注册核安全工程师培训（共7篇）
注册核安全工程师培训 篇1
Q:核反应也可以按入射粒子的能量来分类,低能核反应：入射粒子能量在()以下的；中能核反应：入射粒子能量在()的反应；高能核反应：入射粒子能量在()以下的； A:100MeV;100MeV～1GeV;1GeV
Q:反应能Q应等于反应前后体系()之差（以能量为单位）； A:总质量
Q:对()的核反应称之为放能反应；对于Q<0称为吸能反应； A:Q>0
Q:对于吸能反应而言，()称为核反应阈能Tth； A:能发生核反应的最小入射粒子动能Ta
Q:为保持动量守恒，入射粒子的动能除了要供给被体系吸收的Q值外，还要提供()，显然，Ta必须()才能发生吸能反应；
A:反应产物的动能;超过Q一定的数值
Q:要使吸能反应能发生，入射粒子在L系中的动能Ta至少(),并定义为反应阈能Tth； A:等于(ma+mA)/ mA×Q
Q:单位时间内()应与()和Ns（单位面积内的靶核数Ns=ns）成正比，N=σINs；σ称为截面，22其物理意义为(),其量给为()，常用单位为()，用b表示，1b=()m=()cm；还有毫巴（mb）和微巴（μb）；
A:入射粒子与靶核发生反应数N;I（单位时间的入射粒子数）;一个入射粒子入射到单位面
-28-24积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率；面积;巴;10;10
Q:对于一定的入射粒子和靶核，往往存在若干反应道，()称为分截面，各种分截面之和称为总截面，它与分截面的关系为(),它表示产生各种反应的()A:各反应道的截面;σt=Σσi；总概率
Q:核反应中的各种截面均与()有关，截面随()变化关系称为激发函数，即σ(E)-E的函数关系；与此函数相应的曲线为；
A:入射粒子的能量;入射粒子能量的;激发曲线
Q:核反应的产额为()与()之比，Y=N/I0；核反应的产额与()、()、()等有关，对靶体，不同深度处的()是不同的；
A:入射粒子在靶体引起的核反应数；入射粒子数；反应截面；靶的厚度；组成；核反应截面
Q:在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象；自发裂变的一般表达式为()，在自发裂变的母核与裂变产物间的关系为()，即()守恒；
A:X(Z,A)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；A= A1+A2；Z=Z1+Z2；粒子数
Q:自发裂变能Qf,s，定义为()Qf,s=TY1(Z1,A1)+TY2(Z2,A2)； A:两个裂变产物的动能之和，22Q:由()可以导出：Qf,s= M(Z,A)C-［M(Z1,A1)+M(Z2,A2)］×C；Qf,s =B(Z1,A1)+B(Z2,A2)-B(Z,A)，式中B为结合能； A:能量守恒
Q:自发裂变发生的条件()，即()A:Qf,s大于0；两裂变碎片的结合能大于裂变核的结合能；
Q:裂变碎片是很不稳定的原子核，一方面碎片处于()，另一方面它们是()，所以自发裂变核又是一种()；
A:较高的激发态；远离β稳定线的丰中子而发射中子；很强的中子源
Q:超钚元素的某些核素如Cm244、Bk249、Cf252、Fm255等()的性质，尤其以Cf252最为突出，1g的Cf252体积甚小于()，而每秒可发射()个中子；
3A:自发裂变； 1cm；2.31E12
Q:当具有()的某粒子a轰击靶核A时，形成的复合核发生裂变，其过程记为A(a,f1)f2表示裂变，其中f1，f2代表()A:一定能量；裂变的裂变碎片；
Q:当形成复合核时，复合核一般处于()态，其()时，那么核裂变就会立即发生；
*A:激发；激发能E超过它的裂变位垒高度Eb
Q:诱发裂变中，()是最重要也是研究最多的诱发裂变； A:中子诱发裂变；
Q:诱发裂变的一般表达式为()*A:n+X(Z,A)→X(Z,A+1)→Y1(Z1,A1)+Y2(Z2,A2)；
Q:一般假定靶核是静止的，中子的动能为Tn；根据复合核激发能和裂变势垒的相对大小，可以分为()和()两种情况； A:热中子核裂变；阈能核裂变
Q:裂变后现象是指裂变碎片的()及其()，如碎片的()、()、()、()等； A:各种性质；随后的衰变过程及产物；质量；能量；释放的中子；γ射线
Q:原子核裂变后产生两个质量不同的碎片，它们受到()排斥而飞离出去，使得裂变释放的能量大部分转化成碎片的()，这两个碎片称为初级碎片； A:库仑；动能
Q:初级碎片是很不稳定的原子核，一方面是由于碎片具有很高的激发能，另一方面它们是远A:离β稳定线的丰中子核，因而能直接发射中子（通常发射()个中子）； 1～3 Q:发射中子后的碎片的激发能小于核子的平均结合能（8MeV）不足以发射核子，主要以()的形式退激； 发射γ光子
Q:在上述过程中发射的中子和γ光子是在裂变后小于()的短时间内完成的，称为瞬发中子和瞬发γ光子；
-16A:10s
Q:发射中子后的碎片称为()A:次级碎片或称裂变的初级产物；
Q:发射γ光子后初级产物仍是()，经过多次β衰变链，最后转变成()A:丰中子核；稳定的核素；
Q:β衰变的半衰期一般是大于()s，相对于瞬发裂变中子和γ射线，这是慢过程；
-2A:10
Q:在连续β衰变过程中有些核素可能具有较高的激发能，其激发能超过中子结合能就有可能发射中子，这时发射的中子称为缓发中子（其产额占裂变中子数的()左右）； A:1%
Q:在二分裂情况下，碎片Y1、Y2的质量分布有两种情况（）和（）； A:对称裂变；非对称裂变
Q:对（）的核素，质量对称为概率最大，称为对称裂变；（）的核素其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变，随激发能的提高，非对称裂变向对称裂变过滤；
A:Z≤84和Z≥100；90≤Z≤98
Q:对于质量数在228～255的锕系元素，如铀233、钚239、锎252的非对称裂变后的碎片质量均有AH约为（），而且AH、AL互补，这说明AH=140的核特别容易形成，这是壳效应引起的； A:140
Q:核裂变重碎片的质量平均数在AH≈140几乎不变，而轻碎片的则随（）而改变； A:裂变核
Q:裂变中子包含（）和（）（约点总数的1%）两部分； A:瞬发中子；缓发中子
Q：辐射源按其产生来源分为（）和（）；其中天然辐射对人类的照射占总剂量的（）以上；其次是医学辐射，约占总剂量的（）； A：天然辐射源；人工辐射源；90%；4%
Q：目前广泛应用的各种放射性同位素基本上都是由（）和（）生产的，其基本原理是由反应堆产生的（）和由加速器产生的（）和（）相互作用，通过(n,f)、(p,n)、(d,n)等各种核反应行到所需要的放射性同位素；
A：反应堆；加速器；中子；带电粒子；靶材料
Q：放射性同位素和射线装置在（）、（）、（）领域的应用越来越广泛。A：医学；工业；农业和食品加工
Q：在放射性同位素和射线装置应用中，必须遵循（），首先确定应用的（），其次在进行辐射防护时要控制放射工作人员、患者和周围公众的照射剂量（），实现辐射防护（）； A：辐射防护“三原则”；正当性；尽可能低；最优化
Q：在使用密封源时，重点防护（），特别要加强放射源的（）管理，防止（）； A：外照射；安全；丢失被盗
Q：使用非密封源时，要防止（）和（），要设置有效的（）； A：放射性物质泼洒造成表面污染；内照射；放射性“三废”处理设施
Q：使用放射性装置时，要根据不同类型的装置产生的污染源采取不同的防护措施，特别要设置确实可靠的（），防止人员误照射； A：安全连锁装置
Q：核燃料循环设施与核反应堆的基本工作原理包括（）、（）、（）、（）、（）、（）、（）的基本知识；
A：铀矿勘探、开采与加工；铀化合物的转化；浓缩（富集）铀的生产；核燃料元（组）件制造；乏燃料储存、运输与后处理；放射性废物管理与核设施退役；核燃料加工、处理设计的核临界安全控制
Q：辐射源是可以通过发射（）或释放（）而引起（）的一切（）或（）； A：电离辐射；放射性物质；辐射照射；物质；实体
Q：从辐射源的来源分为（）和（）两种； A：天然辐射源；人工辐射源
Q：天然辐射源主要来自（）、（）和（）； A：宇宙射线；宇生放射性核素；原生放射性核素
Q：宇生放射性核素约（）种，其中氚
3、碳
14、铍7和钠22的贡献较大； A：20
Q：原生放射性核素分为两类：一类是（）；另一类是（），如钾40，Rb87等；
A：主要以铀系（以铀238为母核的放射性）、锕—铀系系（以铀235为母核的放射性）和钍系（以钍232为母核的放射性）三个系的一些核素；无衰变系列的长寿命放射性核素
Q：原生放射性核素广泛存在于地球的岩石、土壤、江河、湖海中，这些元素的浓度和分布随（）不同而变化，其中，（）的活度浓度最高； A：岩石构造的类型；花岗岩
Q：土壤和岩石中所含的铀、钍、钾等元素，以（）的活度浓度最高； A：钾40
Q：人工辐射源主要有（）、（）和（）；
A：核设施；核技术应用的辐射源；核试验落下灰；
Q：反应堆正常运行时的主要辐射源是（）和（）； A：γ辐射源；中子源；
Q：铀235每次裂变大约有（）的γ能量在衰变一秒后由裂变产物放出，其中四分之三以上的能量在（）内放出，γ射线能量大部分在（）以下，平均是（）。A：6.65MeV；1000秒；2MeV；0.7MeV
Q：裂变中子具有分布很宽的能量，从（）一直到（），峰值位于（），平均能量约（）；反应堆的（）相当大，是一个（）中子源；
A：eV级；18MeV；0.8MeV；2MeV；活性区（堆芯）；体积；
