注册安全工程师要考4门课程，分别是：
1、安全生产法及相关法律知识：《安全生产法及相关法律知识》考试时间2.5小时，单选题70道，多选题15道，满分100分。
2、安全生产管理知识：《安全生产管理知识》考试时间2.5小时，单选题70道，多选题15道，满分100分。
3、安全生产技术：《安全生产技术》考试时间2.5小时，必作单选60道，多选15道，选作任选一组，单选10道/组，满分100分。
4、安全生产事故案例分析：《安全生产事故案例分析》考试时间2.5小时，案例题：5道，满分100分。
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
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—
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。 A. 钍—232 B. 铀—233 C.铀—235 D. 铀—238 E. 钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为( ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C.函数分布 D. 零阶贝塞尔函数分布。 E. 正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大（）Mev， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（）ev A. 0.0253 B. 0.0325 C.0.0352 D. 0.0235 E. 0.325 5.压水堆反应性控制主要通过改变（）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D.控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6. 在国际核能史上，（）成为发生频率最高事故。 A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C.蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( )为先导事件 A.全厂断电后，未能及时恢复供电 B.蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C.一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D.失去一次侧热阱 E.失去二次侧热阱 8.核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B. 0.02 C.0.5 D. 0.05 E. 0.07 10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和( ) A.原材料价格相对较低 B.硬度大 C.硬度小 D.便于控制吸收中子 E.易于机械加工 11可熔毒物是一种吸收中子能力很强的可熔解在冷却剂的物质，轻水堆以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。
注册核安全工程师试题 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。
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
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 )
关于公布《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》的公告 生态环境部（国家核安全局）近日正式批准《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》，从2018年注册核安全工程师执业资格全国统一考试开始实施。现将《注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）》以公告形式予以公布。 附件：注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版）.pdf
注册核安全工程师执业资格考试大纲 （2018年版） 第一部分《核安全相关法律法规》科目考试大纲 考试目的 通过本科目考试，检验参加考试人员对我国核安全法律法规体系、核安全重要法律法规的规定和要求、与核安全有关的法律法规的相关规定和要求、国际公约与相关文件的规定和要求等内容了解、熟悉或掌握的程度，促使参加考试人员进一步树立风险意识，增强核安全法律观念。本科目是从事核安全审评、核安全监督、辐射环境监测和其它与核安全密切相关工作人员必备的法律知识。 考试内容 一、我国核安全法律法规体系 1.了解我国核安全法律法规体系。 2.熟悉我国核安全法律法规体系各个层次之间的相互关系。 3.掌握我国核安全法律法规体系各个层次的制定、发布部门和法律地位。 二、核安全的重要法律和法规 1.《中华人民共和国放射性污染防治法》 了解总则、放射性污染防治的法律责任； 熟悉核设施的放射性污染防治、核技术利用的放射性污染防治、铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用的放射性污染防治； 掌握放射性污染防治的监督管理、放射性废物管理及附则中给出的用语含义。 2.《中华人民共和国核安全法》 了解法律责任； 熟悉总则； 掌握监督检查以及附则中给出的用语含义；
