核工业试题汇总

1 核核 电电 基基 本本 知知 识识 一 一 是非题是非题 1 放射性物质无法通过完好的皮肤进入人体内部 2 只要实施了辐射防护最优化 就可以使每个工作人员受照剂量都减小 3 原子序数越大的物质 屏蔽 外照射的效果越好 4 被放射性物质表面污染的物品 不但存在外照射的风险 还存在内照射的风险 5 一种放射性物质的半衰期 是随外界条件和元素的物理化学状态的不同而变化的 6 放射性的剂量率与距离平方成反比的规律 与辐射源的形状无关 7 辐射防护就是要限制随机效应的发生 尽量降低非随机效应发生的概率 8 辐射防护就是要限制非随机效应的发生 尽量降低随机效应发生的概率 9 放射性物质进入体内的途径主要是食入 吸入 通过皮肤或伤口进入 10 不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性 11 当人体组织器官大量细胞被杀死或不能繁殖而发挥其功能时 组织器官将丧失正常功能 这种效应叫确定性效应 这种效应无阈值 12 辐射防护水平应由个人剂量限值决定 13 个人剂量限值是辐射防护的目标值 14 半值层 HVT 定义为光子射线强度减弱一半时所需防护介质的厚度 15 放射性衰变服从指数衰减规律 16 在辐射的有害效应其发生率与剂量大小有关的 但效应的严重程度与剂量无关时 这种效 应叫随机效应 这种效应无阈值 17 热释光个人剂量计应佩带在左胸前 18 辐射防护的三原则 辐射实践的正当性 射防护的最优化和个人剂量限值 19 核电厂停堆检修期间主要存在 射线外照射危害 20 一种放射性物质的半衰期 是一个特征常数 不随客观环境的变化而变化的 21 和中子可以穿透人体 它们对人体外照射的同时 也造成内照射 22 放射性是放射性核素所具有的特性 它不受外界因素 如温度 压力 化学变化 磁场等 的影响 23 原子序数相同 而原子质量数不同的一类原子称为同位素 24 原子质量数同 而原子序数不同的一类原子称为同位素 2 25 原子序数相同 原子质量数也相同的一类原子称为同位素 26 具有相同原子序数和相同原子质量数的同一类原子称为一种核素 27 不稳定的核素称为放射性核素 28 稳定和不稳定的核素统称为放射性核素 29 某种元素有多少种同位素就有多少种核素 30 核素通常都是不稳定的 31 核素有稳定的也有不稳定的 32 放射性核素能自发地放出射线 并同时变为另一种核素 33 核素能自发地放出射线 并同时变为另一种核素 34 放射性核素能自发地放出射线 但核素种类不变 35 人工辐射源主要包括医疗照射 公众照射和职业照射三方面 36 公众照射是指由于工业生产 科学研究等活动导致公众接受的和公众本身生活等接受的辐 射照射 37 对放射性工作人员 年剂量限值为 50mSv 38 射线 X 射线和中子射线对人体的相对危害性主要是外照射 39 内照射比外照射危险 因此应对内照射优先进行防护 40 只要缩短工作时间就一定能减少受照剂量 41 天然辐射源主要有三种来源 宇宙辐射 陆地上的辐射源和体内放射性物质 42 放射性核素在单位时间内发生核衰变的数目 即衰变率 称为放射性活度 43 在从事放射性同位素和射线装置的生产 销售 使用前必须向省级卫生部门申请许可 并 向同级公安部门登记 44 放射工作许可登记证 每一至二年进行一次核查 45 世界核电发展的实践证明 质量保证是保证核电厂安全 可靠运行必不可少的一种手段 46 世界核电发展经验 告诉我们核电厂在运行阶段 可以不开展质量保证活动 同样能使核 电厂安全 高效地运行 47 质量保证作为一门管理科学 它的出现是科学技术发展和生产力水平提高的必然结果 48 全面质量管理的概念是由美国人菲根堡姆提出的 49 核电厂的质量保证体系 其作用是确保有计划 有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动 3 50 对核电厂全面或对某方面负有全面责任的单位称为责任单位 51 质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型 52 实体可以是活动或过程 产品 组织 体系或人 以及上述各项的任何组合 53 可单独描述和研究的事物称为实体 54 营运单位制定的核电厂各阶段的质量保证大纲必须提交国家核安全部门审核认可 55 承包商制定的质量保证大纲应提交营运单位审核认可 56 管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系 其目的既要做到每项工作都 有章可 循 57 我国核安全法规 HAF0400 91 基本等效于 IAEA No 50 C QA 标准 58 核安全法规 HAF0400 91 适用于核电站从选址到退役的各个阶段 59 经过无损检测专门培训的人员被称为合格人员 60 文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单 61 记录是实现质量的客观证据 也是评价质量保证工作有效性的依据 62 无损检测人员使用的检测规程为技术性文件 63 为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲 64 承接核电站项目的单位都应依据 HAF003 的要求建立本单位的质量保证大纲 