Q：裂变产物衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓发中子只有（），而且能量较低； A：0.0158；
Q：不论是堆内的辐射场还是堆外的引出束，都是γ射线和中子的混合场，不仅（）高，（）也高，中子场往往又是（）、（）与（）的混合场。A：中子注量；γ辐射剂量；快中子；共振中子；热中子；
Q：核燃料循环设施包括核燃料（）、（）、（）和（）等；在核燃料循环各个工序中，有可能受到各种射线照射，因而在辐射防护上应予以足够的重视； A：生产；加工；储存；后处理设施；
Q：密封源是密封在包壳里或紧密的固结在覆盖层里并呈（）的放射性物质。A：固体形态
Q：密封源的种类很多，按活度的不确定度可分为（）、（）、（）、（）等；按用途可分为医疗用、工业照相（探伤）用、核仪表用、射线辐照用、放射性测井用、放射性测量及仪表刻度用等；
A：检查源；工作源；参考源；标准源；
Q：α放射源主要用于（）、（）和（）；常用的α放射性核素有（）、（）、（）、（）、（）和（）；等；
A：烟雾报警器；静电消除器；放射性避雷器等的离子发生器；210Po；238Pu；239Pu；241Am；235U；238U
Q：常用的α放射源活度一般较低，一般在（）Bq A：104～3.7×109
Q：α粒子的能量一般低于（），在空气中的射程小于（），没有外照射的危险；绝大多数α核素属于（）；使用时要特别注意保护源的（）性能，防止将源丢失或被盗；没有使用价值的废源应按规定处理，不能随便拆开或扔掉。A：7MeV；6cm；极毒或高毒核素；密封；
Q：β放射源主要用于（）和（）β，还可用作放射性测厚仪、皮肤科敷贴器和气相色谱仪的电子捕食器等；常用的β放射性核素有：（）等；
β活度测量；能量响应刻度时的参考源和工作源；3H、14C、58C0、60Co、63Ni、A：85Kr、90Sr-90Y、147Pm和204Ti
Q：β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强（），能量超过（）的β粒子可穿透皮肤表层，故应考虑（）；
A：100倍；70ke；Vβ外照射的防护
Q：β粒子穿过周围物质量产生（），其（）能力比β粒子强得多；在使用时不能忽视（）的防护，即使是纯β发射体，也要注意减少轫致辐射的影响。A：轫致辐射；穿透；γ光子
Q：屏蔽β作用应选用（）以减少轫致辐射，外面再用（）屏蔽轫致辐射和其他γ光子。
A：低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）；高原子序数的材料
Q：低能光子源是利用（）或利用（）制成的源的统称；主要用于（）等仪表；发射低能光子的常用放射性核素有（）等；
A：发射低能γ射线和X射线的放射性核素；β辐射体与靶物质产生的轫致辐射；厚度计、密度计、X射线荧光分析仪;55Fe、57Co、125I、238Pu、241Am、244Cm
Q：低能光子比较容易屏幕，但要注意可能存在的（）和（）； A：高能γ射线;轫致辐射的影响
Q：由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其（）和（）产生的中子； A：自发裂变;（α，n）反应
Q：低能光子的（）相当显著，使用时应考虑对（）的防护； A：散射效应;散射 Q：低能光子源常用（）密封，（）不耐酸碱腐蚀，也不耐水，使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免变质； A：铍窗;铍
Q：γ放射源是使用最多的放射源，广泛用于工业、农业、医疗和科研等各个部分；为了获得高剂量率的辐射场，装源量多数在（）范围内，大于（）的γ辐照装置已不少见； A：3E15～2E16Bq;3E16Bq
Q：活度在（）的γ放射源主要用于各种仪表（如料位计、核子秤、密度计等）、工业射线照相和人体内腔医疗； A：E8～2E12Bq
Q：γ射线的贯穿能力很强，使用γ放射源主要防止（）； A：外照射
Q：γ源在固定工作场所使用时应利用建筑物的（）和（）进行屏蔽，使屏蔽墙外人员所受照射低于规定的剂量限值；设置（）、（）等；源的使用场所若经常变化临时用栏杆、绳子或其他障碍物围起来；活度小于（）的γ源，一般可利用时间防护和距离防护，对工作场所外的影响很小；
A：墙;门;可靠的安全连锁装置；设置警告信号和标志；50MBq
Q：利用α粒子与轻元素（如铍）的(α,n)反应或高能γ射线与铍（或氘）的(,n)反应可制成不同能谱的中子源；常用的中子源有（）镭等；
A：—铍中子源、镅-铍中子源、钋-铍中子源、钚-铍中子源
Q：利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源，（）最合适，应用最多；其中子产额高、体积小、可制成点源，因此应用广泛； A：252Cf中子源
Q：工作场分级：按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲（大于（））、乙（）和丙（）三个等级；
A：4E9Bq;2E7～4E9;豁免活度～2E7
Q：核素毒性级别修正因子分为极毒、高毒、中毒和低毒四个级别，修正因子分别为（）。操作方式有关的因子（）；
A：10、1、0.1和0.01；从0.001到1000
Q：X射线机产生的X线强度正比于（）、（）和（）；
A：靶物质的原子序数Z；电流强度I；电子加速电压（管电压）U的平方
Q：反应堆生产放射性同位素主要包括（）、（）、（）和（）A：制靶；反应堆照射；活度测量；分装等步骤；
Q：靶子经反应堆中子照射后，产生的放射性同位素的活度与（）、（）、（）、（）、（）及（）等有关；
A：辐照处的中子注量率；辐照时间；靶核的中子反应截面；靶量；丰度；生成核素的半衰期
Q：在国际上已确定为临床应用的放射性同位素中，加速器生产的有（）多种，反应堆生产的有（）种 A：40；25
Q：加速器生产放射性同位素的产额决定于（）等；
A：加速器加速粒子能量和整流强度、靶材的靶量和丰度、生成核素的核反应截面、打靶时间和生成核素的半衰期
Q：核燃料循环包括（）、（）和（）等过程，分为（）、（）和（）三大部分； A：燃料加工；核能利用；燃料后处理；前段；核反应堆；后段
Q：按照对乏燃料的管理策略不同，燃料循环基本上有两在模式，也称两大技术路线，及（）和（）。
A：后处理模式；“一次通过”模式
Q：铀在地壳中分布广泛，其平均含量为（），其总量约为（）吨；天然铀的同位素有三种（）。自然界大约有种铀矿物；
A：4E-6；4.5E9；238U(99.276%)/235U(0.720%)/234U(0.0056%)；200
Q：铀在地壳存在的形式一般以（）的形式存在（如沥青铀矿）；或以（）（如钍、锆、稀土矿物）的结晶格架中；
A：铀矿物；类质同象形式进入其他非铀矿物
Q：钍在地壳中平均含量为（），其总量约为（）吨； A：1.2E-5；1.3E10～1.8E10
Q：目前核燃料原料的勘探、开发和应用主要是（）资源的开发； 铀矿
Q：铀钍矿的特点有：（）、（）、（）、（）。
A：可以是单独的也可以是共生的；具有放射性；射气现象；具有重金属性质
Q：铀、钍矿物及伴生放射性矿开采特点如下：由于具有放射性，在开采过程中应制定（）；分为（）和（）；必须具备完整的六大系统：（）；开采流程：（）。
A：较为严密的辐射防护措施；露天开采；地下开采；通风系统、提升运输系统、供排水系统、供电系统、通信调度系统和安全生产保障系统；此外还有辐射防护体系和应急救险保障体系等；辐射取样编录、γ测量、采矿设计、凿岩爆破、矿石检查、放射性分选、运输和三废处理；
Q：铀矿加工采用有（）从矿石提取铀； A：湿法冶金（用酸法或碱法）
Q： 核燃料组件主要由（）、（）、（）和（）组成；核燃料的特点是（），一座1000MW级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约（）吨低浓铀；
A：上下管座；格架；控制棒导向管；燃料元件棒；能量高度集中；24
Q：一般燃料组件在反应堆内使用（）年的时间； A：3～5
Q：核燃料组件的制造工艺（从低浓UF6开始到燃料组件成品，主要有以下工序）：（）A：化工转化—制备可烧结UO2粉末；UO2芯块制备；组件零部件制造；燃料元件棒制备；组件组装
Q： 乏燃料的组成是（）、（）和（）； A：原有的组成；裂变产物；锕系产物
Q：后处理的意义是（）。
A：充分利用核燃料资源；后处理对核废物的长期安全管理也极为重要。
Q：依据后处理工艺是否涉及水介质可分为（）和（）两类； A：水法；干法 Q：废物最小化是把放射性废物的量和活度减少到（）的水平；包括从核设施设计到退役的各个阶段，减少废物的产生，进行再利用和再循环，对一次废物和二次废物做适当处理等各种措施；
A：合理达到的尽量低；
Q：放射性废物按放射性水平分为（）、（）、（）、（）、（）。
A：豁免废物；极低放废物；低放废物；中放废物；高放废物；α废物
Q：放射性废物经（）、（）和（）后以两种方式进入终态：一是（）；另外是（）。
A：预处理；处理；整备；大体积废气和废液净化后向大气或水体排放；浓集在小体积中的放射性核素
Q：核设施退役策略分为（）三种形式； A：立即拆除、延缓拆除和就地埋葬
Q：放射性废物是一种（）源和（）源； A：电离辐射；环境污染
Q：放射性废物安全管理除遵循（）的管理要求外，还要遵循（）的管理要求，执行（）； A：一般有毒有害物质；电离辐射源；辐射防护三原则
Q：放射性废物管理以（）方式实行全过程管理，实现（），向环境排出最小化和受照剂量最小化；
