【正文】 活動都要遵循的質(zhì)量保證原則是：A．有章可循 B．有人負(fù)責(zé) C．有據(jù)可查 D．以上都是（ D ）56. 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 ）57. 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)容器強(qiáng)度 D．提高容器氣密性，防止泄漏 （ B ）58. 放射性的活度是指：A. 單位時間粒子數(shù) B. 單位時間的衰變數(shù) C. 單位面積上的衰變數(shù) D. 單位面積上的靜態(tài)力（ B ）59. 利用堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接推動汽輪機(jī)運行的堆型叫：A．壓水堆 B．快中子增殖堆 C．沸水堆 D．重水堆（ C ）60. 核電站奧氏體不銹鋼管道焊縫，在運行過程中最容易產(chǎn)生的缺陷是：A．熱疲勞裂紋 B．低周疲勞裂紋C．輻照脆化和時效老化 D．晶間應(yīng)力腐蝕裂紋（ D ）61. 壓水堆和沸水堆都屬于：A．輕水堆 B．氣冷堆 C．石墨堆 D．重水堆（ A ）62. 選擇質(zhì)量控制的“三點”中的H點是 A．提供數(shù)據(jù)點 B．停工待檢點 C．見證點 D．機(jī)動點（ B ）63. 壓水堆型核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料是：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（ C ）64. 輻射防護(hù)的原則：A．正當(dāng)化 B．最優(yōu)化 C．個人劑量限值 D． 以上都是（ D ）65. 放射性的強(qiáng)度是用什么來度量的？A．能量 B．源的尺寸大小 C．活度 D．源的種類 （ C ）66. 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)來控制？A．壓力 B．溫度 C．流量 D．硼濃度（ D ）67. 詳細(xì)說明一項活動目的和范圍，規(guī)定在什么時候、什么地方、由誰怎樣執(zhí)行這項活動，稱為：A．質(zhì)量保證 B．質(zhì)量控制 C．程序 D．監(jiān)督（ C ）68. 核總電發(fā)【1998】6號文規(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（ A ）69. 在役檢查注重檢查的缺陷是：A. 裂紋 B. 氣孔C. 夾渣 D. 設(shè)備結(jié)構(gòu)（ A ）70. 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)（ A ）71. 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（ B ）72. 受力構(gòu)件受到中子輻照后，其脆性轉(zhuǎn)變溫度將會：A、降低 B、不變 C、升高 D、無規(guī)律（ C ）73. 輻射防護(hù)實踐的正當(dāng)性是指A. 不得損害人的健康 B. 保護(hù)環(huán)境，保護(hù)公眾C. 具有正當(dāng)?shù)睦碛?，利益大于代價 D. 以上都不對（ C ）74. 電離輻射按其照射方式可分為A．外照射和表面照射 B．外照射和內(nèi)照射C．環(huán)境輻射和直接照射 D． 以上都不對（ B ）75. 質(zhì)量保證大綱實施的評價大致可分為：A． 自我評價和獨立評價 B．獨立評價和內(nèi)外部監(jiān)查C． 監(jiān)督監(jiān)查和同行評估 D．技術(shù)審查和同行評估（ A ）76. 核電站的潛在危險是A. 戰(zhàn)爭 B. 核燃料短缺 C. 放射性核素外溢 D. 裂變反應(yīng)（ C ）77. 無損檢測的操作規(guī)程要求A. 對檢驗對象的描述 B. 對檢驗設(shè)備和方法的描述 C. 對檢驗過程及結(jié)果記錄等的描述 D. 以上都是（ D ）78. 對工作質(zhì)量負(fù)主要責(zé)任的人是A. 檢驗人員 B. 工作執(zhí)行人員 C. 管理人員 D. 上級主管部門（ B ）79. 金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為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（ D ）80. 金屬材料的斷裂韌性KIC值與什么因素有關(guān)A. 金屬材料本身的性質(zhì) B. 外加的應(yīng)力和受力方式C. 幾何形狀和裂紋大小 D. 以上都是（ A ）81. 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A. 1級部件 B. 2級部件 C. 3級部件 D. 4級部件（ B ）82. 秦山三期核電站堆型為：A．重水堆 B．壓水堆 C．石墨堆 D．熔鹽堆（ A ）83. 壓水堆和沸水堆又稱為A．石墨堆 B．氣冷堆 C．輕水堆 D．重水堆（ C ）84. 核電是一種干凈、安全、運行經(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. 裂變能 C. 太陽能 D. 無機(jī)能（ A ）85. 核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因為使用A. 過熱蒸汽 B. 飽和蒸汽 C. 不銹鋼 D. 核反應(yīng)（ B ）86. 在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生再熱裂紋的是：A. 低碳鋼 B. 低合金鋼 C. 不銹鋼 D. 與材料無關(guān)（ C ）87. 金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為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（ D ）88. 我國核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是： [1998]6號文 D．IAEA50CQA（ B ）89. 我國標(biāo)準(zhǔn)《核電廠核島機(jī)械設(shè)備無損檢測規(guī)范》的標(biāo)準(zhǔn)號是： （ D ）90. 壓水堆核電站運行經(jīng)驗表明，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)壓器中的波動管（ C ）91. 不銹鋼及鎳基合金材料容易產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕的要素是：A、特定環(huán)境 B、拉應(yīng)力C、特定的合金成份和結(jié)構(gòu) D、以上都是（ D ）92. 運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：A、熱疲勞裂紋 B、機(jī)械低應(yīng)力裂紋C、輻射脆化與時效老化 D、晶間應(yīng)力腐蝕裂紋（ D ）93. 