無損檢驗概論與民用核安全設(shè)備基本知識考試參考題

1、 27/27 核電基本知識是非題放射性物質(zhì)無法通過完好的皮膚進入人體內(nèi)部。（ ）只要實施了輻射防護最優(yōu)化，就可以使每個工作人員受照劑量都減小。（ ）原子序數(shù)越大的物質(zhì)，屏蔽外照射的效果越好。（ + ）被放射性物質(zhì)表面污染的物品，不但存在外照射的風(fēng)險，還存在內(nèi)照射的風(fēng)險。（ + ）一種放射性物質(zhì)的半衰期，是隨外界條件和元素的物理化學(xué)狀態(tài)的不同而變化的（ ）放射性的劑量率與距離平方成反比的規(guī)律，與輻射源的形狀無關(guān)。（ ）輻射防護就是要限制隨機效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低非隨機效應(yīng)發(fā)生的概率。（ ）輻射防護就是要限制非隨機效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低隨機效應(yīng)發(fā)生的概率。（ + ）放射性物質(zhì)進入體內(nèi)的途徑主要是食入、

2、吸入、通過皮膚或傷口進入。（ + ）不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。（ + ）當(dāng)人體組織器官大量細胞被殺死或不能繁殖而發(fā)揮其功能時，組織器官將喪失正常功能，這種效應(yīng)叫確定性效應(yīng)。這種效應(yīng)無閾值。（ ）輻射防護水平應(yīng)由個人劑量限值決定。（ ）個人劑量限值是輻射防護的目標(biāo)值。（ ）半值層HVT定義為光子射線強度減弱一半時所需防護介質(zhì)的厚度。（ + ）放射性衰變服從指數(shù)衰減規(guī)律（ + ）在輻射的有害效應(yīng)其發(fā)生率與劑量大小有關(guān)的，但效應(yīng)的嚴重程度與劑量無關(guān)時，這種效應(yīng)叫隨機效應(yīng)。這種效應(yīng)無閾值。（ + ）熱釋光個人劑量計應(yīng)佩帶在左胸前。（ + ）輻射防護的三原則： 輻射實踐的正當(dāng)性、射防

3、護的最優(yōu)化和個人劑量限值 。（ + ）核電廠停堆檢修期間主要存在射線外照射危害（ ）不穩(wěn)定核素通過衰變放出射線的特征稱為放射性。（ + ）一種放射性物質(zhì)的半衰期，是一個特征常數(shù)，不隨客觀環(huán)境的變化而變化的。（ + ）和中子可以穿透人體，它們對人體外照射的同時，也造成內(nèi)照射。（ ）放射性是放射性核素所具有的特性，它不受外界因素（如溫度、壓力、化學(xué)變化、磁場等）的影響（ + ）原子序數(shù)相同，而原子質(zhì)量數(shù)不同的一類原子稱為同位素。（ + ）原子質(zhì)量數(shù)同，而原子序數(shù)不同的一類原子稱為同位素。（ ）原子序數(shù)相同，原子質(zhì)量數(shù)也相同的一類原子稱為同位素。（ ）具有相同原子序數(shù)和相同原子質(zhì)量數(shù)的同一類原子稱為

4、一種核素。（ + ）不穩(wěn)定的核素稱為放射性核素（ + ）穩(wěn)定和不穩(wěn)定的核素統(tǒng)稱為放射性核素（ ）某種元素有多少種同位素就有多少種核素（ + ）核素通常都是不穩(wěn)定的（ ）核素有穩(wěn)定的也有不穩(wěn)定的（ + ）放射性核素能自發(fā)地放出射線，并同時變?yōu)榱硪环N核素（ + ）核素能自發(fā)地放出射線，并同時變?yōu)榱硪环N核素（ ）放射性核素能自發(fā)地放出射線，但核素種類不變。（ ）人工輻射源主要包括醫(yī)療照射、公眾照射和職業(yè)照射三方面（ + ）公眾照射是指由于工業(yè)生產(chǎn)、科學(xué)研究等活動導(dǎo)致公眾接受的和公眾本身生活等接受的輻射照射。（ + ）對放射性工作人員，年劑量限值為50mSv（ + ）射線、X射線和中子射線對人體的相對

5、危害性主要是外照射（ + ）內(nèi)照射比外照射危險，因此應(yīng)對內(nèi)照射優(yōu)先進行防護。（ ）只要縮短工作時間就一定能減少受照劑量。（ ）天然輻射源主要有三種來源：宇宙輻射、陸地上的輻射源和體內(nèi)放射性物質(zhì)。（ + ）放射性核素在單位時間內(nèi)發(fā)生核衰變的數(shù)目(即衰變率),稱為放射性活度，（ + ）在從事放射性同位素和射線裝置的生產(chǎn)、銷售、使用前必須向省級衛(wèi)生部門申請許可，并向同級公安部門登記。（ + ）放射工作許可登記證，每一至二年進行一次核查。（ + ）世界核電發(fā)展的實踐證明，質(zhì)量保證是保證核電廠安全、可靠運行必不可少的一種手段。（ + ）世界核電發(fā)展經(jīng)驗，告訴我們核電廠在運行階段，可以不開展質(zhì)量保證活動，

6、同樣能使核電廠安全、高效地運行。（ ）質(zhì)量保證作為一門管理科學(xué)，它的出現(xiàn)是科學(xué)技術(shù)發(fā)展和生產(chǎn)力水平提高的必然結(jié)果。（ + ）全面質(zhì)量管理的概念是由美國人菲根堡姆提出的。（ + ）核電廠的質(zhì)量保證體系，其作用是確保有計劃、有系統(tǒng)和有控制地開展所有對質(zhì)量有影響的活動。（ + ）對核電廠全面或?qū)δ撤矫尕撚腥尕?zé)任的單位稱為責(zé)任單位。（ + ）質(zhì)量保證大綱文件可分為管理性文件和技術(shù)性文件兩種基本類型。（ + ）實體可以是活動或過程、產(chǎn)品、組織、體系或人，以及上述各項的任何組合。（ + ）可單獨描述和研究的事物稱為實體。（ + ）營運單位制定的核電廠各階段的質(zhì)量保證大綱必須提交國家核安全部門審核認可。（

7、 + ）承包商制定的質(zhì)量保證大綱應(yīng)提交營運單位審核認可。（ + ）管理性文件和技術(shù)性文件形成一個完整的文件體系，其目的既要做到每項工作都“有章可循”。（ + ）我國核安全法規(guī)HAF0400（91）基本等效于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準。（ + ）核安全法規(guī)HAF0400（91）適用于核電站從選址到退役的各個階段。（ + ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時，必須會同技術(shù)部門達成一致意見后做出處理決定。（ ）經(jīng)過無損檢測專門培訓(xùn)的人員被稱為合格人員。（ ）文件變更控制方法可以比新編文件的控制方法簡單。（ ）記錄是實現(xiàn)質(zhì)量的客觀證據(jù)，也是評價質(zhì)量保證工作有效性的依據(jù)（ + ）無損檢測人員使用的檢測