A：优化；废物最小化
Q：核临界控制的手段有（）
A：几何控制；质量控制；浓度控制；富集度控制；慢化控制；间距控制；毒物控制。
Q：燃料制造过程中的临界安全必须考虑（）现象； A：易裂变物质会出现液、气、固三种形态及其不均匀性
Q：为增加乏燃料湿法储存设施的容量，可采取（）储存措施： A：乏燃料密集化
Q：应确保乏燃料储存在正常和可信的异常条件下都处于（）状态。临界分析时应考虑双偶然事件原则以及会使储存阵列的反应性达到（）的参数和条件； A：次临界；最大
Q：通常乏燃料储存阵列的Keff操作限值取（）；有时也可限定为（）；但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要（）； A：0.90；0.95；降低
Q：乏燃料后处理厂的核临界安全控制一般应符合（）原则，应尽可能采用几何控制；对于不能采用几何控制的大型设备则应采用（）； A：双重偶然；可溶性或固定的中子毒物控制
Q：核反应堆是一种综合的技术装置，用来实现重元素的（）反应； A：可控自持链式
Q：核反应堆由（）堆等组成；
A：芯、冷却剂系统、慢化剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统
Q： 核反应堆系统内中子的消失率为（）加上（）； A：系统内中子的吸收率；系统内中子的泄漏率
Q：K=1，链式反应过程处于（）；若K<1，反应堆的状态称为（）；若K>1，这种状态为（）； A：稳定状态；次临界状态；超临界状态
Q：有效增殖系数K与（）有关，同时也与（）有关；
A：堆芯系统的材料成份和结构（如易裂变核素的富集度、燃料—慢化剂的比例等）；堆的尺寸和形状
Q：一个铀235核裂变可以释放出（）的能量，相当（）J。因此1MW的功率相当于每秒钟有（）个铀235核裂变，每日有（）个铀235裂变。相当于（）g铀235，这就是说反应堆每发出1MWd的能量需要（）g铀235裂变。A：200MeV；3.2E-11；3.12E16；2.70E21；1.05；1.05
Q：考虑到在裂变的同时必要有一部分铀235由于发生(n,γ)反应而浪费掉（对铀235其σf=583靶，σr=101靶）因此发出1MWd的能量实际上需要消防的铀235为1.05g（σf+σr）/σf≈（）g A：1.23
Q：有两个因素影响着核燃料的燃耗浓度：（），在元件尚剩不少铀235（心脏运行中生成的钚239）时就不得不换料：
A：第一随着可裂变核的消耗反应堆的有效增殖系数K有效会不断下降，当降到1以下时，堆就不能达到临界了，当然也不能再燃烧了；第二，反应堆运行时燃料元件处于高温、高压、强中子车照条件下，元件包壳会受到一定操作。为防止包壳破损导致的放射性进入冷却剂，燃料元件在堆中放置的时间是受到严格控制的。
Q：核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量来衡量。A：燃耗深度
Q：为了描述各类反应堆在核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，大多数现代轻水堆的转化比约为（），高温气冷堆具有较高的转化比，为（），因此有时被称为（）。A：0.6；0.8；先进转化堆
Q：以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良有增殖性能，其增殖比可以达到（），主要堆型是采用（）作为冷却剂的（）。A：1.2；液态金属钠；钠冷快堆
Q：对于同等体积的堆、（）形的中子泄漏最小、（）次之、（）中子泄漏最大； A：球；圆柱；长方体堆
Q：根据最佳体积和加工制造方面的原因，反应堆实际上采用球形的不多，多数是采用圆柱形的。
Q：圆柱形均匀堆的热中子注量率分布：在高度方向上为（）分布、半径方向上为（）分布； A：余弦；零阶贝塞尔函数
Q：堆芯内的体积释热率空间分布是随（）而变化的，在对堆芯做较详细分析时，堆芯体积释热率分布或者中子注量率分布随寿期的变化应由反应堆物理计算得到。A：燃料寿期；
Q：裂变核反应率密度的强弱取决于（）A：堆内中子注量率的水平；
Q：中子注量率分布的展平方法（）
堆芯径向分区装载；合理布置控制棒；引入合理公布的可燃毒物
Q：以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有（）五种堆型。
A：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）
Q：核反应堆的基本特征有（）以及该种堆型的主要特点等。
A：燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路
Q：压水堆核电站采用以（）作核燃料，燃料芯块中铀235的富集度约（）；核燃料是高温烧结的（）芯块，将其封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约（）cm，长约（）m。几百个组件拼装成压水堆堆芯。堆芯宏观上为圆柱形；
A：稍加浓铀；3%；圆柱形二氧化铀陶瓷燃料；20；3
Q：压水堆的冷却剂是（），其不仅作为中子的慢化剂同时也用作冷却剂； 轻水（价格便宜且有优良的热传输性能）
Q：压水堆是一种使冷却剂处于（）状态的轻水堆，压水堆冷却剂入口水温一般在（）℃左右，出口水温（）℃左右，堆内压力（），如大亚湾。A：高压；290；330；15.5MPa
Q：（）是分隔冷却剂回路和二回路的关键设备； A：蒸汽发生器
Q：在已建、在建和将建的核电站中压水堆占（）左右。压水堆核电站最显著的特点是：（）;（）;主要缺点是（）（）
A：64%；结构紧凑、堆芯的功率密度大；经济上基建费用低、建设周期短；主要缺点之一：必须采用高压的压力容器（压力容器的制作难度和制作费用高）；主要缺点之二：必须采用一定富集度的核燃料
Q：沸水堆与（）同属于轻水堆家族，都使用（）作慢化剂和冷却剂、（）作燃料，燃料形态均为（），外包锆合金包壳；堆芯内共有约（）个燃料组件，每个组件为（）正方排列，其中含有（）是燃料元件和（）根空的中央棒（水棒）；
A：压水堆；轻水；低富集度铀；二氧化铀陶瓷芯块；800；8×8；62；2
Q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有（）、（）（）三个不同的特点：
A：直接循环；工作压力可以降低；堆芯出现空泡。
Q：与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是（）：
A：辐射防护和废物处理较复杂；功率密度比压水堆小；
Q：重水堆是指用重水（D2O）作（）的反应堆；重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是（），这种芯块也是放在密封的外径约为（）mm长约（）mm的锆合金包壳管内构成棒状元件；由（）到（）是数目不等的燃料元件棒组成长约（）mm、外径（）mm左右的燃料棒束组件；
A：慢化剂；烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷瓷块；十几；500；19；43；500；100
Q：重水堆反应堆堆芯是由几百根装燃料棒束组件的压力管排列而成；压力管（）放置，管内有（）束燃料组件，构成水平方向尺度达（）m的活性区； A：水平；12；6
Q：重水堆核电站的特点是（）
A：中子经济性好可以采用天然铀作为核燃料；比轻水堆更节约天然铀；可以不停堆更换核燃料；重水堆的功率密度低；轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重
Q：高温气冷堆用（）作为冷却剂的反应堆；其特点：不会发生（）；但气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大；为了提高气体的密度及导热能力，也需要（）； A：气体；相变；加压
Q：快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆；一般采用（），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为（）mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒；
A：0.1MeV；氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀—碳化钚混合物）；6
Q：快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为（）和（）两部分。燃料区；增殖再生区
Q：快堆中的冷却剂主要有两种：（）或（）A：液态金属钠；氦气（分为钠冷快堆和气冷快堆）
Q：核岛四大部件：（）、（）、（）和（）。
A：堆芯；蒸汽发生器；稳压器；主泵（在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设备的辅助系统）；
Q：（）实质上是二回路与三回路之间的热交换器；三回路是一个（）回路； A：冷凝器；开式；
Q：在冷凝器里三回路的水与二回路的水也是互不接触的，只是通过（）传递热量； A：冷凝器的管壁
Q：二回路系统的主要功能是（）。
A：将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机组做功发电和供电站其他辅助设备使用；
