1.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
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的目的是控制反应堆的反应性。 | （ ＋ ） | ||||||||
4.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
5.由国家核安全局制定颁发的安全法规都是指导性文件。 | （ — ） | ||||||||
6.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
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的选择重点。 | （ ＋ ） | ||||||||
8.所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量。 | （ － ） | ||||||||
9.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。 | （ － ） | ||||||||
10.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。 | （ － ） | ||||||||
11.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。 | （ － ） | ||||||||
12.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。 | （ － ） | ||||||||
13.应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。 | （ ＋ ） | ||||||||
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。 | （ ＋ ） | ||||||||
16.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。 | （ ＋ ） | ||||||||
17.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
18.不锈钢通过淬火提高强度和硬度。 | （ － ） | ||||||||
19.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。 | （ + ） | ||||||||
20.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。 | （ + ） | ||||||||
21.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。 | （ — ） | ||||||||
22.从断裂力学的角度考虑，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。 | ( ) | ||||||||
26.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。 | ( ) | ||||||||
27.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。 | ( ) | ||||||||
28.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。 | ( ) | ||||||||
29.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。 | ( ＋ ) | ||||||||
30.目前运行的核电站是以裂变和聚变的方式来释放核能的。 | （ — ） | ||||||||
31.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。 | （ — ） | ||||||||
32.核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。 | （ + ） | ||||||||
33.我国核安全法规HAF003等同于IAEA No.50-C-QA标准。 | （ — ） | ||||||||
34.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
35.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
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，这种辐照导致材料的脆性转变温度升高，缩短运行寿命。 | （ ＋ ） | ||||||||
38.核能是由质量转换出来的，应符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。 | （ ＋ ） | ||||||||
39.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。 | （ － ） | ||||||||
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的服务系统构成。 | （ ＋ ） | ||||||||
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。 | （ － ） | 核电站利用什么发电||||||||
43.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
44.当前核电站是利用核聚变反应所释放的热能发电的。 | （ － ） | ||||||||
45.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。 | （ － ） | ||||||||
46.火电站与核电站在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数。 | （ － ） | ||||||||
47.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
48.压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯的功率。 | （ ＋ ） | ||||||||
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。 | （ ＋ ） | ||||||||
51.国家核安全局发布的核安全法规是重要参考文件。 | （ － ） | ||||||||
52.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。 | （ － ） | ||||||||
53.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，张开型裂纹是最危险的，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的直接原因。 | （ ＋ ） | ||||||||
55.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
56.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
57.ASME标准是国际标准化委员会发布和推荐的标准。 | （ － ） | ||||||||
58.核能发电只能利用核裂变所释放的热能发电。 | （ — ） | ||||||||
59.为确保核安全，所有部件都应按核安全、地震和质保的最高级别制造和验收。 | （ — ） | ||||||||
60.压水堆核电站的冷却剂和载热剂是去离子水。 | （ ＋ ） | ||||||||
61.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
62.火电与核电在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数。 | （ — ） | ||||||||
63.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
64.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
65.ASME规范是世界公认的标准，也是世界上最严的标准。 | （ — ） | ||||||||
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的直接原因。 | （ ＋ ） | ||||||||
69.从断裂力学的角度考虑，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的，目前释放核子能的方法有裂变和聚变。 | （ — ） | ||||||||
71.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。 | （ — ） | ||||||||
72.核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。 | （ + ） | ||||||||
73.我国核安全法规HAF003等同于IAEA No.50-C-QA标准。 | （ — ） | ||||||||
74.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。 | （ + ） | ||||||||
75.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。 | （ ＋ ） | ||||||||
76.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
77.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
78.核电站的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的蒸汽具有相同的参数。 | （ － ） | ||||||||
80.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
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的能力。 | （ － ） | ||||||||
84.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
85.放射性物质的半衰期随外界的温度压力变化。 | （ － ） | ||||||||
86.我国核安全法规HAF003等效于IAEA No.50-C-QA标准。 | （ ＋ ） | ||||||||
87.核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。 | （ ＋ ） | ||||||||
88.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。 | （ － ） | ||||||||
89.EJ/T1039是我国核设备制造中的无损检验标准。 | （ ＋ ） | ||||||||
90.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
91.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。 | （ ＋ ） | ||||||||
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.核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。 | （ + ） | ||||||||
94.高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。 | （ — ） | ||||||||
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的条件。 | （ — ） | ||||||||
97.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。 | （ + ） | ||||||||
98.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。 | （ — ） | ||||||||
1.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 ） | ||||||||
2.压力容器与一般压力容器在运行工况中，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γ射线辐射 | （ D ） | ||||||||
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