2022年注册核安全工程师核安全专业实务必背100题多选题一

1、下列属于中毒性废物的有()。

A.天然铀

B京

C.137CS

D.14C

E.90Sr

2、在核动力厂试验和运行期间，发生任何可能妨害构筑物或系统实现()安全功能的事件,

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

3、下列关于14C说法正确的有()。

A.半衰期较长(5730a)

B.分离除去比较麻烦

C.是纯0-放射性核素

D.在环境中分布广

E.在核动力厂与核燃料后处理厂等的辐射环境监测中，14C属必测的核素之一

4、与最终热阱有关的设计基准气象问题应考虑()对最终热阱有关的构筑物、系统及部件的

影响。

A局温

B低温

C局湿

D.冷冻

E.洪水

5、在环境监测中对宇生放射性核素的()浓度的变化应予以关注。

A.3H

B.7BE

C.14C

D.22NA

E.32Si

6、对不符合项进行审查以后，处理不符合项可能使用的几种方法是()。

A.修改地接收

B.不作修改地接收

C拒收

D返工

E.修理

7、乏燃料后处理产生的高放废液的特点()。

A.放射性强

B.腐蚀性大

C.所含核素半衰期长

D.释热率高

E.毒性大

8、核电厂厂址安全评价中必须考虑和评价核电厂对区域的潜在影响及相关的厂址特征，包

括()。

A.放射性物质的弥散

B.人口分布

C.厂址所在地区内土地和水体的利用

D.气象、水文条件

E.环境的放射性本底

9、根据"安全第一，预防为主”的方针和国际惯用的对核材料"看住、发觉、追回"的纵

深防御思想，对核材料管制所采取的主要对策是()。

A.许可证制度

B.实物保护

C.核材料横算与控制

D.保证国家对核材料的控制

E.制定应急行动计划

10、调试期间应保证所使用的测量和试验设备都具有()。

A.合适的类型

B.合适的量程

C.合适的准确度

D.合适的精度

E.处于符合规定要求的正确状态

11、国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管的日常检查由现场监督员进行的检查

活动。监督员编写()，及时通报核动力厂当日的运行情况。

A.日报

B周报

C月报

D.例行检查报告

E.非例行检查报告

12、核设施运行前环境本底调查的内容应包括()。

A.环境介质中放射性核素的种类、浓度、丫辐射水平及其变化

B.核设施附近的水文、地质、地震和气象资料

C.主要生物(水生、陆生)种群与分布及土地利用情况

D.人口分布、饮食及生活习惯

E.源项单位的运行规模，可能发生事故的类型、概率以及环境后果

13、《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》HAF501/01对()核材料的实体屏障的要求

作了明确规定。其中要求建立完整、可靠的实体屏障。

A特级

B.I级

C.U级

D.III级

E.IV级

14、放射性物质运输的工业货包分为()类型。

A.IP—0

B.IP—1

C.IP—2

D.IP—3

E.IP—4

15、铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)安全分析报告是对()等问题进行分析，给出退役治理

