核工業(yè)基本知識(shí)復(fù)習(xí)題新

1、（十 ）（十 ）（十 ）（一）（一）（十 ）（十 ）（十 ）（十 ）（十 ）（一）（十 ）（十 ）（十 ）核工業(yè)基本知識(shí)復(fù)習(xí)題是非題一、核能基礎(chǔ)知識(shí)1,核能是一種可持續(xù)發(fā)展的能源，通過(guò)幾十年經(jīng)驗(yàn)總結(jié)證明，核能是安全、 經(jīng)濟(jì)、干凈的能源。2,核能是一種可持續(xù)發(fā)展的能源，具優(yōu)越性是干凈、經(jīng)濟(jì)、負(fù)荷因子高和功 率調(diào)節(jié)能力強(qiáng)。3 .核電站具有安全、經(jīng)濟(jì)、負(fù)荷因子高和污染少等優(yōu)點(diǎn)。4 .我國(guó)目前投入商業(yè)運(yùn)行的核電站都是輕水堆型。5,核能是原子核內(nèi)部的化學(xué)反應(yīng)釋放出來(lái)的能量。6,核能是由質(zhì)量轉(zhuǎn)換出來(lái)的，符合愛(ài)因斯坦的著名公式E=mco7.核電是釋放核子內(nèi)部能量來(lái)發(fā)電的，目前釋放核子能的方法是裂變。8,我國(guó)

2、當(dāng)前核電站的主要堆型是輕水壓水堆。9,我國(guó)壓水堆核電站中所使用的冷卻劑和載熱劑也是降低裂變的中子能量 的慢化劑。10 .核電站的類(lèi)型是由核反應(yīng)堆堆型確定的，目前世界上的核電站堆型僅有輕 水堆、重水堆。11 .核島是發(fā)生核裂變并將核能變?yōu)闊崮艿膱?chǎng)所。12 .核電站的常規(guī)島就是常規(guī)的火電站。13 .核電站主要由核島、常規(guī)島和輔助設(shè)施組成。14 .核電站按冷卻劑分類(lèi)有水堆、氣堆、液態(tài)金屬堆和熔鹽堆。15 .核電安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包殼、一回路壓力邊界和安全 殼。16,秦山一期核電站反應(yīng)堆是用輕水作為慢化劑和冷卻劑的。（+ ）17.鈾235鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)是核能發(fā)電的物理基礎(chǔ)。（+ ）18,

3、秦山三期核電站反應(yīng)堆是用重水作為慢化劑，輕水作為冷卻劑的。（一）19 .全世界當(dāng)前擁有的核電站數(shù)量已超過(guò) 400座。（+ ）20 .當(dāng)前核電站單機(jī)容量最大的核電站是重水堆核電站。（一）21 .目前大部分壓水堆核電站的燃料棒包殼由結(jié)合金管制成。（+ ）22 .壓水堆核電站中的蒸汽發(fā)生器具主要作用是將一回路高溫高壓的水轉(zhuǎn)變（+ ）成二回路蒸汽。23 .核電站I級(jí)部件是最重要的安全部件，它是防止事故發(fā)生和減輕事故后果（一）的部件。24 .核安全是指完成正確的運(yùn)行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果，從而實(shí)現(xiàn)廠(chǎng)（+ ）區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過(guò)量輻射危害。25 .核電站由核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)和一個(gè)發(fā)電系統(tǒng)及維護(hù)和保障

4、這二個(gè)系統(tǒng)正常（+ ）運(yùn)行的服務(wù)系統(tǒng)構(gòu)成。26 .核電廠(chǎng)是以“反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)”代替火電廠(chǎng)的鍋爐裝置產(chǎn)生蒸汽去驅(qū)動(dòng)（+）汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。27 .壓水堆可以通過(guò)調(diào)節(jié)控制棒和冷卻劑中的含硼濃度來(lái)控制反應(yīng)堆功率。（+）28 .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。（+）29 .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。（+）30 .前蘇聯(lián)于1954年建成的第一座核電站，開(kāi)辟了人類(lèi)和平利用原子能的先（+）河。31 .穩(wěn)壓器是用來(lái)輸送高溫高壓的冷卻劑，使其強(qiáng)迫循環(huán)流動(dòng)，連續(xù)不斷地將（一）反應(yīng)堆中產(chǎn)生的熱能輸送到蒸汽發(fā)生器，以保證一回路系統(tǒng)正常工作的重要設(shè)備。32 .我國(guó)現(xiàn)階段