8、規(guī)程為技術(shù)性文件。（ + ）為保證質(zhì)量而規(guī)定和完成的全部工作綜合在一起構(gòu)成質(zhì)量保證大綱。（ + ）承接核電站項目的單位都應(yīng)依據(jù)HAF003的要求建立本單位的質(zhì)量保證大綱。（ ）不符合項可以分為一般不符合項、較大不符合項和嚴重不符合項三類。（ + ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量時，應(yīng)當(dāng)獨立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。（ + ）由國家核安全局制定的核安全規(guī)定都是指導(dǎo)性文件。（ ）由于時間緊急，可以越過H點實施下步活動。（ ）質(zhì)量保證職能是指質(zhì)保部門人員所從事的職能。（ ）質(zhì)量保證既是一種“有效的管理”，那么質(zhì)保就應(yīng)該是領(lǐng)導(dǎo)者和質(zhì)保人員有計劃、有組織的活動。（ ）質(zhì)量保證的三原則是：凡對質(zhì)量有影響的活動都要有人負責(zé)

9、，有章可循，有據(jù)可查（ + ）核電無損檢驗只需有資格的人員使用合格的設(shè)備來進行就是可靠的。（ ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量時，應(yīng)當(dāng)不受外界干擾的情況下既客觀地又要獨立地行使職權(quán)。（ + ）不符合項是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質(zhì)量變得不可接受或不能確定。（ + ）我國核安全法規(guī)HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準。（ + ）核安全法規(guī)HAF0400（91）適用于核電站從選址到退役的各個階段。（ + ）非受控文件有時亦可作為工作的依據(jù)。（ ）質(zhì)量保證監(jiān)查是驗證質(zhì)量保證大綱充分性和有效性的手段。（ + ）質(zhì)量保證記錄包括質(zhì)量證明文件和質(zhì)量要求文件。（ + ）處理不

10、符合項是組織內(nèi)部的事，不必向買方報告。（ ）在質(zhì)量保證中要求對所有缺陷采取防止重復(fù)發(fā)生的糾正措施。（ ）質(zhì)量保證是一種文件化的管理模式，因此必須盡可能多的編制質(zhì)量保證程序文件，以便對所有活動進行控制。（ ）質(zhì)量保證記錄，在被有關(guān)單位審查后就沒有必要歸檔保存了。（ ）核電站是以核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置，將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為核島，將熱能變?yōu)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ ）重水堆冷卻劑和載熱劑是去離子水。（ ）堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。（ ）壓水堆中穩(wěn)壓器內(nèi)的水-汽平衡溫度的保持是借助于加熱和噴淋。（ ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時應(yīng)當(dāng)獨立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。（ ）由國家核安全局制

11、定頒發(fā)的安全法規(guī)都是指導(dǎo)性文件。（ ）放射性物質(zhì)進入體內(nèi)的途徑主要是食入、吸入、通過皮膚或傷口進入。（ ）一般說來，吸收劑量越大，吸收劑量率越大，受照面積越大，生物效應(yīng)越明顯。（ ）由于時間緊急，在沒有得到業(yè)主授權(quán)的情況下，承包商可以越過H點實施下步活動。（ ）斷裂力學(xué)可以對含裂紋構(gòu)件的安全性和壽命作出定量或半定量的評價和計算。（ ）焊縫具有冶金和幾何雙重不連續(xù)性，往往是在役檢查區(qū)域的選擇重點。（ ）所有核電廠的堆型都必須要有慢化劑降低中子的能量。（ ）核電站壓水堆型的反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器中的所有部件都屬于核I級部件。（ ）自然界中U235，U234，U238三種同位素具有不同的質(zhì)子數(shù)和

12、相同的中子數(shù)。（ ）斷裂的基本類型有三種，X開型裂紋（I型）；滑開型裂紋（II型）；撕開型裂紋（III型），在工程構(gòu)件內(nèi)部，滑開型裂紋是最危險的，容易引起低應(yīng)力脆斷。（ ）不符合項是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質(zhì)量變得不可接受或不能確定。（ ）制造壓力殼的材料，對Co和B含量的嚴格控制的目的是為了減少放射性，避免吸收中子和提高抗拉強度。（ ）應(yīng)用無損檢測最主要的目的在于安全和預(yù)防事故的發(fā)生。（ ）質(zhì)量保證既然是一種“有效的管理”，那么質(zhì)保就應(yīng)該只是領(lǐng)導(dǎo)者和質(zhì)保人員的活動。（ ）結(jié)構(gòu)件內(nèi)部存在有微裂紋，必然會是造成構(gòu)件低應(yīng)力脆斷。（ ）核電站是將核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置，將核能變?yōu)?/p>

13、熱能的部分稱為核島，將核能變?yōu)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ ）產(chǎn)生內(nèi)照射的途徑只能是食入或吸入。（）世界核電發(fā)展的實踐證明，質(zhì)量保證是保證核電廠安全、可靠運行必不可少的一種手段。（ ）核電廠的質(zhì)量保證體系，其作用是確保有計劃、有系統(tǒng)和有控制地開展所有對質(zhì)量有影響的活動。（ ）記錄是實現(xiàn)質(zhì)量的客觀證據(jù)，也是評價質(zhì)量保證工作有效性的依據(jù)。（ ）承接核電站項目的單位都應(yīng)依據(jù)HAF003的要求建立本單位的質(zhì)量保證大綱。（ ）放射性物質(zhì)無法通過完好的皮膚進入人體內(nèi)部。（ ）被放射性物質(zhì)表面污染的物品，不但存在外照射的風(fēng)險，還存在內(nèi)照射的風(fēng)險。（ ）輻射防護就是要限制非隨機效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低隨機效應(yīng)發(fā)生的概

14、率。（ ）天然輻射源主要有三種來源：宇宙輻射、陸地上的輻射源和體內(nèi)放射性物質(zhì)。（ ）核能是一種可持續(xù)發(fā)展的能源，通過幾十年經(jīng)驗總結(jié)證明，核能是安全、經(jīng)濟、干凈的能源。（ ）我國當(dāng)前核電站的主要堆型是輕水壓水堆。（ ）前蘇聯(lián)于1954年建成的第一座核電站，開辟了人類和平利用原子能的先河。（ ）不銹鋼通過淬火提高強度和硬度。（ ）在役檢查的可達性是要求受檢部位、人員及設(shè)備的工作空間和通道滿足HAD103/07的有關(guān)規(guī)定。（ + ）只要實施了輻射防護最優(yōu)化，就可以使每個工作人員受照劑量都減小。（ ）輻射防護就是要限制隨機效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低非隨機效應(yīng)發(fā)生的概率。（ ）不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特

15、性稱為放射性。（ + ）輻射防護的三原則： 輻射實踐的正當(dāng)性、射防護的最優(yōu)化和個人劑量限值 。（ + ）世界核電發(fā)展的實踐證明，質(zhì)量保證是保證核電廠安全、可靠運行必不可少的一種手段。（ + ）經(jīng)過無損檢測專門培訓(xùn)的人員被稱為合格人員。（ ）文件變更控制方法可以比新編文件的控制方法簡單。（ ）不符合項可以分為一般不符合項、較大不符合項和嚴重不符合項等三類。（ + ）壓水堆核電站的冷卻劑和載熱劑也是降低裂變的中子能量慢化劑。（ + ）核電站的類型是由核反應(yīng)堆堆型確定的，目前世界上的主要堆型僅有輕水堆、重水堆。（ ）從斷裂力學(xué)的角度考慮，選材時材料強度越高越好。（ ）核用金屬材料必須對鈷、硼等雜質(zhì)元