工程方案安全稳定性结论。

A.防事故措施

B.潜在辐射危害控制

C.质量保证

D.退役治理后工程的长期安全稳定

E.保护国土和环境安全

16、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

17、核动力厂废水中,主要含有()放射性核素。

A.58co、60Co

B.137CS

C.90Sr

D.3H

E.14C

18、放射源的保安要求主要是通过管理措施和技术手段来实现的。管理措施是指()。

A.政策

B.执行过程

C.实物屏障

D保安装置

E.直接进行放射源安全管理人员实践的应用

19、在放射性固体废物近地表处置场选址的过程中需考虑的厂址特征包括()。

A.地质、水文地质

B.地球化学

C.大地构造和地震活动

D.地表作用

E.气象

F.人为事件

G.废物运输

H.土地利用

I.人口分布

J.环境保护

20、铀浓缩厂职业照射监测的空气监测，主要监测空气中的()。

A.铀气溶胶浓度

B.铀气溶胶活度

C.a放射性活度

D.0放射性活度

E.Y放射性活度

21、营运单位必须制定燃料及堆芯部件的()的技术条件和程序，必须根据设计要求制定装、

换料大纲或堆芯管理大纲并上报国家核安全监管部门。

A.采购

B.装载

C使用

D.卸料

E.试验

22、在核动力厂运行寿期内，必须根据()对运行限值和条件进行复审。

A.核动力厂的变更

B.经验的积累

C.技术的发展

D.安全的发展

E1亥安全监管部门的要求

23、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(正)清单，并对这

些始发事件进行分组，以便减轻()的工作量。

A.参数估计

B.事件序列分析

C.事件序列模型化

D.事件序列定量化

E.数据评价

24、反应堆为保证前沿系统正确执行功能所需的系统称为支持系统。压水堆中，支持系统

包括()。

A.厂外交流电源

B.柴油发电机

C.直流电源

D.专设安全设施触发系统

E.应急给水引发和控制系统

25、下列有关核动力厂退役说法正确的有()。

A.对退役来说，在处理易裂变材料和处理放射性存留物时，必须采用等同于核动力厂运行时

应用的标准

B.必须制定核动力厂退役安全分析报告，以便为不同的退役阶段提供安全论证

C.当进入给定的退役阶段，必须满足相应的运行限值和条件的要求

D.在核动力厂的设计阶段通常应该完成一个概要的退役计划

E.管理者应该保证已经考虑了所有退役方案和制定了退役策略

F.所有与将来退役有关的重要资料都应该适当记录、分类保留和贮存，以便于将来使用时检

索

26、核动力厂运行安全监督包括()。

A检查

B处理

C处罚

D.罚款

E.强制命令

27、县级以上人民政府环保主管部门应会同同级公安、卫生、财政等部门，编制辐射事故

应急预案报本级人民政府批准。辐射事故应急预案应当包括()内容。

A.应急机构和职责分工

B.应急人员的组织、培训

C.应急和救助的装备、资金、物资准备

D辐射事故分级与应急响应措施

E.辐射事故调查、报告和处理程序

28、核动力厂标准技术规格书中，将()项目一起组成统一格式，针对系统、设备、或参数等

9大类别编写运行限制条件。

A.正常运行限制条件内容

B.安全系统整定值

C.适用范围

D.措施(状态、采取的措施、完成时间)

E.监督要求(监督、频度)

29、在核动力厂发生严重事故时，最大的可能性是发生向大气环境的放射性释放，可能涉

及的照射途径有()。

A.烟羽外照射

B.烟羽吸入内照射

C.地面沉积外照射

D.食人内照射

E.再悬浮吸入内照射

F.皮肤、衣服的沉积外照射

G.来自辐射源的直接外照射

30、核设施现场的土建、安装过程及其相关活动的质量保证活动包括()。

A.物项的控制

B.场地管理

C.测量和试验设备的管理

D.建造工作的验证

E.检查和试验结果的分析评价

31、《核动力厂设计安全规定》(HAFI02)规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用()分析