5、發(fā)展核電以“重水堆”為主。（）二、輻射防護(hù)知識(shí)三、質(zhì)量保證知識(shí)四、核用材料知識(shí)33 .材料表面抵抗局部塑性變形的能力稱(chēng)為強(qiáng)度。（一）34 .硬度是材料抵抗壓陷和磨損的能力，用它來(lái)衡量金屬的軟硬程度。（+ ）35 .從斷裂力學(xué)的角度考慮，選材時(shí)材料強(qiáng)度越高越好。（一）36 .核用金屬材料必須對(duì)鉆、硼等雜質(zhì)元素含量嚴(yán)加限制。（+ ）37 .不銹鋼通過(guò)淬火提高強(qiáng)度和硬度。（一）38 .鋼中的白點(diǎn)是殘留氫與應(yīng)力集中相互作用產(chǎn)生的。（+ ）39 .核電站核I級(jí)設(shè)備所使用的材料不一定要求應(yīng)具有良好的抗輻照性能。（一）40 .核電站所使用的材料都應(yīng)具有良好的抗輻照性能（一）41 .斷裂力學(xué)將材料看作裂紋體，

6、進(jìn)而對(duì)裂紋尖端進(jìn)行力學(xué)分析，定量地確定（+）材料中裂紋的擴(kuò)展規(guī)律的一門(mén)學(xué)科。42 .斷裂的基本類(lèi)型有張開(kāi)型裂紋（I型）；滑開(kāi)型裂紋（II型）；撕開(kāi)型裂紋 （十） （III型）三種。43 .斷裂的基本類(lèi)型有三種，張開(kāi)型裂紋（I型）；滑開(kāi)型裂紋（II型）；撕開(kāi) （一） 型裂紋（III型），在工程構(gòu)件內(nèi)部，滑開(kāi)型裂紋是最危險(xiǎn)的，容易引起低 應(yīng)力脆斷。44 .反應(yīng)堆壓力容器活性區(qū)處在強(qiáng)中子輻照下，這種輻照導(dǎo)致材料的脆性轉(zhuǎn)變（+ ）溫度升高，縮短運(yùn)行壽命。45 .制造壓力殼的材料，對(duì)Co和B含量的嚴(yán)格控制的目的是為了減少放射性，（一）避免吸收中子和提高抗拉強(qiáng)度。46 .高強(qiáng)度低合金鋼中硫和磷元素能起到細(xì)

7、化晶粒的作用。（一）47 .核級(jí)材料應(yīng)嚴(yán)格控制化學(xué)成分，減少夾雜，提高抗輻照能力。（+）五、核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)基本條件與要求48 .核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)是工業(yè)探傷技術(shù)在核工業(yè)領(lǐng)域的應(yīng)用，應(yīng)特別注意核安全（+ ）與核防護(hù)要求。49 .應(yīng)用無(wú)損檢測(cè)最主要的目的在于安全和預(yù)防事故的發(fā)生。（+）50 . I級(jí)人員應(yīng)了解所從事檢測(cè)方法的基本原理及其應(yīng)用，能調(diào)整和正確使用（十）檢測(cè)設(shè)備，在II、III級(jí)人員的指導(dǎo)下，根據(jù)檢測(cè)規(guī)程等文件要求進(jìn)行檢 測(cè)操作，并記錄檢驗(yàn)結(jié)果。51 .核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員資格鑒定管理辦法中對(duì) 7種檢測(cè)方法規(guī)定了必須培訓(xùn)（+）和鑒定考試的要求。52 .核工業(yè)七大常規(guī)無(wú)損檢測(cè)方法是指射線(xiàn)檢測(cè)、超

8、聲檢測(cè)、渦流檢測(cè)、滲透 （+） 探傷、磁粉探傷、目視檢測(cè)和泄漏檢測(cè)技術(shù)。53 .核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員資格證書(shū)的有效期為五年。（+ ）54 .持有核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)資格證書(shū)的人就可以進(jìn)行核設(shè)備的無(wú)損檢測(cè)操作。（-）六、核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)55 .在役檢查的可達(dá)性是要求受檢部位、人員及設(shè)備的工作空間和通道滿(mǎn)足（+ ）HAD103/07的有關(guān)規(guī)定。56 .核安全文化強(qiáng)調(diào)安全文化既是態(tài)度問(wèn)題，又是體制問(wèn)題，即和單位有關(guān)，（+ ）又和個(gè)人有關(guān)。57 .標(biāo)準(zhǔn)是對(duì)重復(fù)性事物和概念所做的統(tǒng)一規(guī)定。（+ ）單項(xiàng)選擇題、核能基礎(chǔ)知識(shí)1 .核電是一種干凈、安全、運(yùn)行經(jīng)濟(jì)、負(fù)荷因子高和調(diào)控能力強(qiáng)的A.可持續(xù)發(fā)展的能源B.聚變能