16、素含量嚴加限制。（ + ）核工業(yè)I、II級無損檢測人員資格鑒定考試包括“通用考試”和“核工業(yè)專門考試”兩部分。( )核工業(yè)無損檢測的報考者實際操作考試內(nèi)容包括正確應(yīng)用儀器進行檢測，給出檢測結(jié)果并對結(jié)果進行解釋的能力。但不包括安全防護規(guī)則的制定與實施。( )金屬材料的性能分為機械性能、物理性能、化學(xué)性能和工藝性能是指材料的強度、硬度、韌性和塑性四方面。( )根據(jù)材料裂紋的受力情況，可以把裂紋分為X開型（型）、滑移型（型）和撕裂型（型）三種，從斷裂力學(xué)的角度考慮，X開型缺陷是最不危險的。( )輻射防護的目的在于防止有害的隨機性效應(yīng)的發(fā)生，并將確定性效應(yīng)的發(fā)生幾率降低到合理可行盡量低的水平。( )不

17、穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。( )現(xiàn)代意義上的無損檢測是廣泛利用計算機技術(shù)檢測高精尖設(shè)備和裝置的無損檢測方法。( )核電是一種干凈的能源，其對環(huán)境影響小。如一座1000MW單機組的核電站每年約產(chǎn)生30噸高放廢燃料和800噸中、低放廢物，以及6，000，000噸二氧化碳。( )核安全2級部件是指具備防止或減輕事故后果之功能的設(shè)備。( )質(zhì)量保證的三原則是：凡對質(zhì)量有影響的活動都要有人負責(zé)，有章可循，有據(jù)可查。（ + ）質(zhì)量保證是一種文件化的管理模式，因此必須盡可能多的編制質(zhì)量保證程序文件，以便對所有活動進行控制。（ ）只要實施了輻射防護最優(yōu)化，就可以使每個工作人員受照劑量都減小。

18、（ ）輻射防護的三原則： 輻射實踐的正當(dāng)性、輻射防護的最優(yōu)化和個人劑量限值。（ + ）核電站是以核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置，將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為核島，將熱能變?yōu)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ + ）目前運行的核電站是以裂變和聚變的方式來釋放核能的。（ ）高強度低合金鋼中硫和磷元素能起到細化晶粒的作用。（ ）核電站常用的低碳鋼具有價格低、焊接性能好的優(yōu)點。（ + ）我國核安全法規(guī)HAF003等同于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準。（ ）核電廠是以“反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)”代替火電廠的鍋爐裝置產(chǎn)生蒸汽去驅(qū)動汽輪發(fā)電機發(fā)電。（ ）壓水堆可以通過調(diào)節(jié)控制棒和冷卻劑中的含硼濃度來控制反應(yīng)堆功率。（ ）一種放射性物質(zhì)

19、的半衰期，是隨外界條件和元素的物理化學(xué)狀態(tài)的不同而改變的。（ ）x射線、r射線及中子能量越高，從屏蔽效果考慮，應(yīng)選擇重元素及厚度較大的材料方能達到屏蔽的目的。（ ）斷裂韌性K1c對于同一種材料其值應(yīng)該是常數(shù)。（ ）反應(yīng)堆壓力容器活性區(qū)處在強中子輻照下，這種材料輻照導(dǎo)的致脆性轉(zhuǎn)變溫度升高，縮短運行壽命。（ ）質(zhì)量保證既然是一種“有效的管理”，那么質(zhì)保就應(yīng)該只是領(lǐng)導(dǎo)者和質(zhì)保人員的活動。（ ）（ ）核安全法規(guī)都是指導(dǎo)性文件。（ ）所有的堆型，都必須要用慢化劑以降低中子的能量。（ ）核能是由質(zhì)量轉(zhuǎn)換出來的，應(yīng)符合愛因斯坦的著名公式E=mc2。（ ）核電是最干凈的能源之一，同功率的核電站所釋放的二氧化碳

20、只占火電站的1/10。（ ）核電站由核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)和一個發(fā)電系統(tǒng)及維護和保障這二個系統(tǒng)正常運行的服務(wù)系統(tǒng)構(gòu)成。（ ）壓水堆核電站燃料棒包殼材料是Zr4合金。（ ）核電站最重要的是核安全，所以核I級部件是防止事故發(fā)生和減輕事故后果的那些部件。（ ）核安全是指完成正確的運行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果，從而實現(xiàn)廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。（ ）質(zhì)量保證是為使物項或服務(wù)與規(guī)定的質(zhì)量要求相符合，并提供足夠置信度所必需的一系列有計劃、系統(tǒng)的活動。 （ ）文件控制是控制文件的分發(fā)，防止使用過時的，不適當(dāng)?shù)奈募?。?）無論來自體外的輻射還是體內(nèi)放射性物質(zhì)的污染，其電離輻射和人體的相互作用都可能導(dǎo)致

21、生物效應(yīng)。（ ）穿透力較弱的、輻射引起的內(nèi)照射危害性遠大于穿透能力強的X、射線引起的內(nèi)照射危害性。（ ）核電站將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ ）當(dāng)前核電站是利用核聚變反應(yīng)所釋放的熱能發(fā)電的。（ ）（ ）重水堆的冷卻劑是去離子水。（ ）（ ）（ ）（ ）壓水堆一回路水中加入硼是為控制堆芯的功率。（ ）核電站主要由核島、常規(guī)島和輔助設(shè)施組成。（ ）壓水堆的穩(wěn)壓器通過加熱和噴淋冷卻劑保持回路的溫度和壓力穩(wěn)定。（ ）質(zhì)量保證部門應(yīng)當(dāng)獨立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。（ ）國家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)是重要參考文件。（ ）質(zhì)量保證工作是質(zhì)保部門人員的專職，與其他人員無關(guān)。（ ）在檢查任務(wù)緊急時，質(zhì)量計劃中的H點

22、也可以越過而進行下一步工作。（ ）（ ）（ ）放射性物質(zhì)進入體內(nèi)的途徑主要是食入、吸入或通過皮膚上的傷口進入。（ ）（ ）在制造反應(yīng)堆壓力容器的材料中，對Co和B含量的嚴格控制的目的是為了避免吸收中子和減少本底輻射，也是為了提高抗拉強度。（ ）斷裂的基本類型有三種，X開型裂紋（I型）；滑開型裂紋（II型）；撕開型裂紋（III型），在工程構(gòu)件內(nèi)部，X開型裂紋是最危險的，容易引起低應(yīng)力脆斷。（ ）（ ）可用斷裂力學(xué)方法對有缺陷部件的安全和壽命作定量或半定量的評估。（ ）HAF602要求從事核工業(yè)無損檢測的人員必須取得某書，檢測方法分7種。（ ）（ ）ASME標(biāo)準是國際標(biāo)準化委員會發(fā)布和推薦的標(biāo)準。