方法。

A.确定论

B.概率论

C.工程判断

D运行经验

E.最佳估算

32、在设计核设施实物保护系统时，应遵循一些通用的原则，以及相关法规的要求。并作

到与核设施()。

A.同时设计

B.同时施工

C.同时评价

D.同时验收

E.同时运行

33、核动力厂的安全设计适用()原则。

A.能导致高辐射剂量释放的核动力厂状态的发生概率极低

B.能导致大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低

C.具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小潜在的放射性后果

D.具有大的发生概率的核动力厂状态没有潜在的放射性后果

E.发生极限事故(设计基准事故)的概率极低

34、铀浓缩厂职业照射监测主要的监测内容有()。

A.空气监测

B.外照射监测

C.个人剂量监测

D.放射性流出物监测

E.环境监测

35、当概率安全评价分析扩展到二级PSA时,需要在一级PSA结果基础上加上堆芯熔化物

理过程和安全壳响应特性分析。安全壳响应特性分析包括分析()。

A.安全壳在堆芯损坏事故下受的载荷

B.安全壳失效模式

C.熔融物质与混凝土的作用

D.放射性物质在安全壳内释放和迁移

E.厂外后果

36、放射性废物管理是包括废物()在内所有的行政和技术的活动。

A产生

B.预处理

C处理

D.整备

E运输

F.贮存

G处置

H.核设施退役

37、1994年劳动部和人事部共同制定了《职业资格证书规定》对执业资格作了如下定义：

执业资格是指政府对某些责任较大，社会通用性强，关系公共利益的专业（工种）实行准入控

制，是依法独立开业或从事某一特定专业（工种）（）的必备标准。

A.学识

B技术

C经验

D.能力

E.管理

38、为确保高放废液的安全贮存，设计要求（）。

A.用双壁贮槽或设置托盘

B.设搅拌（一般用空气搅拌器）相通风

C.贮槽设有冷却措施

D.设置各种探测仪表和报警装置

E.设备用槽和转移废液的设备

39、《核动力厂设计安全规定》HAF102（2004）给出,针对严重事故设计中必须考虑的事项

有：（）。

A.使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事件

序列

B.对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑

C.对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后

果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施

D.应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些

系统(安全系统和非安全系统)，和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻

它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用

E.对于多堆厂址，可以考虑使用其他机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机

组的安全运行

F.对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规定

40、下列关于核动力厂的分类工况中的工况『中等频率事件(预计运行事件)说法正确的有()。

A.出现几率相对较大，但后果并不严重

B.在设计时已采取适当的措施

C.当系统参数达到设定的安全系统整定值时，保护系统能够关闭反应堆

D.工况口过程中进行了必要的校正动作和满足规定的要求后，反应堆可重新投入运行

E.工况n事件不会扩大到引起更严重的工况m和工况IV事件

41、对于针对特定核及辐射设施运行期间所开展的辐射环境监测主要作用有()。

A判断核及辐射设施正常运行期间对周围环境的辐射影响

B.确定由于其他来源产生的人工放射性的可能影响

C.对核与辐射设施的流出物排放进行间接检验，判断是否存在非计划排放

D.判断核与辐射设施的流出物在受纳环境介质中,特别是受纳水体中的累积效应

E.为核及辐射设施的事故应急监测兼容，为应急响应决策提供现场数据

F.为核及辐射设施在实施退役的环境影响评价提供基础资料

G.为验证环境影响评价模式的有效性提供实测数据

H.改善公共关系

42、验证质量的人员包括()。

A.质量监督人员

B才佥验人员

C.试验人员

D.质保监查人员

E操作人员

43、2009年,IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准(IAEA,GS-G-1,2009),按废

