关于公布《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》的公告
生态环境部（国家核安全局）近日正式批准《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》，从2018年注册核安全工程师执业资格全国统一考试开始实施。现将《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》以公告形式予以公布。
附件：注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）.pdf
注册核安全工程师执业资格考试大纲
（2018年版）
第一部分《核安全相关法律法规》科目考试大纲
考试目的
通过本科目考试，检验参加考试人员对我国核安全法律法规体系、核安全重要法律法规的规定和要求、与核安全有关的法律法规的相关规定和要求、国际公约与相关文件的规定和要求等内容了解、熟悉或掌握的程度，促使参加考试人员进一步树立风险意识，增强核安全法律观念。本科目是从事核安全审评、核安全监督、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必备的法律知识。
考试内容
一、我国核安全法律法规体系
1.了解我国核安全法律法规体系。
2.熟悉我国核安全法律法规体系各个层次之间的相互关系。
3.掌握我国核安全法律法规体系各个层次的制定、发布部门和法律地位。
二、核安全的重要法律和法规
1.《中华人民共和国放射性污染防治法》
了解总则、放射性污染防治的法律责任；
熟悉核设施的放射性污染防治、核技术利用的放射性污染防治、铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用的放射性污染防治；
掌握放射性污染防治的监督管理、放射性废物管理及附则中给出的用语含义。
2.《中华人民共和国核安全法》
了解法律责任；
熟悉总则；
掌握监督检查以及附则中给出的用语含义；
掌握核设施安全、核材料和放射性废物安全、核事故应急、信息公开和公众参与的有关内容。
3.《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。
4.《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。
5.《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。
6.《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》
了解总则和法律责任；
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。
7.《民用核安全设备监督管理条例》
了解总则、标准和法律责任；
熟悉许可、民用核设备进出口及监督检查的规定及要求；
掌握设计、制造、安装和无损检验及附则中给出的用语含义。
8.《放射性物品运输安全管理条例》
了解总则和法律责任；
熟悉对放射性物品运输容器的设计、制造、使用的要求；
掌握放射性物品运输的具体规定及检查要求。
9.《放射性废物安全管理条例》
了解总则、监督管理和法律责任；
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
第0部分通用系列规章
HAF001/01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。
HAF001/01/01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。
HAF001/02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。
HAF001/02/01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。
HAF001/02/02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。
HAF001/02/03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营运单位报
告制度的各项要求。
HAF001/03民用核设施安全监督管理
条例实施细则之三─研究
堆安全许可证的申请和颁
发
熟悉研究堆安全许可证件的申请
和颁发的各项要求。
HAF002/01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
熟悉核电厂营运单位的应急准备
和应急响应的各项要求。
HAF003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。
第1部分核动力厂系列规章
HAF101核电厂厂址选择安全规定了解核电厂厂址选择与安全评价
的基本要求。
HAF102核动力厂设计安全规定了解核动力厂设计的基本要求。
HAF103核动力厂运行安全规定了解核动力厂运行的基本要求。
HAF103/01核电厂运行安全规定附件
一——核电厂换料、修改
和事故停堆管理
了解基本内容。
第2部分研究堆系列规章
HAF201研究堆设计安全规定了解基本内容。
HAF202研究堆运行安全规定了解基本内容。
第3部分非堆核燃料循环设施系列规章
HAF301民用核燃料循环设施安全
规定
了解基本内容。
第4部分放射性废物管理系列规章
HAF401放射性废物安全监督管理
规定
了解基本内容。
HAF402放射性固体废物贮存和处
置许可管理办法
了解基本内容。
第5部分核材料管制系列规章
HAF501/01中华人民共和国核材料管
制条例实施细则
熟悉实施细则的各项要求。
第6部分民用核安全设备监督管理系列规章
HAF601民用核安全设备设计制造
安装和无损检验监督管理
规定
熟悉基本情况和基本结构；
掌握前四章。
HAF602民用核安全设备无损检验
人员资格管理规定了解基本情况；
熟悉资格等级划分和各等级检验人员可承担的工作。
HAF603民用核安全设备焊工焊接
操作工资格管理规定
了解基本情况。
HAF604进口民用核安全设备监督
管理规定熟悉基本情况和基本结构；掌握第一章和第四章。
第7部分放射性物品运输管理系列规章
HAF701放射性物品运输安全许可
管理办法
了解基本内容。
HAF702放射性物品运输安全监督
管理办法
了解基本内容。
第8部分放射性同位素和射线装置监督管理系列规章
HAF801放射性同位素与射线装置
安全许可管理办法熟悉第一章总则、第二章许可证的申请与颁发的要求；
掌握第四章监督管理的规定。
HAF802放射性同位素与射线装置
安全和防护管理办法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；
熟悉第二章场所安全和防护、第三章人员安全和防护的要求；掌握第五章监督检查、第六章应急报告与处理的规定。
第9部分辐射环境系列规章
HAF901电磁辐射环境保护管理办
法
了解基本内容。
四、重要规范性文件
国家环境保护总局公告2005年第62号关于发布放射源分类办
法的公告
了解非密封源分类；
熟悉常见放射源所属类别；
掌握放射源分类原则。
环境保护部、国家
卫生和计划生育委员会公告2017年第66号关于发布《射线装置分
类》的公告
了解制定本办法的依据；
熟悉常用射线装置所属类别；
掌握射线装置分类原则。
国环规辐射〔2016〕1号关于印发《民用核燃料
循环设施分类原则与基
本安全要求（试行）》
的通知
了解制定本办法的依据和本办法
适用的民用核燃料循环设施的范
围；
熟悉附表中各类别核燃料循环
设施所属类别；
掌握核燃料循环设施分类、各类
设施的基本安全要求。
国核安发〔2013〕165号关于印发《研究堆安全
分类（试行）》的通知
了解制定本办法的依据；
熟悉附录中我国在役民用研究
堆安全分类示例情况；
掌握研究堆安全分类准则和安
全特性。
国核安发〔2016〕79号关于发布《民用核安全
设备目录（2016年修
订）》及有关解释说明
的通知
了解目录的基本内容及2016年
目录修订的解释和说明；
熟悉相比2007年发布的《民用核
