核工業(yè)基本知識(shí)試題匯總

1、一、是非題核電基本知識(shí)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?能的部分稱為常規(guī)島。 TOC o 1-5 h z 重水堆冷卻劑和載熱劑是去離子水。（一）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。（+ ）由國(guó)家核安全局制定頒發(fā)的安全法規(guī)都是指導(dǎo)性文件。（一）斷裂力學(xué)可以對(duì)含裂紋構(gòu)件的安全性和壽命作出定量或半定量的評(píng)價(jià)和計(jì)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(diǎn)。（+ ）所有核電廠的堆型都必須要有慢化劑降低中子的能量。（一）核電站壓水堆型的反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽

2、發(fā)生器中的所有部件都屬于核I級(jí)部件。（一）自然界中U-235, U-234, U238三種同位素具有不同的質(zhì)子數(shù)和相同的中子數(shù)。（一）斷裂的基本類型有三種，張開型裂紋（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(xiǎn)的，容易引起低應(yīng)力脆斷。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，避免吸收中/、一 ，一、-一、（）子和提高抗拉強(qiáng)度。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。（+ ）結(jié)構(gòu)件內(nèi)部存在有微裂紋，必然會(huì)是造成構(gòu)件低應(yīng)力脆斷。（一）核能是一種可持續(xù)發(fā)展的能源，通過幾十年經(jīng)驗(yàn)總結(jié)證明，核能是安全、經(jīng)濟(jì)、干凈

3、（* ）的能源。我國(guó)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(qiáng)度和硬度。（一）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足HAD103/07的 有關(guān)規(guī)定。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。（一）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）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。（+ ）核工業(yè)I、II級(jí)無(wú)損檢測(cè)人員資格鑒定考試包括“通用考試”和“核工業(yè)專門考試

4、” 兩部分。核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)的報(bào)考者實(shí)際操作考試內(nèi)容包括正確應(yīng)用儀器進(jìn)行檢測(cè)，給出檢測(cè)結(jié) 果并對(duì)結(jié)果進(jìn)行解釋的能力。但不包括安全防護(hù)規(guī)則的制定與實(shí)施。金屬材料的性能分為機(jī)械性能、物理性能、化學(xué)性能和工藝性能是指材料的強(qiáng)度、硬 度、韌性和塑性四方面?，F(xiàn)代意義上的無(wú)損檢測(cè)是廣泛利用計(jì)算機(jī)技術(shù)檢測(cè)高精尖設(shè)備和裝置的無(wú)損檢測(cè)方 法。核電是一種干凈的能源，其對(duì)環(huán)境影響小。如一座1000MW單機(jī)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。 TOC o 1-5 h z 核安全2級(jí)部件是指具備防止或減輕事故后果之功能的設(shè)備。（+ ）目前運(yùn)行的核電站是以裂變和聚變

5、的方式來(lái)釋放核能的。（一）高強(qiáng)度低合金鋼中硫和磷元素能起到細(xì)化晶粒的作用。（一）核電站常用的低碳鋼具有價(jià)格低、焊接性能好的優(yōu)點(diǎn)。（+）我國(guó)核安全法規(guī)HAF003等同于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。（一）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(dòng)汽輪發(fā)電機(jī) 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(lái)控制反應(yīng)堆功率。斷裂韌性Kic對(duì)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(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。核能是由質(zhì)量轉(zhuǎn)換出來(lái)的，應(yīng)符合愛因斯坦的著名公式E=mc2。 TOC o 1-5 h z 核電是最干凈的能源之一，

6、同功率的核電站所釋放的二氧化碳只占火電站的1/10。（一）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)和保障這二個(gè)系統(tǒng)正常運(yùn)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Zr-4合金。（+ ）核電站最重要的是核安全，所以核I級(jí)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(yùn)行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果，從而實(shí)現(xiàn)廠區(qū)人員、公）眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。（）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。（一）核安全第一，核電站的所有的部件都應(yīng)按核安全的最高級(jí)別制造。（一）火電站與核電站在汽輪機(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（一）核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)如果不加以控制就會(huì)造成驚

7、人的破壞力。（+ ）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。（+ ）國(guó)家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)是重要參考文件。（一）在制造反應(yīng)堆壓力容器的材料中，對(duì)Co和B含量的嚴(yán)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(qiáng)度。斷裂的基本類型有三種，張開型裂紋（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，張開型裂紋是最危險(xiǎn)的，容易引起低應(yīng)力脆斷。 TOC o 1-5 h z 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。（+ ）可用斷

