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2020注册核安全工程师专业实务备考模拟题二

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  1. 核动力厂的设计对于每一项基本安全功能及其每一个可能出现的事故,都可以运用纵深防御的思想进行设计设防。第二层次防御的目的是能够()偏离正常运行状态。

    • A.预防
    • B.防止
    • C.检测
    • D.纠正
    • E.控制
  2. 为了实现核动力厂安全目标,采取措施将所有运行状态下的辐射照射控制在合理可行尽量低,并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小,但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括:()。

    • A.纵深防御
    • B.专设安全措施
    • C.营运单位制定的厂内事故处理规程
    • D.营运单位制定的场内应急计划
    • E.国家和地方有关部门制定的厂外干预措施
  3. 针对最容易发生的放射性物质向大气释放事故,可以将事故(事件)进程划分为三个阶段:早期、中期和晚期。下列对于事故早期说法正确的是()。

    • A.放射性物质的释放持续贯穿整个阶段
    • B.对人的主要辐射危害来自吸入烟羽中的放射性物质和放射性烟羽的外照射
    • C.防护行动的决策主要依据设施或事故(事件)现场的状况分析与剂量预估
    • D.此时可用于决策的环境监测数据可能不多,也不够充分
    • E.如果可能,应实施预防性防护行动
  4. 下列属于极毒性废物的有()。

    • A.60Co
    • B.90Sr
    • C.210Po
    • D.226RA
    • E.239Pu
  5. 铀矿冶废水处理的生物方法有()。

    • A.生物滤池
    • B.曝气池
    • C.反渗透
    • D.微生物渗析
    • E.生物沉淀
  6. 国务院核安全监管部门对核动力厂营运单位提交的运行事件报告进行(),事件分析结果发送地区监督站和核动力厂。

    • A.审评
    • B.审查
    • C.批准
    • D.技术分析
    • E.技术分析评价
  7. 概率安全评价(PSA)的概率安全分析工作的形成的文档通常包括()。

    • A.PSA输入
    • B.所有故障树和事件树分析过程和结果
    • C.支配性事故序列和对它们有贡献的最小割集
    • D.电厂总的CDF(堆芯严重损坏频率)和来自不同始发事件和事故类别的贡献
    • E.CDF(堆芯严重损坏频率)的不确定性分布
    • F.重要度分析结果
    • G.敏感性研究的结果
  8. 当用其他计算方法验证原计算的正确性时,必须对所使用的()进行审查。

    • A.标准
    • B.假设
    • C.设计输入数据
    • D.计算机程序
    • E.该计算方法的适用性
  9. 在至少执行了源地验证验收、收货检查验收、按供方合格证验收方法之一,且属于下列()情况时,通过安装后的试验来验收是符合要求的。

    • A.安装和使用前难以验证该物项质量特性
    • B.验证物项质量特性需进行全系统的校验或与其他物项一并进行试验
    • C.预定功能的能力只有在使用中方能证实
    • D.物项或服务较简单,仅涉及标准材料、工艺和试验
    • E.其设计、制造和试验均比较简单且是标准化的
  10. 铀选冶加工的防尘措施包括()。

    • A.密闭铀矿尘的发生源
    • B.密闭设备内部的通风
    • C.湿式作业
    • D.干式作业
    • E.加强对排尘的净化
  11. 核应急响应能力保持培训的主要对象是场内、外各级应急组织的负有应急任务的人员,特别是()人员。

    • A.应急指挥
    • B.控制室值班
    • C.通信
    • D.应急协调
    • E.事故评价
    • F.设备抢修
    • G.急救
    • H.化学
    • I.有关的场外应急支持
  12. 国际原子能机构(IAEA)放射性废物管理基本原则包括()。

    • A.保护人体健康
    • B.保护环境
    • C.超越国界的考虑
    • D.保护后代
    • E.不给后代增加不适当的负担
    • F.建立国家法律框架
    • G.控制废物的产生
    • H.废物产生和管理间的相依性
    • I.确保设施寿期内的安全
  13. 核材料和核设施实物保护是为()中的核材料以及核设施的安全而制定的措施,也可看成是减少核扩散危险的一种措施。