安全设备目录（第一批）》，在
2016年修订后的目录中，新增的
配电变压器等设备所属类别。
环境保护部公告2010年第31号关于发布《放射性物品
分类和名录》（试行）
的公告
了解制定本名录的依据；
熟悉表一有关各类放射性物品
举例情况；
掌握放射性物品分类原则。
环境保护部、工业关于发布《放射性废物了解制定本办法的依据、总则、
和信息化部、国家国防科技工业局公告2017年第65号分类》的公告各类放射性废物限值；
熟悉常见放射性废物所属类别、
豁免或者解控的计量准则；
掌握放射性废物分类体系、各类
别放射性废物对应的处置方式。
人发〔2002〕106号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。
国核安发〔2010〕25号注册核安全工程师执业
资格关键岗位名录（第
一批）
熟悉名录内容和注册核安全工
程师注册领域划分。
人社部发〔2017〕68号人力资源社会保障部关
于公布国家职业资格目
录的通知
了解《国家职业资格目录》制定
的背景；
熟悉国家职业资格目录管理方
式、注册核安全工程师执业资格
在国家职业资格目录中的地位。
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条保存人等条款的基本内容；
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条暂时适用、第16条修正、第17条退约、第18条保存人等条款的基本内容；
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，附件一和附件二等条款的基本内容；
熟悉第1、2、3、4、5、6、7、17（除第2款）条等条款的基本规定。
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。
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、原子核反应。
熟悉放射性活度的含义及三大天然放射性系列中的主要核素、常用的核辐射类型及其特征、核裂变及核能的利用。
掌握放射性核素的衰变规律及放射性核素的衰变常数、半衰期及寿命的概念，γ射线与物质的相互作用，介质对γ、X射线的衰减规律；中子诱发裂变与裂变能。
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以及核动力厂使用的其他核反应堆堆型；国内外新型压水反应堆（AP1000、CAP1400、EPR、华龙一号等）；研究堆的基本概念、应用领域以及国内外典型研究堆；反应堆及核动力装置的功率控制、核反应堆保护系统。
熟悉压水堆核电厂的基本特点、系统及设备组成。
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、核燃料循环设施
了解铀矿开采和加工、铀化合物转化、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。
熟悉核技术利用的密封源和非密封源的分类、主要参数及其辐射防护的要点；核反应堆和加速器生产放射性同位素及放射性同位素的应用；射线装置的主要种类及其应用。
七、辐射防护基础
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。
熟悉辐射防护的目的与任务；熟悉辐射源种类、来源与水平；熟悉辐射照射的分类、电离辐射的生物效应；熟悉辐射防护中使用的量及其单位；熟悉实践与干预、辐射防护的基本原则。
八、基本安全原则
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
了解对决策层的要求、对管理层的要求和个人的响应等的主要内容；安全文化的有形的表征；核安全文化的持续推进的主要内容；核安全文化评估过程；核安全文化评估的回访。
熟悉安全文化的主要组成部分；核安全文化特征的良好实践举例；核安全文化评估的目的和依据；核安全文化评估方法。
掌握国际原子能机构（IAEA）关于安全文化的定义；《核安全文化政策声明》关于核安全和核安全文化的定义；核安全文化的八个特征及其描述；核安全文化特征的属性；核安全文化评估的范围。
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需的业务技能和工作能力。
考试内容
一、核安全监管概述
了解核安全监督管理的范围和组织机构，其他一些核与辐射安全监管工作。
熟悉核安全许可制度与核安全监督管理体系。
二、核设施质量保证要求
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；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
了解核设施厂址的环境特征及其评价方法，包括与确定厂址适宜性和设计基准相关的外部自然事件（地质、地震、水文、气象等）与外部人为事件（飞机坠毁、爆炸等）影响的评价；与辐射环境影响和实施应急计划可行性相关的厂址环境特征的评价，如大气和水体的弥散与人口分布特征等；与放射性废物处置相关的场址评价要求。
四、核动力厂的设计安全要求
了解核动力厂系统设计总体安全要求，核动力厂安全管理要求，核动力厂安全功能、安全分级和设计规范，核动力厂构筑物、系统和部件的可靠性设计，核动力厂辐射防护设计安全要求，核动力厂防火设计安全要求，核动力厂概率安全
分析及其在安全管理中的应用。
熟悉核动力厂纵深防御原则，核动力厂设计基准事故安全分析，核动力厂严重事故的预防和缓解。
掌握核动力厂安全目标和设计基本安全要求。
五、核动力厂的运行
了解核动力厂的在役检查和定期试验。
熟悉运行限值和条件、核动力厂运行的安全管理。
六、民用核安全设备监督管理
了解我国民用核安全设备监管的发展历程；我国对进口民用核安全设备监管的基本要求；我国对民用核安全设备活动过程中质量保证体系建立、关键物项分包、报告制度及标准的基本要求；我国民用核安全设备资格管理制度的基本要求；我国民用核安全设备特种工艺人员资格管理的基本要求。
熟悉我国民用核安全设备关于设备鉴定、重大质量问题及在役检查能力验证等方面的管理原则要求。
掌握我国民用核安全设备监管的主要制度手段；我国民用核安全设备资格管理证书的分类；我国民用核安全设备特种工艺人员资格管理的分类。
七、核燃料循环设施核安全监督管理
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
了解核材料平衡区划分的基本原则、核材料衡算的闭合平衡方法和核材料不平衡差的概念及其表达式。
熟悉核材料管制的目的、基本要求与主要对策；实物保护的基本概念，核材料和核设施的实物保护级别划分依据及各个级别实物保护的要求。
九、核与辐射应急准备和响应及其监督管理
了解核动力厂营运单位场内应急预案的基本内容；干预水平的基本概念；防护行动的基本类型；操作干预水平的基本概念；应急工作人员应急照射的剂量控制标准；应急行动水平的基本概念；核设施应急报告制度；应急计划区的基本概
念；核设施应急计划区的类型与划分原则；核设施场内主要核应急设施；核动力厂主控室等重要应急设施的可居留性要求；核设施应急演习频度要求；国家核安全监管部门对核设施运营单位应急与响应监管的基本要求；辐射事故应急预案的基本内容。
熟悉三里岛核事故、切尔诺贝利核事故和福岛核事故中应急响应的基本情况；核应急在纵深防御理念中的作用；我国核事故应急管理体系；日本福岛核事故后，我国在国家和核电集团公司层面上核应急响应能力的建设情况；应急干预的基本原则；核动力厂应急状态的划分；应急演习类型。
掌握辐射事故分级；国际核与辐射事件分级表中事件等级类别，以及确定事件等级的影响因素。
十、放射性同位素和射线装置的安全监管
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、核技术利用放射性废源返回生产厂家或送贮的政策、城市放射性废物库的安全防范系统要求。
熟悉放射性同位素和射线装置安全监管的相关规定和要求、放射性同位素和射线装置的安全许可管理、常用的放射性同位素和射线装置应用中的辐射防护问题。
十一、放射性废物和核与辐射设施退役安全监管