Q：保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有（）：
A：化学和容积控制系统、主循环泵轴密封水系统；
Q：为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：（）； A：设备冷却水系统、停堆冷却系统
Q：在发生重大失水事故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有（）：； A：安全注射系统、安全壳喷洒系统
Q：控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：（）；
A：疏排水系统、放射性废液处理系统、废气净化处理系统、废物处理系统、硼回收系统、取样分析系统
Q：一回路其他辅助系统（）：；
A：补给水系统、乏燃料冷却及净化去污清洗系统等
Q：二回路辅助系统（）：。
A：主蒸汽排放系统、蒸汽再热及抽汽系统、凝结水给水系统、事故给水系统、蒸汽发生器排污系统、润滑油系统及循环冷却水系统等等
Q：核动力厂厂址选择的主要目的是（），同时也应考虑（）；
A：保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响；核动力厂正常的放射性物质的释放对公众和环境的影响
Q：核安全基本原则涉及（）、（）及（）原则； A：管理责任；纵深防御；若干基本技术
Q：（）应当对核设施的安全负有全面的最终责任，不因有设计方、供货方、合同方和监管方的存在而减轻其责任；
A：营运单位
Q：根据国际辐射防护委员会第60号报告，辐射防护基本原则主要包括以下几点：（）A：辐射实践的正当性；辐射防护与安全的最优化；剂量限值和剂量约束；
Q：纵深防御的三个目标（）
A：补偿或纠正设备故障或人员差错；维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂；在屏障本身的有效性不能完全保持时，保护从业人员、公众和环境不致受到辐射伤害；
Q：纵深防御的两个策略（）
A：预防事故发生；在一旦事故发生时，限制其后果，并防止它向更严重的情况进展；
Q：纵深防御在核动力厂设计中的基本实施办法（）A：预防；检测；保护；包容；应急
Q：为了履行保证公众健康和安全的责任，核设施营运单位必须遵循（）和（）的要求，制定相应的核设施质量保证大纲，并报（）审核；
A：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》；核安全法规HAF003《核电厂质量保证安全规定》；国家核安全部门
Q：质量保证大纲包括（）、（）。
A：核设施的质量保证总大纲；每一种工作（单位）的质量保证（分）大纲；
Q：辐射防护目标是保证在所有运行状态下辐射照射或由于任何计划排放的放射性物质引起的辐射照射保持（），保证减轻任何事故的放射性后果； A：低于规定限值并且合理可靠尽量低
Q：1999年IAEA核安全顾问组发表的报告（INSAG-12）中提出的核电厂运行安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）；大量放射性释放概率为：（）/堆年（对已运行的核电厂）和（）/堆年（对将来的核电厂）A：10-4；10-5；10-5；10-6
Q：2002年5月我国核安全局发表的政策声明《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中提出新建核电厂的安全目标是：堆芯熔化率：（）/堆年；大量放射性释放概率为：（）/堆年。A：10-5；10-6
Q：风险的大小既与（）有关，也与（）有关；在数量概念上就是（）与（）的乘积； A：发生危害事件的频率；发生危害事件的后果；频率；后果
Q：风险分析方法通常采用（）分析方法和（）分析方法： A：事件树；故障树
Q：核电厂概率安全分析（PSA）有三个级别：Level 1（）；Level 2（）；Level 3（）。A：堆芯严重损伤的概率分析；大量放射性向环境释放的概率分析；产生重大后果（生命、健康、环境和财产）的概率分析。
Q：安全文化的实质是（）
A:价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体；
Q：安全文化特性是（）、（）、（）。A:安全第一的思想； 主动精神； 有形导出
Q：安全文化是基本的管理原则，由（）和（）这两个主要方面组成； A:体制；个人的响应
Q：核安全的实现取决于两方面的因素，一个是（），另一个是（）。A:政策和管理方面的承诺与能力；每个人本身的承诺与能力
Q：营运单位的安全管理体系包括（）六个组成部分。A:政策、组织、计划和实施、衡量绩效、审查与监管
Q：为了使核安全文化更加奏效，核安全文化的要求是按照不同层次的每个人的响应这样一种方式展开的，具体分为（）三个层次；各个层次的每个人都要真正树立（）的观念，A:决策层、管理层和基层；“安全第一、质量第一”
Q：1996年IAEA发布和实施了（）；
A: “单位安全文化自我评价和国际原子能机构安全文件评价组导则”（ASCOT导则）
Q：安全文化评价可有三种方式：（）； 在三种评价方式中是最规范的；
A:单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价和二者结合的评价；IAEA安全文化评价组评价
注册核安全工程师培训 篇2
一、培训对象:报名参加一级注册消防安全工程师考试的人员。
二、培训内容:消防安全技术实务、消防安全技术综合能力、消防安全案例分析三个科目。
三、培训时间与地点:2016年10月15—17日,22—24日共6天(14日报到)北京
四、授课师资:聘请国内权威的消防专家及具有辅导经验的高校教授进行授课。
主办单位:中国安全生产科学研究院联系人:王海燕
注册核安全工程师培训 篇3
实行注册安全工程师执业资格制度是适应社会主义市场经济，加强安全生产工作的需要，是全面贯彻十六大会议精神和“三个代表”重要思想，落实《安全生产法》有关规范安全工程技术人员执业资格要求的一项具体措施。我们应该清醒地认识到，注册安全工程师制度的实行，既反映了我们广大安全管理人员的迫切心愿，也对加强安全生产监督管理工作有着重要的意义。
1.实行注册安全工程师执业资格制度，是加强企业管理，特别是加强中小企业安全管理工作的需要
党中央、国务院历来非常重视安全生产工作。多年来，在党中央、国务院的领导下，在各地区、各部门的共同努力下，应该说全国的安全生产形势正在朝好的方向转化。但近年来安全生产形势依然严峻，主要表现在以下3个方面：第一，全国事故伤亡总量仍然很大，而且是居高不下；第二，尽管特大事故有所减少，但发生频率依然很高，影响也很坏；第三，大量的事故隐患没有整改；第四，在各类伤亡事故当中，70%的事故是发生在非公有制的中小企业中。
前些年，广东省深圳市和东南沿海一些省份，在借鉴香港、新加坡等地区和国家的先进经验的基础上，建立了注册安全主任制度。这个制度着重解决了市场经济中一些中小企业安全工作无人管和不会管的问题，对这些地区的安全生产管理工作起到了积极的促进作用。所以，实行注册安全工程师执业资格制度，是在市场经济情况下，加强企业特别是中小企业安全管理工作的需要，也是安全生产工作发展的必然。
2.实行注册安全工程师执业资格制度，是稳定和加强安全工程专业技术人员队伍的需要
目前我国安全基础薄弱，有一个很重要的原因，就是企业缺乏具有安全管理经验的安全技术人员队伍。在国外，只有在专业技术岗位工作多年的工程师，积累了相当经验以后，才能当安全工程师。而我们的安全管理队伍存在着年龄、知识老化和不适应的问题，有些企业的负责人片面追求经济效益，对安全生产工作不重视或无知，把一些老弱病残的人安排去搞安全，再加上多年来对安全生产管理队伍缺乏一套稳定和加强的制度，致使这支队伍从年龄结构上看存在中青年人少，老年人多；从知识结构上看，层次高的人少，中、初级的人员多；从知识类型上看，复合型的人才少，单一型的人才多等现象，很不适应安全生产工作任务重、技术性和综合性强的需要。所以，我们急需抓住培养、吸引和使用人才这3个环节，加强、加快这支队伍的建设。
实行注册安全工程师执业资格制度后，注册安全工程师的管理是动态的。获得了安全工程师资格，并不是终身的。随着现代化建设和安全科学技术的发展，新的问题层出不穷，新的技术和新的设施、设备也不断地出现，注册安全工程师还需要不断地继续学习，参加继续教育，不断更新知识，提高业务水平，促进安全技术人员整体素质的提高。实行注册安全工程师执业资格制度后，通过相关的法规、规章，对注册安全工程师的权利、义务、责任做出明确的规定，就可以使安全生产管理队伍的建设逐步走上规范化、法制化的轨道。
3.实行注册安全工程师执业资格制度，是贯彻《安全生产法》，提高企业安全管理水平的迫切需要
《安全生产法》对生产经营单位设置安全机构和配备安全生产管理人员提出了明确的要求，注册安全工程师执业资格制度的实施，是贯彻《安全生产法》的一个重要举措，是加强安全生产机构建设，加强企业安全管理队伍建设，满足企业，特别是中小企业需求的一个重要措施。努力造就数以万计的安全生产工作的专门人才队伍，已经成为新世纪开创安全生产工作新局面的一项战略任务。
二、我国注册安全工程师执业资格制度的实施情况
1.注册安全工程师执业资格制度的基础性工作
我国实施注册安全工程师执业资格制度，是1998年国家经贸委人事司和安全生产局在原国家劳动部对安全工程专业技术人员量化评审的基础上，为适应市场经济发展需要和与国际化的标准接轨而提出的。2001年国家安全生产监督管理局成立以来，国家局积极配合人事部开展了一系列论证工作和调查研究，学习并借鉴了国外经验，多次召开专家座谈会。