    • A.生产
    • B.使用
    • C.运输
    • D.处理
    • E.贮存
  14. 核安全(安全)是完成正确的()从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。

    • A.运行工况
    • B.事故预防
    • C.缓解事故后果
    • D.纵深防御
    • E.监督检查
  15. 在进行设计变更时,应说明原因。引起变更的因素有()。

    • A.鉴定试验、运行前试验或运行试验的结果
    • B.制造或建造期间的问题
    • C.构筑物、系统或部件不能满足功能要求
    • D.不符合物项的处理
    • E.国家核安全法规或其他要求的变更
    • F.运行经验
    • G.设计改进
  16. 大气层核试验产生的人工放射性核素,由于核试验落下灰沉降率已接近于零,仍在环境中残留的主要是()。

    • A.90Sr
    • B.95Zr
    • C.106Ru
    • D.137Cs
    • E.144CE
  17. 放射性固体废物近地表处置场选址的水文地质条件应遵循的准则是()。

    • A.地下水埋深较小
    • B.地下水埋深较大
    • C.地下水流速低、流程长
    • D.地下水流速高、流程短
    • E.能限制放射性核素的迁移
  18. 核动力厂核安全总目标可以分解为辐射防护目标和技术安全目标,这两个目标互相补充、相辅相成,()措施一起保证对电离辐射危害的防御。

    • A.安全
    • B.技术
    • C.管理性
    • D.程序性
    • E.辐射防护
  19. 国务院核安全监管部门通过()来保证其核安全监督的有效性。

    • A.制定核安全法律
    • B.制定核安全法规
    • C.实施核安全监督
    • D.颁发或吊销核安全许可证
    • E.必要时采取核安全执法行动
  20. 对测量和试验用的设备、装置、仪表、工具、量具必须经标定,合格后才能使用。应标定其()(影响测试结果的特性参数)的合格性。

    • A.量程
    • B.精度
    • C.准确度
    • D.偏差
    • E.运行状态
  21. 洪水对核电厂的主要影响包括()。

    • A.因洪水失去外部电源
    • B.地下水位上升造成破坏
    • C.厂址水淹
    • D.水对岸边的动态影响能造成核电厂构筑物、基础以及电厂外的许多系统和部件的破坏
    • E.洪水运移浮冰或碎片,对构筑物造成实体破坏,堵塞取水口和破坏排水系统
    • F.洪水可能影响核电厂厂址周围的通信和交通网络
    • G.在事故情况下,洪水利于放射性物质在环境中的扩散
  22. 反应堆堆芯安全限值是在机组()运行模式下,热功率、反应堆冷却剂系统最高的环路平均温度和稳压器压力的组合不得超过规定的安全限值。

    • A.功率运行
    • B.启动
    • C.热备用
    • D.热停堆
    • E.冷停堆
  23. 核动力厂的设计对于每一项基本安全功能及其每一个可能出现的事故,都可以运用纵深防御的思想进行设计设防。第一层次防御的目的是()。

    • A.保证正常运行
    • B.防止偏离正常运行
    • C.检测偏离正常运行状态
    • D.纠正偏离正常运行状态
    • E.防止系统失效
  24. 《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》(国核安发[2010]11号)规定:核动力厂核岛工程总承包单位应具备本通知附件所列的资质条件,能够独立完成核岛及核安全设备的()活动,且不能分包。

    • A.设计管理
    • B.采购
    • C.施工管理
    • D.调试管理
    • E.质量管理
  25. 核动力厂(核设施)所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作,其主要职责是()。

    • A.执行国家核事故应急工作的法规和政策
    • B.组织制订场外核事故应急计划(预案),做好核事故应急准备工作
    • C.统一指挥场外核事故应急响应行动
    • D.组织支援核事故应急响应行动
    • E.及时向相邻省、自治区、直辖市人民政府通报核事故情况
  26. 放射性废物地质处置库选址过程可划分为()阶段。

