过（ ）年的衰变，其放射性比活度才能达到安全水平，因此通常用近地表处置，不需要用地质处置。

A:10 B:50 C:100 D:200 正确答案： C

386.主要含半衰期大于60天，但不大于（ ）年核素的固体放射性废物，需要经过较长时间（一般不超过100年）的衰变，其放射性比活度才能达到安全水平，因此通常用近地表处置，不需要用地质处置。 A:1 B:2 C:5 D:10 正确答案： C

387.只含半衰期不大于60天核素的固体放射性废物，通过较短时间，一般不超过（ ）年的贮存衰变就可以成为非放废物，因此不必送往放射性废物处置场进行处置。 A:1 B:2 C:5 D:10 正确答案： B

388.只含半衰期不大于（ ）天核素的固体放射性废物，通过较短时间（一般不超过2年）的贮存衰变就可以成为非放废物，因此不必送往放射性废物处置场进行处置。 A:30 B:60 C:90 D:120 正确答案： B

389.固体放射性废物根据放射性核素的半衰期和辐射类型可分为（ ）类。 A:2 B:3 C:4 D:5 正确答案： D

390.典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对核动力厂邻近区域的人口来说，由于核动力厂运行所导致的癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致癌症死亡风险总和的（ ）。 A:1/100 B:1/1000 C:1/10000 D:1/100000 正确答案： B

391.典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对紧邻核动力厂的正常个体成员来说，由于反应堆事故所导致立即死亡的风险不应该超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡风险总和的（ ）。

A:1/100 B:1/1000 C:1/10000 D:1/100000 正确答案： B

392.定性安全目标阐述了核安全的目的和原理，但定性安全目标不能提供具体的指标，从而不能解决（ ）层次的问题，这就需要确定定量安全目标。 A:技术B:操作C:管理D:监管 正确答案： B

393.核动力厂的安全目标是（ ）风险。 A:降低B:消除C:控制D:隔离 正确答案： C

394.核动力厂安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的（ ）措施控制之下。

A:防护措施B:安全C:技术D:管理E:监管 正确答案： C D 本题讲解：本节与第一章第二节重复，重复过的内容不再编题。凡是在教材中重复出现的内容都是考试的重点。

395.下列（ ）固体放射性废物要根据其所含核素的放射学、物理学、化学和生物学特征，以及比活度大小，选择近地表处置或地质处置。 A:主要含半衰期大于60天，但不大于5年核素

B:主要含半衰期5-30年核素C:主要含半衰期大于30年核素D:α废物 正确答案： B

396.下列（ ）固体放射性废物通常用近地表处置，不需要用地质处置。

A:只含半衰期不大于60天核素B:主要含半衰期大于60天，但不大于5年核素 C:主要含半衰期5-30年核素D:α废物 正确答案： B

397.下列（ ）固体放射性废物不必送往放射性废物处置场进行处置。

A:只含半衰期不大于60天核素B:主要含半衰期大于60天，但不大于5年核素 C:主要含半衰期5-30年核素的固体放射性废物D:α废物 正确答案： A

第17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

第18篇：注册核安全工程师执业资格考试(考试简介)

根据《《关于贯彻执行《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》、《注册核安全工程师执业资格考试实施办法》的通知》》(京人发[2003]109号)文件精神，从2003年起，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。

注册核安全工程师，英文名称：Nuclear Safety Engineer，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。

一、组织领导

北京地区注册核安全工程师执业资格考试工作，由北京市人事局和北京市环境保护局共同组织实施。北京市人事局负责考务管理和资格证书颁发工作，北京市环境保护局负责培训和注册管理工作。

二、适用范围

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。

三、考试时间及科目设置

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。

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。

四、报考条件

（一）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。

（二）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。

（三）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》。培训和考核认定的方法由人事部和国家环境保护总局另行规定。

（四）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，符合规定要求的，也可按规定的程序申请参加考试、注册和执业。