物中放射性核素的半衰期和活度将废物分为()。

A.免管废物

B极短寿命废物

C.极低放废物

D.低放废物

E.中放废物

F.高放废物

44、根据有关法规规定，国家核安全局对核设施营运单位的质量保证审评范围包括四个阶

段的()方面。

A.质量保证(总)大纲

B.质量保证(分)大纲

C.质量保证大纲程序

D.质保实际能力

E.实施工作时发生的重大不符合项

45、辐射工作单位变更单位名称、地址和法定代表人的，应当自变更登记之日起20日内,

向原发证机关申请办理许可证变更手续，并提供()材料。

A.许可证变更申请报告

B.变更后的企业法人营业执照或事业单位法人证书正、副本原件和复印件

C.变更后的企业法人营业执照或事业单位法人证书正、副本复印件

D.许可证正、副本

E.许可证有效期内的辐射安全防护工作总结

46、核事故应急演习，在演习()过程时，通常尽可能避免使用时间尺度压缩的方式，以便较

真实地验证应急响应人员综合信息、进行应急判断及采取对抗措施的能力和熟练程度。

A.事故早期

B.事故中期

C.事故后期

D.应急状态发生变化

E.采取重大应急响应措施

47、乏燃料后处理的钵纯化循环阶段一般均用()方式来控制临界。

A.几何

B.几何-固定毒物

C.浓度-几何

D.质量-几何

E.质量-几何-浓度

48、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

49、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。

50、在核设施退役的()阶段需要进行源项调查工作。

A.退役开始前

B.退役过程中

C.退役终了

D.对废物进行处理与处置

E.对场址进行验收

51、国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。铸锻

件制造许可活动范围表中特征参数删除"重量"和"尺寸"两栏，根据()体现单位能力。

A.工作介质

B.典型部件

C.核安全级别

D抗震类别

E.材料类别

52、对必须进行控制的工艺过程均要预先制订工作(作业)程序。所有工作程序中应包括实施

该工艺过程的()方面的要求。

A.人员要求

B.技术要求

C.质保要求

D.操作安全要求

E.场地环境要求

53、当在厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用，

采用概率论法(随机法)来确定洪水灾害是合适的。估计洪水可用的概率论方法是()。

A.统计规律法

B.频率曲线法

C.随机分析法

D.相关分析法

E.适线法

54、在核能与核技术利用领域的国家行政管理中，国务院核安全监管部门承担主要职责和

部分职能的范围包括()。

A.核安全监管

B.核设施安全管理

C.核事故应急与反恐准备

D.核材料管制

E.放射性污染防治管理

55、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

56、应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。应具有

联络()的可靠通信手段。

A.主控制室

B.辅助控制室

C.场内其他重要地点

D.场内应急组织

E.场外应急组织

57、在后处理厂采用的PUREX流程中，红油爆炸这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种

蒸发器中。蒸发器装置是用于浓缩来自不同萃取、净化循环的水相物流主要涉及的浓缩单元,

对这些料液进行长时间加热其反应极其复杂(辐解、水解、氧化和硝化等反应)，这取决于()。

A.硝酸盐的含量

B.介质的温度

C.溶剂的辐解水平

D.稀释剂的性质

E.可能存在的第三相或界面污物或杂质

58、对于严重有损于质量的情况，必须用书面文件阐明其0，并向有关各级的管理部门报告。

A.鉴别

B起因

C影响

D经验

E.所采取的纠正措施

59、核动力厂的修改包括()。

A.构筑物、系统和部件的修改

B.运行限值和条件的修改

C.指令和规程的修改

D.上述各项的组合

E.组织机构的变更

60、核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的()，使得安全功能得

到执行。

A.功能

B性能

C.技术规范

D.制造工艺

E材料成分

61、《民用核安全设备监督管理条例》规定，申请领取民用核安全设备()许可证的单位，还

应当制作有代表性的模拟件。