23、（ ）（ ）核能發(fā)電只能利用核裂變所釋放的熱能發(fā)電。（ ）所有核電廠的堆型，都必須要有慢化劑降低中子能量。（ ）為確保核安全，所有部件都應(yīng)按核安全、地震和質(zhì)保的最高級別制造和驗收。（ ）（ ）壓水堆一回路水中加入硼的目的之一是通過調(diào)節(jié)含硼濃度而控制堆芯的功率。（ ）（ ）火電與核電在汽輪機進口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（ ）我國的核電標(biāo)準體系中包括原子能法、法規(guī)、國標(biāo)和行業(yè)標(biāo)準。（ ）ASME鍋爐及壓力容器規(guī)X是美國機械工程師協(xié)會編制的控制設(shè)計、制造和檢驗等質(zhì)量的規(guī)則，它平衡了用戶、制造廠和檢驗師的要求，也為鍋爐及壓力容器的使用提供了一定的安全裕度。（ ）ASME規(guī)X是世界公認的標(biāo)準，也是世界上最

24、嚴的標(biāo)準。（ ）我國在用和在建核電站均采用法國RCC-M標(biāo)準。（ ）RCC-M標(biāo)準包含了UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七種檢驗方法。（ ）核電廠經(jīng)常遇到的是、和中子輻射。（ ）放射性核素的原子核數(shù)目因衰變而減少到它原來的一半所需的時間稱為半值層。（ ）放射性核素的衰變率即所謂的放射性活度。（ ）放射性照射分為外照射、內(nèi)照射、表面照射三種。（ ）內(nèi)照射的特點是當(dāng)你離開輻射區(qū)域時，就不會對你產(chǎn)生輻射危害。（ ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時應(yīng)當(dāng)獨立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。（ ）不符合項是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質(zhì)量變得不可接受或不能確定。（ ）HAF003對質(zhì)量保證提出了

25、必須滿足的基本要求。（ ）由于時間緊急，可以越過H點實施下步活動。（ ）質(zhì)量保證的三原則是：凡對質(zhì)量有影響的活動都要有人負責(zé)，有章可循，有據(jù)可查。（ ）構(gòu)件內(nèi)部存在有微觀裂紋是造成構(gòu)件低應(yīng)力脆斷的直接原因。（ ）從斷裂力學(xué)的角度考慮，選材時材料強度越高越好。（ ）質(zhì)量保證的三原則是：凡對質(zhì)量有影響的活動都要有人負責(zé)，有章可循，有據(jù)可查。（ + ）質(zhì)量保證是一種文件化的管理模式，因此必須盡可能多的編制質(zhì)量保證程序文件，以便對所有活動進行控制。（ ）只要實施了輻射防護最優(yōu)化，就可以使每個工作人員受照劑量都減小。（ ）輻射防護的三原則： 輻射實踐的正當(dāng)性、輻射防護的最優(yōu)化和個人劑量限值。（ + ）核

26、電站是以核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置，將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為核島，將熱能變?yōu)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ + ）核電是釋放核子內(nèi)部能量來發(fā)電的，目前釋放核子能的方法有裂變和聚變。（ ）高強度低合金鋼中硫和磷元素能起到細化晶粒的作用。（ ）核電站常用的低碳鋼具有價格低、焊接性能好的優(yōu)點。（ + ）我國核安全法規(guī)HAF003等同于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準。（ ）我國核行業(yè)標(biāo)準EJ/T1039-1996，規(guī)定了無損檢測的方法和驗收要求。（ + ）核島是發(fā)生核裂變并將核能變?yōu)闊崮艿膱鏊＃?）常規(guī)島是指汽輪機和發(fā)電機的工作場所，并將熱能變?yōu)殡娔?。?）核電是釋放核子內(nèi)部能量來發(fā)電的，釋放核子能的方法分

27、為裂變和聚變。（ ）核電站的設(shè)備都應(yīng)按核安全最高等級制造。（ ）插入或提升控制捧控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。（ ）火電與核電在汽輪機進口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（ ）目前世界上的核電站主要堆型有輕水堆、重水堆、石墨堆和快堆。（ ）核電站常規(guī)島就是一個火電廠。（ ）壓水堆核電站由控制捧控制功率。（ ）質(zhì)量保證部門有獨立行使質(zhì)量監(jiān)督權(quán)。（ ）壓水堆核電站具有生產(chǎn)大量同位素Co-60的能力。（ ）質(zhì)量保證僅是質(zhì)保部門人員的職能。（ ）ASME規(guī)X總共11卷，其中專門描述核電無損檢測的有內(nèi)容第三卷，第五卷，第十一卷等。（ ）放射性物質(zhì)的半衰期隨外界的溫度壓力變化。（ ）我國核電站全是依據(jù)RCC-M標(biāo)準設(shè)計制造的

28、。（ ）壓水堆核電站停堆檢修期間主要存在射線外照射危害。（ ）放射性物質(zhì)無法通過完好的皮膚進入人體內(nèi)部。（ ）原子序數(shù)越大的物質(zhì)，屏蔽外照射的效果越好。（ ）被放射性物質(zhì)表面污染的物品，不但存在外照射的風(fēng)險，還存在內(nèi)照射的風(fēng)險。（ ）我國核安全法規(guī)HAF003等效于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準。（ ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時，必須會同技術(shù)部門達成一致意見后做出處理決定。（ ）質(zhì)量保證職能是指質(zhì)保部門人員所從事的職能。（ ）核電站常用的低碳鋼具有價格低、焊接性能好的優(yōu)點。（ ）高強度低合金鋼中硫和磷元素能起到細化晶粒的作用。（ ）EJ/T1039是我國核設(shè)備制造中的無損檢驗標(biāo)準。（ ）

29、核電站是以核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置，將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為核島，將熱能變?yōu)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ ）鉛是屏蔽射線及中子的最佳材料。（ ）重水堆冷卻劑和載熱劑是去離子水。（ ）堆芯中插入或提升控制棒的目的是控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。（ ）火電與核電在汽輪機進口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（ ）核裂變的鏈式反應(yīng)如果不加以控制就會造成驚人的破壞力。（ ）壓水堆-回路水中加入硼的目的是通過調(diào)節(jié)含硼濃度而控制堆芯的功率。（ ）核電站主要由反應(yīng)堆回路、汽輪機、發(fā)電機回路及輔助設(shè)施組成。（ ）壓水堆中穩(wěn)壓器內(nèi)的水-汽平衡溫度的保持是借助于加熱和噴淋。（ ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時，應(yīng)當(dāng)獨立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。（ ）核

30、電廠的質(zhì)量保證體系，其作用是確保有計劃、有系統(tǒng)和有控制地開展所有對質(zhì)量有影響的活動。（ + ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時，必須會同技術(shù)部門達成一致意見后做出處理決定。（ ）輻射防護就是要限制隨機效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低非隨機效應(yīng)發(fā)生的概率。（ ）內(nèi)照射比外照射危險，因此應(yīng)對內(nèi)照射優(yōu)先進行防護。（ ）核電站常用的低碳鋼具有價格低、焊接性能好的優(yōu)點。（ + ）高強度低合金鋼中硫和磷元素能起到細化晶粒的作用。（ ）我國第一座核電站無損檢測主要采用美國ASME標(biāo)準。（ + ）核安全法規(guī)HAF602規(guī)定了從事民用和軍事核行業(yè)無損檢測人員必須具備的條件。（ ）壓水堆核電站中的控制捧其主要功能是調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的功