五、考试报名

符合条件的报考人员，按照有关规定办理报名缴费手续。

六、成绩管理

考试成绩实行两年为一个周期的滚动管理。参加全部4个科目考试的人员必须在连续的两个考试年度内通过应试科目；免试部分科目的人员必须在一个考试年度内通过应试科目。

七、合格证书

符合注册核安全工程师执业资格考试报考条件的人员，可按规定报名参加考试（具体报名事宜另行通知），合格者取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》。

八、注册

注册核安全工程师执业资格证书实行注册登记制度，每2年注册1次。资格证书持有者应按有关规定到北京市环境保护局或其授权的机构办理相关手续。

第19篇：注册核安全工程师报考条件和内容

注册核安全工程师报考条件和内容！

根据《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），现将2006年注册核安全工程师执业资格全国统一考试的具体安排通知如下：

一、报考对象及条件

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,均可申请参加注册核安全工程师执业资格考试：

（一）取得理工类专业博士学位，从事核安全工作满1年。

作满3年。

（三）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。

（四）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。

（五）取得理工类专业本科学历，从事核安全工作满10年。

（六）取得理工类专业大专学历，从事核安全工作满15年。

（二）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

（七）取得理工类专业中专学历，从事核安全工作满20年。

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》，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。

二、考试成绩管理

注册核安全工程师执业资格考试的考试成绩实行两年为一个周期的滚动管理。参加全部四个科目考试的人员必须在连续两个考试年度内通过全部科目；免试两个科目的人员必须在一个考试年度内通过应试科目。

三、考试科目、方式及时间安排

考试日期 考试时间 考试科目 考试方式9月9日 上午9：00—12：00 核安全相关法律法规 闭卷笔试

9月9日 下午14：00—17：00 核安全综合知识 闭卷笔试

9月10日 上午9：00—12：00 核安全专业实务 闭卷笔试

9月10日 下午14：00—17：00 核安全案例分析 闭卷笔试

四、考试范围

考试范围详见《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》。

鉴于《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》（***令第449号）已经颁布执行，1989年10月24日***发布《中华人民共和国放射性同位素与射线装置放射防护条例》同时废止，故从本年度开始，《核安全相关法律法规》科目中与此条例相关的考试内容由新法规代替。主要包括：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。

五、考试地点

××××年度考试在全国设××考点，考生可根据个人情况选择其中一个考点参加考试。考生参加考试的地点以准考证为准。

六、报名办法

考试报名分现场报名和邮寄报名两种方式，考生可自行选择。

（一）现场报名时间与地点

报名时间 报名地点 详细地址 联系电话

第20篇：注册核安全工程师执业资格考试大纲 (版)

附件一：

注册核安全工程师执业资格考试大纲 （2011年版）

第一部分《核安全相关法律法规》科目

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、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；

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安全监督管理条例实施细则之一——核电厂安全许可证的申请和颁发》 熟悉核电厂安全许可证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.《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、潜在照射的控制一源的要求、应急照射情况的干预和持续照射情况的干预的基本规定。

14.《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》

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。

15.《民用核安全设备监督管理条例》

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。

16.《放射性物品运输安全管理条例》

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。

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。

四、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，第四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确良基本规定。

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；

熟悉和1章中定义，和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，和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、

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

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.了解放射性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。

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扩监测（个人和工作场所）。

8.了解内照射和外照射的评价的原则和方法。

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.掌握流出和环境放射性监测的目的和范围。

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。

第三部分《核安全专业实务》科目

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。

考试内容

一、反应堆工程

1.了解核动力厂和其他反应堆的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功能。

3.熟悉反应堆堆本体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、安全功能和部分分级、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。

核动力厂首次半截燃料的必要条件；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。

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项卡址、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。

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α、β、γ、a、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.了解计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、事故时报应急响应要求。

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。

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；基本性能。

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.熟悉物项制造中质量保证。

12.熟悉核设施建造、调试和运行期间的质量保证。

第四部分《核安全案例分析》科目

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，也可对本案例发表酚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。

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；

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：

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：

（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； 人因引起紧急停堆， 现场辐照组操作人员失误，控制室操纵员的诊断和决策失误，与控制室操纵员交流失误，引入的负反应性过快过大 。

（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。

《注册核安全工程师关键岗位职责.doc》

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