8、裂力學(xué)方法對(duì)有缺陷部件的安全和壽命作定量或半定量的評(píng)估。（+ ）HAF602要求從事核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)的人員必須取得資格證書，檢測(cè)方法分7種。（+ ）ASME標(biāo)準(zhǔn)是國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)化委員會(huì)發(fā)布和推薦的標(biāo)準(zhǔn)。（一）核能發(fā)電只能利用核裂變所釋放的熱能發(fā)電。（一）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(jí)別制造和驗(yàn)收。（一）壓水堆核電站的冷卻劑和載熱劑是去離子水。（+ ）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(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。我國(guó)的核電標(biāo)準(zhǔn)體系中包括原子能法、法規(guī)、國(guó)標(biāo)和行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)。ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范是美國(guó)機(jī)械工程師協(xié)會(huì)編制的控制

9、設(shè)計(jì)、制造和檢驗(yàn)等質(zhì)量 TOC o 1-5 h z 的規(guī)則，它平衡了用戶、制造廠和檢驗(yàn)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)范是世界公認(rèn)的標(biāo)準(zhǔn)，也是世界上最嚴(yán)的標(biāo)準(zhǔn)。（一）我國(guó)在用和在建核電站均采用法國(guó)RCC-M標(biāo)準(zhǔn)。（一）RCC-M標(biāo)準(zhǔn)包含了 UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七種檢驗(yàn)方法。（+ ） 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(shí)材料強(qiáng)度越高越好。（一）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有裂變和聚變。（一）高強(qiáng)度低合金鋼中硫和磷元素能起到細(xì)化晶粒的作用。（一）72.核電

10、站常用的低碳鋼具有價(jià)格低、焊接性能好的優(yōu)點(diǎn)。73.我國(guó)核安全法規(guī)HAF003等同于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。 TOC o 1-5 h z 我國(guó)核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ/T1039-1996，規(guī)定了無(wú)損檢測(cè)的方法和驗(yàn)收要求。（+ ）核島是發(fā)生核裂變并將核能變?yōu)闊崮艿膱?chǎng)所。（+ ）常規(guī)島是指汽輪機(jī)和發(fā)電機(jī)的工作場(chǎng)所，并將熱能變?yōu)殡娔?。? ）核電是釋放核子內(nèi)部能量來(lái)發(fā)電的，釋放核子能的方法分為裂變和聚變。（+ ）核電站的設(shè)備都應(yīng)按核安全最高等級(jí)制造。（一）火電與核電在汽輪機(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（一）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(gè)火電廠。

11、（一）壓水堆核電站由控制捧控制功率。（+ ）壓水堆核電站具有生產(chǎn)大量同位素Co-60的能力。（一）ASME規(guī)范總共11卷，其中專門描述核電無(wú)損檢測(cè)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。（一）我國(guó)核安全法規(guī)HAF003等效于IAEA No.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。（+ ）核電站常用的低碳鋼具有價(jià)格低、焊接性能好的優(yōu)點(diǎn)。（+ ）高強(qiáng)度低合金鋼中硫和磷元素能起到細(xì)化晶粒的作用。（一）EJ/T1039是我國(guó)核設(shè)備制造中的無(wú)損檢驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)。（+ ）核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)如果不加以控制就會(huì)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。（+

12、 ）核電站主要由反應(yīng)堆回路、汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)回路及輔助設(shè)施組成。（+ ）核電站常用的低碳鋼具有價(jià)格低、焊接性能好的優(yōu)點(diǎn)。（+ ）高強(qiáng)度低合金鋼中硫和磷元素能起到細(xì)化晶粒的作用。（一）我國(guó)第一座核電站無(wú)損檢測(cè)主要采用美國(guó)ASME標(biāo)準(zhǔn)。（+ ）核安全法規(guī)HAF602規(guī)定了從事民用和軍事核行業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員必須具備的條件。（一）壓水堆核電站中的控制捧其主要功能是調(diào)節(jié)反應(yīng)堆的功率。當(dāng)壓水堆核電站一回路中的壓力升高，穩(wěn)壓器會(huì)自動(dòng)加熱來(lái)降低回路中的壓力。二、選擇題 TOC o 1-5 h z 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.上封頭壓力容器與一般壓力容器在運(yùn)行工

13、況中，最顯著的差別是（D ）受高溫B.受高壓C.受循環(huán)載荷D.受中子與y射線輻射壓水堆核電站中，防止和減輕核事故后果的設(shè)備屬于：（B ）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)：（B ）A.降低 B.升高 C.不變D.不一定反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的主要功能為：（D ）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)生的熱量傳輸給蒸汽發(fā)生器在反應(yīng)堆壓力容器表面堆焊一層奧氏體不銹鋼的目的在于：（B ）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)容器強(qiáng)度D.提高容