31、率。（ + ）當(dāng)壓水堆核電站一回路中的壓力升高，穩(wěn)壓器會自動加熱來降低回路中的壓力。（ ）選擇題放射性工作人員年有效劑量限值中應(yīng)包括A. 天然本底照射，宇宙照射 B. 內(nèi)照射和外照射 C. 醫(yī)療照射 D. 以上都是（ B ）放射性工作人員個人劑量檢測計佩帶位置為左胸側(cè) B. 腰間 C. 可能照射最大處 D. 無專門規(guī)定（ A ）嚴重程度隨劑量而變化，且存在閥值的效應(yīng)是A. 隨機效應(yīng) B. 確定性效應(yīng) C. 軀體效應(yīng) D. 遺傳效應(yīng)（ B ）用來檢測射線或射線輻射場的物理量是A. 吸收劑量 B. 有效劑量 C. 照射量 D. 劑量當(dāng)量（ C ）輻射防護實踐的正當(dāng)性是指A. 具有正當(dāng)?shù)睦碛?，利益?/p>

32、于代價 B. 保護環(huán)境，保護公眾C. 不得損害人的健康 D. 以上都不對（ A ）天然輻射源主要來源有：A. 宇宙輻射 B. 陸地上的輻射源 C. 體內(nèi)放射性物質(zhì) D. 以上都對（ D ）劑量當(dāng)量的單位A倫琴B戈瑞(拉德) C希沃特(雷姆) D貝克勒爾(居里)（ C ）下列輻射射線源中，電離破壞性最大的是Ax射線及Y射線B粒子 C射線 D中子（ B ）電離輻射時按其照射方式可分為A外照射和內(nèi)照射 B外照射和表面照射C環(huán)境輻射和直接照射 D 以上都不對（ A ） 射線檢驗人員的平均年照射的最大允許劑量當(dāng)量為A 100mRem B50Rem C50mSv D100mSv（ C ）放射性的強度是用什

33、么來度量的A. 尺寸大小 B. 活度 C. 源的種類 D. 能量（ B ）受照個體本身所產(chǎn)生的效應(yīng)是：A. 遺傳效應(yīng) B. 軀體效應(yīng) C. 隨機效應(yīng) D. 確定性效應(yīng)（ B ）在核電站停堆檢修期間，外照射的主要來源為：A中子 B射線 C射線 D射線（ B ）放射性衰變中，原子核數(shù)目的減少按什么規(guī)律變化A. 指數(shù)規(guī)律 B. 線性規(guī)律 C. 不確定 D. 隨時間變化而加快（ A ）松散的表面污染對人具有的風(fēng)險是：A. 外照射 B. 內(nèi)照射 C. A+B D. 無風(fēng)險（ C ）在點源與人之間設(shè)置3個半值層的屏蔽物質(zhì)，則人員處射線的強度將減至原來的A. 三分之一 B. 六分之一 C. 八分之一 D.

34、九分之一（ C ）外照射防護法中在人與源之間設(shè)置屏蔽層稱為：A. 距離防護法 B. 時間防護法 C. 屏蔽防護法 D. 源項控制法（ C ）放射性活度是放射性核素在單位時間內(nèi)的 A. 核反應(yīng)次數(shù) B. 核衰變次數(shù) C. 核減少的數(shù)目 D. 核發(fā)射粒子的數(shù)目（ B ）不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為：A. 放射性衰變 B. 放射性 C. 放射源 D. 同位素（ B ）在人類的生活環(huán)境中，受到放射性照射的場合有：A. 從事放射性工作 B. 接觸放射性物質(zhì) C. 任何時間任何地方 D. 以上都是（ D）對輻射性同位素和射線裝置的生產(chǎn)、銷售、使用中的放射防護實施監(jiān)督管理的部門為：A. 衛(wèi)生、環(huán)保

35、部門和公安部門 B. 公安部門和核工業(yè)集團公司 C. 衛(wèi)生、環(huán)保部門和核電站 D. 核電站和企業(yè)自身（ A ）我國對放射工作實行什么樣的管理制度：A. 許可登記制度 B. 備案制度 C. 審批備案制度 D. 合同管理制度（ A ）放射工作許可登記證，核查周期為： A. 每年進行一次 B. 每二年進行一次 C. 每隔一至二年進行一次 D. 每三年進行一次（ C ）合格的儀器應(yīng)具備合適的量程 B. 適當(dāng)?shù)木群蜏蚀_度 C. 正確的型號 D. 以上都是（ D ）核安全法規(guī)HAF003原則除適用于核電廠外，還適用于A. 核供熱堆 B. 軍用核反應(yīng)堆 C. 移動式反應(yīng)堆 D. 以上都是（ A ）對工作質(zhì)

36、量負主要責(zé)任的人是A. 檢驗人員 B. 管理人員 C. 工作執(zhí)行人員 D. 上級主管部門（ C ）實施文件分發(fā)控制目的為上級領(lǐng)導(dǎo)的要求 B. 使參與活動的人員能得到有效的文件C. 檔案管理的要求 D. 以上都不對（ D ）質(zhì)量保證中的實體，可以是A. 具體的產(chǎn)品 B. 組織 C. 過程 D. 以上都是（ D ）營運單位制定的建造階段質(zhì)量保證大綱，須由什么部門審查認可A. 核安全部門 B. 衛(wèi)生部門 C. 中核集團公司 D. 技監(jiān)局（ A ）質(zhì)量保證大綱文件體系包括：A. 質(zhì)保大綱和程序 B. 管理性和技術(shù)性文件C. 檢驗規(guī)程和標(biāo)準 D. 以上都不對（ B ）大綱程序的基本內(nèi)容有A. 目的和X圍

37、 B. 責(zé)任 C. 正文描述 D. 以上都是（ D ）質(zhì)量保證記錄分為：A. 臨時性和長期記錄 B. 文件化和表格化記錄C. 永久性和非永久性記錄 D. 檔案性和資料性記錄（ C ）無損檢測工藝規(guī)程為：A. 管理性文件 B. 標(biāo)準化文件 C. 技術(shù)性文件 D. 以上都不是（ C ）選擇質(zhì)量控制的“三點”中的W點是A提供數(shù)據(jù)點 B停工待檢點C. 見證點 D機動點（ C ）通過質(zhì)量保證，促進達到質(zhì)量要求的途徑是A確定所要求的技能B選擇合格的人員使用適當(dāng)?shù)脑O(shè)備 C明確承擔(dān)任務(wù)者的個人職責(zé) D以上都是（ D ）我國核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是A. ISO9000 B. HAF003 C. NC1998