A.设计

B制造

C.安装

D.焊接

E.无损检验

62、与铀矿勘探、开采和加工设施建设项目相配套的安全和辐射防护措施，以及放射性污

染防治和环保设施，应当与主体工程()。

A.同时设计

B.同时施工

C.同时验收

D.同时投入使用

E.同时退役

63、国际原子能机构(IAEA)推荐的核与辐射事件分级表(INES)将级别()称为"事故"。

A.3

B.4

C.5

D.6

E.7

64、国家核安全局的核安全监督管理由国家核安全局组织()，依照法规和标准的要求实施强

制性的核安全与辐射环境安全的技术审评和监督，并将其审评、监督结果作为国家核安全局

对核设施营运单位和核活动许可申请单位颁发相应许可证的依据。

A.地区核与辐射安全监督站

B.核与辐射安全技术后援队伍

C.地方环境保护部门

D.核安全与环境专家委员会

E.核与辐射安全法规标准审查委员会

65、质量保证记录分为永久性记录和非永久性记录，永久性记录是对()的记录。

A.证明安全运行能力

B.使物项的维修、返工、修理、更换或修改得以进行

C.确定物项发生事故或动作失常的原因

D.为在役检查提供所需要的基准数据

E.便于退役

66、核材料和核设施实物保护系统应具备()。

A有效性

B.完整性

C.多重性

D.多样性

E.冗余性

67、滨海、滨河核电厂防洪设计的考虑，应包括()。

A.保护厂区的构筑物设计参数的评价

B.厂区高于计算洪水水位以上的可能影响的评价

C抵御洪水侵蚀的最佳材料的选择

D.对核电厂最佳防洪布置的讦价

E.防护构筑物和电厂部件的可能相互影响的研究

68、辐射环境监测的化学和放化分析常规使用QC样品有()基本类型。

A.空白样品

B.重复样品

C.基准材料

D.控制样品

E示踪样品

69、()推动了环境影响评价学科的发展。

A.社会对环境质量的普遍关注

B.”源项-途径-剂量-效应”的研究

C.对可能具有环境影响的所有人类活动的认识

D.环境控制标准的发展

E.环境影响的分析、预测和评估

70、在我国的核安全法规HAF102《核电厂设计安全规定》中明确规定："为保持安全重要

构筑物、系统和部件执行功能的能力，其设计必须符合下列要求：能在核动力厂整个寿期内

进行()，以证明满足可靠性目标。

A.标定

B试验

C维护

D.修理或更换

E.检查或监测

71、一个核动力厂的事故始发事件在数量上是很大的，对于()相同的各个始发事件，应该分

在同一组内加以统一分析。

A.事故原因

B.事故进程

C.事故后果

D.安全系统的成功准则

E.安全设计基准

72、《放射性废物安全管理条例》规定国家()放射性废物安全管理的科学研究和技术开发利

用。

A负责

B.引导

C.鼓励

D.支持

E推广

73、《放射性物品运输安全管理条例》明确了一类运输容器制造单位应当具备的条件。要求

从事一类运输容器制造活动的单位拥有相应的或健全的()。

A.专业技术人员

B.生产条件

C检测手段

D.管理制度

E.质量保证体系

74、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

75、新建、改建、扩建放射工作场所的放射防护设施，应当与主体工程同时()。

A.选址

B.设计

C施工

D验收

E才殳入使用

76、我国采用了国际原子能机构对"监测"的定义：为()辐射或放射性物质的照射，对剂量

或污染所进行的测量及对测量结果的解释。

A.分析

B评价

C.管理

D.控制

E.监督

77、监督活动包括()，以验证核动力厂在规定的运行限值和条件的范围之内运行，并及时查

明构筑物、系统和部件的各种性能下降以及可能导致不安全工况的任何不良趋向。

A.监测核动力厂参数

B.监测核动力厂系统状态

C.试验构筑物、系统和部件

D.检查构筑物、系统和部件

E.校准和标定仪表

78、丫辐照装置主要由()部分组成。

A.密封放射源

B.放射源的操作系统

C.剂量测量系统

D辐照室

E.辐照物输送系统

F.水处理系统

G.通风系统

H.安全联锁系统

I.控制系统

79、焚烧较强()放射性的废物，必须有适当的辐射屏蔽，特别是卸灰系统，可能要考虑远距

离操作。

A.a

B.P

C.Y

D.P

E.n

80、定义操作干预水平(OIL)为通过()确定的并与干预水平或行动水平相当的一种剂量水平。

A.最佳估算

B.保守计算

C.仪器测量

D.确定性效应阈值

E.实验室分析

81、役前检验必须包括()。

A.在役检查的所有部件

B.在役检查样品

C.焊缝和邻近母材的规定部分的全长度