了解放射性废物贮存要求和安全监管；极低放、低、中放和高放废物处置库选址、建造、运行与关闭安全要求；退役的去污、拆卸、切割解体技术与环境清污要求。
熟悉放射性废物的产生和分类；放射性废气、废液和固体废物的处理与安全监管；废物最小化和气、液态流出物排放基本要求；源项调查和退役前期准备；退役过程的安全问题和应对措施。
掌握放射性废物管理基本原则和目标；各类放射性废物处置基本原则和要求；核设施与辐射设施退役的退役策略和退役目标确定；退役的废物管理与安全监管。
十二、放射性物品运输安全监督管理
了解放射性物品运输辐射风险的特征；各种放射性物品运输方式的地位和发
展趋势；放射性物品运输法规标准体系；GB11806中关于货包的试验要求、货包标志与标签及运输车辆标牌及运输文件、需要主管部门审批的事项等内容。
熟悉我国现行有效的放射性物质安全运输规程；我国放射性物品运输安全许可和监督管理的有关要求。
掌握货包类型及放射性物质限制的有关内容。
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和弥散途径、流出物排放控制的原则、流出物排放要求和排放准则、流出物监测的基本要求、流出物排放的监管策略。
十四、辐射环境监测
了解环境中放射性的背景情况、辐射环境监测的管理、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。
熟悉辐射环境监测概况、辐射环境监测方法。
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
考试试题分为单项选择题、多项选择题、问答题及案例分析题。其中，《核安全相关法律法规》《核安全综合知识》《核安全专业实务》三科的考试试题均为单项选择题和多项选择题；《核安全案例分析》的考试试题采用问答题与案例分析题相结合的形式。
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）
国家对核与辐射安全相关事项施行许可制度，由国家核安全局负责审批的事项包括（）。
a.从事放射性污染防治的专业人员资格认定；
b.民用核设施操纵员执照核发；
c.民用核设施选址、建造、装料、运行、退役等活动审批；
d.民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位许可证核发；
e.生产放射性同位素、销售和使用Ⅰ类放射源、销售和使用Ⅰ类射线装置单位许可证核发。
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，操纵员立即按紧急停堆按钮，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。）
参考答案：
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；
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。
注册核安全工程师考试复习资料 【阅读说明】 除标题均有加粗外，其他标记说明如下： 一般内容：无加粗 一般重要：加粗 重要：加粗、颜色字体 非常重要：加粗、下划线 《核安全专业实务》 第一章核安全监管概述 第一节核安全监督管理的范围和组织机构 一、国务院核安全监管部门监督管理的范围 1.1984年，国家核安全局成立。 2.2003年6月28日，通过《放射性污染防治法》，该法从保护环境出发，重点关注环境安 全，主要规范核技术应用、放射性废物和伴生放射性矿涉及的放射性污染防治，也对核设施安全提出了基本要求。 3.2017年9月1日，通过《核安全法》，该法是有关核领域安全问题的专门法，重点以核 设施、核材料安全为主要规范内容，同时也对放射性废物和乏燃料的安全作出规定，规范了放射性废物处置的要求。 4.国家建立了安全许可、监督检查执法、事故应急与调查处理、环境影响评价、辐射环境 监测、人员资质管理等核安全监管制度。 二、核安全监管的组织机构 5.国家核安全局下设核设施安全监管司、核电安全监管司、辐射源安全监管司等三个业务 司。 6.国家核安全局主要业务职责： （1）组织拟定核与辐射安全政策、规划、法规等。 （2）负责核设施的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。 （3）负责核活动的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。 （4）负责核安全设备设计、制造、安装和无检验活动的行政许可和监督检查。 （5）组织辐射环境监测。
（6）组织核与辐射事故应急准备和响应,参与核与辐射恐怖事件的防范和处置。 （7）负责核材料管制核安全监管。 （8）负责核与辐射安全从业人员资质管理和相关培训。 （9）负责放射性污染治理的监督。 （10）负责电磁辐射装置设施的行政许可和监督检查。 7.环境保护部地区核与辐射安全监督站主要职责为: （1）负责核设施核与辐射安全的日常监督； （2）负责核设施辐射环境管理的日常监督； （3）负责由环境保护部直接监管的核技术利用项目辐射安全和辐射环境管理的日常监督； （4）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用单位核与辐射事故(含核与辐射恐怖袭击事件)应急准备工作的日常监督,以及事故现场应急响应的监督； （5）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用项目辐射监测工作的监督及必要的现场监督性监测、取样与分析； （6）负责对地方环境保护部门辐射安全和辐射环境管理工作的督查； （7）负责核设施现场民用核安全设备安装活动的日常监督和民用核设施进口核安全设备检查、试验的现场监督； （8）负责民用核设施内放射性物品运输活动的监督； （9）承办环境保护部交办的其他事项。 8.地方辐射环境保护部门 （1）辐射环境管理实行国家和省（区、市）两级管理； （2）国家核安全局监督管理部门对全国辐射环境保护工作实施统一监督管理；省级人民政府对本辖区内的辐射环境保护工作实施统一监督管理。 （3）地方辐射环境保护部门受地方政府领导，接受国家核安全局的业务指导。 9.受委托的技术支持单位应当对其技术评价结论的真实性、准确性负责。 10.核安全与环境专家委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，其职能是协助制订 核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作，为国家核与辐射安全重大决策提供科学依据。 11.核与辐射安全法规标准审查委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，对核与辐 射安全政策、规划、法规和标准、以及法规标准体系进行技术审查，提出核与辐射安全
2020年注册安全工程师《其他安全》新旧教材对比
2020版本注安教材《其他安全》与2019版的区别 233网校徐曰勇老师2020.7.29日整理 （一）P11页，19版：案例6 对某热力公司现场安全检查案例 改为案例6 对某热力公司安全教育培训案例 只有标题修改，内容没有变化 （二）P15页，19版：案例8 大客车翻车事故案例【因属于交通运输案例，删除】 改为案例8 水泥生产厂安全生产标准化企业创建工作案例 某水泥生产工厂的主要设施包括:石灰石库、原材料堆场、熟料库、水泥成品筒形库、备件材料存储仓库、水泥包装设施、水泥散装设施、维修车间、配电室等。主要设备包括:回转窑1条、球磨机2台、磨煤机1台、选粉机4台、辊压机2 台、高压离心风机9台、螺杆式空压机8 台、桥式刮板取料机1 台、侧堆取料机4台、电收尘器2套、皮带机25 条、篦冷机1 台、9MW 余热发电机组1套及配套锅炉2 台、回转式包装机3台、叉车4辆、起重设备3 台、电气焊设备及气瓶若干。 2017 年8月，该工厂启动了安全生产标准化二级企业达标创建工作，按照相关要求，工厂总经理甲指定安环部成立应急救援预案编制小组，由安环部部长乙任组长，安环部其他员工为组员，10 月初完成了应急救援预案编制并由组长签发。2018 年12 月，该厂通过了安全生产标准化二级企业验收。 2019 年4月底，该厂在安全生产大检查中发现水泥成品筒形库内壁有附着物，存在脱落风险，必须进行清理。5月8日，维修班当班班长丙在办理《高处作业安全许可证》后，安排架子工搭设了16m 高的脚手架，维修班员工丁、戊登高对成品筒形库内壁进行清理维修，于当天15 时完成该项作业。 2019年6月10 日，该工厂按照《企业安全生产标准化基本规范》关于设备设施检维修要求，编制了检维修方案，对4 号窑进行了检维修。当天4时03 分，止火停窑；10时37 分，窑油煤混烧保温。窑内油煤混燃，产生大量的一氧化碳，窑内烟气经过预热器进入增湿塔和生料粉磨系统后，再进入窑尾电收尘器。在检修过程中，进入窑尾电收尘器进行了维修。 根据以上场景，回答下列问题: 1.指出工厂应急预案编制过程中存在的问题，并简述应急预案的编制程序。 2. 简述水泥成品筒形库内壁清理维修高处作业完工后的安全要求。 3. 根据《企业职工伤亡事故分类》(GB 6441) ，辨识4号窑尾电收尘器维修过程中存在的危险有害因素。 4. 指出进入4 号窑尾电收尘器进行维修作业时应佩戴的劳动防护用品，并说明其作用。