65 不符合项可以分为一般不符合项 较大不符合项和严重不符合项三类 66 质量保证部门在处理质量时 应当独立行使质量监督职权 67 由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件 68 在检查任务紧急时 质量计划中的 H 点也可以越过而进行下一步工作 69 质量保证工作是质保部门人员的专职 与其他人员无关 70 质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能 71 质量保证既是一种 有效的管理 那么质保就应该是领导者和质保人员有计划 有组织 的活动 72 质量保证的三原则是 凡对质量有影响的活动都要有人负责 有章可循 有据可查 73 核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的 还要有规程 74 质量保证部门在处理质量时 应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权 75 不符合项是指性能 文件或程序方面的缺陷 因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定 4 76 核安全法规 HAF0400 91 适用于核电站从选址到退役的各个阶段 77 非受控文件有时亦可作为工作的依据 78 质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段 79 质量保证记录包括质量证明文件和质量要求文件 80 处理不符合项是组织内部的事 不必向买方报告 81 在质量保证中要求对所有缺陷采取防止重复发生的纠正措施 82 质量保证记录 在被有关单位审查后就没有必要归档保存了 83 核电站是以核能转变为电能的装置 将核能变为热能的部分称为核岛 将热能变为电能的 部分称为常规岛 84 堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性 85 压水堆中稳压器内的水 汽平衡温度的保持是借助于加热和喷淋 86 一般说来 吸收剂量越大 吸收剂量率越大 受照面积越大 生物效应越明显 87 由于时间紧急 在没有得到业主授权的情况下 承包商可以越过 H 点实施下步活动 88 焊缝具有冶金和几何双重不连续性 往往是在役检查区域的选择重点 89 所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量 还有快华 90 核电站压水堆型的反应堆压力容器和蒸汽发生器中的所有部件都属于核 I 级部件 91 自然界中 U 235 U 234 U 238 三种同位素具有不同的质子数和相同的中子数 92 断裂的基本类型有三种 张开型裂纹 I 型 滑开型裂纹 II 型 撕开型裂纹 III 型 在工程构件内部 滑开型裂纹是最危险的 容易引起低应力脆断 93 在制造反应堆压力容器的材料中 对 Co 和 B 含量的严格控制的目的是为了避免吸收中子 和减少本底辐射 也是为了提高抗拉强度 94 制造压力壳的材料 对 Co 和 B 含量的严格控制的目的是为了减少放射性 避免吸收中子 和提高抗拉强度 95 应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生 96 结构件内部存在有微裂纹 必然会是造成构件低应力脆断 5 97 产生内照射的途径只能是食入或吸入 98 世界核电发展的实践证明 质量保证是保证核电厂安全 可靠运行必不可少的一种手段 99 核电厂的质量保证体系 其作用是确保有计划 有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动 100 记录是实现质量的客观证据 也是评价质量保证工作有效性的依据 101 承接核电站项目的单位都应依据 HAF003 的要求建立本单位的质量保证大纲 102 放射性物质无法通过完好的皮肤进入人体内部 103 辐射防护就是要限制非随机效应的发生 尽量降低随机效应发生的概率 104 天然辐射源主要有三种来源 宇宙辐射 陆地上的辐射源和体内放射性物质 105 核能是一种可持续发展的能源 通过几十年经验总结证明 核能是安全 经济 干净的能 源 106 我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆 107 前苏联于 1954 年建成的第一座核电站 开辟了人类和平利用原子能的先河 108 不锈钢通过淬火提高强度和硬度 109 在役检查的可达性是要求受检部位 人员及设备的工作空间和通道满足 HAD103 07 的有关 规定 110 压水堆核电站的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量慢化剂 111 核电站的类型是由核反应堆堆型确定的 目前世界上的主要堆型仅有轻水堆 重水堆 112 从断裂力学的角度考虑 选材时材料强度越高越好 113 核用金属材料必须对钴 硼等杂质元素含量严加限制 114 核工业 I II 级无损检测人员资格鉴定考试包括 通用考试 和 核工业专门考试 两部 分 115 核工业无损检测的报考者实际操作考试内容包括正确应用仪器进行检测 