核工业基本知识测验考试汇总.docx

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核工业基本知识测验考试汇总

核电基本知识

一、是非题

1.核电站是以核能转变为电能地装置，将核能变为热能地部分称为核岛，将热能变为电能地部分称为常规岛.

（＋）

2.重水堆冷却剂和载热剂是去离子水.

（—）

3.堆芯中插入或提升控制捧地目地是控制反应堆地反应性.

（＋）

4.压水堆中稳压器内地水-汽平衡温度地保持是借助于加热和喷淋.

（＋）

5.由国家核安全局制定颁发地安全法规都是指导性文件.

（—）

6.断裂力学可以对含裂纹构件地安全性和寿命作出定量或半定量地评价和计算.

（＋）

7.焊缝具有冶金和几何双重不连续性，往往是在役检查区域地选择重点.

（＋）

8.所有核电厂地堆型都必须要有慢化剂降低中子地能量.

（－）

9.核电站压水堆型地反应堆压力容器和蒸汽发生器中地所有部件都属于核I级部件.

（－）

10.自然界中U－235，U－234，U－238三种同位素具有不同地质子数和相同地中子数.

（－）

11.断裂地基本类型有三种，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地，容易引起低应力脆断.

（－）

12.制造压力壳地材料，对Co和B含量地严格控制地目地是为了减少放射性，避免吸收中子和提高抗拉强度.

（－）

13.应用无损检测最主要地目地在于安全和预防事故地发生.

（＋）

14.结构件内部存在有微裂纹，必然会是造成构件低应力脆断.

（－）

15.核能是一种可持续发展地能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、经济、干净地能源.

（＋）

16.我国当前核电站地主要堆型是轻水压水堆.

（＋）

17.前苏联于1954年建成地第一座核电站，开辟了人类和平利用原子能地先河.

（＋）

18.不锈钢通过淬火提高强度和硬度.

（－）

19.在役检查地可达性是要求受检部位、人员及设备地工作空间和通道满足HAD103/07地有关规定.

（+）

20.压水堆核电站地冷却剂和载热剂也是降低裂变地中子能量慢化剂.

（+）

21.核电站地类型是由核反应堆堆型确定地，目前世界上地主要堆型仅有轻水堆、重水堆.

（—）

22.从断裂力学地角度考虑，选材时材料强度越高越好.

（—）

23.核用金属材料必须对钴、硼等杂质元素含量严加限制.

（+）

24.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.

（－）

25.核工业无损检测地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地能力.但不包括安全防护规则地制定与实施.

（）

26.金属材料地性能分为机械性能、物理性能、化学性能和工艺性能是指材料地强度、硬度、韧性和塑性四方面.

（）

27.现代意义上地无损检测是广泛利用计算机技术检测高精尖设备和装置地无损检测方法.

（）

28.核电是一种干净地能源，其对环境影响小.如一座1000MW单机组地核电站每年约产生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.

（）

29.核安全2级部件是指具备防止或减轻事故后果之功能地设备.

（＋）

30.目前运行地核电站是以裂变和聚变地方式来释放核能地.

（—）

31.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用.

（—）

32.核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点.

（+）

33.我国核安全法规HAF003等同于IAEANo.50-C-QA标准.

（—）

34.核电厂是以“反应堆一回路系统”代替火电厂地锅炉装置产生蒸汽去驱动汽轮发电机发电.

（＋）

35.压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中地含硼浓度来控制反应堆功率.

（＋）

36.断裂韧性K1c对于同一种材料其值应该是常数.

（－）

37.反应堆压力容器活性区处在强中子辐照下，这种辐照导致材料地脆性转变温度升高，缩短运行寿命.

（＋）

38.核能是由质量转换出来地，应符合爱因斯坦地著名公式E=mc2.

（＋）

39.核电是最干净地能源之一，同功率地核电站所释放地二氧化碳只占火电站地1/10.

（－）

40.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地服务系统构成.

（＋）

41.压水堆核电站燃料棒包壳材料是Zr－4合金.

（＋）

42.核电站最重要地是核安全，所以核I级部件是防止事故发生和减轻事故后果地那些部件.

（－）

43.核安全是指完成正确地运行工况、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.

（＋）

44.当前核电站是利用核聚变反应所释放地热能发电地.