38、6號文 DIAEA50-C-QA（ B ）凡質(zhì)量有影響的活動都要遵循質(zhì)量保證的原則是 A有章可循 B有人負責(zé) C有據(jù)可查D以上都是（ D ）文件控制的主要措施有：A編、審、批制度 B發(fā)布和分發(fā)制度 C變更控制制度 D以上都是（ D ）在核電廠運行的三大目標(biāo)中，最基本的考慮是：A. 經(jīng)濟性 B. 安全性 C. 可靠性 D. 以上三種都是（ D ）質(zhì)量保證大綱實施的評價大致可分為：A 自我評價和獨立評價 B獨立評價和內(nèi)外部監(jiān)查C 監(jiān)督監(jiān)查和同行評估 D技術(shù)審查和同行評估（ A ）質(zhì)量保證大綱實施的獨立評價有：A 內(nèi)外部監(jiān)查 B監(jiān)督監(jiān)查 C 技術(shù)審查和同行評估 D以上都是（ D ）質(zhì)量保證大綱的有效

39、實施取決于工作的：A管理人員 B執(zhí)行人員 C檢驗人員D上述三類人員（ D ）質(zhì)量保證大綱應(yīng)包括兩類活動，它們是：A 生產(chǎn)活動和管理活動 B驗證活動和管理活動C 生產(chǎn)活動和驗證活動 D質(zhì)量控制和質(zhì)量保證（ C ）在質(zhì)量計劃上設(shè)置了需要事先通知的控制點是：A. H和R點 B. H和W點 C. W和R點 D. H、W和R點（ B ）記錄是質(zhì)量的客觀證據(jù)，因此記錄必須A. 字跡清楚 B. 內(nèi)容完整 C. 與所記述的物項相對應(yīng) D. A+B+C（ D ）質(zhì)量保證大綱是指：質(zhì)保手冊、工作程序、指令等一整套文件 為保證實現(xiàn)質(zhì)量而制定和實施的全部活動C.檢查和試驗計劃、進度控制 D.執(zhí)行檢驗的方法（ B ）質(zhì)

40、量保證活動是一種有效的管理，它是：A. 全過程的管理 B. 針對某一過程的管理 C. 柔性的管理 D. 以上都不正確（ A ）核安全法規(guī)HAF003是A. 強制執(zhí)行文件 B. 參考性文件 C. 指導(dǎo)性文件 D. 以上說法都不正確（ A ）蒸汽發(fā)生器中一、二次側(cè)介質(zhì)的隔離屏障之一是：A傳熱管 B筒體組件 C下封頭 D上封頭（ A ）壓力容器與一般壓力容器在運行工況中，最顯著的差別是A受高溫 B受高壓 C受循環(huán)載荷 D受中子與射線輻射（ D ）文件控制的主要措施有A. 編、審、批制度 B. 發(fā)布和分發(fā)制度C. 變更控制制度 D. 以上都是（ D ）（ C ）壓水堆核電站中，防止和減輕核事故后果的設(shè)

41、備屬于：A. 核I級部件 B. 核II級部件C. 核III級部件 D. 核IV級部件（ B ）壓力容器的活性區(qū)在壓力作用下，受中子輻射，其脆性轉(zhuǎn)變溫度將會：A降低 B升高 C不變 D不一定（ B ）凡對質(zhì)量有影響的活動都要遵循的質(zhì)量保證原則是：A有章可循 B有人負責(zé) C有據(jù)可查 D以上都是（ D ）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的主要功能為：A. 壓力控制功能 B. 裂變產(chǎn)物放射性屏障 C. 溫度控制功能 D.把堆芯正常運行時產(chǎn)生的熱量傳輸給蒸汽發(fā)生器（ D ）在反應(yīng)堆壓力容器表面堆焊一層奧氏體不銹鋼的目的在于：A屏蔽中子輻照B減少冷卻劑的腐蝕及材料因氫化而變脆C增強容器強度 D提高容器氣密性，防

42、止泄漏 （ B ）放射性的活度是指：A. 單位時間粒子數(shù) B. 單位時間的衰變數(shù) C. 單位面積上的衰變數(shù) D. 單位面積上的靜態(tài)力（ B ）利用堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接推動汽輪機運行的堆型叫：A壓水堆 B快中子增殖堆 C沸水堆 D重水堆（ C ）核電站奧氏體不銹鋼管道焊縫，在運行過程中最容易產(chǎn)生的缺陷是：A熱疲勞裂紋 B低周疲勞裂紋C輻照脆化和時效老化 D晶間應(yīng)力腐蝕裂紋（ D ）壓水堆和沸水堆都屬于：A輕水堆 B氣冷堆 C石墨堆 D重水堆（ A ）選擇質(zhì)量控制的“三點”中的H點是A提供數(shù)據(jù)點 B停工待檢點 C見證點 D機動點（ B ）壓水堆型核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料是：A鍛鋼、鑄鋼、結(jié)構(gòu)

43、鋼B低碳鋼、中碳鋼、高碳鋼C低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金 D高合金鋼、低合金鋼、特種鋼（ C ）輻射防護的原則：A正當(dāng)化 B最優(yōu)化 C個人劑量限值 D以上都是（ D ）放射性的強度是用什么來度量的？A能量 B源的尺寸大小 C活度 D源的種類 （ C ）壓水堆型反應(yīng)堆功率主要是通過控制棒控制的，還可以通過調(diào)節(jié)冷卻劑中的什么參數(shù)來控制？A壓力 B溫度 C流量 D硼濃度（ D ）詳細說明一項活動目的和X圍，規(guī)定在什么時候、什么地方、由誰怎樣執(zhí)行這項活動，稱為：A質(zhì)量保證 B質(zhì)量控制 C程序 D監(jiān)督（ C ）核總電發(fā)【1998】6號文規(guī)定需要資格鑒定考核取證的證件有： A7種 B5種 C4種 D10種（

44、 A ）在役檢查注重檢查的缺陷是：A. 裂紋B. 氣孔C. 夾渣D. 設(shè)備結(jié)構(gòu)（ A ）當(dāng)前核電站利用核能的方式是：可控核裂變反應(yīng) B、不可控核裂變反應(yīng) C、核聚變反應(yīng) D、核化合反應(yīng)（ A ）核電站反應(yīng)堆壓力容器和蒸發(fā)器所用的鍛鋼件是：A、碳鋼 B、低合金鋼 C、不銹鋼 D、高合金鋼（ B ）輻射防護實踐的正當(dāng)性是指A. 不得損害人的健康 B. 保護環(huán)境，保護公眾C. 具有正當(dāng)?shù)睦碛?，利益大于代價 D. 以上都不對（ C ）電離輻射按其照射方式可分為A外照射和表面照射 B外照射和內(nèi)照射C環(huán)境輻射和直接照射D 以上都不對（ B ）質(zhì)量保證大綱實施的評價大致可分為：A 自我評價和獨立評價 B獨立

45、評價和內(nèi)外部監(jiān)查C 監(jiān)督監(jiān)查和同行評估 D技術(shù)審查和同行評估（ A ）核電站的潛在危險是A. 戰(zhàn)爭B. 核燃料短缺 C. 放射性核素外溢 D. 裂變反應(yīng)（ C ）無損檢測的操作規(guī)程要求A. 對檢驗對象的描述B. 對檢驗設(shè)備和方法的描述 C. 對檢驗過程及結(jié)果記錄等的描述D. 以上都是（ D ）對工作質(zhì)量負主要責(zé)任的人是A. 檢驗人員 B. 工作執(zhí)行人員 C. 管理人員 D. 上級主管部門（ B ）金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為A. 材料中含氫 B. 材料中具有淬硬組織C. 材料中存在殘余應(yīng)力 D. 以上都是（ D ）金屬材料的斷裂韌性KIC值與什么因素有關(guān)金屬材料本身的性質(zhì) B. 外加