在當(dāng)前的核電站中，把核能轉(zhuǎn)為熱能的方式是：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（ C ）94. 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部件是：A、核I級 B、核II級 C、核III級 D、核IV級（ B ）95. 質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時，行使質(zhì)量管理職權(quán)應(yīng)：A、與各部門協(xié)商一致后 B、服從經(jīng)濟(jì)和進(jìn)度后C、聽從最高領(lǐng)導(dǎo)指揮后 D、獨立地、客觀地（ D ）96. 中華人民共和國環(huán)境保護(hù)法是由：A、國務(wù)院發(fā)布的行政法規(guī) B、人大常委會通過并發(fā)布的法律C、國家環(huán)?？偩职l(fā)布的規(guī)章 D、國家核安全局發(fā)布的法規(guī)（ B ）97. 蒸汽發(fā)生器中的一、二次側(cè)介質(zhì)的隔離屏障是：A、筒體組件 B、支撐及管板 C、管束組件 D、傳熱管（ D ）98. 釋放核子內(nèi)部能量的方法： A. 裂變 B. 聚變 C. 中子 D. A和B（ D ）99. 核電站構(gòu)成： C. BOP系統(tǒng) D. 以上全部（ D ）100. 核電站機(jī)械設(shè)備的主要材料是：、低合金鋼、不銹鋼 B. 鋼、不銹鋼、有色金屬、有色金屬、有機(jī)材料 D. 以上都不對（ A ）101. 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（ C ）102. 重水反應(yīng)堆利用的核燃料：A、濃縮U235 B、天然鈾 C、中子源 D、都可用（ B ）103. 我國《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：A、美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50 B、國際原子能機(jī)構(gòu)50CQA C、我國原子能法 D、以上都不是（ B ）104. 質(zhì)量保證體系文件包括：A. 管理性文件 B. 技術(shù)性文件 C. A、B都是 D. A、B都不是（ A ）105. 核電廠主要放射性物質(zhì)有：A、裂變產(chǎn)物 B、活化產(chǎn)物 C、活化的腐蝕產(chǎn)物 D、以上都有（ D ）106. 對不同類型的輻射，α、β、γ射線引起的外照射的防護(hù)較容易的是：A、γ B、 β C、α D、不一定（ C ）107. 對受控輻射源而言，輻射防護(hù)的原則是：A、輻射實踐的正當(dāng)性 B、輻射防護(hù)的最優(yōu)化 C、個人劑量限性 D、以上都是（ D ）108. 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（ A ）109. 重水堆型是屬于A．熱中子反應(yīng)堆 B．快中子反應(yīng)堆 C．示范堆 D．原型堆（ A ）110. 目前核電站把核能轉(zhuǎn)為熱能，通常的反應(yīng)形式為：A．核聚變 B．核裂變 C．化學(xué)合成 D．物理能量轉(zhuǎn)換（ B ）111. 壓水堆和沸水堆又稱為A．輕水堆 B．氣冷堆 C．石墨堆 D．重水堆（ A ）112. 當(dāng)外來中子轟擊原子核時，產(chǎn)生鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，致使原子核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（ D ）113. 壓水堆核電站中反應(yīng)堆壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸發(fā)器等組成的回路，叫：A．一回路 B．二回路 C．一次側(cè) D．二次側(cè)（ A ）114. 反應(yīng)堆核燃料中用于裂變的元素是 A．鈷—60 B．銥—192 C．鈾—235 D．碳—14（ C ）115. 壓水堆核電站核島部分回路有A．一回路 B．汽輪機(jī)回路 C．發(fā)電機(jī)回路 D．以上都有（ A ）116. 工程構(gòu)件在運行中突然發(fā)生斷裂的事故，斷裂的主要形式是：A．低應(yīng)力脆斷 B．疲勞斷裂 C．應(yīng)力腐蝕 D．以上都是（ A ）117. 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A． 降低 B．升高 C．不變 D．不一定（ B ）118. 核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料是：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、不銹鋼、鎳基合金 D．鈦合金（ C ）119. 從事核工業(yè)無損檢測的人員要進(jìn)行核專業(yè)培訓(xùn)的依據(jù)是A．GB9445無損檢測人員資格鑒定與認(rèn)證 B．HAF602民用核承壓設(shè)備無損檢測人員培訓(xùn)、考核和取證管理辦法 C．中核總電發(fā)[1998]6號文，核工業(yè)無損檢測人員資格鑒定管理辦法 D．以上都是（ D ）120. 為確定流體包容部件邊界的設(shè)計要求，將安全等級分為：A． 三級 B．四級 C．五級 D．六級（ A ）121. 核工業(yè)無損檢測人員技術(shù)資格等級中的高級證書是：A． I級 B．II級 C．III級 D．IV級（ C ）122. 核工業(yè)無損檢測人員技術(shù)資格筆試包括：A． 核工業(yè)基本知識 B．無損檢測通用技術(shù) C． 核工業(yè)無損檢測技術(shù) D．以上都有（ D ）123. 根據(jù)國外對壓水堆核電廠事故統(tǒng)計表明，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（ D ）124. 重水堆型是屬于A．熱中子反應(yīng)堆 B．快中子反應(yīng)堆 C．示范堆 D．原型堆（ A ）125. 利用堆內(nèi)產(chǎn)生蒸汽直接推動汽輪機(jī)運行的堆型叫做A．快中子增殖堆 B．沸水堆 C．石墨堆 D．壓水堆（ B ）126. 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 ）127. 核壓力容器與一般壓力容器在運行工況中，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γ射線輻射（ D ）128. 核電站的潛在危險是A. 戰(zhàn)爭 B. 核燃料短缺 C. 放射性核素外溢 D. 裂變反應(yīng)（ C ）129. 核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因為使用A. 過熱蒸汽