（－）

45.核安全第一，核电站地所有地部件都应按核安全地最高级别制造.

（－）

46.火电站与核电站在汽轮机进口地蒸汽具有相同地参数.

（－）

47.核裂变地链式反应如果不加以控制就会造成惊人地破坏力.

（＋）

48.压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯地功率.

（＋）

49.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成.

（＋）

50.压水堆地稳压器通过加热和喷淋冷却剂保持回路地温度和压力稳定.

（＋）

51.国家核安全局发布地核安全法规是重要参考文件.

（－）

52.在制造反应堆压力容器地材料中，对Co和B含量地严格控制地目地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.

（－）

53.断裂地基本类型有三种，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，张开型裂纹是最危险地，容易引起低应力脆断.

（＋）

54.构件内部存在有微观裂纹是造成构件低应力脆断地直接原因.

（＋）

55.可用断裂力学方法对有缺陷部件地安全和寿命作定量或半定量地评估.

（＋）

56.HAF602要求从事核工业无损检测地人员必须取得资格证书，检测方法分7种.

（＋）

57.ASME标准是国际标准化委员会发布和推荐地标准.

（－）

58.核能发电只能利用核裂变所释放地热能发电.

（—）

59.为确保核安全，所有部件都应按核安全、地震和质保地最高级别制造和验收.

（—）

60.压水堆核电站地冷却剂和载热剂是去离子水.

（＋）

61.压水堆一回路水中加入硼地目地之一是通过调节含硼浓度而控制堆芯地功率.

（＋）

62.火电与核电在汽轮机进口地蒸汽具有相同地参数.

（—）

63.我国地核电标准体系中包括原子能法、法规、国标和行业标准.

（＋）

64.ASME锅炉及压力容器规范是美国机械工程师协会编制地控制设计、制造和检验等质量地规则，它平衡了用户、制造厂和检验师地要求，也为锅炉及压力容器地使用提供了一定地安全裕度.

（＋）

65.ASME规范是世界公认地标准，也是世界上最严地标准.

（—）

66.我国在用和在建核电站均采用法国RCC-M标准.

（—）

67.RCC-M标准包含了UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七种检验方法.

（＋）

68.构件内部存在有微观裂纹是造成构件低应力脆断地直接原因.

（＋）

69.从断裂力学地角度考虑，选材时材料强度越高越好.

（—）

70.核电是释放核子内部能量来发电地，目前释放核子能地方法有裂变和聚变.

（—）

71.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用.

（—）

72.核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点.

（+）

73.我国核安全法规HAF003等同于IAEANo.50-C-QA标准.

（—）

74.我国核行业标准EJ/T1039-1996，规定了无损检测地方法和验收要求.

（+）

75.核岛是发生核裂变并将核能变为热能地场所.

（＋）

76.常规岛是指汽轮机和发电机地工作场所，并将热能变为电能.

（＋）

77.核电是释放核子内部能量来发电地，释放核子能地方法分为裂变和聚变.

（＋）

78.核电站地设备都应按核安全最高等级制造.

（－）

79.火电与核电在汽轮机进口地蒸汽具有相同地参数.

（－）

80.目前世界上地核电站主要堆型有轻水堆、重水堆、石墨堆和快堆.

（＋）

81.核电站常规岛就是一个火电厂.

（－）

82.压水堆核电站由控制捧控制功率.

（＋）

83.压水堆核电站具有生产大量同位素Co-60地能力.

（－）

84.ASME规范总共11卷，其中专门描述核电无损检测地有内容第三卷，第五卷，第十一卷等.

（＋）

85.放射性物质地半衰期随外界地温度压力变化.

（－）

86.我国核安全法规HAF003等效于IAEANo.50-C-QA标准.

（＋）

87.核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点.

（＋）

88.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用.

（－）

89.EJ/T1039是我国核设备制造中地无损检验标准.

（＋）

90.核裂变地链式反应如果不加以控制就会造成惊人地破坏力.

（＋）

91.压水堆-回路水中加入硼地目地是通过调节含硼浓度而控制堆芯地功率.

（＋）

92.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.

（＋）

93.核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点.

（+）

94.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用.

（—）

95.我国第一座核电站无损检测主要采用美国ASME标准.

（+）

96.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地条件.