14、器氣密性，防止泄漏利用堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接推動(dòng)汽輪機(jī)運(yùn)行的堆型叫：（C ）A.壓水堆B.快中子增殖堆 C.沸水堆 D.重水堆核電站奧氏體不銹鋼管道焊縫，在運(yùn)行過程中最容易產(chǎn)生的缺陷是：（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)力腐蝕裂紋壓水堆和沸水堆都屬于：（A ）A.輕水堆B.氣冷堆C.石墨堆D.重水堆壓水堆型核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料是：（C ）A.鍛鋼、鑄鋼、結(jié)構(gòu)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(lái)（D ）控制？A.壓力 B.溫度

15、C.流量 D.硼濃度核總電發(fā)【1998】6號(hào)文規(guī)定需要資格鑒定考核取證的證件有：（A ）A. 7 種B. 5 種 C. 4 種D. 10 種在役檢查注重檢查的缺陷是：（A ）A.裂紋 B.氣孔 C.夾渣 D.設(shè)備結(jié)構(gòu)核電站的構(gòu)成：（D ）A、核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)B、發(fā)電系統(tǒng)C、輔助系統(tǒng)D、以上都是核電站中防止事故發(fā)生和減輕事故后果的設(shè)備和部件稱為（B ）A、一級(jí)部件B、二級(jí)部件C、三級(jí)部件D、四級(jí)部件當(dāng)前核電站利用核能的方式是：（A ）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) TOC o 1-5 h z 核電站反應(yīng)堆壓力容器和蒸發(fā)器所用的鍛鋼件是：（B ）A、碳鋼B、低合

16、金鋼C、不銹鋼D、高合金鋼受力構(gòu)件受到中子輻照后，其脆性轉(zhuǎn)變溫度將會(huì)：（C）A、降低 B、不變C、升高 D、無(wú)規(guī)律核安全法規(guī)HAF003是（A）A.強(qiáng)制執(zhí)行文件B.參考性文件C.指導(dǎo)性文件D.以上說(shuō)法都不正確核電站的潛在危險(xiǎn)是（C）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)無(wú)損檢測(cè)的操作規(guī)程要求（D）A.對(duì)檢驗(yàn)對(duì)象的描述B.對(duì)檢驗(yàn)設(shè)備和方法的描述C.對(duì)檢驗(yàn)過程及結(jié)果記錄等的描述 D.以上都是金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為（D）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.以上都是金屬材料的斷裂韌性K/直與什么因素有關(guān)（A）A.金屬材料本身的性質(zhì)B.外加的應(yīng)力

17、和受力方式C.幾何形狀和裂紋大小D.以上都是壓水堆核電站中，用以減輕事故后果的設(shè)備稱之為核安全（B ）A. 1級(jí)部件 B. 2級(jí)部件 C. 3級(jí)部件 D. 4級(jí)部件秦山三期核電站堆型為：（A ）A.重水堆 B.壓水堆C.石墨堆 D.熔鹽堆壓水堆和沸水堆又稱為（C ）A.石墨堆 B.氣冷堆C.輕水堆 D.重水堆核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（D ）A.受高溫B.受高壓C.受循環(huán)載荷D.受中子與Y射線輻射核電是一種干凈、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 ）A.可持續(xù)發(fā)展的能源 B.裂變能 C.太陽(yáng)能 D.無(wú)機(jī)能核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因?yàn)槭褂茫˙ ）

18、A.過熱蒸汽B.飽和蒸汽C.不銹鋼 D.核反應(yīng)在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生再熱裂紋的是：（C ）A.低碳鋼 B.低合金鋼 C.不銹鋼 D.與材料無(wú)關(guān)金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為（D ）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.以上都是我國(guó)核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是：（B ）A.ISO9000 B.HAF003 C.CNNC19986號(hào)文 D. IAEA50-C-QA我國(guó)標(biāo)準(zhǔn)核電廠核島機(jī)械設(shè)備無(wú)損檢測(cè)規(guī)范的標(biāo)準(zhǔn)號(hào)是：（D ）A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-1996壓水堆核電站運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，在主設(shè)