给出检测结果并 对结果进行解释的能力 但不包括安全防护规则的制定与实施 116 金属材料的性能分为机械性能 物理性能 化学性能和工艺性能是指材料的强度 硬度 韧性和塑性四方面 117 断裂的基本类型有三种 张开型裂纹 I 型 滑开型裂纹 II 型 撕开型裂纹 III 型 6 在工程构件内部 张开型裂纹是最危险的 容易引起低应力脆断 118 根据材料裂纹的受力情况 可以把裂纹分为张开型 型 滑移型 型 和撕裂型 型 三种 从断裂力学的角度考虑 张开型缺陷是最不危险的 119 现代意义上的无损检测是广泛利用计算机技术检测高精尖设备和装置的无损检测方法 120 核电是一种干净的能源 其对环境影响小 如一座 1000MW 单机组的核电站每年约产生 30 吨高放废燃料和 800 吨中 低放废物 以及 6 000 000 吨二氧化碳 121 核安全 2 级部件是指具备防止或减轻事故后果之功能的设备 122 目前运行的核电站是以裂变和聚变的方式来释放核能的 123 核电厂是以 反应堆一回路系统 代替火电厂的锅炉装置产生蒸汽去驱动汽轮发电机发电 124 压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯的功率 125 压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中的含硼浓度来控制反应堆功率 126 放射性物质的半衰期随外界条件和元素的物理化学状态的不同而变化 127 x 射线 r 射线及中子能量越高 从屏蔽效果考虑 应选择重元素及厚度较大的材料方能 达到屏蔽的目的 128 断裂韧性 K1c 对于同一种材料其值应该是常数 129 反应堆压力容器活性区处在强中子辐照下 这种辐照导致材料的脆性转变温度升高 缩短 运行寿命 130 文件控制就是控制文件的分发 防止使用过时的 不适当的文件 131 国家核安全局发布的核安全法规是重要参考文件 132 核安全法规都是指导性文件 133 所有的堆型 都必须要用慢化剂以降低中子的能量 134 核能是由质量转换出来的 应符合爱因斯坦的著名公式 E mc2 135 核电是最干净的能源之一 同功率的核电站所释放的二氧化碳只占火电站的 1 10 136 核电站由核蒸汽供应系统和一个发电系统及维护和保障这二个系统正常运行的服务系统构 成 137 压水堆核电站燃料棒包壳材料是 Zr 4 合金 7 138 核电站最重要的是核安全 所以核 I 级部件是防止事故发生和减轻事故后果的那些部件 139 核安全是指完成正确的运行工况 事故预防或缓解事故后果 从而实现厂区人员 公众和 环境免遭过量辐射危害 140 质量保证是为使物项或服务与规定的质量要求相符合 并提供足够置信度所必需的一系列 有计划 系统的活动 141 无论来自体外的辐射还是体内放射性物质的污染 其电离辐射和人体的相互作用都可能导 致生物效应 142 穿透力较弱的 辐射引起的内照射危害性远大于穿透能力强的 X 射线引起的内 照射危害性 143 当前核电站是利用核聚变反应所释放的热能发电的 144 核安全第一 核电站的所有的部件都应按核安全的最高级别制造 145 重水堆冷却剂和载热剂是去离子水 146 重水堆的冷却剂是去离子水 147 压水堆核电站的冷却剂和载热剂是去离子水 148 堆芯中插入或提升控制捧是为控制反应堆的功率 149 火电站与核电站在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数 150 核裂变的链式反应如果不加以控制就会造成惊人的破坏力 151 核电站主要由反应堆回路 汽轮机 发电机回路及辅助设施组成 152 核电站主要由核岛 常规岛和辅助设施组成 153 压水堆的稳压器通过加热和喷淋冷却剂保持回路的温度和压力稳定 154 断裂力学可以对含裂纹构件的安全性和寿命作出定量或半定量的评价和计算 155 可用断裂力学方法对有缺陷部件的安全和寿命作定量或半定量的评估 156 HAF602 要求从事核工业无损检测的人员必须取得资格证书 检测方法分 7 种 157 我国在役和在建核电站均采用法国 RCC M 标准 8 158 ASME 标准是国际标准化委员会发布和推荐的标准 159 核电站是将核能转变为电能的装置 将核能变为热能的部分称为核岛 将核能变为电能的 部分称为常规岛 160 核能发电只能利用核裂变所释放的热能发电 161 所有核电厂的堆型 都必须要有慢化剂降低中子能量 162 为确保核安全 所有部件都应按核安全 地震和质保的最高级别制造和验收 163 压水堆一回路水中加入硼的目的之一是通过调节含硼浓度而控制堆芯的功率 164 堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性 165 我国的核电标准体系中包括原子能法 法规 国标和行业标准 166 ASME 锅炉及压力容器规范是美国机械工程师协会编制的控制设计 制造和检验等质量的 规则 它平衡了用户 制造厂和检验师的要求 也为锅炉及压力容器的使用提供了一定的 安全裕度 167 ASME 规范是世界公认的标准 也是世界上最严的标准 168 我国在用和在建核电站均采用法国 RCC M 标准 169 RCC M 标准包含了 UT RT ET MT PT LT 和 VT 等七种检验方法 170 