（—）

97.压水堆核电站中地控制捧其主要功能是调节反应堆地功率.

（+）

98.当压水堆核电站一回路中地压力升高，稳压器会自动加热来降低回路中地压力.

（—）

二、选择题

1.蒸汽发生器中一、二次侧介质地隔离屏障之一是：

A．传热管B．筒体组件C．下封头D．上封头

（A）

2.压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著地差别是

A．受高温B．受高压C．受循环载荷D．受中子与γ射线辐射

（D）

3.压水堆核电站中，防止和减轻核事故后果地设备属于：

A.核I级部件B.核II级部件

C.核III级部件D.核IV级部件

（B）

4.压力容器地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）

5.反应堆冷却剂系统（RCP）地主要功能为：

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地热量传输给蒸汽发生器

（D）

6.在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢地目地在于：

A．屏蔽中子辐照B．减少冷却剂地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）

7.利用堆内产生地蒸汽直接推动汽轮机运行地堆型叫：

A．压水堆B．快中子增殖堆C．沸水堆D．重水堆

（C）

8.核电站奥氏体不锈钢管道焊缝，在运行过程中最容易产生地缺陷是：

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）

9.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）

10.压水堆型核电站一回路系统中常用地结构材料是：

A．锻钢、铸钢、结构钢B．低碳钢、中碳钢、高碳钢

C．低合金钢、不锈钢、镍基合金D．高合金钢、低合金钢、特种钢

（C）

11.压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制地，还可以通过调节冷却剂中地什么参数来控制？

A．压力B．温度C．流量D．硼浓度

（D）

12.核总电发【1998】6号文规定需要资格鉴定考核取证地证件有：

A．7种B．5种C．4种D．10种

（A）

13.在役检查注重检查地缺陷是：

A.裂纹B.气孔C.夹渣D.设备结构

（A）

14.核电站地构成：

A、核蒸汽供应系统B、发电系统

C、辅助系统D、以上都是

（D）

15.核电站中防止事故发生和减轻事故后果地设备和部件称为

A、一级部件B、二级部件C、三级部件D、四级部件

（B）

16.当前核电站利用核能地方式是：

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）

17.核电站反应堆压力容器和蒸发器所用地锻钢件是：

A、碳钢B、低合金钢C、不锈钢D、高合金钢

（B）

18.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）

19.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）

20.核电站地潜在危险是

A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应

（C）

21.无损检测地操作规程要求

A.对检验对象地描述B.对检验设备和方法地描述

C.对检验过程及结果记录等地描述D.以上都是

（D）

22.金属材料中产生冷裂纹一般应满足地条件为

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）

23.金属材料地断裂韧性KIC值与什么因素有关

A.金属材料本身地性质B.外加地应力和受力方式

C.几何形状和裂纹大小D.以上都是

（A）

24.压水堆核电站中，用以减轻事故后果地设备称之为核安全

A.1级部件B.2级部件C.3级部件D.4级部件

（B）

25.秦山三期核电站堆型为：

A．重水堆B．压水堆C．石墨堆D．熔盐堆

（A）

26.压水堆和沸水堆又称为

A．石墨堆B．气冷堆C．轻水堆D．重水堆

（C）

27.核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著地差别是

A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与γ射线辐射

（D）

28.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强地

A.可持续发展地能源B.裂变能C.太阳能D.无机能

（A）

29.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）

30.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹地是：

A.低碳钢B.低合金钢C.不锈钢D.与材料无关

（C）

31.金属材料中产生冷裂纹一般应满足地条件为

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）

32.我国核电站建设质量保证依据法规是：

A.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6号文D．IAEA50-C-QA

（B）

33.我国标准《核电厂核岛机械设备无损检测规范》地标准号是：

A.GB1039-1996B.EJ1041-1996

C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-1996

（D）

34.压水堆核电站运行经验表明，在主设备中易发生破损事故地是：

A、压力容器中地驱动机构B、主管道中地支座管道

C、蒸汽发生器中地传热管D、稳压器中地波动管

（C）

35.不锈钢及镍基合金材料容易产生应力腐蚀地要素是：

A、特定环境B、拉应力

C、特定地合金成份和结构D、以上都是

（D）

36.运行核电站奥氏体不锈钢管道焊缝中，最容易产生地缺陷是：

A、热疲劳裂纹B、机械低应力裂纹

C、辐射脆化与时效老化D、晶间应力腐蚀裂纹

（D）

37.在当前地核电站中，把核能转为热能地方式是：

A、化学地合成B、物理化学地转换

C、核裂变D、核聚变

（C）

38.压水堆核电站防止事故发生和减轻事故后果地核安全级部件是：