2016 年全国注册核安全工程师考试综合知识真题 单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、质量数 B、电子 C、质子和中子之间的比例 D、中子数 2、衰变常数与半衰期的关系（A）。P8 A、T1/2 =ln2/ λ B、T1/2 *λ=1 C、T1/2 * λ =0.37 D 、T1/2 *λ =0.5 3、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K 有效来表示，它定义为（A）。31 A、新中子与老中子之比 B、老中子消失率 C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积 4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31 A、小于 1 B、大于 1 C、等于 1 D、接近1 5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。 A、圆柱形 B、方块形 C、长方形 D、圆锥形 6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。 A、1/3 B、1/4 C、1/2 D、2/3 7、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。175 A、热管段 B、冷管段 C、波动管段 D、直管段 8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D），可靠性比较低。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。 A、石墨 B、氦气 C、二氧化碳Ｄ、金属钠 11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev 以上的快中心引起的反 应堆。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 12、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。A、中子源B、电子源C、质子源D、核子源 14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142 A、反应堆功率控制B、功率调节C、NSSS系统D、蒸汽发生器水位调节系统 15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。A、国务院核安全监管部门B、设计部门C、核行业主管部门D、营运单位 16、对安全的责任主要由（）承担。315 A、许可证持有者 B、设计部门 C、政府部门 D、营运单位 17、当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性 B、应力 C、抗压 D、断裂 18、在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。 A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀 D 、六氟化铀 19、四氟化铀是制备六氟化铀和（A）的原材料。188
2020年注册核安全工程师职业资格考试题《核安全专业实物》《核安全相关法律法规》 一、单项选择 1. 全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量为 2.4mSv，典型范围为( )mSv。 A.0.1-50 B.0.2-20 C.0.5-15 D.1-10 正确答案：D 2. 核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。SG(蒸汽发生器)二次侧的压力往往由( )决定，不必预先规定正负不确定性。 A.冷却剂流量 B.蒸汽温度 C.蒸汽压力 D.热平衡 正确答案：D 3. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别
D.以上三者均包含 正确答案：A 4. 医用加速器在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测( )次。 A.1 B.2 C.3 D.4 正确答案：A 5. 不符合项处理和纠正措施要求应由责任部门按时完成，然后由( )验证其实施情况，并写出验证报告。 A.工程承担部门 B.工程管理部门 C.质量监督部门 D.计划控制部门 正确答案：C 6. 由于红油爆炸事故可能发生在温度超过( )℃的条件，在后处理厂采用的PUREX流程中，只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。 A.120 B.125 C.130
D.135 正确答案：C 7.. ( )是指营运单位或地方应急响应组织要全面启动的应急演习。 A.单项演习 B.综合演习 C.联合演习 D.B和C 正确答案：B 8. 核电厂监督要求Ⅱ：如果在频度规定的时间间隔( )倍的时间范围内执行了监督，其计时不管是从上一次执行算起或从满足规定条件时算起，都是满足了每个监督要求规定的频度。 A.1.25 B.1.5 C.1.75 D.2 正确答案：A 9. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别
2016年全国注册核安全工程师考试综合知识真题 单选 1、原子核的稳定性与（C）有关。P5 A、质量数 B、电子 C、质子和中子之间的比例 D、中子数 2、衰变常数与半衰期的关系（A）。P8 A、T1/2 =ln2/λ B、T1/2 *λ=1 C、T1/2 *λ=0.37 D、T1/2 *λ=0.5 3、核反应堆内链式反应继续进行的条件可以方便地用有效增值系数K有效来表示，它定义为（A）。31 A、新中子与老中子之比 B、老中子消失率 C、新中子产生率 D、新中子与老中子之积 4、在反应堆中为了保证链式反应的持续进行，K有效应（C）。P31 A、小于1 B、大于1 C、等于1 D、接近1 5、压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（D）二氧化铀陶瓷燃料芯块。 A、圆柱形 B、方块形 C、长方形 D、圆锥形 6、我国核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换（A）燃料组件。 A、1/3 B、1/4 C、1/2 D、2/3 7、反应堆压力容器上冷却剂出口管嘴到蒸汽发生器入口的管道称为（A）。175 A、热管段 B、冷管段 C、波动管段 D、直管段 8、蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（D），可靠性比较低。68 A、1/3 B、1/2 C、1/5 D、1/4 9、在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（A）作为主循环泵。