46、的應(yīng)力和受力方式C. 幾何形狀和裂紋大小 D. 以上都是（ A ）秦山三期核電站堆型為：A重水堆 B壓水堆 C石墨堆 D熔鹽堆（ A ）壓水堆和沸水堆又稱為A石墨堆 B氣冷堆 C輕水堆 D重水堆（ C ）核電是一種干凈、安全、運行經(jīng)濟、負荷因子高和調(diào)控能力強的A. 可持續(xù)發(fā)展的能源 B. 裂變能 C. 太陽能 D. 無機能（ A ）核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因為使用A. 過熱蒸汽 B. 飽和蒸汽 C. 不銹鋼 D. 核反應(yīng)（ B ）在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生再熱裂紋的是：A. 低碳鋼 B. 低合金鋼 C. 不銹鋼 D. 與材料無關(guān)（ C ）我國標(biāo)準核電廠核島機械設(shè)備無損檢測規(guī)X的標(biāo)

47、準號是：A.GB1039-1996 B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996 D.EJ/T1039-1996（ D ）壓水堆核電站運行經(jīng)驗表明，在主設(shè)備中易發(fā)生破損事故的是： A、壓力容器中的驅(qū)動機構(gòu) B、主管道中的支座管道C、蒸汽發(fā)生器中的傳熱管 D、穩(wěn)壓器中的波動管（ C ）不銹鋼及鎳基合金材料容易產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕的要素是：A、特定環(huán)境 B、拉應(yīng)力C、特定的合金成份和結(jié)構(gòu) D、以上都是（ D ）運行核電站奧氏體不銹鋼管道焊縫中，最容易產(chǎn)生的缺陷是：A、熱疲勞裂紋 B、機械低應(yīng)力裂紋C、輻射脆化與時效老化 D、晶間應(yīng)力腐蝕裂紋（ D ）在當(dāng)前的核電站中，把核能轉(zhuǎn)為熱能的方式是：A

48、、化學(xué)的合成 B、物理化學(xué)的轉(zhuǎn)換C、核裂變 D、核聚變（ C ）壓水堆核電站防止事故發(fā)生和減輕事故后果的核安全級部件是：A、核I級 B、核II級 C、核III級 D、核IV級（ B ）質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時，行使質(zhì)量管理職權(quán)應(yīng)：A、與各部門協(xié)商一致后 B、服從經(jīng)濟和進度后C、聽從最高領(lǐng)導(dǎo)指揮后 D、獨立地、客觀地（ D ）中華人民某國環(huán)境保護法是由：A、國務(wù)院發(fā)布的行政法規(guī) B、人大常委會通過并發(fā)布的法律C、國家環(huán)?？偩职l(fā)布的規(guī)章 D、國家核安全局發(fā)布的法規(guī)（ B ）蒸汽發(fā)生器中的一、二次側(cè)介質(zhì)的隔離屏障是：A、筒體組件 B、支撐及管板 C、管束組件 D、傳熱管（ D ）釋放核子內(nèi)部能量

49、的方法： A. 裂變 B. 聚變 C. 中子 D. A和B（ D ）核電站構(gòu)成：A.核島 B.常規(guī)島 C. BOP系統(tǒng) D. 以上全部（ D ）核電站機械設(shè)備的主要材料是：A.炭鋼、低合金鋼、不銹鋼 B. 鋼、不銹鋼、有色金屬C.鋼、有色金屬、有機材料 D. 以上都不對（ A ）堆焊層采用奧氏體不銹鋼的主要原因：A、增加傳熱性能 B、增強設(shè)備韌性C、耐腐蝕性 D、以上都對（ C ）重水反應(yīng)堆利用的核燃料：A、濃縮U235 B、天然鈾 C、中子源 D、都可用（ B ）我國核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定是以下面哪種文件與藍本制訂的：A、美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50 B、國際原子能機構(gòu)50-C-QA C、我國

50、原子能法 D、以上都不是（ B ）質(zhì)量保證體系文件包括：A. 管理性文件 B. 技術(shù)性文件 C. A、B都是 D. A、B都不是（ A ）核電廠主要放射性物質(zhì)有：A、裂變產(chǎn)物 B、活化產(chǎn)物 C、活化的腐蝕產(chǎn)物 D、以上都有（ D ）對不同類型的輻射，、射線引起的外照射的防護較容易的是：A、 B、 C、 D、不一定（ C ）對受控輻射源而言，輻射防護的原則是：A、輻射實踐的正當(dāng)性 B、輻射防護的最優(yōu)化 C、個人劑量限性 D、以上都是（ D ）蒸汽發(fā)生器中一、二次側(cè)介質(zhì)的隔離屏障之一是：A傳熱管 B筒體組件 C下封頭 D上封頭（ A ）重水堆型是屬于A熱中子反應(yīng)堆 B快中子反應(yīng)堆 C示X堆 D原型

51、堆（ A ）目前核電站把核能轉(zhuǎn)為熱能，通常的反應(yīng)形式為：A核聚變 B核裂變C化學(xué)合成 D物理能量轉(zhuǎn)換（ B ）壓水堆和沸水堆又稱為A輕水堆 B氣冷堆 C石墨堆 D重水堆（ A ）當(dāng)外來中子轟擊原子核時，產(chǎn)生鏈式裂變反應(yīng)，致使原子核A釋放出巨大能量 B分裂和放出中子 C發(fā)生放射性輻射 D以上都是（ D ）壓水堆核電站中反應(yīng)堆壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸發(fā)器等組成的回路，叫：A一回路 B二回路 C一次側(cè) D二次側(cè)（ A ）反應(yīng)堆核燃料中用于裂變的元素是 A鈷60 B銥192 C鈾235 D碳14（ C ）壓水堆核電站核島部分回路有A一回路B汽輪機回路 C發(fā)電機回路 D以上都有（ A ）工程構(gòu)件在運行中突然

52、發(fā)生斷裂的事故，斷裂的主要形式是：A低應(yīng)力脆斷 B疲勞斷裂 C應(yīng)力腐蝕D以上都是（ A ）核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料是：A鍛鋼、鑄鋼、結(jié)構(gòu)鋼B低碳鋼、中碳鋼、高碳鋼C碳鋼和低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金 D鈦合金（ C ）從事核工業(yè)無損檢測的人員要進行核專業(yè)培訓(xùn)的依據(jù)是AGB-9445無損檢測人員資格鑒定與認證 BHAF-602民用核承壓設(shè)備無損檢測人員培訓(xùn)、考核和取證管理辦法 C中核總電發(fā)19986號文，核工業(yè)無損檢測人員資格鑒定管理辦法 D以上都是（ D ）為確定流體包容部件邊界的設(shè)計要求，將安全等級分為：A三級 B四級 C五級 D六級（ A ）核工業(yè)無損檢測人員技術(shù)資格等級中的高級證書