2002年3月，国家局在由人事部专业技术人员管理司领导和安全工程方面的专家参加的注册安全工程师执业资格制度专家论证会基础上，颁发了《注册安全工程师执业资格制度暂行规定》，并同时出台了《注册安全工程师执业资格认定办法》。
这两个文件的出台，标志着我国注册安全工程师执业资格制度开始启动，标志着我国安全生产领域关键技术岗位的准入制度开始实施，标志着我国安全领域人才社会化评价工作开始与国际接轨。注册安全工程师执业资格制度的建立，将对我国建立安全生产监督体系和长效机制，推动安全生产形势的根本好转发挥重要作用。
2003年8月，人事部和国家安监局又出台了《注册安全工程师执业资格考试实施办法》，确定了具体的考试办法和考试科目。2004年5月，国家安监局又以局12号令的形式公布了《注册安全工程师注册管理办法》，主要规定了注册安全工程师的注册管理和执业行为要求。
2.注册安全工程师的认定工作
认定工作是实行注册安全工程师执业资格制度的开端，也是为将来各省（市、区）开展注册安全工程师执业资格考试注册和体系建设工作建立基础性工作。经过半年紧张、有序的工作，全国共有1620人获得注册安全工程师认定。它标志着我国注册安全工程师执业资格制度开始启动，标志着我国安全生产领域关键技术岗位准入控制制度开始实施，标志着我国安全领域人才社会化评价工作开始与国际接轨。
3.《注册安全工程师执业资格考试大纲》的编写发布
为了尽快在全国开展注册安全工程师执业资格考试工作，根据注册安全工程师执业资格工作进度的安排，在进行注册安全工程师执业资格认定工作的同时，自2003年3月初，开展了注册安全工程师执业资格考试大纲的调研和起草工作。经过多次讨论和征求意见，形成了《注册安全工程师执业资格考试大纲》的送审稿。
2004年2月20日，国家安监局与人事部专技司在北京召开了《注册安全工程师执业资格考试大纲》专家审定会，审议通过了《注册安全工程师执业资格考试大纲》。6月初人事部考试中心正式发布了《关于做好2004年度注册安全工程师执业资格考试考务工作的通知》（人考中心函[2004]99号）。国家安监局正式颁布考试大纲，同时发文给各地安全生产监督管理部门。
4.注册安全工程师执业资格考试辅导教材编写出版
为贯彻落实《安全生产法》及人事部、国家安监局联合印发《注册安全工程师执业资格制度暂行规定》和《注册安全工程师执业资格考试实施办法》的精神，在2003年底完成了注册安全工程师执业资格考试大纲工作的基础上，从今年年初起国家安全生产监督管理局组织各科目几十名专家，根据《注册安全工程师执业资格考试大纲（试行）》的编写框架，历经半年时间的多次征集、修改，完成了注册安全工程师执业资格考试《安全生产法及相关法律知识》、《安全生产管理知识》、《安全生产技术》及《安全生产事故案例分析》4个科目辅导教材的编写、审核和文字整理工作，并与5月16日～17日在京召开了注册安全工程师执业资格考试辅导教材审定会议，会议通过了《注册安全工程师执业资格考试辅导教材》。
三、注册安全工程师执业资格下一步的工作重点
根据人事部全国人才工作会议的精神和国家安监局2004年工作重点，围绕专业人才队伍建设的需求，认真贯彻《注册安全工程师执业资格制度暂行规定》、《注册安全工程师执业资格考试实施办法》和《注册安全工程师注册管理办法》精神，下一步将稳步推进注册安全工程师执业资格制度。
注册安全工程师执业资格下一阶段的主要工作是努力抓好注册安全工程师基础人才和专家队伍建设。建立国家注册安全工程师执业资格管理工作体系，协调人事部、中央企业及各相关部门做好注册安全工程师执业资格第一次全国考试工作和首批注册安全工程师执业资格人员的注册管理工作。
具体工作有：
第一，围绕国家安监局的中心任务，认真贯彻《安全生产法》、《行政许可法》、《安全生产许可证条例》和国务院《关于进一步加强安全生产工作的决定》精神，以对党和人民高度负责的精神，做好注册安全工程师执业资格制度的各项宣传工作。
第二，突出围绕重实用、重业绩、重考核的注册安全工程师考试指导思想，深入不同类别企业调查研究，召开座谈会听取意见，把握注册安全工程师考试工作的特点，做好专项调研工作。
第三，配合人事部做好全国第一次注册安全工程师执业资格考试工作。做好执业资格考试前报名的组织工作及免试部分科目人员等相关的资格审定政策制定工作；完成全国注册安全工程师执业资格考试试卷审定、考试命题和审题等工作；完成首次注册安全工程师执业资格考试的命题工作和考试题库的基础建设；完成全国注册安全工程师执业资格考试的指导监督、巡考阅卷、核实证书和发放等工作。
第四，按照全国人才工作会议的精神，抓住稳定注册安全工程师专业队伍的人才工作机遇，在实际工作中积极探索，与时俱进，学习国际通行办法，开展国际注册安全工程师执业资格的学习交流，做好国际执业资格互认的基础性工作。
注册核安全工程师培训 篇4
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UO2、PuO2其燃料富集度为
（）
A.7%~~15%
B.7%~~20%
C.8%~~20%
D.12%~~20%
E.15%~~20%
13．重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱 A.120
B.150
C.180
D.200
E.220 14.核反应堆热工力学的性质主要取决于：（）A.冷却剂
B.核燃料类型
C.慢化剂
D.堆芯结构
E。蒸汽发生器
15.构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（）和采用故障安全设计等来实现。
A.单一故障准则
B.多重性
C.多样性
D.独立性
E.以上4种方法
16.纵深防御有五个层次目的：保护包容功能是有那一层执行
（）A.第一层次目的 B.第二层次目的C.第三层目的 D.第四层目的E.第五层目的
17.为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（）以上的裕度。
A.60%
B.70%
C.80%
D.85%
E.90% 18.安全重要构筑物，系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的（）
A.假设始发事件
B.设计基准事件
C.预计运行事件
D.严重事件
E.超设计基准事件
19．安全壳能维持较长时间（）天以上完整性，大部分裂变产物因重力沉降，释除的源项会大大降低。
A.3
B.5
C.7
D.8
E.12 20.核材料管制的例行检查，一般由局组织、日常检查和非例行检查由
（）负责。
A.营运单位保卫部门
B。营运单位监督部门 C.营运单位监督员
D.地区监督站负责
E.地区环保部门
21．12Kg的锂，属于几级核材料
（）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
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—239、可将铀—235、铀—238、钚—239加以利用
C.对环境污染小，氦气的中子吸收截面极小，可建在人口较密城镇附近。
D.可实现不停顿换料。
E.高温气冷堆负温度系数大，采用混凝土压力壳，容器不会发生突然爆炸事故。
3.核电站化学容积控制系统作用
（）
A.调节一回路系统中稳压器液位
B.将反应堆停堆后剩余发热带走。C.调节冷却剂中硼浓度
D.降低安全壳内压力和温度 E.保持一回路水质。
4.调节系统电子逻辑回路组成有那些
（）
A.主控制回路
B.辅助控制回路
C.整定值确定回路
D.出力不一致回路
E.控制棒驱动回路。
5.下面那些属于 工况Ⅳ——极限事故
（）
A.原料元件损坏
B.控制棒组件弹出事故。
C.蒸汽发生器一根传热管破裂
D.反应堆冷却剂丧失事故
E.反应堆冷却剂小管道破裂。
6.核电厂事故分析基本假设有那些：
（）A.假设安全壳屏蔽失效
B.假设失去厂外电源
C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置。D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。
E.需假设极限单一事故。
7.导致堆芯严重损坏的初因事件：
（）A.失水事故后，失去应急堆芯冷却
B.失水事故后，失去再循环
C.失去公用水或失去设备冷却水
D.全厂断电后，未能及时恢复供电
E.一回路系统与其他系统结合部的失水事故
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
注册核安全工程师培训 篇5
《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》按照人事部和国家环境保护总局印发的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》（人发〔2002〕106号）和《注册核安全工程师执业资格考试实施办法》（国人部发〔2003〕21号）的规定，注册核安全工程师执业资格考试大纲编写委员会受人事部和国家环境保护总局委托，组织编写了《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》，经人事部审定通过。本大纲从实际出发，适应我国核安全事业发展的要求，突出重点，对注册核安全工程师的知识结构提出掌握、熟悉和了解三个层次的要求。考试大纲既是考试命题的指导性文件，也是核安全审评、核安全监督、民用核设施操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测和国家环境保护总局规定的其他与核安全密切相关的工作领域关键岗位专业技术人员复习备考的依据。