核电厂经常遇到的是 和中子辐射 171 放射性核素的原子核数目因衰变而减少到它原来的一半所需的时间称为半值层 172 放射性核素的衰变率即所谓的放射性活度 173 放射性照射分为外照射 内照射 表面照射三种 174 内照射的特点是当你离开辐射区域时 就不会对你产生辐射危害 175 不符合项是指性能 文件或程序方面的缺陷 因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定 176 HAF003 对质量保证提出了必须满足的基本要求 9 177 由于时间紧急 可以越过 H 点实施下步活动 178 构件内部存在有微观裂纹是造成构件低应力脆断的直接原因 179 从断裂力学的角度考虑 选材时材料强度越高越好 180 质量保证是一种文件化的管理模式 因此必须尽可能多的编制质量保证程序文件 以便对 所有活动进行控制 181 核电站是以核能转变为电能的装置 将核能变为热能的部分称为核岛 将热能变为电能的 部分称为常规岛 182 核电是释放核子内部能量来发电的 目前释放核子能的方法有裂变和聚变 183 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用 184 核电站常用的低碳钢具有价格低 焊接性能好的优点 185 我国核安全法规 HAF003 等同于 IAEA No 50 C QA 标准 186 我国核安全法规 HAF003 基本等效于 IAEA No 50 C QA 标准 187 我国核行业标准 EJ T1039 1996 规定了无损检测的方法和验收要求 188 核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所 189 常规岛是指汽轮机和发电机的工作场所 并将热能变为电能 190 核电是释放核子内部能量来发电的 释放核子能的方法分为裂变和聚变 191 核电站的设备都应按核安全最高等级制造 192 插入或提升控制捧控制反应堆的反应性 193 目前世界上的核电站主要堆型有轻水堆 重水堆 石墨堆和快堆 194 核电站常规岛就是一个火电厂 195 压水堆核电站由控制捧控制功率 196 压水堆核电站具有生产大量同位素 Co 60 的能力 10 197 质量保证仅是质保部门人员的职能 198 ASME 规范总共 11 卷 其中专门描述核电无损检测的有内容第三卷 第五卷 第十一卷等 199 放射性物质的半衰期随外界的温度压力变化 200 我国核电站全是依据 RCC M 标准设计制造的 201 压水堆核电站停堆检修期间主要存在 射线外照射危害 202 被放射性物质表面污染的物品 不但存在外照射的风险 还存在内照射的风险 203 质量保证部门在处理质量问题时 必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定 204 EJ T1039 是我国核设备制造中的无损检验标准 205 铅是屏蔽射线及中子的最佳材料 206 堆芯中插入或提升控制棒的目的是控制反应堆的反应性 207 压水堆 回路水中加入硼的目的是通过调节含硼浓度而控制堆芯的功率 208 压水堆中稳压器内的水 汽平衡温度的保持是借助于加热和喷淋 209 核电厂的质量保证体系 其作用是确保有计划 有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动 210 我国第一座核电站无损检测主要采用美国 ASME 标准 211 核安全法规 HAF602 规定了从事民用和军事核行业无损检测人员必须具备的条件 212 压水堆核电站中的控制捧其主要功能是调节反应堆的功率 213 当压水堆核电站一回路中的压力升高 稳压器会自动加热来降低回路中的压力 二 二 选择题选择题 1 放射性工作人员年有效剂量限值中应包括 A 天然本底照射 宇宙照射 B 内照射和外照射 C 医疗照射 D 以上都是 B 11 2 放射性工作人员个人剂量检测计佩带位置为 A 左胸侧 B 腰间 C 可能照射最大处 D 无专门规定 A 3 严重程度随剂量而变化 且存在阀值的效应是 A 随机效应 B 确定性效应 C 躯体效应 D 遗传效应 B 4 用来检测 射线或 射线辐射场的物理量是 A 吸收剂量 B 有效剂量 C 照射量 D 剂量当量 C 5 辐射防护实践的正当性是指 A 具有正当的理由 利益大于代价 B 保护环境 保护公众 C 不得损害人的健康 D 以上都不对 A 6 天然辐射源主要来源有 A 宇宙辐射 B 陆地上的辐射源 C 体内放射性物质 D 以上都对 D 7 剂量当量的单位 A 伦琴 B 戈瑞 拉德 C 希沃特 雷姆 D 贝克勒尔 居里 C 8 下列辐射射线源中 电离破坏性最大的是 A x 射线及 Y 射线 B 粒子 C 射线 D 中子 B 9 放射性的强度是用什么来度量的 A 尺寸大小 B 活度 C 源的种类 D 能量 B 10 受照个体本身所产生的效应是 A 遗传效应 B 躯体效应 C 随机效应 D 确定性效应 B 11 在核电站停堆检修期间 外照射的主要来源为 A 中子 B 射线 C 射线 D 射线 B 12 放射性衰变中 原子核数目的减少按什么规律变化 A 指数规律 B 线性规律 C 不确定 D 随时间变化而加快 A 13 松散的表面污染对人具有的风险是 A 外照射 B 