    • A.可行性研究
    • B.规划选址
    • C.区域调查
    • D.库址特性评价
    • E.库址确定
  27. 为对核电厂厂址进行地震危险性分析,应获取全面、完整的基础资料。在对各相关基础资料进行解释之前,应确保每一应用的基础资料已经完成了尽可能充分的调查。所解释的基础资料应包括()。

    • A.地质
    • B.地球物理
    • C.土工
    • D.地震资料
    • E.任何与评价厂址地震动、断层活动和地质灾害相关的其他信息
  28. 广义而言,故障包括如下两类:系统和部件丧失执行功能的能力,功能的执行情况与所期望的不符。能动部件,例如阀门的故障形式有()。

    • A.泄漏
    • B.误差大于允许范围
    • C.在需要时不开启或不关闭,在不需要时开启或关闭
    • D.开不足或关不住
    • E.开启或关闭的速度不当
  29. 在最终安装后无法进行检验和试验的场合,如符合条件,可用建造过程中的()作为役前检验的一部分。

    • A.抽查检验
    • B.在线检验
    • C.车间检验
    • D.现场检验
    • E.出厂检验
  30. 国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的监督检查报告制度的日报由现场监督员将核动力厂当天的()以传真形式报国务院核安全监管部门。

    • A.运行情况
    • B.管理情况
    • C.发现的问题
    • D.运行经验反馈
    • E.与核安全相关的活动
  31. 核设施实行分区保护与管理。实施一级实物保护的核设施设()。

    • A.监督区
    • B.控制区
    • C.保护区
    • D.要害区
    • E.纵深区
  32. 在一级PSA中,综合考虑核动力厂()方面的信息,根据这些信息识别出可能出现的事件序列,并估计这些事件序列的发生频率。

    • A.设计
    • B.运行经验
    • C.安全分析
    • D.人员特性
    • E.应急响应
  33. 在核动力厂试验和运行期间,发生导致多个独立的具有()功能的系统、序列或通道同时失效的共因事件,营运单位应该向国务院核安全监管部门及其派出机构报告。

    • A.停堆
    • B.保持安全停堆状态
    • C.排出堆芯余热
    • D.控制放射性物质释放
    • E.缓解事故后果
  34. 对每一个始发事件,必须确定为防止堆芯损坏所需要执行的安全功能。轻水堆内防止堆芯损坏的安全功能有()。

    • A.控制反应性
    • B.排出堆芯衰变热和潜热
    • C.保持反应堆冷却剂压力边界完整性(压力控制)
    • D.保持反应堆冷却剂总量
    • E.保护安全壳完整性(隔离、超压保护)
    • F.从安全壳大气中清除放射性物质
  35. 核动力厂调试大纲的实施情况应分阶段进行审查。在完成对前阶段调试试验结果的(),并确认已实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后,才允许进行下一阶段的调试试验工作。

    • A.检查
    • B.试验
    • C.评价
    • D.监查
    • E.监督
  36. ()及含上述物质的材料和制品都称为核材料。

    • A.源材料
    • B.钍
    • C.特种可裂变材料
    • D.氚
    • E.锂-6
  37. 铀勘探、开采和加工产生的液态废物中主要的污染源是()。

    • A.矿井水
    • B.水冶工艺废水
    • C.尾矿库水
    • D.废石场和尾渣库的渗漏水
    • E.生活污水
  38. 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
  39. 根据国家核安全监管部门的规定,申请装运放射性物质批准时,申请者提交的资料一般应包括()。

    • A.与装运有关的期限
    • B.实际的放射性内装物
    • C.运输方式、运输工具、运输路线
    • D.运输过程的安全分析
    • E.货包设计批准证书中规定的预防措施与操作管理措施的实施细则
  40. 我国核设施质量保证法规的名称是()。

    • A.《核电厂质量保证安全规定》
    • B.《核电厂质量保证大纲的制定》
    • C.《核电厂质量保证组织》
    • D.《核电厂质量保证监查》
  41. 国家海水水质标准(GB3097-1997)规定,对于三、四类水体,温升不超过()℃。

    • A.2
    • B.3
    • C.4
    • D.5
  42. 核动力厂调试阶段,营运单位必须对放射性排出流排放进行(),证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。