9、 C.太陽(yáng)能 D.無(wú)機(jī)能2 .我國(guó)自行研制建造的第一座核電站秦山核電站是：A.重水堆B .壓水堆 C .石墨堆 D .熔鹽堆3 .壓水堆和沸水堆又稱(chēng)為A.石墨堆 B .氣冷堆 C .輕水堆 D .鈉堆4 .核電站的構(gòu)成：A、核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)B、發(fā)電系統(tǒng)C、輔助系統(tǒng)D 、以上都是5 .壓水堆核電站中設(shè)備的核安全級(jí)別有：A. I級(jí)部件 B . II級(jí)部件 C . III級(jí)部件 D .以上都是6 .當(dāng)前核電站利用核能的方式是：A.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)7 .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8 .壓水堆

10、核電站運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)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(dòng)機(jī)構(gòu)B 、主管道中的支座管道G蒸汽發(fā)生器中的傳熱管D、穩(wěn)壓器中的波動(dòng)管(A )(B )(C )(D )(D )(A )(A )(C )(D )9 .壓力容器與一般壓力容器在運(yùn)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 .受中子與丫射線(xiàn)輻射10 .壓水堆核電站中，防止和減輕核事故后果的設(shè)備屬于：A.核I級(jí)部件 B. 核II級(jí)部件C.核III級(jí)部件 D. 核IV級(jí)部件11 .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(yùn)行時(shí)產(chǎn)生的熱量傳輸給

11、蒸汽發(fā)生器(C )(B )(B )(C )12 .核電站的潛在危險(xiǎn)是A.戰(zhàn)爭(zhēng)B.核燃料短缺C.放射性核素外溢 D.裂變反應(yīng)13 .核電廠(chǎng)常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因?yàn)槭褂肁.過(guò)熱蒸汽 B.飽和蒸汽 C.不銹鋼 D.核反應(yīng)14 .重水反應(yīng)堆利用的核燃料：A、濃縮L238 B、天然鈾 C、中子源 D、都可用15 .壓水堆核電廠(chǎng)的三道安全屏障中的第三道安全屏障是：A.核燃料元件包殼B .反應(yīng)堆壓力殼和一回路壓力邊界C.反應(yīng)堆安全殼D .蒸汽發(fā)生器傳熱管16 .用低濃集鈾作核燃料并用輕水作慢化劑和冷卻劑的壓水反應(yīng)堆，它由：A.堆芯部件、壓力容器和控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)等主要設(shè)備部件組成B.壓力容器、蒸汽

12、發(fā)生器、主泵和穩(wěn)壓器等主要設(shè)備部件組成C.核反應(yīng)堆、一回路系統(tǒng)和輔助回路系統(tǒng)等主要設(shè)備和系統(tǒng)組成D.核反應(yīng)堆、一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)等主要設(shè)備和系統(tǒng)組成17 .哪些是執(zhí)行防止裂變產(chǎn)物逸出功能的設(shè)備A.安全1級(jí)部件 B .安全2級(jí)部件C安全3級(jí)部件 D .安全4級(jí)部件18 .核電站分為重水堆、石墨堆和鍍堆是按什么分類(lèi)的A.中子能量 B .燃料 C .冷卻劑 D .慢化劑19 .按核燃料分，反應(yīng)堆可分為：A.天然鈾堆、濃縮鈾堆和缽堆B.水堆，氣堆、液態(tài)金屬堆和熔鹽堆C重水堆、輕水堆、石墨堆和鍍堆D.熱中子堆、超中子堆、快中子堆和混合譜堆20.壓水堆中，中子轟擊重金屬核 U235,核分裂成2半，同時(shí)

13、釋放出：A. 2個(gè)以上的中子和 a粒子 B . 2個(gè)以上的中子、a和0粒子C. 2個(gè)以上的中子、a、0 和丫粒子 D . a、0和丫粒子二、輻射防護(hù)知識(shí)三、質(zhì)量保證知識(shí)四、核用材料知識(shí)21 .金屬抵抗永久變形和斷裂的能力稱(chēng)為：A.強(qiáng)度 B .塑性 C .硬度 D .彈性22 .什么是材料經(jīng)受永久變形而又不致斷裂的能力？A.塑性B .強(qiáng)度 C .硬度 D .韌性23 .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(huì)：A.降低 B .升高 C .不變D .不一定24 .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(qiáng)