D.修理过的部件

E.更换过的部件

82、概率安全评价(PSA)所考虑的核动力厂始发事件的确定可以采取()方法。

A.故障树

B.状态空间

C.工程评价

D.演绎分析

E.GO图

83、在核动力厂设计中必须考虑发生共因故障的可能性，并尽实际可能采取适当的措施,

如应用()，使共因故障的影响降低到最小程度。

A.单一故障准则

B.故障安全设计

C.多重性

D.多样性

E.独立性

84、为实施大型丫辐照装置的安全原则，辐照装置应设置()安全设施。

A.钥匙控制

B.灯光音响信号装置

C.控制台联锁的无人检查按钮

D.紧急降源和开门按钮

E.紧急停止按钮

F.源升降机构的联锁系统

G.校验源

H.停电自动降源系统

I.源架迫降系统

J.贮源池水位监测报警与补给水系统

K.通风系统

L.可拆式屏蔽塞必须与中心控制系统联锁

85、下列关于研究堆应急计划区说法正确的是()。

A.我国核安全导则对确定研究堆应急计划区大小提出了两种办法

B.可以按功率水平推荐应急计划区的大小

C.可以根据事故可能的辐射后果，结合场址特征确定应急计划区

D.研究堆应急计划区划分为烟羽和食入应急计划区两类

E.研究堆只有一个烟羽应急计划区是恰当的

86、对核动力厂应急准备状况的检查中，对应急组织及人员培训情况的检查包括()。

A.营运单位应急组织状况和应急计划是否一致

B.应急人员变动情况在应急计划或执行程序中是否及时得到修改

C.应急人员联系方式的变化是否已在程序中予以修正

D.初次上岗的应急工作人员是否经过应急知识和技能培训，对其他应急工作人员是否认真执

行了定期培训制度

E.是否严格执行了培训计划，培训教师、教材、学时、记录、考核等是否规范

87、履行质保大纲活动的人员包括()。

A.形成质量的生产人员(工作的承担者)

B.验证和控制质量的人员

C.本单位的领导人员

D.质保监查人员

E.本单位质量保证部门的人员

88、设计活动(工作)的控制特别要在下列()方面按照要求进行设计控制。

A.辐射防护

B.人因

C防火

D.物理和应力分析

E热工

F.水力

G.地震和事故分析

H.材料相容性

I.在役检查、维护和修理的可达性

J检查和试验的验收准则

89、实施控制的文件是指对工作的执行和验证所需要的文件，称为“受控文件"，受控文件

至少应包括()。

A.设计文件

B.采购文件

C.质量保证大纲和大纲程序及有关的规程，监查报告

D.用于加工、建造、修改、安装、试验和检查等活动的指令和规程;检查和试验报告

E.专题报告

F.申请许可证的各类文件

G.供方提供的文件

H.调试文件

I.运行计划、运行质量计划和运行日志、应急计划等

J.上级主管部门的来文;安全要求

90、核设施退役不包括()的关闭。

A.军工核设施

B.研究堆

C.放射性废物处置库(场)

D铀(针)矿

E.尾矿库

91、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

92、国家核安全局相关业务工作主要包括负责核与辐射安全从业人员()。

A行政许可

B.资格考核

C.资质管理

D.相关培训

E.监督检查

93、《核电厂质量保证安全规定》第2章"质量保证大纲”的一些条款具体规定了制定的质

量保证大纲应写明下列()方面。

A.本单位有哪些质量保证工作要做

B.各项质量保证工作由哪个部门实施

C.各项质量保证工作何时做

D.各项质量保证工作如何做

E.各项质量保证工作由谁审核、批准

94、根据国际经验，国家核安全局"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包括：压力容器的()应能承受压力容器熔穿

的影响。

A法兰

B.支撑

C顶盖

D.导向管

E.堆腔结构

95、在乏燃料后处理工艺中应用得最广泛是PUREX流程，最终获得()产品溶液再进行尾端

处理，制得铀和钵的氧化物产品供循环使用。

A.硝酸铀酰

B.硫酸铀酰

C.硝酸钵

D.硝酸钵酰

E.硫酸钵

96、伴生矿的环境辐射监测，与核设施及核技术利用项目的环境辐射监测的相同之处有()。

A.由有资质的单位来开展监测工作

B.制定出具体的监测大纲

C制定辐射环境监测质量保证

D.对辐射环境监测资料及时分析整理

E.放射性的物质是该物项所固有的

97、核安全检查的依据有()。

A.经国际核安全局审评认可的质量保证大纲和许可证(函)中规定的质量保证条件或要求

B.《质保规定》(HAF003),并参考其相关导则

C.对从事核安全设备设计、安装和制造的单位，其质量保证的核安全检