针对核安全工程师考试要求，本大纲分成了4个科目：《核安全相关法律法规》《核安全综合知识》《核安全专业实务》和《核安全案例分析》。注册核安全工程师执业考试也就依据本大纲要求进行培训、复习、命题。具体科目内容如下。
一、注册核安全工程师执业资格制度暂行规定
第一章
总则
第一条
为了提高核安全专业技术人员素质，规范核安全关键岗位的管理，确保核与辐射环境安全，维护国家和公众利益，根据《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和国家职业资格证书制度的有关规定，制订本规定。第二条
本规定适用于从事核与辐射安全及相关领域工作的专业技术人员。
第三条
国家对在核能和核技术应用及为核安全提供技术服务的单位中从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行执业资格制度，纳入国家专业技术人员职业资格证书制度，统一规划管理。
第四条
本规定所称注册核安全工程师，是指通过国家统一考试，取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》并经注册登记后，从事核安全相关专业技术工作的人员。英文名称：Nuclear Safety Engineer 第五条
人事部和国家环境保护总局共同负责国家注册核安全工程师执业资格制度的实施工作。第二章
考试
第六条
注册核安全工程师执业资格实行统一大纲、统一命题、统一组织的考试制度，由人事部和国家环境保护总局共同组织实施，原则上每年举行一次。
/ 20
第七条
国家环境保护总局负责拟定考试科目、考试大纲和试题，编写考试用书，统一规划培训等有关工作。培训工作按照培训与考试分开、自愿参加的原则进行。
第八条
人事部负责审定考试科目、考试大纲和试题。会同国家环境保护总局对考试进行检查、监督、指导和确定考试合格标准。
第九条
凡遵守中华人民共和国宪法和法律、法规，恪守职业道德，并具备下列条件之一者，可申请参加注册核安全工程师执业资格考试：
1.取得理工类专业学士学位，从事核安全工作满5年；或取得其他专业学士学位，从事核安全工作满6年。
2.取得理工类专业双学士学位或研究生班毕业，从事核安全工作满4年；或取得其他专业双学士学位或研究生班毕业，从事核安全工作满5年。
3.取得理工类专业硕士学位，从事核安全工作满2年；或取得其他专业硕士学位，从事核安全工作满3年。
4.取得理工类专业博士学位，从事核安全工作满1年。5.人事部、国家环境保护总局规定的其他条件。
第十条
注册核安全工程师执业资格考试合格，颁发人事部统一印制，人事部和国家环境保护总局共同用印的《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》，证书全国范围有效。第三章
注册
第十一条
注册核安全工程师执业资格实行注册登记制度。取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》的人员，必须经过注册登记才能以注册核安全工程师名义执业。第十二条
国家环境保护总局或其授权的机构为注册核安全工程师执业资格的注册管理机构。人事部对注册核安全工程师执业资格的注册和使用情况有检查、监督的责任。第十三条
申请注册者，必须同时具备下列条件：
1.取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》； 2.身体健康，能坚持在本专业岗位工作； 3.经单位考核同意。
再次注册者，除符合以上条件外，还须提供接受继续教育和参加培训合格的证明。第十四条
注册核安全工程师有下列情形之一者注销注册：
（一）不具备完全民事行为能力。
（二）因在核安全等业务工作中犯有严重错误，受行政处罚。
（三）受刑事处罚。
（四）脱离核安全相应岗位连续满1年。
第十五条
注册核安全工程师注册有效期为2年。有效期满需继续执业的，持证者应在期满前3个月按规定办理再次注册手续。
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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。
/ 20
第二十八条
本规定由人事部和国家环境保护总局按职责分工分别负责解释。第二十九条
本规定自发布之日起30日后施行。
二、注册核安全工程师执业资格考试实施办法
第一条
注册核安全工程师执业资格考试在人事部、国家环境保护总局（以下简称国家环保总局）的领导下进行。两部门成立“注册核安全工程师执业资格考试办公室”（办公室设在国家环保总局），负责考试的实施和日常管理工作。国家环保总局成立“注册核安全工程师执业资格考试专家委员会”，负责拟定注册核安全工程师执业资格考试科目、考试大纲和考试命题，研究建立考试题库等有关工作。第二条
注册核安全工程师执业资格考试原则上每年举行一次，考试时间为每年的第三季度。第三条
注册核安全工程师执业资格考试科目为：《核安全相关法律法规》《核安全综合知识》《核安全专业实务》和《核安全案例分析》。
考试分4个半天进行，各科目的考试时间均为3小时。
第四条
凡符合《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》（以下简称《暂行规定》）第九条规定的专业技术人员均可申请参加考试。
第五条
截止2002年12月31日前，在核安全相关岗位上受聘担任高级专业技术职务满3年的专业技术人员，可免试《核安全相关法律法规》和《核安全综合知识》2个科目，只参加《核安全专业实务》和《核安全案例分析》2个科目的考试。
第六条
考试成绩实行两年为一周期的滚动管理。参加全部4个科目考试的人员必须在连续的两个考试内通过应试科目；免试部分科目的人员必须在一个考试内通过应试科目。第七条
参加考试须由本人提出申请，所在单位审核同意，按规定携带有关证明材料到国家环保总局确定的考试管理机构报名。考试管理机构按规定程序和报名条件审查合格后，发给准考证。考生凭准考证及有关证明在指定的时间、地点参加考试。
第八条
由国家环保总局根据情况确定考点设置的区域和数量。经确定的考点原则上设在直辖市和省会城市的大、中专院校或高考定点学校。
考点设置所在地的省、自治区、直辖市人事部门负责对考试考务的实施工作进行指导、检查和监督。
第九条
注册核安全工程师执业资格考试大纲由国家环保总局组织编写、出版和发行。任何单位和个人不得盗用国家环保总局名义编写、出版各种考试用书和复习资料。
第十条
坚持考试与培训分开的原则，凡参与考试工作的人员，不得参加与考试有关的培训工作和参加考试。
应考人员参加培训坚持自愿原则。
第十一条
为保证培训工作健康有序进行，由国家环保总局统筹规划培训工作。承担注册核
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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；
/ 20
掌握监督管理职责、安全许可证制度及附则中给出的用语含义。
3．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一──核电厂安全许可证件的申请和颁发》
熟悉核电厂安全许可证件的申请和颁发的各项要求。
4．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件一──核电厂操纵人员执照颁发和管理程序》
熟悉核电厂操纵人员执照颁发和管理程序的各项要求。
5．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二──核设施的安全监督》 熟悉核设施的安全监督的各项要求。
6．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一──核电厂营运单位报告制度》
熟悉核电厂营运单位报告制度的各项要求。
7．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二──研究堆营运单位报告制度》
熟悉研究堆营运单位报告制度的各项要求。
8．《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件三──核燃料循环设施的报告制度》
熟悉核燃料循环设施的报告制度的各项要求。9．《中华人民共和国核材料管制条例》 了解许可证持有单位及其上级领导部门的责任； 熟悉总则中的核材料管制范围、监督管理职责； 掌握核材料管制办法及附则中给出的用语含义。10．《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》 熟悉核材料管制条例实施细则的各项要求。11．《中华人民共和国核电厂事故应急管理条例》 了解总则和处罚的基本原则；
熟悉应急准备、应急对策和应急防护措施、应急状态的终止和恢复措施； 掌握应急机构及其职责、附则中给出的用语含义。
12．《中华人民共和国核电厂事故应急管理条例实施细则之一──核电厂营运单位的应急准备和应急响应》