53、是：AI級 BII級 CIII級 DIV級（ C ）核工業(yè)無損檢測人員技術(shù)資格筆試包括：A核工業(yè)基本知識B無損檢測通用技術(shù)C 核工業(yè)無損檢測技術(shù)D以上都有（ D ）根據(jù)國外對壓水堆核電廠事故統(tǒng)計表明，在一回路核設(shè)備中發(fā)生事故最高的設(shè)備部件為A壓力容器封頭 B穩(wěn)壓器電加熱器C冷卻主泵殼體 D蒸汽發(fā)生器傳熱管（ D ）重水堆型是屬于A熱中子反應(yīng)堆 B快中子反應(yīng)堆 C示X堆 D原型堆（ A ）利用堆內(nèi)產(chǎn)生蒸汽直接推動汽輪機運行的堆型叫做A快中子增殖堆 B沸水堆 C石墨堆 D壓水堆（ B ）壓水堆核電站中，防止裂變產(chǎn)物逸出的設(shè)備稱之為核安全A.1級部件 B.2級部件 C.3級部件 D.4級部件（ A

54、）核壓力容器與一般壓力容器在運行工況中，最顯著的差別是A受高溫 B受高壓 C受循環(huán)載荷 D受中子與射線輻射（ D ）核電站的潛在危險是A. 戰(zhàn)爭B. 核燃料短缺 C. 放射性核素外溢 D. 裂變反應(yīng)（ C ）核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因為使用A. 過熱蒸汽 B. 飽和蒸汽 C. 不銹鋼 D. 核反應(yīng) （ B ）我國核電廠核島機械設(shè)備在役檢查規(guī)則是EJ/T 1041 B. EJ/T 1039 C. ASME D. RCC-M（ A ）ASME鍋爐及壓力容器規(guī)X第V卷B分冊是A.非強制性標(biāo)準 B.非強制性附錄 C.ASTM標(biāo)準 D.驗收準則（ A ）核工業(yè)無損檢測人員資格鑒定的無損檢測

55、方法有5種(RT、UT、ET、MT、PT) 7種(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT)2種（表面方法、體積方法）D9種(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT、TM、AE) （ B ）我國核工業(yè)無損檢測人員取證的依據(jù)標(biāo)準與法規(guī)是A. HAF602 B. NC19986號文 C. GB 9445 D以上都對（ D ）核電廠主要放射性物質(zhì)有A裂變產(chǎn)物 B活化產(chǎn)物 C活化腐蝕產(chǎn)物 D以上都有（ D ）用于外照射個人劑量監(jiān)測的法定劑量計為ATLD（熱釋光劑量計） B電子劑量計（DM-91）CWBC（全身計數(shù)器） D以上都可以（ A ）選擇質(zhì)量控制的“三點”中的W點是A提供數(shù)據(jù)點 B停工待檢點

56、C見證點 D機動點（ C ）國家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)代碼為A. GB/T B. HAF C. IAEA D. EJ（ B ）無損檢測活動質(zhì)量保證的主要作用為A. 使NDT活動在受控條件下進行 B. 及時發(fā)現(xiàn)工件中的缺陷C. 消除缺陷并執(zhí)行糾正措施 D. 以上都不對（ A ）通過質(zhì)量保證，促進達到質(zhì)量要求的途徑是A. 確定所要求的技能 B. 選擇合格的人員使用適當(dāng)?shù)脑O(shè)備C. 明確承擔(dān)任務(wù)者的個人職責(zé) D. 以上都是（ D ）從斷裂力學(xué)的角度而言，應(yīng)著重提高NDT方法的A記錄準確度B檢測靈敏度C定位、定量精度 D自動化程度（ C ）工程上常把金屬材料的性能分為A機械性能B物理性能 C工藝性能

57、D以上都對（ D ）核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料為A鍛鋼、鑄鋼、結(jié)構(gòu)鋼B低碳鋼、中碳鋼、高碳鋼C碳鋼和低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金D高合金鋼、低合金鋼、特種鋼（ C ）核電站反應(yīng)堆壓力容器堆焊層主要作用是A提高抗拉強度B提高耐腐蝕C提高耐磨性 D以上都對（ B ）實施文件分發(fā)控制目的為：A. 上級領(lǐng)導(dǎo)的要求 B. 使參與活動的人員能得到有效的文件C. 檔案管理的要求 D. 以上都不對（ B ）輻射防護實踐的正當(dāng)性是指：A. 具有正當(dāng)?shù)睦碛?，利益大于代價 B. 保護環(huán)境，保護公眾C. 不得損害人的健康 D. 以上都不對（ A ）我國對放射工作實行什么樣的管理制度：A. 許可登記制度 B. 備案

58、制度C. 審批備案制度 D. 合同管理制度（ A ）在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生再熱裂紋的是：A. 低碳鋼 B. 低合金鋼 C. 不銹鋼 D. 與材料無關(guān)（ C ）金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為A. 材料中含氫 B. 材料中具有淬硬組織C. 材料中存在殘余應(yīng)力 D. 以上都是（ D ）我國核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是：A.ISO9000 B.HAF003 C.NC19986號文 DIAEA50-C-QA（ B ）我國標(biāo)準核電廠核島機械設(shè)備無損檢測規(guī)X的標(biāo)準號是：A.GB1039-1996 B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996 D.EJ/T1039-1996（ D ）我

59、國自行研制建造的第一座核電站是：A. 重水堆 B. 壓水堆 C. 石墨堆 D. 熔鹽堆（ B ）秦山三期核電站采用的堆型是：A. 重水堆 B. 壓水堆 C. 石墨堆 D. 熔鹽堆（ A ）壓水堆核電站中設(shè)備的核安全級別有A. 1級部件 B. 2級部件 C. 3級部件 D. 以上都是（ D ）核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因為使用A. 過熱蒸汽 B. 飽和蒸汽 C. 不銹鋼 D. 核反應(yīng) （ B ）我國核工業(yè)無損檢測人員取證的依據(jù)標(biāo)準與法規(guī)是A. HAF602 B. NC19986號文 C. GB 9445 D以上都對（ D ）合格的儀器應(yīng)具備合適的量程 B. 適當(dāng)?shù)木群蜏蚀_度 C.

60、正確的型號 D. 以上都是（ D ） 金屬材料在制造工藝工程中裂紋的產(chǎn)生形式有A. 熱裂紋 B. 冷裂紋 C. 再熱裂紋 D. 以上都有（ D ）金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為A. 材料中含氫 B. 材料中具有淬硬組織C. 材料中存在殘余應(yīng)力 D. 以上都是（ D ）放射性工作人員年有效劑量限值中應(yīng)包括A. 天然本底照射，宇宙照射 B. 內(nèi)照射和外照射 C. 醫(yī)療照射 D. 以上都是（ B ）核工業(yè)無損檢測人員技術(shù)資格考試包括：A核基本知識 B方法知識C實踐能力D以上都有（ D ）壓水堆和沸水堆又稱為：A、輕水堆 B、氣冷堆 C、石墨堆 D、重水堆（ A ）當(dāng)外來中子轟擊原子核時，產(chǎn)生