    • A.源项分析
    • B.安全分析
    • C.环境影响评价
    • D.监测分析
  43. 国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段(厂址审查意见书)的审查要点包括必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。非居住区和规划限制区边界的确定应考虑选址假想事故的()。

    • A.环境影响
    • B.辐射影响
    • C.公众剂量
    • D.放射性后果
  44. 我国铀矿冶对部分由废石回填的工业场地,采用就地()的治理方案。

    • A.黄土覆盖
    • B.覆盖植被
    • C.注浆封堵
    • D.蓄水或回填
  45. 核设施退役在切割拆卸时,验收场址清污和环境整治,判据是是否达到预定的退役终态目标和满足()的要求。

    • A.法规标准
    • B.退役计划
    • C.环评报告
    • D.审管部门
  46. 《医用X射线诊断卫生防护标准》(GB2130-2002)规定透视机房的墙壁均应有()mm铅当量的防护厚度。

    • A.0.5
    • B.1.0
    • C.1.5
    • D.2.0
  47. ()是对材料、部件、供应品或服务进行调查,在只靠这种调查就能判断的范围内确定它们是否符合规定的要求。

    • A.检查
    • B.检验
    • C.监查
    • D.验收
  48. 在确定SL-1和SL-2时,采用确定论方法和概率分析方法。取两者的()作为设计基准地震动。

    • A.小值
    • B.大值
    • C.平均值
    • D.和值
  49. 沥青固化的核素浸出率比水泥固化()。

    • A.低1-2倍
    • B.低1-2个量级
    • C.高1-2倍
    • D.高1-2个量级
  50. 水泥生产向空气释放的放射性核素是()。

    • A.222Rn
    • B.220Rn
    • C.210PB
    • D.以上三者均包含
  51. 经()预审过的营运单位核事故应急计划完整有效,满足相关核安全法规的要求,各项实际应急准备措施落实,并经应急演习验证其有效性,是国务院核安全监管部门发放首次装料批准书的先决条件之一。

    • A.场内、场外核事故应急组织
    • B.国家核事故应急组织
    • C.地方政府
    • D.主管部门
  52. 国家核安全局的核安全监督管理建立起了独立于核能与核技术利用工作的专职核与辐射安全技术后援队伍(),在几个单位的支持下专门为国家核安全局提供核安全监管技术支持。

    • A.地区核与辐射安全监督站
    • B.环境保护部核与辐射安全中心
    • C.地方核与辐射安全中心
    • D.核安全与环境专家委员会
  53. 核动力厂的安全运行必须接受()的监督。

    • A.核设施主管部门
    • B.国务院核安全监管部门
    • C.国务院有关部门
    • D.以上三者均包含
  54. 核电厂在役检查不同于常规工业的无损检验的主要问题是()。

    • A.辐射防护
    • B.安全要求
    • C.质保要求
    • D.技术要求
  55. ()在国际核电史上已发生多起,成为发生频率最高的极限事故。

    • A.大破口失水事故
    • B.小破口失水事故
    • C.主蒸汽管道破裂事故
    • D.汽发生器传热管破裂事故
  56. 对于多堆厂址的核动为厂,其应急指挥部的组成,应保证具有统一协调场内应急响应行动的()。

    • A.程序
    • B.措施
    • C.能力
    • D.分工
  57. 使用Ⅳ类、V类放射源的单位应当按照国务院环境保护主管部门的规定,在放射源闲置或者废弃后()个月内将废旧放射源进行包装整备后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。

    • A.1
    • B.2
    • C.3
    • D.4
  58. 过滤器芯一次性使用,滤芯更换的一般依据为:过滤器进出口压差达到()或过滤器外表面剂量率达到()。

    • A.0.15MPa 1.5mSv/h
    • B.0.15MPa 15mSv/h
    • C.0.25MPa 1.5mSv/h
    • D.0.25MPa 15mSv/h
  59. 核事故应急演习的具体目的包括检验各级应急组织的应急响应行动是否协调,验证应急指挥的()。