熟悉核电厂营运单位的应急准备和应急响应的各项要求。13．《中华人民共和国放射性同位素与射线装置放射防护条例》
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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。
注册核安全工程师培训 篇6
专业实务
一、单选题
1、一个铀－235核裂变可以释放出（200MeV）的能量。P8 2、20度时热中子的最可小速度是2200m/s，相应的能量是（0.0253ev）。P6
3、下列哪个堆可以用天然铀或稍加浓铀做燃料？（压水堆、费水堆、重水堆、高温气冷堆）？P15
4、压水堆燃料富集度（3％）。P15
5、目前已建的核电站中，（压水堆、费水堆、高温气冷堆、快中子堆）的热效率最高。
6、控制元件总的反应性应当等于（剩余反应性与停堆余量）之和。P44
7、堆内裂变时释放出的能量，绝大部分的能量集中在（裂变碎片动能一项）。P45
8、裂变能的绝大部分在（燃料元件内）转换成热能。P46
9、典型的功率调节系统要求在（15％－100％）的功率范围内稳定工作。P60
10、当出现小于每分钟正负（5％）线性负荷变化时，系统有较好的负荷跟踪能力。P60
11、误动作率是保护系统主要设计目标之一，目前已降低到（每年一次）。P61
12、极限事故发生频率在（10－6／堆年－10－4／堆年）。P75
13、（到初始装料）前，要完成完整的火灾危害性分析。P87
14、反应堆压力容器属于核安全（1）级。P93
15、ASME规范中将承载限值分成（4）级。P95
16、事故状态包括事故工况（设计基准事故）和严重事故。P97
17、运行限制和条件在核动力厂运行之前经（国家核安全监管部门）评价和批准。P116
18、每一条反应堆冷却剂环路包括：一台（反应堆冷却剂泵），一台蒸汽发生器，环路管道和仪器仪表。P125
19、增加汽轮机的负荷将会使Tavg和（蒸汽压力降低）。P126 20、根据美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为（110％）的设计压力。P130
21、核一级容器在设计阶段，所用材料的许用压力强度只保守地取到材料抗拉强度的（1／3）。P143
22、核材料的不平衡差（MUF），即所谓的无名损失亮，必须是在法规限定的标准误差的（2倍）之内。P157
23、（γ、η）反应的域能：（10MeV）。
24、（铀矿工业）对环境公众的集体照射剂量在整个核燃料循环中最大。P186
25、辐射防护最优化原则是指，在经济核技术可能的条件下，尽可能把工作人员核公众受照剂量控制在（可合理达到的尽可能低）的水平。P188
26、铀矿的总风量比有色和冶金系统矿山高（5－8）倍，以保证矿井具有足够的满足风质要求的风量。P189
27、未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高（30％）。P197
28、从经济、工艺简单、防氡效率等角度考虑，在巷道壁喷涂（混凝土水泥砂浆）降氡。迷惑项：沥青乳液、偏氯乙烯共聚乳液、水基环氧树脂和水基丙烯酸乳液。P218
29、一般情况下，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（但不可作任何追溯性平均）为（15）mSv／a。P222 30、纯化工序的冷却、锻烧过程中，主要危害是：（铀尘）。迷惑项：α、β、γ。P234
31、生产UF6得工业方法几乎都是用核纯级的UF4在高温下与（F2）发生作用而进行氟化。P262
32、UF6制备UO2过程中，引入氢气和水蒸气的混合气体，其中引入氢气的目的是：（制造还原气氛）。迷惑项之一：除氨。P266
33、从天然铀原料生产1吨风度为3％的浓缩铀，大约需要（4.3t）分离功。P267
34、元素或离子被萃取的能力以其分配比值来表征，分配比值的定义为：（在达到萃取平衡之后，某元素或离子在有机相中的浓度与其在水相中的浓度之比），P288。迷惑项如下：
A：某元素或离子在水相中的体积与其在有机相中的体积之比； B：某元素或离子在有机相中的体积与其在水相中的体积之比； C：某元素或离子在水相中的浓度与其在有机相中的浓度之比。
35、燃料剪切过程中，通过控制（剪切组件数量）来防止临界。P297
36、下列哪个属于放射性物质货包类型：（A型）。迷惑项：P型、M型。P310
37、按照GB18871规定，将放射工作场所分为：（控制区和监督区）。P274
38、目前工业最常用的α辐射源的放射性同位素是：（241Am）。P322
39、放射性碘的靶组织：（甲状腺）。P328 40、辐照装置的照射室一般都采用迷宫作为进出通道，迷宫建成（L）型。迷惑项：S型。P364
41、为控制活化空气以气态流出物方式排入环境，应该设置（安装过滤装置的通风系统）。迷惑项之一：循环设施。P336
42、环境监测包括（运行前的调查）和运行期间的监测。P336
43、辐照装置一般都设置在固定的地点和（辐照室内）进行辐照。P363
44、α废物是指半衰期大于30年的α核素的放射性比活度在单个包装中大于（4×106Bg／kg）的废物。P371
45、废物最小化的原则，是指放射性废物的（活度和体积）应保持在实际可行的最低限度。P371
46、发生放射性同位素丢失和被盗事件时，事故单位应当（保护好现场）。迷惑项：清理现场、封闭现场。P374
47、放射性废物是指由放射性物质或被放射性物质所污染、其（活度或活度浓度）大于规定的清洁解控水平。P379
48、放射性废物管理必须确保不给后代造成（不适当）的负担。迷惑项之一：严重的。P381
49、低、中放废物处置场要保证安全隔离（300年）。P397 50、硼硅酸盐玻璃固化分离出黄色第二相（黄相）。黄相中含有较多易溶的90Sr和137Cs，因此（降低固化产品的品质）。迷惑项：抗压强度降低、包容性减少。P401
51、放射性废物的特点：
52、核电厂区域调查范围半径大于（150km）。P442
53、核电厂周围应设置非居住区，其半径不得小于（500m）。P454
54、源项调查是（核电厂退役各个阶段都具有）的工作。迷惑项：退役前期特有。
55、HAF003的适用范围（核电厂和其他核设施）。P469
56、HAF003包括（10）个导则。P484
57、质量保证导则是（指导性）文件。迷惑项：强制性。P484
58、管理部门审查是指（单位的最高管理者组织的对本单位的质保大纲实施的状况和适用性的审查）。P501
59、样机鉴定试验应尽可能在受验证的特定设计特性的（最恶劣）设计工况下进行。P506
二、多选题61、62、63、64、65、66、67、68、69、70、原子核由（质子、中子）组成。
下列哪些能被热中子诱发裂变（233U、235U、238U、232Th、239Pu）
下列哪些堆不可以用天然铀或稍加浓铀做燃料？（压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆）P15 冷却剂回路的压力边界包括（压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器）。压水堆核电站的主要缺点（必须采用高压的压力容器、必须采用有一定富集度的核燃料、付出较高的燃料费用）。P17 重水堆核电站与轻水堆相比，其特点（中子经济性好，可采用天然铀作核燃料、节约天然铀、可不停堆换料、功率密度低、基建投资大）P24 高温气冷堆特点（）。P27 下列哪些属于一回路辅助系统（）。P39 划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：P68 根据国际经验，国家核安全局在“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”中，归纳了需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施如下（）。P83 对火灾防护的纵深防御概念包括三个层次（）。P85 核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制于监督管理方面的基本差别（）。P91 系统安全分级和部件安全分级的关系（）。P94 运行限制和条件可以分为以下几类（安全限制、安全系统整定值、正常运行的限制和条件、监督要求）。P116 在核动力厂运行寿期内，必须根据（经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更）对运行限制和条件进行复审。P118（迷惑项：核电厂累计发电量、投资回收情况）
借助下述自动功能（）自动地保证反应堆堆芯安全限制要求得到满足。P128 核事故应急状态分为四级，即（应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急）。P169 71、72、73、74、75、76、77、78、79、80、81、82、83、84、85、86、87、88、89、90、91、92、93、94、95、96、97、氡累计测量的方法：（径迹蚀刻法、活性炭盒法、热释光法）。迷惑选项：裂变室法、电离法。P206 常规铀矿井降氡方法：（通风降氡、密闭氡源、控制入风污染、排除矿坑水、分区通风、正压通风、清除堆积的铀矿石）。P215 铀矿开采的工艺有：（地表堆浸、原地爆破浸出、原地浸出、地下堆浸）。迷惑项：常规开采。P241 地浸工艺过程对地下水的复原技术措施：（地下水清楚法、反渗透法、自然净化法、还原沉淀法）。迷惑项：激光法。P246 尾矿库关闭后，必须对尾矿堆进行稳定化处理，主要稳定化方法有：（物理稳定法、化学稳定法、植被稳定法、综合稳定法）。迷惑项：生物稳定法。P249 铀矿开采工业的职业病是：（矽肺、肺癌）