70 A、轴密封 B、全密封 C、半密封 D、不密封 10、第三代高温气冷堆中的慢化剂（A）。 A、石墨 B、氦气 C、二氧化碳Ｄ、金属钠 11、快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（A）Mev以上的快中心引起的反应堆。57 A、0.1 B、1 C、0.5 D、0.2 12、在核动力厂的设计上做到至少（D）小时内，不需要操作员干预。105 A、8 B、30 C、36 D、72 13、研究堆是指主要用来作为（A）的核反应堆。 A、中子源 B、电子源 C、质子源 D、核子源 14、反应堆功率控制是由（A）系统来实现的。142 A、反应堆功率控制 B、功率调节 C、NSSS系统 D、蒸汽发生器水位调节系统 15、所有应用于设计和设计验证的计算机分析软件和试验设施，均需通过（）的认可。 A、国务院核安全监管部门 B、设计部门 C、核行业主管部门 D、营运单位 16、对安全的责任主要由（）承担。315 A、许可证持有者 B、设计部门 C、政府部门 D、营运单位 17、当金属材料在无所次重复或交变载荷作用下而不致引起断裂的最大（），叫做疲劳强度。 A、塑性 B、应力 C、抗压 D、断裂 18、在所有铀氧化物中，（B）是最稳定的。 A、二氧化铀 B、八氧化三铀 C、四氟化铀D 、六氟化铀
《安全技术》数据记忆： 1.皮带传动机械的防护： 皮带防护罩与皮带的距离不要小于50mm，设计要合理，不要影响机器的运行。一般传动机构离地面2 m以下，要设防护罩。但在下列3种情况下，即使在2 m以上也应加以防护：皮带轮之间的距离在3 m以上；皮带宽度在15 cm以上；皮带回转的速度在9 m／min以上。 2.一般防护罩不准脚踏和站立；必须作平台或阶梯时，应能承受1500N的垂直力，并采取防滑 措施 3.防护人体手掌(不含第一掌指关节)、通过的防护网，其网眼开口宽度小于等于20mm 手指尖； 6.5；手指：12.5上肢：47；足尖：76 4.厂区干道的路面要求 车辆双向行驶的干道，宽度不小于5 m；有单向行驶标志的主干道，宽度不小于3 m。进入厂区门口，危险地段需设置限速牌、指示牌和警示牌。 车间安全通道要求 通行汽车，宽度>3 m；通行电瓶车、铲车，宽度>1.8 m；通行手推车、三轮车，宽度>1．5 m；一般人行通道，宽度>l m。 5.特异或非标准设备按外形最大尺寸分类：大型，长>12 m；中型长6~12m；小型，长<6m 6.1)、设备间距(以活动机件达到的最大范围计算)、：大型≥2 m，中型≥l m，小型≥0．7 m。 大、小设备间距按最大的尺寸要求计算。如果在设备之间有操作工位，则计算时应将操作空间与设备间距一并计算。若大、小设备同时存在时，大、小设备间距按大的尺寸要求计算。 (2)、设备与墙、柱距离(以活动机件的最大范围计算)、：大型≥0．9 m，中型≥0．8 m，小 型≥0. 7 m。在墙、柱与设备间有人操作的，应满足设备与墙、柱间和操作空间的最大距离要求。 (3)、高于2 m的运输线应有牢固的防罩(网)、，网格大小应能防止所输送物件坠落至地面； 对低于2 m的运输线的起落段两侧应加设护栏，栏高1.05m。 产品坯料等应限量存入，白班存放量为每班加工量的1.5倍，夜班存放量为加工量的2.5倍，但大件不超过当班定额。 工件、物料摆放不得超高，在垛底与垛高之比为1：2的前提下，垛高不超出2 m(单位超高除外)、，砂箱堆垛不超过3.5 m。 7、1．砂轮机安装过程中的注意事项 (1)、安装位置的选择。如果受厂房地形的限制不能设置专用的砂轮机房，则应在砂轮机正面 装设不低于1．8 m高度的防护挡板，并且要求挡板牢固有效。 要求直径大于或等于200mm的砂轮装上法兰盘后应先进行静平衡调试 安装砂轮与卡盘的匹配。匹配问题主要是指卡盘与砂轮的安装配套问题。按标准要求，砂轮法兰盘直径不得小于被安装砂轮直径的1／3，且规定砂轮磨损到直径比法兰盘直径大10mm时应更换新砂轮。此外，在砂轮与法兰盘之间还应加装直径大于卡盘直径2 mm、厚度为1～2 mm 的软垫 砂轮防护罩的开口角度在主轴水平面以上不允许超过90゜。防护罩应安装牢固可靠，不得随意拆卸或丢弃不用。 防护罩在主轴水平面以上开口大于等于30゜时必须设挡屑屏板 托架是砂轮机常用的附件之一。砂轮直径在150m以上的砂轮机必须设置可调托架。砂轮与托架之间的距离应小于被磨工件最小外形尺寸的1／2，但最大不应超过3 mm 7.剪板机操作者送料的手指离剪刀口应保持最少200mm以外的距离，并且离开压紧装置 8.电动启动装置的按钮盒，其按钮上需标有“启动”、“停车”等字样。停车按钮为红色，其位 置比启动按钮高10－12 mm 9.钢丝绳在使用时，每月至少要润滑2次。润滑前先用钢丝刷子刷去钢丝绳上的污物并用煤油
注册安全工程师事故案例分析重点知识点总结 Modified by JACK on the afternoon of December 26, 2020
安全生产事故案例分析重要考点归纳1、事故调查时限60天 2、事故结案时限90天 3、事故直接经济损失统计范畴：3项费用。 （1）人身伤亡后所支出的费用：医疗费用(含护理费用) ； 丧葬及抚恤费用；补助及救济费用；歇工工资 （2）善后处理费用：处理事故的事务性费用；现场抢救费用；清理现场费用；事故罚款和赔偿费用 （3）财产损失价值：固定资产损失价值；流动资产损失价值 4、事故间接经济损失统计范畴：6项费用。 停产、减产损失价值；工作损失价值；资源损失价值；处理环境污染的费用；补充新职工的培训费用(见附录A) ；其他损失费用 ５、企业职工伤亡事故类型：20类； ６、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。 ７、事故调查处理的原则：4项（１）实事求是、尊重科学的原则；（２）“四不放过”原则；（３）公正、公开的原则；（４）分级管辖的原则 ８、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。 ９、能量转移理论；事故模型的理论及分析方法 10、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。 11、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。 12、事故直接原因：3要素：人、机、环境因素 13、事故间接原因：3方面－管理、教育、技术 14、事故预防：3战略－预防、应急、罚戒 15、事故预防：3对策－工程、教育、管理 16、事故责任划分： 17、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。
附件 2013年第一批注册核安全工程师确认注册人员名单 表1：2013年第一批申请注册人员 序号 执业单位 代号 执业单位名称 注册人 姓名 注册编号 执业范围 注册有效期 1 ADP 东方阿海珐核泵有限责任公司 王 锋 ZADPA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 2 AHK 中国能源建设集团安徽电力建设第二工程公司 贾建胜 ZAHKA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 3 ATC 山东省科学院 马君健 ZATCC01-1502辐射防护 2015年2月28日 4 BGF 北京原子高科金辉辐射技术应用有限公司 韩全胜 ZBGFC01-1502辐射防护 2015年2月28日 5 BRM 北京市城市放射性废物管理中心 宋志艳 ZBRMA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 6 CHD 四川华都核设备制造有限公司 余志伟 ZCHDB01-1502核质量保证 2015年2月28日 7 CIU 核工业二三〇研究所 林 利 ZCIUC02-1502辐射防护 2015年2月28日 8 CIU 核工业二三〇研究所 刘群芳 ZCIUE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 9 CIU 核工业二三〇研究所 张永祥 ZCIUC01-1502辐射防护 2015年2月28日 10 CIU 核工业二三〇研究所 钟志贤 ZCIUE02-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 —2—