    • A.有效性
    • B.充分性
    • C.适用性
    • D.可靠性
  60. 《放射性物品运输安全管理条例》规定从事一类运输容器制造活动的单位,应当申请制造许可证。制造许可证有效期为()年。

    • A.1
    • B.3
    • C.5
    • D.10
  61. 核材料安全,包括两个方面,一方面是防止(),造成放射性对环境的污染。

    • A.损坏
    • B.破坏
    • C.偷盗
    • D.非法使用
  62. 对于核设施,本底调查范围和运行期间的辐射环境监测范围一般以设施为中心半径()公里范围内。

    • A.几
    • B.十几
    • C.几十
    • D.一百
  63. 核动力厂场内核应急设施的技术支持中心执行的主要功能是对()的工作人员提供技术支持以缓解事故后果。

    • A.主控制室
    • B.辅助控制室
    • C.应急控制中心
    • D.运行支持中心
  64. ()作为国家核事故应急协调委员会的常设办事机构,负责国家核事故应急协调委员会的日常管理工作。

    • A.国家核应急办公室
    • B.国家核应急专家委员会
    • C.国家核应急响应中心
    • D.国家核应急响领导小组
  65. 铀尾矿库的施工单位必须具备相应的(),并要严格按设计文件规定的技术要求进行施工。

    • A.能力
    • B.资质
    • C.资格
    • D.条件
  66. 国标GB18871规定对于抢救生命的行动,应做出各种努力,将工作人员的受照剂量保持在最大单一年份剂量限值的()倍以下,以防止确定性健康效应的发生。

    • A.5
    • B.10
    • C.15
    • D.20
  67. 按核与辐射事件分级表(INES),在设施中设计未预计的区域受到明显污染属于()。

    • A.影响范围有限的事故(4级)
    • B.重大事件(3级)
    • C.一般事件(2级)
    • D.异常(1级)
  68. 核动力厂的设计(包括设计手段和设计输入与输出)的恰当与否,必须由原先从事此工作的人员以外的个人或团体进行验证或核实。验证、确认和批准必须在做()完成。

    • A.安全评价之前
    • B.安全评价之后
    • C.施工设计之前
    • D.施工设计之后
  69. 环境辐射监测为了减少人为错误对数据质量的危害,在数据传输或贮存时,应制定相应的()程序。

    • A.技术
    • B.管理
    • C.质保
    • D.控制
  70. 居民室内氡浓度限值()Bq/m3??,????用于建住宅氡持续照射的控制。??

    • A.100
    • B.200
    • C.300
    • D.400
  71. 在()设施中,由于人为因素或设备的失效,将会发生不同程度UF6的泄漏事件或事故,UF6的泄漏不仅因铀泄漏造成放射性辐射危害,而且会造成不同程度的化学危害,有时化学危害甚至大于辐射危害。

    • A.铀转化
    • B.铀浓缩
    • C.铀燃料元件加工
    • D.以上三者均包含
  72. ()是处理低含盐量废液的一种好办法,操作简单,易实现遥控连续运行。

    • A.过滤
    • B.蒸发
    • C.离子交换
    • D.膜分离
  73. 纵深防御中整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础的是第()层次。

    • A.1
    • B.2
    • C.3
    • D.4
  74. 反应堆直接执行安全功能的系统称为()系统。

    • A.前沿
    • B.支持
    • C.响应
    • D.防御
  75. 水力压裂固化工艺中酒石酸的作用是()。

    • A.促凝剂
    • B.缓凝剂
    • C.降低铯浸出
    • D.增加强度
  76. 核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)发生频率大于()/堆年。

    • A.10-2
    • B.10-3
    • C.10-4
    • D.10-5
  77. 实现核动力厂核安全目标,使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。下列不属于第一条防线的是()。

    • A.精心设计、制造、施工
    • B.建立周密的程序,严格的制度
    • C.对核动力厂工作人员有高水平的教育和培训,人人注意和关心安全
    • D.加强运行管理和监督
  78. 我国在进行核电厂选址时采用的筛选距离值(SDV),毒性气体:需要考虑的化学毒品重量与距离的关系,>30t的化学毒品SDV为()km。