内照射 C A B D 无风险 C 14 在 点源与人之间设置 3 个半值层的屏蔽物质 则人员处 射线的强度将减至原来的 A 三分之一 B 六分之一 C 八分之一 D 九分之一 C 15 外照射防护法中在人与源之间设置屏蔽层称为 A 距离防护法 B 时间防护法 C 屏蔽防护法 D 源项控制法 C 16 放射性活度是放射性核素在单位时间内的 A 核反应次数 B 核衰变次数 C 核减少的数目 D 核发射粒子的数目 B 17 不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为 A 放射性衰变 B 放射性 C 放射源 D 同位素 B 18 在人类的生活环境中 受到放射性照射的场合有 A 从事放射性工作 B 接触放射性物质 C 任何时间任何地方 D 以上都是 D 19 对辐射性同位素和射线装置的生产 销售 使用中的放射防护实施监督管理的部门为 A 卫生 环保部门和公安部门 B 公安部门和核工业集团公司 A 12 C 卫生 环保部门和核电站 D 核电站和企业自身 20 放射工作许可登记证 核查周期为 A 每年进行一次 B 每二年进行一次 C 每隔一至二年进行一次 D 每三年进行一次 C 21 核安全法规 HAF003 原则除适用于核电厂外 还适用于 A 核供热堆 B 军用核反应堆 C 移动式反应堆 D 以上都是 A 22 质量保证中的实体 可以是 A 具体的产品 B 组织 C 过程 D 以上都是 D 23 营运单位制定的建造阶段质量保证大纲 须由什么部门审查认可 A 核安全部门 B 卫生部门 C 中核集团公司 D 技监局 A 24 质量保证大纲文件体系包括 A 质保大纲和程序 B 管理性和技术性文件 C 检验规程和标准 D 以上都不对 B 25 大纲程序的基本内容有 A 目的和范围 B 责任 C 正文描述 D 以上都是 D 26 质量保证记录分为 A 临时性和长期记录 B 文件化和表格化记录 C 永久性和非永久性记录 D 档案性和资料性记录 C 27 无损检测工艺规程为 A 管理性文件 B 标准化文件 C 技术性文件 D 以上都不是 C 28 通过质量保证 促进达到质量要求的途径是 A 确定所要求的技能 B 选择合格的人员使用适当的设备 C 明确承担任务者的个人职责 D 以上都是 D 29 凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 A 有章可循 B 有人负责 C 有据可查 D 以上都是 D 30 文件控制的主要措施有 A 编 审 批制度 B 发布和分发制度 C 变更控制制度 D 以上都是 D 31 在核电厂运行的三大目标中 最基本的考虑是 A 经济性 B 安全性 C 可靠性 D 以上三种都是 D 32 质量保证大纲实施的独立评价有 A 内外部监查 B 监督监查 C 技术审查和同行评估 D 以上都是 D 33 质量保证大纲的有效实施取决于工作的 A 管理人员 B 执行人员 C 检验人员 D 上述三类人员 D 34 质量保证大纲应包括两类活动 它们是 A 生产活动和管理活动 B 验证活动和管理活动 C 生产活动和验证活动 D 质量控制和质量保证 C 35 在质量计划上设置了需要事先通知的控制点是 A H 和 R 点 B H 和 W 点 C W 和 R 点 D H W 和 R 点 B 13 36 记录是质量的客观证据 因此记录必须 A 字迹清楚 B 内容完整 C 与所记述的物项相对应 D A B C D 37 质量保证大纲是指 A 质保手册 工作程序 指令等一整套文件 B 为保证实现质量而制定和实施的全部活动 C 检查和试验计划 进度控制 D 执行检验的方法 B 38 质量保证活动是一种有效的管理 它是 A 全过程的管理 B 针对某一过程的管理 C 柔性的管理 D 以上都不正确 A 39 蒸汽发生器中一 二次侧介质的隔离屏障之一是 A 传热管 B 筒体组件 C 下封头 D 上封头 A 40 剂量当量的单位是 A 伦琴 B 戈瑞 拉德 C 希沃特 雷姆 D 贝克勒尔 居里 C 41 压力容器的活性区在压力作用下 受中子辐射 其脆性转变温度将会 A 降低 B 升高 C 不变 D 不一定 B 42 反应堆冷却剂系统 RCP 的主要功能为 A 压力控制功能 B 裂变产物放射性屏障 C 温度控制功能 D 把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽发生器 D 43 在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢的目的在于 A 屏蔽中子辐照 B 减少冷却剂的腐蚀及材料因氢化而变脆 C 增强容器强度 D 提高容器气密性 防止泄漏 B 44 放射性的活度是指 A 单位时间粒子数 B 单位时间的衰变数 C 单位面积上的衰变数 D 单位面积上的静态力 B 45 利用堆内产生的蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫 A 压水堆 B 快中子增殖堆 C 沸水堆 D 重水堆 C 46 选择质量控制的 三点 中的 H 点是 A 提供数据点 B 停工待检点 C 见证点 D 机动点 B 47 核电站一回路系统中常用的结构材料是 A 锻钢 铸钢 结构钢 B 低碳钢 中碳钢 高碳钢 