序号 执业单位 代号 执业单位名称 注册人 姓名 注册编号 执业范围 注册有效期 11 CNP 中核武汉核电运行技术股份有限公司 张 维 ZCNPB03-1502核质量保证 2015年2月28日 12 CWF 赛王（泰州）辐射技术应用有限公司 谷继品 ZCWFA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 13 CWF 赛王（泰州）辐射技术应用有限公司 靳峰雷 ZCWFC01-1502辐射防护 2015年2月28日 14 CZE 中国中原对外工程有限公司 黄美德 ZCZEB02-1502核质量保证 2015年2月28日 15 CZE 中国中原对外工程有限公司 陆建宏 ZCZEA01-1502核安全综合管理 2015年2月28日 16 CZE 中国中原对外工程有限公司 吕成恩 ZCZEB01-1502核质量保证 2015年2月28日 17 DFH 河南东方环宇环境科技工程有限公司 王东东 ZDFHC01-1502辐射防护 2015年2月28日 18 ECE 中国电力工程顾问集团华东电力设计院 韩文星 ZECEB01-1502核质量保证 2015年2月28日 19 ESL 核工业二四〇研究所 曹洪亮 ZESLC01-1502辐射防护 2015年2月28日 20 ESL 核工业二四〇研究所 崔长远 ZESLC02-1502辐射防护 2015年2月28日 21 ESL 核工业二四〇研究所 王迎新 ZESLE02-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 22 ESL 核工业二四〇研究所 杨秀英 ZESLE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 23 ESL 核工业二四〇研究所 张旭光 ZESLE03-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 24 FJF 福建吉星辐照科技发展有限公司 黄海潮 ZFJFB01-1502辐射防护 2015年2月28日 25 HGY 核工业二七〇研究所 陈志平 ZHGYE01-1502辐射环境监测与评价 2015年2月28日 26 HGY 核工业二七〇研究所 张东亚 ZHGYC01-1502辐射防护 2015年2月28日 —3—
注册安全工程师考试教材及参考书
注册安全工程师考试教材及参考书 代号书名价格 （元） A1 注册安全工程师执业资格考试考前 强化及模拟试题汇编（） 58 A2 注册安全工程师执业资格考试辅 导教材：安全生产技术 60 A3 注册安全工程师执业资格考试辅 导教材：安全生产事故案例分析 25 A4 注册安全工程师资格考试复习要点 及模拟试题 60 A5 注册安全工程师执业资格考试相 关法律、法规全文汇编 23 A6 注册安全工程师应考必备与技巧36 A7 注册安全工程师继续教育教程38 A8 安全生产事故案例30 A9 安全工程知识题解—安全工程师晋 升必备 38 安全评价 代号书名价格 （元） B1 工业企业粉尘控制工程综合评价27
B2 职业危害程度分级检测技术35 B3 原油评价与组成分析25 56 B4 风险评价技术应用与实践（上、下 册） B5 危害辩识与风险评价技术30 B6 化工过程危险性分析28 B7 地下工程安全评价48 B8 重大危险源辨识与控制35 B9 危险评价方法及其应用47 B10 职业危害评价与控制26 B11 危险化学品安全评价30 B12 工业装置安全卫生预评价方法40 B13 安全评价（第三版）（上、下册）158 B14 石油化工安全评价技术98 B15 安全评价方法应用指南75 B16 安全评价师应考技巧与习题精练48 B17 安全评价人员资格考试应试指南58 B18 风险分析与安全评价38 B19 危险化学品安全评价方法28 35 B20 油气长输管道风险评价与完整性 管理 B21 油田生产环境安全评价与管理32
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。 A. 钍—232 B. 铀—233 C.铀—235 D. 铀—238 E. 钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为( ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C.函数分布 D. 零阶贝塞尔函数分布。 E. 正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大（）Mev， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（）ev A. 0.0253 B. 0.0325 C.0.0352 D. 0.0235 E. 0.325 5.压水堆反应性控制主要通过改变（）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D.控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6. 在国际核能史上，（）成为发生频率最高事故。 A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( )为先导事件 A.全厂断电后，未能及时恢复供电 B.蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D.失去一次侧热阱 E.失去二次侧热阱 8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B. 0.02 C.0.5 D. 0.05 E. 0.07 10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和( ) A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工 11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过和（ D ）非弹性散射能量也会有所降低。 A. 钍—232 B. 铀—233 C. 铀—235 D. 铀—238 E. 钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为( D ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C. 函数分布 D. 零阶贝塞尔函数分布。 E. 正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大（ B ）Mev， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.和介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（ A ）ev A. 0.0253 B. 0.0325 C. 0.0352 D. 0.0235 E. 0.325 5.压水堆反应性控制主要通过改变（ D ）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D.控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6. 在国际核能史上，（ C ）成为发生频率最高事故。 A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C. 蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( E )为先导事件 A. 全厂断电后，未能及时恢复供电 B. 蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C. 