14、容器強(qiáng)度D .提高容器氣密性，防止泄漏25 .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(qiáng)設(shè)備韌性 C、耐腐蝕性D、以上都對(duì)26 .鋼中產(chǎn)生白點(diǎn)的原因是因?yàn)槠渲泻幸欢ǖ模篈.氮 B .碳 C. 氫 D .硫27 .核電設(shè)備常用的金屬材料不包括：A.碳鋼 B .鋁合金 C .不銹鋼 D .低合金鋼28 .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29 .制造核反應(yīng)堆壓力容器用的鋼材是：A,不銹鋼 B .高碳鋼 C .低合金鋼 D .高合金鋼30 .核電站奧氏體不銹鋼管道焊縫，在運(yùn)行過(guò)程中最容易產(chǎn)生的缺陷是：(C )(A )(A

15、 )(B )(B )(C )(C )(B )(B )(C )(D )A.熱疲勞裂紋B.低周疲勞裂紋C.輻照脆化和時(shí)效老化D .晶間應(yīng)力腐蝕裂紋31 .不銹鋼及鍥基合金材料容易產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕的要素是：A、特定環(huán)境B 、拉應(yīng)力G特定的合金成份和結(jié)構(gòu)D、以上都是32 .在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生品間應(yīng)力腐蝕裂紋的是:A.低碳鋼 B.低合金鋼 C.不銹鋼 D.與材料無(wú)關(guān)33 .金屬材料在制造工藝過(guò)程中，裂紋產(chǎn)生的形式有A.熱裂紋 B. 冷裂紋 C.再熱裂紋D. 以上都有34 .金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿(mǎn)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35 .核電站的主

16、要機(jī)械設(shè)備用材是：A.碳鋼、低合金鋼、不銹鋼 B.C.低碳鋼、有色金屬、有機(jī)材料36 .根據(jù)受力情況最危險(xiǎn)的裂紋是：A、張開(kāi)型（I型）BG撕裂型（田型）D37 .核電設(shè)備運(yùn)行后常見(jiàn)的裂紋是：A.疲勞裂紋B ,應(yīng)力腐蝕裂紋38 .金屬材料在制造工藝過(guò)程中，裂,A.熱裂紋 B. 冷裂紋鋼、不銹鋼、有色金屬D. 以上都不對(duì)、滑移型（n型）、以上都一樣C .晶間應(yīng)力腐蝕裂紋 D .以上都是工生的形式有C. 冉熱裂紋 D. 以上都有39 .將鋼加熱到一定的溫度，保溫一定的時(shí)間后緩慢冷卻，以獲得接近平衡狀態(tài)組織的熱處理工藝，稱(chēng)為退火其主要目的是:A.細(xì)化晶粒，消除應(yīng)力，降低硬度，改善加工性能B.細(xì)化晶粒，

17、消除應(yīng)力，提供硬度，改善表面質(zhì)量C.細(xì)化晶粒，消除應(yīng)力，提高硬度，改善加工性能D.細(xì)化晶粒，消除應(yīng)力，降低硬度，改善表面質(zhì)量(D)40 .鋼的熱處理包括：A.淬火 B.回火 C. 退火 D. 以上全部五、核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)基本條件與要求41 .民用核承壓設(shè)備無(wú)損檢測(cè)人員培訓(xùn)、考核和取證管理辦法是A. HAF602 B . HAF603 C . HAF601 D . HAF00342 .核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)管理辦法規(guī)定I級(jí)人員執(zhí)行無(wú)損檢測(cè)的主要職責(zé)是:A.根據(jù)檢測(cè)規(guī)程等文件要求進(jìn)行檢測(cè)操作，記錄檢測(cè)結(jié)果。B.編制檢測(cè)規(guī)程或工藝卡，記錄并解釋檢測(cè)結(jié)果，撰寫(xiě)與簽發(fā)檢測(cè)結(jié)果報(bào)告。C.制定驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)，對(duì)檢測(cè)結(jié)果進(jìn)行解釋和綜合評(píng)定。D.以上都是43.核總電發(fā)【1998】6號(hào)文規(guī)定需要資格鑒定考核取證的證件有:A. 7 種 B . 5 種 C . 4 種 D . 10 種44.核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員技術(shù)資格等級(jí)中的高級(jí)證書(shū)是:A. I 級(jí) B . II 級(jí) C . III 級(jí) D . IV 級(jí)45.從事核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)的人員要進(jìn)行核專(zhuān)業(yè)培訓(xùn)的依據(jù)是A. GB-9445無(wú)損檢測(cè)人員資格鑒定與認(rèn)證B. HAF-602民用核承壓設(shè)備無(wú)損檢測(cè)