    • A.4
    • B.6
    • C.8
    • D.10
  79. 《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)规定:核动力厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量,每年必须小于()mSv剂量约束值。

    • A.0.15
    • B.0.25
    • C.0.5
    • D.1
  80. 主要含半衰期大于()年核素的固体放射性废物,则需要更长的时间才能衰变到安全水平,因此必须经过严格的评价才能进行地表处置,通常采用地质处置。

    • A.10
    • B.20
    • C.30
    • D.50
  81. 在核电厂厂址确定后,应设立厂址检测系统;应对所收集的资料采用比例适当的地图、图及表加以整理。详细调查、收集资料的范围一般包括从海岸线延伸到足够水深处的详细测深图,从海岸线到大约6m水深处,其等深线间距约为1m,从6m水深到30-50m水深,其等深线间距大约为()m。

    • A.2
    • B.3
    • C.4
    • D.5
  82. 核动力厂的设计对于每一项基本安全功能及其每一个可能出现的事故,都可以运用纵深防御的思想进行设计设防。第二层次防御要求设置在安全分析中确定的专用系统,并制定()以防止或尽量减小假设始发事件所造成的损害。

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

    • A.质量保证组织(机构)图
    • B.质量保证组织、工作联系线
    • C.质量保证工作职责分配一览表
    • D.质量保证工作职责分配说明书
  84. 很短寿命的废源在贮存衰变后应作为()处理。

    • A.免管废物
    • B.极低放废物
    • C.低放废物
    • D.一般废物
  85. 经过焚烧,废物中()%以上放射性物质进入炉灰,所以炉灰的处理要求严格。

    • A.60
    • B.70
    • C.80
    • D.90
  86. 乏燃料后处理阶段的归一化的释放量比反应堆的大得多,不但3H、14C量要大,后处理还释放出大量的()。

    • A.131I
    • B.137Cs
    • C.85Kr
    • D.135XE
  87. 实施概率安全评价分析的第一步就是要产生一个需要分析的始发事件(IE)清单,并对这些始发事件进行()。

    • A.分级
    • B.分组
    • C.评价
    • D.定量
  88. 质量保证含有三层意思:(1)质量保证(QA)、(2)质量控制(QC)、(3)检查/评估。质量保证(QA)包括为提供合适的置信度而有计划、有系统的全部必要活动,以使设备、构件、系统或部件在使用时满意并()。

    • A.安全
    • B.有效
    • C.合格
    • D.正确
  89. 核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如,初始功率()%。

    • A.+2
    • B.-2
    • C.+5
    • D.-5
  90. 高放废物的体积是核燃料循环所产生的放射性废物体积的()%。

    • A.1
    • B.5
    • C.10
    • D.15
  91. ()是唯一可以完全避免因放射性释放而引起的各种照射的防护对策。

    • A.撤离
    • B.隐蔽
    • C.碘防护
    • D.去污
  92. 核安全问题最典型的代表是()的安全。

    • A.核设施
    • B.核动力厂
    • C.核材料
    • D.核与辐射
  93. 采用铀尾矿渣回填采空区技术可以回填尾矿渣量的()%。

    • A.30-40
    • B.40-50
    • C.50-60
    • D.60-70
  94. 核电厂在厂址选择阶段勘察阶段,需要进行大比例尺的工程地质测绘,核电厂所要求的测绘范围为()km2,比例尺为()。

    • A.11:1000
    • B.11:2500
    • C.101:1000
    • D.101:2500
  95. 核动力厂营运单位必须将本厂的《在役检查大纲》报送()审评,经()批准后方可实施。

    • A.国家核安全局国家核安全局
    • B.国家核安全局地区监督站国家核安全局
    • C.国家核安全局地区监督站国家核安全局地区监督站
    • D.核设施主管部门国家核安全局
  96. 核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型,即高压熔化过程和低压熔化过程。低压过程以()为特征。

    • A.失去公用水或设备冷却水
    • B.蒸汽发生器传热管道破裂后减压失败
    • C.失去二次侧热阱
    • D.主系统冷却剂丧失