C 碳钢和低合金钢 不锈钢 镍基合金 D 钛合金 C 48 核电站机械设备的主要材料是 A 炭钢 低合金钢 不锈钢 B 钢 不锈钢 有色金属 C 钢 有色金属 有机材料 D 以上都不对 A 49 辐射防护的原则 A 正当化 B 最优化 C 个人剂量限值 D 以上都是 D 50 放射性的强度是用什么来度量的 A 能量 B 源的尺寸大小 C 活度 D 源的种类 C 51 压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制的 还可以通过调节冷却剂中的什么参数来控 D 14 制 A 压力 B 温度 C 流量 D 硼浓度 52 详细说明一项活动目的和范围 规定在什么时候 什么地方 由谁怎样执行这项活动 称 为 A 质量保证 B 质量控制 C 程序 D 监督 C 53 在役检查注重检查的缺陷是 A 裂纹B 气孔 C 夹渣D 设备结构 A 54 放射性工作人员年有效剂量限值中应包括 A 天然本底照射 宇宙照射 B 内照射和外照射 C 医疗照射 D 以上都是 B 55 实施文件分发控制的主要目的为 A 上级领导的要求 B 使参与活动的人员能得到有效的文件 C 档案管理的要求 D 以上都不对 B 56 质量保证大纲文件体系包括 A 质保大纲和程序 B 管理性和技术性文件 C 检验规程和标准 D 以上都不对 B 57 核电站的构成 A 核蒸汽供应系统 B 发电系统 C 辅助系统 D 以上都是 D 58 当前核电站利用核能的方式是 A 可控核裂变反应 B 不可控核裂变反应 C 核聚变反应 D 核化合反应 A 59 核电站反应堆压力容器和蒸发器所用的锻钢件是 A 碳钢 B 低合金钢 C 不锈钢 D 高合金钢 B 60 受力构件受到中子辐照后 其脆性转变温度将会 A 降低 B 不变 C 升高 D 无规律 C 61 电离辐射按其照射方式可分为 A 外照射和表面照射 B 外照射和内照射 C 环境辐射和直接照射 D 以上都不对 B 62 电离辐射时 按其照射方式可分为 A 外照射和内照射 B 表面辐射和内照射 C 表面辐射和外照射 D 强照射和弱照射 A 63 质量保证大纲实施的评价大致可分为 A 自我评价和独立评价 B 独立评价和内外部监查 C 监督监查和同行评估 D 技术审查和同行评估 A 64 无损检测的操作规程要求 A 对检验对象的描述 B 对检验设备和方法的描述 C 对检验过程及结果记录等的描述 D 以上都是 D 65 对工作质量负主要责任的人是 A 检验人员 B 工作执行人员 C 管理人员 D 上级主管部门 B 15 66 金属材料的断裂韧性 KIC值与什么因素有关 A 金属材料本身的性质 B 外加的应力和受力方式 C 几何形状和裂纹大小 D 以上都是 A 67 压水堆核电站中 用以减轻事故后果的设备称之为核安全 A 1 级部件 B 2 级部件 C 3 级部件 D 4 级部件 B 68 核电站中防止事故发生和减轻事故后果的设备和部件称为 A 一级部件 B 二级部件 C 三级部件 D 四级部件 B 69 压水堆和沸水堆都属于 A 轻水堆 B 气冷堆 C 石墨堆 D 重水堆 A 70 核电是一种干净 安全 运行经济 负荷因子高和调控能力强的 A 可持续发展的能源 B 裂变能 C 太阳能 D 无机能 A 71 核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用 A 过热蒸汽 B 饱和蒸汽 C 不锈钢 D 核反应 B 72 在下列金属材料中最容易产生再热裂纹的是 A 低碳钢 B 低合金钢 C 不锈钢 D 与材料无关 C 73 我国标准 核电厂核岛机械设备无损检测规范 的标准号是 A GB1039 1996 B EJ1041 1996 C GB T1041 1996 D EJ T1039 1996 D 74 压水堆核电站运行经验表明 在主设备中易发生破损事故的是 A 压力容器中的驱动机构 B 主管道中的支座管道 C 蒸汽发生器中的传热管 D 稳压器中的波动管 C 75 不锈钢及镍基合金材料容易产生应力腐蚀的要素是 A 特定环境 B 拉应力 C 特定的合金成份和结构 D 以上都是 D 76 核电站奥氏体不锈钢管道焊缝 在运行过程中最容易产生的缺陷是 A 热疲劳裂纹 B 低周疲劳裂纹 C 辐照脆化和时效老化 D 晶间应力腐蚀裂纹 D 77 在当前的核电站中 把核能转为热能的方式是 A 化学的合成 B 物理化学的转换 C 核裂变 D 核聚变 C 78 质量保证部门在处理质量问题时 行使质量管理职权应 A 与各部门协商一致后 B 服从经济和进度后 C 听从最高领导指挥后 D 独立地 客观地 D 79 中华人民共和国环境保护法是由 A 国务院发布的行政法规 B 人大常委会通过并发布的法律 C 国家环保总局发布的规章 D 国家核安全局发布的法规 B 80 释放核子内部能量的方法 A 裂变 B 聚变 C 中子 D A 和 B D 81 核电站构成 A 核岛 B 常规岛 C BOP 系统 D 以上全部 D 82 堆焊层采用奥氏体不锈钢的主要原因 C 16 A 增加传热性能 B 增强设备韧性 C 耐腐蚀性 D 以上都对 83 重水反应堆利用的核燃料 A 浓缩 U235 B 天然铀 C 中子源 D 都可用 B 84 我国 核电厂质量保证安全规定 是以下面哪种文件与蓝本制订的 