全国注册核安全工程师培训核安全案例分析 第_章核反应堆工程 俞尔俊 2010年6月6日、7月2日 北京
安全文化的要素 1. 安全政策 2. 责任分工 3. 监督审査 4.程序 5. 培训与考核 6. 质疑的工作态度 7. 严谨的工作方法 -相互交流的工作习惯 纵深防御的五个层次: 高质量的设计、施工与运行 保守考虑仪表设 备保护连锁。 3.专设安全设施。 4?事故处置。 2. 监测和停堆设 备。
5.应急。 案例1:某试验堆燃料元件损坏事故 某年，某试验堆进行一项材料辐照考验。此反应堆采用的燃料元件为已用过的乏燃料元件，这些元件的燃耗有深有浅，并没有标记，因此在试验堆内的释热率是不同的。材料辐照的周期比较长。在考验试验的过程中，水质逐渐变差，甚至达到严重恶化的程度，继而发生运行的不稳定，（分析认为是发生局部膜态沸腾，燃料表面局部产生汽泡，继而破裂，造成反应性时大时小的原因）O如果根据水质极度恶化就应该停堆处理，则较长时间的考验就会前功尽弃，为了争取不丧失经济效应，不影响进度，在侥幸心理的指使下继续冒险运行。于是就发生了一起燃料元件损坏事故，造成放射性物质外泄，事故处理发生额外的集体剂量，经济上也有很大损失。
问题：从这一事故中应吸取什么经验教训案例［参考答案： 1?这一事故的发生，最重要的原因在于缺乏安全第一的思想 ,当安全与经济发生矛盾时，应把安全放在首位。不能存侥幸心理，应果断采取安全措施。 2.在使用乏燃料时应有严格的检验与标记工作？如果缺乏乏燃料 兀件的档案，则当按最徐守的薮据作设计。 3.核反应堆的运行要按严格的运行条件与限值进行，这案件中， 水质作为一项运行限值，如发生超标，则应停止运行O发生局部沸腾谕开了设计工况，则更应停止运行。 4.发生异常情况，应及早报告安全监督部门，由安全监察人员根 据情况提出意见。 5.由于缺乏监测手段与停堆信号，保护系统功能不全，致使运行 直至燃料元件损坏，而保护系统在此之前却没有给出保护设施的动作。 6.材料辐照考验必须处于一个合适的条件，水质是重要的一项， 水质不合适，实验是无效的。
注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法 第一章总则 第一条为保证注册核安全工程师执业资格制度的实施，加强执业注册管理工作，根据人事部、国家环境保护总局联合颁发的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》,制定本办法。 第二条注册核安全工程师执业资格实行注册登记制度。国家环境保护总局核安全执业资格注册办公室（以下简称注册办）为注册核安全工程师注册管理机构。 第三条取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》（以下简称《注册核安全工程师执业资格证书》）的人员，经向注册办申请注册登记后，才能以注册核安全工程师名义执业。 第四条注册核安全工程师应在一个有核安全专业工作的单位执业。 第二章申请注册 第五条申请注册者，必须同时具备下列条件： （一）取得《注册核安全工程师执业资格证书》； （二）身体健康，能坚持在本专业岗位工作； （三）经单位考核同意。 取得《注册核安全工程师执业资格证书》两年后申请首次注册者以及再次注册者，除符合以上条件外，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。 第六条申请首次注册者，须提交以下材料：
（一）注册核安全工程师首次注册申请表（表1）； （二）《注册核安全工程师执业资格证书》； （三）身份证及其复印件； （四）近期二寸免冠正面照片5张（五）取得《注册核安全工程师执业资格证书》两年后申请首次注册者，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。 第七条注册核安全工程师注册有效期为2年。有效期满需继续执业，持证人应在有效期满前3个月向注册办申请办理再次注册手续。有效期满后3个月内未办理再次注册登记的，其执业资格证书自动失效。直至持证人到注册办办理再次注册登记，其执业资格证书可以恢复生效。 第八条申请再次注册者，须提交以下材料： （一）注册核安全工程师再次注册申请表（表2）； （二）《注册核安全工程师执业资格证书》； （三）两次注册之间接受继续教育和参加培训合格的证明。 第三章注册管理 第九条注册办应当自受理之日起20个工作日内做出注册或者不予注册的决定，并书面通知申请人。 第十条注册办办理注册时，在《注册核安全工程师执业资格证书》中的“注册情况”栏目内加盖注册专用印章，并颁发国家环境保护总局统一印制的《中华人民共和国核安全工程师注册证》（以下简称《注册证》）。《注册证》有效期为两年。