一回路系统和其他系统结合部的失水事故 D. 失去一次侧热阱 E. 失去二次侧热阱 8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（ D ） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（ E ）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B. 0.02 C. 0.5 D. 0.05 E. 0.07 10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和( E ) A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工 11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。 下列哪项不是可熔毒物的优点：（ C ） A.毒物分布均匀 B.易于调节 C.反应性引入速率大 D.可减少控制棒数目 E.减化堆芯。 12．钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为（ E ） A. 7%~~15% B. 7%~~20% C. 8%~~20% D. 12%~~20% E. 15%~~20% 13．重水吸收热中子几率比轻水低（ D ）多倍，吸收中子最弱 A. 120 B. 150 C. 180 D. 200 E.220 14.核反应堆热工力学的性质主要取决于： ( A ) A.冷却剂 B.核燃料类型 C.慢化剂 D.堆芯结构 E。蒸汽发生器 15.构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（ A ）和采用故障安全设计等来实现。 A.单一故障准则 B.多重性 C.多样性 D.独立性 E. 以上4种方法 16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行（ D ） A.第一层次目的 B.第二层次目的 C.第三层目的 D.第四层目的 E.第五层目的 17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件和设备的设计上给出相当大安全裕度， 距容器断裂失效至少还有（ A ）以上的裕度。 A. 60% B.70% C.80% D.85% E.90% 18. 安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的 ( A )
注册安全工程师考前辅导
注册安全工程师考前辅导 尊敬的各企业单位及相关考生： 国家越来越重视安全生产工作，并经过法律法规及制度来强化注册安全工程 师对企业安全生产的重要性。 1、 12月1日《中华人民共和国安全生产法》正式实施，明确了注册安全工程师在安全生产中的重要地位，指出加快完善注册安全工程师管理制度。 2、 1月12日国务院办公厅关于印发《安全生产“十三五”规划》的通知中明确强调，“督促企业依法设置安全生产管理机构，配备安全生产管理人员和注册安全工程师。” 3、 11月《注册安全工程师分类管理办法》颁布，规定危险物品的生产、储存单位以及矿山单位安全生产管理人员中的中级以上注册安全工程师比例2年内达到15%左右并逐步提高，金属冶炼单位安全生产管理人员中的中级及以上注册安全工程师比例5年内达到15%左右并逐步提高等。 注安新考纲已出，赛为积极推行注册安全工程师辅导培训，举办考前培训班，针对注安改革最新的知识结构和命题要点，全面锁定考点、准确把握考试重点难点、有效直击考试命题精髓，精心设计教学课程及考前全程跟踪学习进度，帮助考生做好考前准备，顺利经过国家考试，取得证书。 赛为诚挚邀请每一位有志投身安全事业、促进安全发展的同仁参与这一培 训。 现将有关事宜通知如下：
Part 1｜培训对象 ▼ 符合国家规定的注册安全工程师报考条件相关人员均可参加。 Part 2｜培训班特色 ▼ |全国顶级名师教学团队 由王起全教师团队进行授课（线上+面授） 王起全 中国劳动关系学院安全工程系教授，公共安全教研室副主任，国家安全生产监督管理总局安全培训教师，中国职业安全健康协会专家库成员。 授课风格：讲课思路清晰、善于总结、风趣幽默、通俗易懂、深受学员好评。 孟燕华
关于公布《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》的公告 生态环境部（国家核安全局）近日正式批准《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》，从2018年注册核安全工程师执业资格全国统一考试开始实施。现将《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》以公告形式予以公布。 附件：注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）.pdf
注册核安全工程师执业资格考试大纲 （2018年版） 第一部分《核安全相关法律法规》科目考试大纲 考试目的 通过本科目考试，检验参加考试人员对我国核安全法律法规体系、核安全重要法律法规的规定和要求、与核安全有关的法律法规的相关规定和要求、国际公约与相关文件的规定和要求等内容了解、熟悉或掌握的程度，促使参加考试人员进一步树立风险意识，增强核安全法律观念。本科目是从事核安全审评、核安全监督、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必备的法律知识。 考试内容 一、我国核安全法律法规体系 1.了解我国核安全法律法规体系。 2.熟悉我国核安全法律法规体系各个层次之间的相互关系。 3.掌握我国核安全法律法规体系各个层次的制定、发布部门和法律地位。 二、核安全的重要法律和法规 1.《中华人民共和国放射性污染防治法》 了解总则、放射性污染防治的法律责任； 熟悉核设施的放射性污染防治、核技术利用的放射性污染防治、铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用的放射性污染防治； 掌握放射性污染防治的监督管理、放射性废物管理及附则中给出的用语含义。 2.《中华人民共和国核安全法》 了解法律责任； 熟悉总则； 掌握监督检查以及附则中给出的用语含义；
注册核安全工程师试题 The Standardization Office was revised on the afternoon of December 13, 2020
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（D）非弹性散射能量也会有所降低。 A.钍—232 B.铀—233 C.铀—235 D.铀—238 E.钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为(D) A.正弦分布 B.余弦分布 C.函数分布 D.零阶贝塞尔函数分布。 E.正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev，最大（B）Mev， .10 C.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度 2200m/s，相应的能量为（A）ev 0.0325 C压水堆反应性控制主要通过改变（D）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D.控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6.在国际核能史上，（C）成为发生频率最高事故。 A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去(E)为先导事件 A.全厂断电后，未能及时恢复供电 B.蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D.失去一次侧热阱 E.