19、備中易發(fā)生破損事故的是：（C ）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C、蒸汽發(fā)生器中的傳熱管D、穩(wěn)壓器中的波動(dòng)管 TOC o 1-5 h z 不銹鋼及鎳基合金材料容易產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕的要素是：（D ）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、以上都是運(yùn)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：（D）A、熱疲勞裂紋B、機(jī)械低應(yīng)力裂紋C、輻射脆化與時(shí)效老化D、晶間應(yīng)力腐蝕裂紋在當(dāng)前的核電站中，把核能轉(zhuǎn)為熱能的方式是：（C）A、化學(xué)的合成B、物理化學(xué)的轉(zhuǎn)換C、核裂變D、核聚變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(jí)部件是：（B）A、核I級(jí) B、核II級(jí) C、核III級(jí)

20、 D、核IV級(jí)中華人民共和國(guó)環(huán)境保護(hù)法是由：（B）A、國(guó)務(wù)院發(fā)布的行政法規(guī)B、人大常委會(huì)通過并發(fā)布的法律C、國(guó)家環(huán)保總局發(fā)布的規(guī)章 D、國(guó)家核安全局發(fā)布的法規(guī)核電站構(gòu)成：（D）A.核島B.常規(guī)島 C. BOP系統(tǒng) D.以上全部核電站機(jī)械設(shè)備的主要材料是：（A）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(jī)材料D.以上都不對(duì)堆焊層采用奧氏體不銹鋼的主要原因：（C）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)重水反應(yīng)堆利用的核燃料：（B）A、濃縮U235B、天然鈾C(jī)、中子源 D、都可用我國(guó)核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定是以下面哪種文件與藍(lán)本制訂的：（B）A、美國(guó)聯(lián)邦法

21、規(guī)10CFR50B、國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)50-C-QAC、我國(guó)原子能法D、以上都不是重水堆型是屬于（A）A.熱中子反應(yīng)堆B.快中子反應(yīng)堆C.示范堆D.原型堆目前核電站把核能轉(zhuǎn)為熱能，通常的反應(yīng)形式為：（B ）A.核聚變 B.核裂變C.化學(xué)合成D.物理能量轉(zhuǎn)換核壓力容器與常規(guī)壓力容器在運(yùn)行中，最顯著的差別是（D ）A.受高溫B.受高壓C.受循環(huán)載荷D.受中子與y射線輻射壓水堆和沸水堆又稱為（A ）A.輕水堆 B.氣冷堆C.石墨堆D.重水堆當(dāng)外來(lái)中子轟擊原子核時(shí)，產(chǎn)生鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，致使原子核（D ）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.以上都是壓水堆核電站中反應(yīng)堆壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸

22、發(fā)器等組成的回路，叫：（A ）A. 一回路B.二回路C. 一次側(cè)D.二次側(cè)反應(yīng)堆核燃料中用于裂變的元素是（C ）A.鉆一60B.銥一192C.鈾一235D.碳一14 TOC o 1-5 h z 壓水堆核電站核島部分回路有（A ）A. 一回路B.汽輪機(jī)回路C.發(fā)電機(jī)回路D.以上都有工程構(gòu)件在運(yùn)行中突然發(fā)生斷裂的事故，斷裂的主要形式是：（A ）A.低應(yīng)力脆斷B.疲勞斷裂C.應(yīng)力腐蝕D.以上都是壓力容器在壓力作用下，受到中子輻射，其脆性轉(zhuǎn)變溫度將會(huì)（B ）A.降低B.升高C.不變D.不一定核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料是：（C ）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、

23、不銹鋼、鎳基合金D.鈦合金從事核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)的人員要進(jìn)行核專業(yè)培訓(xùn)的依據(jù)是（D ）GB-9445無(wú)損檢測(cè)人員資格鑒定與認(rèn)證HAF-602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中核總電發(fā)19986號(hào)文，核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員資格鑒定管理辦法以上都是 TOC o 1-5 h z 為確定流體包容部件邊界的設(shè)計(jì)要求，將安全等級(jí)分為：（A ）A.三級(jí)B.四級(jí)C.五級(jí)D.六級(jí)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)證書是：（C ）A. I 級(jí)B. II 級(jí)C. III 級(jí)D. IV 級(jí)核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員技術(shù)資格筆試包括：（D ）A.核工業(yè)基本知識(shí)B.無(wú)損檢測(cè)通用技術(shù)C. 核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)技術(shù)D .以上

24、都有根據(jù)國(guó)外對(duì)壓水堆核電廠事故統(tǒng)計(jì)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（D ）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)生器傳熱管重水堆型是屬于（A ）A.熱中子反應(yīng)堆B.快中子反應(yīng)堆C.示范堆D.原型堆利用堆內(nèi)產(chǎn)生蒸汽直接推動(dòng)汽輪機(jī)運(yùn)行的堆型叫做（B ）A.快中子增殖堆B.沸水堆 C.石墨堆D.壓水堆壓水堆核電站中，防止裂變產(chǎn)物逸出的設(shè)備稱之為核安全（A ）A.1級(jí)部件 B.2級(jí)部件 C.3級(jí)部件 D.4級(jí)部件核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（D ）A.受高溫B.受高壓C.受循環(huán)載荷D.受中子與y射線輻射核電站的潛在危險(xiǎn)是（C ）A.戰(zhàn)爭(zhēng) B.