7月3日 第一章核物理 三、辐射探测的原理和主要的辐射探测器 辐射探测器的定义：利用辐射在气体、液体或固体中引起的电离、激发效应或其他物理、化学变化进行核辐射探测的器件称为辐射探测器。 辐射探测的基本过程： 1、辐射粒子射入深测器的灵敏体积。 2、入射粒子通过电离、激发或核反应等过程而在探测器中沉积能量。 3、探测器通过各种机制将沉积能量转换为某种形式的输出信号。 类型：气体探测器、闪烁探测器、半导体探测器 入射带电粒子通过气体时在通过的径迹上生成大量的自由电子和离子组成的离子对和激发分子。入射粒子直接产生的离子对称为初电离。初电离产生的高速电子（称ξ电子）足以使气体产生的电离称为次电离。总和称为总电离。 带电粒子在气体中产生一离子对所需的平均能量W称为电离能。对不同的气体W大约在30eV上下。 半导体探测器：电离能3eV 气体探测器：电离能30eV 闪烁探测器：电离能300eV 第四节原子核反应 核反应分类：(1)按出射粒子分类： 1)对出射粒子和入射粒子相同的核反应称为散射，又可以分为弹性散射与非弹性散射。 2)对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为γ射线时称为辐射俘获。 (2)按入射粒子分类： 1）中子核反应：最重要的是热中子辐射俘获(n,γ)，很多人工放射性核素通过此反应制备，如60Co 2）荷电粒子核反应。 3）光核反应。 二、核反应及其阈能 反应能Q=（Bb+BB）-(Ba+BA) 核反应阈能Tth：对吸能反应而言，能发生核反应的最小入射粒子动能Tα称为核反应阈能Tth。 阈能Tth与反应能Q的关系：Tth=(mα+mA)/mA*|Q| 三、核反应截面和产额 1、核反应截面：一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。其量纲为面积，常用单位为“靶恩”b=10-28m2 2、已知截面即可求核反应的产额，入射粒子在靶体引起的核反应数与入射粒子数之比 第五节核裂变及核能的利用 裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%，瞬发中子的能谱N（E）和每次裂变放出的平均中子数V，是重要的物理量。 第一节辐射源种类 一、天然辐射源 宇宙射线、宇生放射性核素(3H、14C、7Be、22Na等贡献较大)、原生放射性核素(1、有衰变系列-铀系238U、232Th 2、无衰变系列--40K、87Rb) 二、人工辐射源（包括核试验落下灰等） 1、核设施：反应堆辐射源235U，重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出200MeV的能量 反应堆正常的辐射源有γ辐射源和中子源
1．在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（ D ）非弹性散射能量也会有所降低。 A. 钍—232 B. 铀—233 C. 铀—235 D. 铀—238 E. 钚—239 2．绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯，其热中子注量率分布，半径方向上为( D ) A. 正弦分布 B. 余弦分布 C. 函数分布 D. 零阶贝塞尔函数分布。 E. 正比函数分布 3．核燃料原子核裂变时放出的都是高能中子，其平均能量达2Mev ，最大（ B ）Mev， A. 8 B. 10 C. 12 D. 14 E. 16 4．.与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20℃时最可几速度2200m/s，相应的能量为（ A ）ev A. 0.0253 B. 0.0325 C. 0.0352 D. 0.0235 E. 0.325 5. 压水堆反应性控制主要通过改变（ D ）实现 A.燃料芯块数量 B.中子注量率 C.慢化剂浓度 D. 控制棒在堆芯位置 E.控制棒的数量 6. 在国际核能史上，（ C ）成为发生频率最高事故。
A.主给水管道破裂事故 B.主蒸汽管道破裂事故 C. 蒸汽发生器传热管破裂事故 D.小破口失水事故 E.大破口失水事故 7. 堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去( E )为先导事件 A. 全厂断电后，未能及时恢复供电 B. 蒸汽发生器传热管破裂，减压失败 C. 一回路系统与其他系统结合部的失水事故 D. 失去一次侧热阱 E. 失去二次侧热阱 8. 核电厂火灾防护贯彻纵深防御分三个层次目标，其中第二个层次是（ D ） A.防止火灾发生 B.防止火灾的蔓延 C.包容火灾和放射性物质扩散 D.及时探测和扑灭火灾，限制火灾的损害 E.扑灭火灾方法的选用及实施 9．核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（ E ）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂。 A. 0.2 B. 0.02 C. 0.5 D. 0.05 E. 0.07 10.在近代压水堆中使用控制棒多数由银一铟一镉合金制成，控制棒还必须具备：耐辐射、抗腐蚀和( E )
2018年全国注册核安全工程师考试综合 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