A 美国联邦法规 10CFR50 B 国际原子能机构 50 C QA C 我国原子能法 D 以上都不是 B 85 质量保证体系文件包括 A 管理性文件 B 技术性文件 C A B 都是 D A B 都不是 C 86 核电厂主要放射性物质有 A 裂变产物 B 活化产物 C 活化的腐蚀产物 D 以上都有 D 87 对不同类型的辐射 射线引起的外照射的防护较容易的是 A B C D 不一定 C 88 对受控辐射源而言 辐射防护的原则是 A 辐射实践的正当性 B 辐射防护的最优化 C 个人剂量限性 D 以上都是 D 89 蒸汽发生器中一 二次侧介质的隔离屏障之一是 A 传热管 B 筒体组件 C 下封头 D 上封头 A 90 重水堆型是属于 A 热中子反应堆 B 快中子反应堆 C 示范堆 D 原型堆 A 91 目前核电站把核能转为热能 通常的反应形式为 A 核聚变 B 核裂变 C 化学合成 D 物理能量转换 B 92 核压力容器与常规压力容器在运行中 最显著的差别是 A 受高温 B 受高压 C 受循环载荷 D 受中子与 射线辐射 D 93 当外来中子轰击原子核时 产生链式裂变反应 致使原子核 A 释放出巨大能量 B 分裂和放出中子 C 发生放射性辐射 D 以上都是 D 94 压水堆核电站中反应堆压力容器 稳压器 蒸发器等组成的回路 叫 A 一回路 B 二回路 C 一次侧 D 二次侧 A 95 用于核反应堆的核燃料为 A 钴 60 B 铱 192 C 铀 235 D 碳 14 C 96 压水堆核电站核岛部分回路有 A 一回路 B 汽轮机回路 C 发电机回路 D 以上都有 A 97 通过质量保证 达到质量要求的途径是 A 确定所要求的技能 B 选择合格的人员使用适当的设备 C 明确承担任务者的个人职责 D 以上都是 D 98 放射工作人员的平均年照射的最大允许剂量当量为 A 100mRem B 50Rem C 20mSv D 100mSv C 99 工程构件在运行中突然发生断裂的事故 断裂的主要形式是 A 17 A 低应力脆断 B 疲劳断裂 C 应力腐蚀 D 以上都是 100 从事核工业无损检测的人员要进行核专业培训的依据是 A GB 9445 无损检测人员资格鉴定与认证 B HAF 602 民用核承压设备无损检测人员培训 考核和取证管理办法 C 中核总电发 1998 6 号文 核工业无损检测人员资格鉴定管理办法 D 以上都是 D 101 我国核工业无损检测人员取证的依据标准与法规是 A HAF602 B CNNC 1998 6 号文 C GB 9445 D 以上都对 D 102 为确定流体包容部件边界的设计要求 将安全等级分为 A 三级 B 四级 C 五级 D 六级 A 103 核工业无损检测人员技术资格笔试包括 A 核工业基本知识 B 无损检测通用技术 C 核工业无损检测技术 D 以上都有 D 104 根据国外对压水堆核电厂事故统计表明 在一回路核设备中发生事故最高的设备部件为 A 压力容器封头 B 稳压器电加热器 C 冷却主泵壳体 D 蒸汽发生器传热管 D 105 压水堆核电站中 防止裂变产物逸出的设备称之为核安全 A 1 级部件 B 2 级部件 C 3 级部件 D 4 级部件 A 106 核电站的潜在危险是 A 战争 B 核燃料短缺 C 放射性核素外溢 D 裂变反应 C 107 我国核电厂核岛机械设备在役检查规则是 A EJ T 1041 B EJ T 1039 C ASME D RCC M A 108 ASME 锅炉及压力容器规范第 V 卷 B 分册是 A 非强制性标准 B 非强制性附录 C ASTM 标准 D 验收准则 A 109 核工业无损检测人员资格鉴定的无损检测方法有 A 5 种 RT UT ET MT PT B 7 种 RT UT ET MT PT LT VT C 2 种 表面方法 体积方法 D 9 种 RT UT ET MT PT LT VT TM AE B 110 核总电发 1998 6 号文规定需要资格鉴定考核取证的证件有 A 7 种 B 5 种 C 4 种 D 10 种 A 111 表面污染的主要危害表现在 A 可能食入 吸入 B 皮肤渗透 C 外照射 D 以上都有 D 112 核电厂主要放射性物质有 A 裂变产物 B 活化产物 C 活化腐蚀产物 D 以上都有 D 113 用于外照射个人剂量监测的法定剂量计为 A TLD 热释光剂量计 B 电子剂量计 DM 91 C WBC 全身计数器 D 以上都可以 A 18 114 选择质量控制的 三点 中的 W 点是 A 提供数据点 B 停工待检点 C 见证点 D 机动点 C 115 国家核安全局发布的核安全法规代码为 A GB T B HAF C IAEA D EJ B 116 无损检测活动质量保证的主要作用为 A 使 NDT 活动在受控条件下进行 B 及时发现工件中的缺陷 C 消除缺陷并执行纠正措施 D 以上都不对 A 117 通过质量保证 促进达到质量要求的途径是 A 确定所要求的技能 B 选择合格的人员使用适当的设备 C 明确承担任务者的个人职责 D 以上都是 D 118 从断裂力学的角度而言 应着重提高 NDT 方法的 A 记录准确度 B 检测灵敏度 C 定位 定量精度 D 自动化程度 C 119 工程上常把金属材料的性能分为 A 机械性能 B 物理性能 C 工艺性能 D 以上都对 D 