失去二次侧热阱 8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（D） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（E）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B.0.02 C.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒 还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和(E) A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工 11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。 下列哪项不是可熔毒物的优点：（C） A.毒物分布均匀 B.易于调节 C.反应性引入速率大 D.可减少控制棒数目 E.减化堆芯。12．钠冷快堆燃料采用UO2、PuO2其燃料富集度为（E） %~~15%%~~20%%~~20%%~~20%%~~20% 13．重水吸收热中子几率比轻水低（D）多倍，吸收中子最弱 .150 C.核反应堆热工力学的性质主要取决于：(A) A.冷却剂 B.核燃料类型 C.慢化剂 D.堆芯结构E。蒸汽发生器 15.构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（A）和采用故障安全设计等来实现。 A.单一故障准则 B.多重性 C.多样性 D.独立性 E.以上4种方法 16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行（D） A.第一层次目的 B.第二层次目的 C.第三层目的 D.第四层目的 E.第五层目的 17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度， 距容器断裂失效至少还有（A）以上的裕度。
2011年注册安全工程师考试辅导《安全生产管理知识》 第二章生产经营单位的安全生产管理 第一节安全生产标准化 第二节企业安全文化 大纲要求： 1、标准化。根据《企业安全生产标准化基本规范》和相关行业标准，开展企业安全现状评估，策划安全生产标准化建设和达标方案。 2、安全文化。根据企业安全文化建设和评价的相关标准，评估企业安全文化现状，协助制定企业安全文化建设规划和计划。 本讲要点： 1、标准化的概念 2、《基本规范》的意义 3、标准化的内容 4、安全文化概念 5、安全文化建设基本要素 6、安全文化建设操作步骤 7、安全文化评价程序 内容讲解：第二章生产经营单位的安全生产管理 第一节安全生产标准化 一、安全标准化建设的意义 2004一年，国务院颁布实施了《国务院关于进一步加强安全生产工作的决定》(国发 [2004]2号)，提出了“强化管理，落实生产经营单位安全生产主体责任”，要求在重点行业和领域内开展安全标准化活动。同年5月，国家安全监管总局下发了《关于开展安全质量标准化活动的指导意见》。 为进一步落实企业安全生产主体责任，加强企业安全生产规范化建设，国家安全监管总局发布了《企业安全生产标准化基本规范》(AQ／T 9006-2010)，自2010年6月1日起实施。 《基本规范》的发布实施，对加强企业安全生产规范化建设，促进安全生产工作具有重要意义。一是有利于进一步落实企业安全生产的主体责任。《基本规范》采用了国际通用的策划、实施、检查、改进动态循环的现代安全管理模式，对企业安全生产工作的组织机构、安全投人、安全管理制度、隐患排查和治理、重大危险源监控、绩效评定和持续改进等方面的内容作了具体规定，进一步明确了企业安全生产工作干什
2015注册安全工程师考试真题答案完整版 2014年注册安全工程师考试真题、模拟题尽收其中，诸多业界权威名师精心解析，精细化试题分析、完美解析一网打尽！注册安全工程师考试历年考试真题： 更多精品备考资料及资讯好学-安全工程师交流群：345656170 1.某省人大常务委员会公布实施了《某省安全生产条例》，随后省政府公布实施了《某省生产经营单位安全生产主体责任规定》，下列关于两者法律地位和效力的说法，正确的是( ) A.《某省安全生产条例》属于行政法规 B.《某省生产经营单位安全生产主体责任规定》属于地方性法规 C.《某省安全生产条例》和《某省生产经营单位安全生产主体责任规定》具有同等法律效力 D.《某省生产经营单位安全生产主体责任规定》可以对《某省安全生产条例》没有规定内容作出规定 【参考答案】D 【解析】 A选项为地方性法规，B选项为地方性规章，C选项地方性法规效力大于地方性规章，参见教材P5-6,17-18，其中教材中表述“部门规章的效力高于地方政府规章”与《立法法》第82条“二者地位效力相等”的法条矛盾。 2.依据《职业病防治法》的规定，下列关于职业病病人享受国家规定的职业病待遇的说法，正确的是( )
A.职业病病人变动工作岗位的，其依法享受的治病待遇随工作岗位改变 B.职业病病人变动工作岗位的，其依法享受的职业病待遇不变 C.职业病人退休后，不再享受职业病待遇 D.职业病病人单位分立为两个单位的，其依法享受的职业病待遇由社会承担 【参考答案】B 【解析】 A、B选项矛盾，二者必选其一，C、D说法错误，参见教材P133。 3.某贸易公司.煤业公司.当地投资公司分4:3:3的比例共同成立一家化工公司。该化工公司的董事长由常住海外的贸易公司张某担任，总经理由贸易公司王某担任，全面负责生产经营活动，副总经理由煤业公司孙某担任，负责日常生产管理;安全总监由投资赵某担任，负责安全管理，依据《安全生产法》的规定，负责组织制定并实施该化工公司安全生产应急预案的是( ) A.张某 B.王某 C.孙某 D.赵某 【参考答案】B 【解析】参见教材P31。 4.某企业有基层员工146人，管理人员10人，主要经营环氧乙烷，并提供运输服务，依据《安全生产法》的规定，下列关于该企业安全生产管理机构设置和人员配备的说法，正确的是( )。
全国注册核安全工程师培训核安全案例分析 第_章核反应堆工程 俞尔俊 2010年6月6日、7月2日 北京
安全文化的要素 1. 安全政策 2. 责任分工 3. 监督审査 4.程序 5. 培训与考核 6. 质疑的工作态度 7. 严谨的工作方法 -相互交流的工作习惯 纵深防御的五个层次: 高质量的设计、施工与运行 保守考虑仪表设 备保护连锁。 3.专设安全设施。 4?事故处置。 2. 监测和停堆设 备。
5.应急。 案例1:某试验堆燃料元件损坏事故 某年，某试验堆进行一项材料辐照考验。此反应堆采用的燃料元件为已用过的乏燃料元件，这些元件的燃耗有深有浅，并没有标记，因此在试验堆内的释热率是不同的。材料辐照的周期比较长。在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定，（分析认为是发生局部膜态沸腾，燃料表面局部产生汽泡，继而破裂，造成反应性时大时小的原因）O如果根据水质极度恶化就应该停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，为了争取不丧失经济效应，不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。于是就发生了一起燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。
问题：从这一事故中应吸取什么经验教训案例［参考答案： 1?这一事故的发生，最重要的原因在于缺乏安全第一的思想 ,当安全与经济发生矛盾时，应把安全放在首位。不能存侥幸心理，应果断采取安全措施。 2.在使用乏燃料时应有严格的检验与标记工作？如果缺乏乏燃料 兀件的档案，则当按最徐守的薮据作设计。 3.核反应堆的运行要按严格的运行条件与限值进行，这案件中， 水质作为一项运行限值，如发生超标，则应停止运行O发生局部沸腾谕开了设计工况，则更应停止运行。 4.发生异常情况，应及早报告安全监督部门，由安全监察人员根 据情况提出意见。 5.由于缺乏监测手段与停堆信号，保护系统功能不全，致使运行 直至燃料元件损坏，而保护系统在此之前却没有给出保护设施的动作。 6.材料辐照考验必须处于一个合适的条件，水质是重要的一项， 水质不合适，实验是无效的。