25、核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂變反應(yīng)核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因?yàn)槭褂茫˙ ）A.過熱蒸汽B.飽和蒸汽C.不銹鋼 D.核反應(yīng)我國(guó)核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則是（A ）A. EJ/T 1041 B. EJ/T 1039 C. ASME D. RCC-MASME鍋爐及壓力容器規(guī)范第V卷B分冊(cè)是（A ）A.非強(qiáng)制性標(biāo)準(zhǔn)B.非強(qiáng)制性附錄C.ASTM標(biāo)準(zhǔn)D.驗(yàn)收準(zhǔn)則核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員資格鑒定的無(wú)損檢測(cè)方法有（B ）a）5 種（RT、UT、ET、MT、PT）b）7 種（RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT）c）2種（表面方法、體積方法）D. 9 種（RT、UT、ET、MT、PT、LT

26、、VT、TM、AE） TOC o 1-5 h z 我國(guó)核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員取證的依據(jù)標(biāo)準(zhǔn)與法規(guī)是（D ）A. HAF602 B. CNNC19986 號(hào)文 C. GB 9445 D.以上都對(duì)國(guó)家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)代碼為（B ）A. GB/T B. HAF C. IAEA D. EJ從斷裂力學(xué)的角度而言，應(yīng)著重提高NDT方法的（C ）A.記錄準(zhǔn)確度B.檢測(cè)靈敏度C.定位、定量精度D.自動(dòng)化程度工程上常把金屬材料的性能分為（D ）A機(jī)械性能B.物理性能C.工藝性能 D.以上都對(duì)核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料為（C ）鍛鋼、鑄鋼、結(jié)構(gòu)鋼低碳鋼、中碳鋼、高碳鋼碳鋼和低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金高合

27、金鋼、低合金鋼、特種鋼 TOC o 1-5 h z 核電站反應(yīng)堆壓力容器堆焊層主要作用是（B ）A.提高抗拉強(qiáng)度B.提高耐腐蝕C.提高耐磨性D.以上都對(duì)核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（D ）A.受高溫B.受高壓C.受循環(huán)載荷D.受中子與Y射線輻射核電是一種干凈、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 ）A.可持續(xù)發(fā)展的能源 B.裂變能 C.太陽(yáng)能 D.無(wú)機(jī)能核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因?yàn)槭褂茫˙ ）A.過熱蒸汽 B.飽和蒸汽C.不銹鋼 D.核反應(yīng)在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生再熱裂紋的是：（C ）A.低碳鋼 B.低合金鋼C.不銹鋼 D.與材料無(wú)關(guān)金屬材料中產(chǎn)

28、生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為（D ）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.以上都是我國(guó)標(biāo)準(zhǔn)核電廠核島機(jī)械設(shè)備無(wú)損檢測(cè)規(guī)范的標(biāo)準(zhǔn)號(hào)是：（D ）A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-1996我國(guó)自行研制建造的第一座核電站是：（B ）A.重水堆B.壓水堆C.石墨堆D.熔鹽堆秦山三期核電站采用的堆型是：（A ）A.重水堆B.壓水堆C.石墨堆D.熔鹽堆核容器與一般壓力容器在運(yùn)行工況中，最顯著的差別是（A ）A.受中子與Y射線輻射B.受高壓C.受循環(huán)載荷D.受高溫壓水堆核電站中設(shè)備的核安全級(jí)別有（D ）A. 1級(jí)部件 B. 2級(jí)部件 C. 3級(jí)部件 D.以上都是 TOC o 1-5 h z 核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因?yàn)槭褂茫˙ ）A.過熱蒸汽B.飽和蒸汽C.不銹鋼 D.核反應(yīng)我國(guó)核工業(yè)無(wú)損檢測(cè)人員取證的依據(jù)標(biāo)準(zhǔn)與法規(guī)是（D）A. HAF602 B. CNNC19986 號(hào)文 C. GB 9445 D.以上都對(duì)核安全法規(guī)HAF003是（A ）A.強(qiáng)制執(zhí)行文件B.參考性文件C.指導(dǎo)性文件D.以上說(shuō)法都