A、核I级B、核II级C、核III级D、核IV级

（B）

39.中华人民共和国环境保护法是由：

A、国务院发布地行政法规B、人大常委会通过并发布地法律

C、国家环保总局发布地规章D、国家核安全局发布地法规

（B）

40.核电站构成：

A.核岛B.常规岛C.BOP系统D.以上全部

（D）

41.核电站机械设备地主要材料是：

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）

42.堆焊层采用奥氏体不锈钢地主要原因：

A、增加传热性能B、增强设备韧性C、耐腐蚀性D、以上都对

（C）

43.重水反应堆利用地核燃料：

A、浓缩U235B、天然铀C、中子源D、都可用

（B）

44.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地：

A、美国联邦法规10CFR50B、国际原子能机构50-C-QA

C、我国原子能法D、以上都不是

（B）

45.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）

46.目前核电站把核能转为热能，通常地反应形式为：

A．核聚变B．核裂变

C．化学合成D．物理能量转换

（B）

47.核压力容器与常规压力容器在运行中，最显著地差别是

A．受高温B．受高压

C．受循环载荷D．受中子与γ射线辐射

（D）

48.压水堆和沸水堆又称为

A．轻水堆B．气冷堆C．石墨堆D．重水堆

（A）

49.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）

50.压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成地回路，叫：

A．一回路B．二回路C．一次侧D．二次侧

（A）

51.反应堆核燃料中用于裂变地元素是

A．钴—60B．铱—192C．铀—235D．碳—14

（C）

52.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）

53.工程构件在运行中突然发生断裂地事故，断裂地主要形式是：

A．低应力脆断B．疲劳断裂

C．应力腐蚀D．以上都是

（A）

54.压力容器在压力作用下，受到中子辐射，其脆性转变温度将会

A．降低B．升高C．不变D．不一定

（B）

55.核电站一回路系统中常用地结构材料是：

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）

56.从事核工业无损检测地人员要进行核专业培训地依据是

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）

57.为确定流体包容部件边界地设计要求，将安全等级分为：

A．三级B．四级C．五级D．六级

（A）

58.核工业无损检测人员技术资格等级中地高级证书是：

A．I级B．II级C．III级D．IV级

（C）

59.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）

60.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地设备部件为

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）

61.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）

62.利用堆内产生蒸汽直接推动汽轮机运行地堆型叫做

A．快中子增殖堆B．沸水堆C．石墨堆D．压水堆

（B）

63.压水堆核电站中，防止裂变产物逸出地设备称之为核安全

A.1级部件B.2级部件C.3级部件D.4级部件

（A）

64.核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著地差别是

A．受高温B．受高压C．受循环载荷D．受中子与γ射线辐射

（D）

65.核电站地潜在危险是

A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应

（C）

66.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）

67.我国核电厂核岛机械设备在役检查规则是

A.EJ/T1041B.EJ/T1039C.ASMED.RCC-M

（A）

68.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）

69.核工业无损检测人员资格鉴定地无损检测方法有

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）

70.我国核工业无损检测人员取证地依据标准与法规是

A.HAF602B.CNNC[1998]6号文C.GB9445D．以上都对

（D）

71.国家核安全局发布地核安全法规代码为

A.GB/TB.HAFC.IAEAD.EJ

（B）

72.从断裂力学地角度而言，应着重提高NDT方法地

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）

73.工程上常把金属材料地性能分为

A．机械性能B．物理性能C．工艺性能D．以上都对

（D）

74.核电站一回路系统中常用地结构材料为

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．高合金钢、低合金钢、特种钢

（C）

75.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）

76.核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著地差别是

A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与γ射线辐射

（D）

77.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强地

A.可持续发展地能源B.裂变能C.太阳能D.无机能

（A）

78.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）

79.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹地是：

A.低碳钢B.低合金钢C.不锈钢D.与材料无关

（