120 核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是 A 提高抗拉强度 B 提高耐腐蚀 C 提高耐磨性 D 以上都对 B 121 我国对放射工作实行什么样的管理制度 A 许可登记制度 B 备案制度 C 审批备案制度 D 合同管理制度 A 122 金属材料中产生冷裂纹一般应满足的条件为 A 材料中含氢 B 材料中具有淬硬组织 C 材料中存在残余应力 D 以上都是 D 123 我国标准 核电厂核岛机械设备无损检测规范 的标准号是 A GB1039 1996 B EJ1041 1996 C GB T1041 1996 D EJ T1039 1996 D 124 我国自行研制建造的第一座核电站是 A 重水堆 B 压水堆 C 石墨堆 D 熔盐堆 B 125 秦山三期核电站采用的堆型是 A 重水堆 B 压水堆 C 石墨堆 D 熔盐堆 A 126 压水堆核电站中设备的核安全级别有 A 1 级部件 B 2 级部件 C 3 级部件 D 以上都是 D 127 我国核工业无损检测人员取证的依据标准与法规是 A HAF602 B CNNC 1998 6 号文 C GB 9445 D 以上都对 D 128 合格的仪器应具备 合适的量程 B 适当的精度和准确度 C 正确的型号 D 以上都是 D 129 核安全法规 HAF003 是 A 强制执行文件 B 参考性文件 C 指导性文件 D 以上说法都不正确 A 130 金属材料在制造工艺工程中裂纹的产生形式有 A 热裂纹 B 冷裂纹 C 再热裂纹 D 以上都有 D 131 用中子轰击原子核产生链式裂变则 D 19 A 释放出巨大能量 B 分裂和放出中子 C 发生放射性辐射 D 以上都是 132 目前核电站把核能转为热能 通常反应形式为 A 核聚变 B 核裂变 C 化学合成 D 物理能量转换 B 133 当外来中子轰击原子核时 产生链式裂变反应 致使原子核 A 释放能量 B 分裂和放出中子 C 发出放射性辐射 D 以上都是 D 134 选择质量控制的 三点 中的 W 点是 A 提供报告点 B 停工待检点 C 见证点 D 机动点 C 135 通过质量保证 促进达到质量要求的途径是 A 确定所要求的技能 B 选择合格的人员使用适当的设备 C 明确承担任务者的个人职责 D 以上都是 D 136 工程构件在运行中发生断裂事故的主要原因是 A 低应力脆断 B 疲劳断裂 C 应力腐蚀 D 以上都是 D 137 核总电发 1998 6 号文规定核工业无损检测人员资格考试的内容包括 A 通用技术 B 核工业专门知识 C 实践能力 D 以上都是 D 138 核电是一种干净 安全 运行经济 负荷因子高和调控能力强的 A 可持续发展的能源 B 裂变能 C 太阳能 D 无机能 A 139 我国核电站建设质量保证依据法规是 A ISO9000 B HAF003 C CNNC 1998 6 号文 D IAEA50 C QA B 三 三 问答题 共问答题 共 5 5 题 每题题 每题 4 4 分 分 1 为什么要选择压水堆为主的核电发展方针 2 核反应堆的主要功能有哪些 1 1 内照射的防护手段有哪些 内照射的防护手段有哪些 答 防止吸入被放射性物质污染的空气 防止食入被放射性物质污染的食物和水 或者口腔接触了被污染的器具和物品 防止接触放射性物质 导致放射性物质从破损的皮肤直接进入体内 或者通过完好的皮肤渗透入 体内 2 2 辐射防护的目的 辐射防护的目的 答 辐射防护目的在于防止有害的确定性效应的发生 并将随机性效应的发生率降低到 合理可行尽量低的水平 3 3 辐射防护有哪些基本原则 辐射防护有哪些基本原则 答 辐射实践的正当化 辐射防护的最优化 个人剂量限值 4 4 何谓放射性核素 它有哪三个主要特征 何谓放射性核素 它有哪三个主要特征 答 具有相同原子序数和相同原子质量的同一类原子为一种核素 核素有的稳定 有的不稳定的 不稳 定的核素被称之为放射性核素 放射性核素具有三个主要特性 1 放射性核素能自发地放出射线 并同时变成另一种核素 2 放射性核素具有一定的半衰期 T1 2 3 放射性原子核数目的衰减服从指数衰减规律 3 3 质量保证大纲文件可分为那三个层次 质量保证大纲文件可分为那三个层次 20 答 质量保证大纲概述 简称大纲 管理性文件 详细工作文件 即技术性文件 4 4 什么是质量保证记录 分那二类 什么是质量保证记录 分那二类 答 记录是为各种物项的质量和影响质量的活动提供客观证据的文件 它分为两大类 即永久性记录和 非永久性记录 5 5 质量保证记录的要求是什么 质量保证记录的要求是什么 答 所有的质量保证记录都必须字迹清楚 完整 与所记述的物项或服务和对应和相符合 而且记录应 妥善保存 使其处于良好的状态 6 6 不符合项分几类 不符合项分几类 P14 P14 答 不符合项分三类 第一类 为一般不符合项 第二类 为较大不符合项 第三类 为重大 或称严 重 不符合项 7 7 什么是第一类不符合项及其特征 什么是第一类不符合项及其特征 答 这类不符合项属于较小的 偶然的偏差 经过返工后可使不符合项满足规定的要求 这类不符合项不会影响物项的性能及其作用 也不会对其它物项或电厂的安全性和可用率造成影响 8 8 对不符合项的处理有哪几种方式 对不符合项的处理有哪几种方式 P16 P16