Q:核反应也可以按入射粒子的能量来分类,低能核反应：入射粒子能量在()以下的；中能核反应：入射粒子能量在()的反应；高能核反应：入射粒子能量在()以下的； A:100MeV;100MeV～1GeV; 1GeV Q:反应能Q应等于反应前后体系()之差（以能量为单位）； A:总质量 Q:对()的核反应称之为放能反应；对于Q<0称为吸能反应； A:Q>0 Q:对于吸能反应而言，()称为核反应阈能T th； A:能发生核反应的最小入射粒子动能T a 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，T a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T a至少(),并定义为反应阈能T th； A:等于(m a+m A)/ m A×Q Q:单位时间内()应与()和N s（单位面积内的靶核数N s=ns）成正比，N=σIN s；σ称为截面，其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用b表示，1b=()m2=()cm2；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;10-28;10-24 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Q f,s，定义为()Q f,s=T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)； A:两个裂变产物的动能之和,
1、到目前，包括人工制造的不稳定元素在内，人们已经知道了100多种元素。自然界存 在的稳定核素有280多个。天然存在的核素332个，已经发现的包括人工生产的核素约2600多个。 2、1911年卢瑟福根据阿尔法粒子散射试验提出了核式模型假设。 3、电子是由英国汤姆逊在1897年发现的。 4、原子的大小是由核外运动的电子所占的空间范围来表征的，原子的大小即半径大约10的（-8）次方厘米量级。 5、原子核的线度只有几十飞米，（一飞米约10的（-13）次方厘米）。核密度高达108吨每立方厘米。入射粒子与核的距离接近10-15m时，就会发生相互作用引起原子核发生变化。 6、核的化学与物理性质、光谱特性基本只与核外电子有关，放射现象主要归因于原子核。 7、原子的每个壳层最多容纳2N2个电子，l=n-1为量子数，支壳层等于2L+1；MII表示M 壳层的第二个支壳层。 8、电子脱离核的束缚需要外界做功，结合能是负值，K层电子能级最低，结合能的绝对值最大。 9、正常状态下，电子先充满较低的能级，但受内在或外界因素的作用后，低能级的电子可能被激发到高能级上，此为激发，或者电子被电离到壳层之外，此称为电离。 10、1896年，贝克勒尔发现了铀的天然放射现象，这一重大发现认为是核物理学的开端。海森堡提出了原子核是由质子与中子组成的假设。 11、元素符号与质子数Z具有唯一，确定的关系，质子数Z往往可以省略。只要元素符号相同，尽管质量数不同，但具有基本相同的化学性质、一般物理性质也相同，但是是两种不同的核素，核性质完全不同。 12、同位素：原子序数相同，但质量数不同的核数称为某元素的同位数，原子数百分比称为丰度。 13、根据原子核的稳定性，核素可分为稳定的核素和不稳定的放射性核素。稳定性与质子数与中子数之间的比例存在密切的关系。 14、质量和能量是物质同时具有的两个属性，任何具有一定质量的物体必须与一定的能量相关联。 15、比结合能的物理意义是原子核拆散成自由核子时外界对每个核子所做的最小平均功。或者说，结合成原子核时平均一个核子所释放的能量，它表征了原子核结合的松紧程度，越大越紧，越稳定。 16、原子能是指原子核结合能发生变化时释放的能量。
2012年注册核安全工程师考试——综合知识 一、单选： 1、核子结合成原子核时，会释放出能量。这个能量称之为结合能。 2、ε表征了原子核结合的松紧程度。ε大，核结合紧，稳定性高；ε小，结合松，稳定性差。 3、当比结合能最大时，质量数为（） A：最大 B：最小 C：中等 4、入射γ光子同原子中外层电子发生碰撞，入射光子仅有一部分能量转移给电子，使它脱离原子成为反冲电子； 5、闪烁体是一种发光器件，当入射带电粒子使探测介质的原子电离、激发而退激时，可发出可见光光子，称为荧光光子 6、气体探测器入射粒子仅仅起到一个触发作用，输出脉冲信号的大小与入射粒子的类型和能量均无关，这就是G-M区，仅作一个计数器用。 3。 7、在半导体材料中，形成一个电子－空穴对所需的能量仅为eV 8、缓发中子产生于裂变碎片的某些β衰变链中，缓发中子的半衰期就是中子发射体的β衰变母核的β衰变的半衰期。 9、对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降至低于400MBq之前不得出院。 A：100 MBq B：100 mSv C：400 MBq D：400 mSv 10、联锁装置是指加速器存在某种危险状态（如超剂量照射）时能立即自动切断电源或束流的装置。 11、易裂变材料是单一的235U，当富集度大于1%时，存在核临界安全问题。 12、乏燃料后处理厂核临界安全控制的基本原则应符合双重偶然原则。 13、如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆 14、核电站的化学和容积控制系统的作用是调节一回路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积，调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程中反应性的缓慢变化，通过净化冷却剂及添加化学药剂，保持一回路的水质。 15、最终热阱是指核动力厂运行、停堆、直至冷停堆所需要的厂用水源，包括水源本身，以及能可靠地将安全系统的热量转移到水源的系统和设备。 16、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。 17、世界人口受到的人工辐射源的照射中，医疗照射居于首位。