气体离心法和气体扩散法相比，其主要优点是：（比能耗低、单击浓缩系数大、技术发展潜力大）。P270 乏燃料贮存的密集化措施有：（将燃料组件在水下由单层改为双层排列；将组件拆卸成元件单棒排列；向水中加入可溶性中子毒物；水池或格架中设置固态中子毒物）。迷惑项：净化水质。P295 核材料的实物保护是指：（防止核材料的被盗和非法转移）。迷惑项：防止UF6泄露；防止核设施被破化。P304 应急的最优化原则是指：（形式、规模、持续时间）必须是最优化的。P300 辐射监测包括：P336 下列那些核素属于极毒性废物：（210Po、226Ra、239Pu）。迷惑项：14C、3H。P383
处置场覆盖层的主要功能：（防渗、防生物侵扰、辐射屏蔽、防水土流失、阻滞核素释出核减少蒸腾作用）。迷惑项：防地震。P398
废物接收必须满足经过审管部门批准的废物接受标准。发送处置废物必须提前递交废物处置申请单，其内容包括：（废物来源、废物货包体积和重量、放射性活度和主要核素、表面剂量率、货包编号、废物处理和准备说明、发送日期）。P398 加速器的感生放射性包括：（结构材料活化、空气活化、冷却水活化、土壤的活化）。P334
对放射性物质释放的环境影响评价包括：（确定源项、建立弥散模型所需的厂址环境参数、选择适当的弥散模型）。迷惑项：气象条件。P455 关于低、中放废物近地表处置场选址时，考虑场址所在地水文地质条件时应遵循的准则为：（地下水埋深较大、地下水流速低、流程厂、能限制放射性核素迁移）。迷惑项：地下水埋深浅、地下水流速高。P460 好场址标准：
为使监查活动有效实施，监查人员应具有足够的权力和组织独立性。监查小组：（对被监查的方面负有直接责任的人不得参与监查小组；对被监查的工作负有直接责任的人不得参与挑选监查小组人员的工作）。迷惑项：监查人员必须全部来自质保部门。P498
必须保证所确定的有关设计输入（核安全法规要求、设计基准、规范和标准）都正确的体现在技术文件中。P504
总结：
1、第一章（核反应堆工程）：
单选题22道，多选题18道。总计58分，占41.42％；
2、第二章（铀（钍）矿与伴生放射性矿）：
单选题7道，多选题6道。总计19分，占13.57％；
3、第三章（核燃料加工、处理与放射性物质运输）： 单选题8道，多选题4道。总计16分，占11.43％；
4、第四章（核技术利用）：
单选题9道，多选题1道。总计11分，占7.86％；
5、第五章（放射性废物管理和核设施退役）： 单选题4道，多选题4道。总计12分，占8.57％；
6、第六章（核设施选址）：
单选题2道，多选题3道。总计8分，占5.71％；
7、第七章（质量保证）：
单选题5道，多选题2道。总计9分，占6.43％；
注册核安全工程师培训 篇7
近年来, 全国安全监管监察系统认真贯彻落实党中央、国务院关于加强安全生产和人才工作的重要部署, 大力实施“人才强安”战略, 推进和完善了注册安全工程师执业资格制度, 注安师队伍日益壮大, 已逐步成为企业安全生产管理的重要力量和专业服务机构的技术骨干, 但是, 目前注册安全工程师的执业水平参差不齐, 以及现有制度下注册安全工程师注安师作用发挥不充分是亟待解决的问题, 本人就建筑施工方面如何提高注册安全工程师执业能力浅显的谈谈自己的认识和看法。
二、目前建筑施工企业安全管理的现状
1. 部分企业主要负责人思想上不重视安全生产
很多企业负责人, 对安全存有侥幸心理, 认为安全无关紧要, 主要表现:部分施工企业负责人为经济利益了违法施工或者知法犯法, 导致事故不断, 死伤众多。
2. 安全生产管理机构、人员配备不够
安全生产管理机构、人员的作用是落实国家有关安全生产的法律法规, 负责日常安全管理工作, 它是企业安全生产的重要组织保证。但是, 很多企业并未按照规定设立安全生产管理机构, 配备安全生产管理人员及对有关管理人员未按照规定进行培训。另外, 企业机构合并、人员裁减, 安全部门首当其冲, 导致安全管理人员流失严重。
3. 安全生产投入不足, 缺乏安全生产保障
目前, 还有部分企业没有按规定配备必要的劳动防护用品;没有参加工伤社会保险;很多企业缺乏必要的安全警示标志, 安全设备、特种设备的设计、制造、安装, 使用、检测, 维修、改造直到报废不符合国家标准或者行业标准;施工环境不符合要求:粉尘、噪音超标严重、通风不符合要求、照明很差或不足等, 导致了伤亡事故和职业病发生率居高不下。
4. 劳动者的文化素质低, 缺乏安全自我保护意识
我国劳者文化和技术素质普遍较低, 受教育阶段缺乏安全培训, 参加工作又缺乏安全教育, 这样导致劳动者施工中存在很多问题:一是违章作业, 二是无证操作, 三是很多劳动者缺乏安全知识和意识, 认为佩戴和使用劳动防护用品没有必要, 往往不按规定佩戴或者不能正确佩戴和使用劳动防护用品, 由此引发的人身伤亡和职业病时有发生。
5. 安全生产责任制不落实, 安全生产规章制度形同虚设
有的企业对安全工作“严不起来, 落实不下去”, 存在“说起来重要, 干起来次要, 忙起来不要, 出了事故再要”的现象, 不出事故, 安全部门提出的安全问题也被忙碌的生产所冲淡, 引不起领导足够的重视。
三、改变现状, 提高建筑施工企业的安全管理水平的方法与措施
(1) 作为注册安全工程师要进一步加强安全管理知识类学习, 提高自身素质。现代社会在不断地更新变化中, 安全理论、安全技术层出不穷, 一些专业安全知识在不断的更新。新技术、新设备不断地被应用到生产中。这就要求安全管理人员要不断地从知识的海洋中汲取新的安全管理知识。
(2) 协助企业领导人建立、健全本单位安全生产责任制、安全生产规章制度和操作规程。施工企业一把手必须高度重视安全, 作为安全工作的坚实后盾, 保证本单位安全生产投入的有效实施, 支持安全工程师的工作。
(3) 宣传造势普安全。为营造“人人知安全、讲安全”氛围, 笔者所在的项目部通过调查发现, 当今社会多以农民工为主要工作力量。很多的农民工都是放下锄头就拿起的扳手。对他们来说, 只要上班把机器开动了就可以挣钱了, 对基本的安全操作技能和安全常识根本就不知道, 这就需要对农民工们进行入场安全教育和技能培训。而现在的很多企业对安全教育就不重视或重视度不够, 对入场教育只是简单地走走过场, 培训教案老旧, 不足以让新员工掌握基本安全常识。在这方面, 笔者所在的项目部领导就十分地支持注册安全工程师的工作, 首先在培训场地、经费等方面给予了大力支持。只要是安全部门打报告申请的, 都马上给予批准, 并安排专人进行落实。安全部有针对性地开展一些安全培训和知识竞赛、安全抢答赛等活动, 逐步引导农民工从“要我安全”到“我要安全”的转变。同时, 充分利用横幅、安全小报、宣传栏、QQ、短信、视频电视等多种宣传平台, 广泛采取标语、安全征文、时评、漫画、FLASH等多种形式新颖的载体进行全方位立体宣传, 确保安全知识达到人人皆知、全员参与的效果。
针对培训教案老旧, 不符合现场实际施工情况, 笔者和同事一起深入施工现场。对每一项施工工序、每一项操作过程仔细调研。找出易发生安全事故的部位和操作过程。有针对性地对培训教案进行修改和调整。让农民工可以很方便就知道危险源及如何避免伤害。同时, 笔者要求那些技术熟练的老工人要对新入场的员工进行传、帮、带。禁止新员工独立作业。通过这些培训, 使新员工很快就成长起来。减少了事故发生率。
(4) 加强安全教育培训力度, 营造企业安全文化。为有效引导安全知识向基层发展, 促使全员安全意识入脑入心, 笔者所在项目部就经常举办各种专题研讨会。一是举办安全生产专题讨论会。各部门、作业队班组长在研讨会上对日常安全作业、班前5分钟等安全活动中发现的安全隐患, 组织开展专题讨论学习, 重点研讨如何去消除安全隐患、避免事故的发生, 怎么做才能创建一个本质安全型队伍。二是召开生产层次安全管理研讨会, 下发相关安全管理标准, 强调一岗双责, 根据研讨会上提出的问题和建议, 及时修订相关的管理制度。三是召开职业健康管理研讨会并下发职业卫生及职业危害预防工作管理标准, 根据施工现场实际情况来合理选择适用的员工个人劳动保护用品, 监督员工个人劳动保护用品是否按发放标准发放, 规范职业卫生管理。
(5) 安全技能竞赛促安全。项目部强调学以致用, 把安全教育培训和安全技能比拼作为提升员工安全意识的有效途径。在活动期间, 安全知识培训采取“一听二看三学四答”, 即组织参加安全生产月演讲活动;下载观看安全生产警示片;组织参加公司举办的安全管理人员培训学习班, 开展意外伤害急救培训;开展地质灾害知识教育、消防常识、安全技能竞赛活动, 着力提高全员的安全意识和相关知识技能水平。
(6) 通过检查抓安全。笔者将反违章专项检查行动落实到位, 要求安全部人员在日常安全巡视过程中, 重点对违章行为和人员进行纠正和处罚, 重点对习惯性违章现象进行查处。
(7) 注重未遂事故管理, 加强应急演练保安全。为有效检验各应急预案的适用性和与规章制度的依从性, 增强应对各种危机的能力和经验, 应经常性开展应急预案演练活动, 重点突出“全方位”和“针对性”两个特点, 一是突出“全方位”, 二是突出“针对性”, 不断提升应急管理水平。
四、结语
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