【正文】 B. 飽和蒸汽 C. 不銹鋼 D. 核反應(yīng) （ B ）130. 我國核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則是A. EJ/T 1041 B. EJ/T 1039 C. ASME D. RCCM（ A ）131. ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范第V卷B分冊是 （ A ）132. 核工業(yè)無損檢測人員資格鑒定的無損檢測方法有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、VT、TM、AE) （ B ）133. 我國核工業(yè)無損檢測人員取證的依據(jù)標(biāo)準(zhǔn)與法規(guī)是A. HAF602 B. CNNC[1998]6號(hào)文 C. GB 9445 D．以上都對（ D ）134. 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．活化腐蝕產(chǎn)物 D．以上都有（ D ）135. 用于外照射個(gè)人劑量監(jiān)測的法定劑量計(jì)為A．TLD（熱釋光劑量計(jì)） B．電子劑量計(jì)（DM91）C．WBC（全身計(jì)數(shù)器） D．以上都可以（ A ）136. 選擇質(zhì)量控制的“三點(diǎn)”中的W點(diǎn)是A．提供數(shù)據(jù)點(diǎn) B．停工待檢點(diǎn) C．見證點(diǎn) D．機(jī)動(dòng)點(diǎn)（ C ）137. 國家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)代碼為A. GB/T B. HAF C. IAEA D. EJ（ B ）138. 無損檢測活動(dòng)質(zhì)量保證的主要作用為A. 使NDT活動(dòng)在受控條件下進(jìn)行 B. 及時(shí)發(fā)現(xiàn)工件中的缺陷C. 消除缺陷并執(zhí)行糾正措施 D. 以上都不對（ A ）139. 通過質(zhì)量保證，促進(jìn)達(dá)到質(zhì)量要求的途徑是A. 確定所要求的技能 B. 選擇合格的人員使用適當(dāng)?shù)脑O(shè)備C. 明確承擔(dān)任務(wù)者的個(gè)人職責(zé) D. 以上都是（ D ）140. 從斷裂力學(xué)的角度而言，應(yīng)著重提高NDT方法的A．記錄準(zhǔn)確度 B．檢測靈敏度C．定位、定量精度 D．自動(dòng)化程度（ C ）141. 工程上常把金屬材料的性能分為A．機(jī)械性能 B．物理性能 C．工藝性能 D．以上都對（ D ）142. 核電站一回路系統(tǒng)中常用的結(jié)構(gòu)材料為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．高合金鋼、低合金鋼、特種鋼（ C ）143. 核電站反應(yīng)堆壓力容器堆焊層主要作用是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（ B ）144. 實(shí)施文件分發(fā)控制目的為：A. 上級(jí)領(lǐng)導(dǎo)的要求 B. 使參與活動(dòng)的人員能得到有效的文件C. 檔案管理的要求 D. 以上都不對（ B ）145. 輻射防護(hù)實(shí)踐的正當(dāng)性是指：A. 具有正當(dāng)?shù)睦碛?，利益大于代價(jià) B. 保護(hù)環(huán)境，保護(hù)公眾C. 不得損害人的健康 D. 以上都不對（ A ）146. 我國對放射工作實(shí)行什么樣的管理制度：A. 許可登記制度 B. 備案制度C. 審批備案制度 D. 合同管理制度（ A ）147. 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 ）148. 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 ）149. 我國核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是： [1998]6號(hào)文 D．IAEA50CQA（ B ）150. 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(hào)是： （ D ）151. 我國自行研制建造的第一座核電站是：A. 重水堆 B. 壓水堆 C. 石墨堆 D. 熔鹽堆（ B ）152. 秦山三期核電站采用的堆型是：A. 重水堆 B. 壓水堆 C. 石墨堆 D. 熔鹽堆（ A ）153. 壓水堆核電站中設(shè)備的核安全級(jí)別有A. 1級(jí)部件 B. 2級(jí)部件 C. 3級(jí)部件 D. 以上都是（ D ）154. 核電廠常規(guī)島設(shè)備不同于火電站設(shè)備主要是因?yàn)槭褂肁. 過熱蒸汽 B. 飽和蒸汽 C. 不銹鋼 D. 核反應(yīng) （ B ）155. 我國核工業(yè)無損檢測人員取證的依據(jù)標(biāo)準(zhǔn)與法規(guī)是A. HAF602 B. CNNC[1998]6號(hào)文 C. GB 9445 D．以上都對（ D ）156. 合格的儀器應(yīng)具備A. 合適的量程 B. 適當(dāng)?shù)木群蜏?zhǔn)確度 C. 正確的型號(hào) D. 以上都是（ D ）157. 金屬材料在制造工藝工程中裂紋的產(chǎn)生形式有A. 熱裂紋 B. 冷裂紋 C. 再熱裂紋 D. 以上都有（ D ）158. 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 ）159. 放射性工作人員年有效劑量限值中應(yīng)包括A. 天然本底照射，宇宙照射 B. 內(nèi)照射和外照射 C. 醫(yī)療照射 D. 以上都是（ B ）160. 核工業(yè)無損檢測人員技術(shù)資格考試包括：A． 核基本知識(shí) B．方法知識(shí) C．實(shí)踐能力 D．以上都有（ D ）161. 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 ）162. 當(dāng)外來中子轟擊原子核時(shí)，產(chǎn)生鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，致使原子核：A、釋放能量 B、分裂和放出中子 C、發(fā)出放射性輻射 D、以上都是（ D ）163. 用于核反應(yīng)堆的核燃料為：A、鈷60 B、銥192 C、鈾235 D、碳14（ C ）164. 選擇質(zhì)量控制的“三點(diǎn)”中的W點(diǎn)是：A、提供報(bào)告點(diǎn) B、停工待檢點(diǎn) C、見證點(diǎn) D、機(jī)動(dòng)點(diǎn)（ C ）165. 通過質(zhì)量保證，促進(jìn)達(dá)到質(zhì)量要求的途徑是：A、確定所要求的技能B、選擇合格的人員使用適當(dāng)?shù)脑O(shè)備C、明確承擔(dān)任務(wù)者的個(gè)人職責(zé)D、以上都是（ D ）166. 在核電站停堆檢修期間，外照射的主要來源為：A、中子 B、γ射線 C、β射線 D、α射線（ B ）167. 工程構(gòu)件在運(yùn)行中發(fā)生斷裂事故的主要原因是：A、低應(yīng)力脆斷 B、疲勞斷裂 C、應(yīng)力腐蝕 D、以上都是（ D ）168. 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)：A、降低 B、升高 C、不變 D、不可知（ B ）169. 核電站一回路系統(tǒng)中常用的主要結(jié)構(gòu)材料分為：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 ）170. 核總電發(fā)[1998]6號(hào)文規(guī)定核工業(yè)無損檢測人員資格考試的內(nèi)容包括：A、通用技術(shù) B、核工業(yè)專門知識(shí) C、實(shí)踐能力 D、以上都是（ D ）171. 在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生晶間因力腐蝕裂紋的是： B. 不銹鋼 C. 低合金鋼 （ B ）172. 核電站的潛在危險(xiǎn)是： （ C ）173. 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 ）174. 我國核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是： [1998]6號(hào)文 D．IAEA50CQA（ B ）175. 我國對放射工作實(shí)行什么樣的管理制度： （ D ）三、 問答題（共5題，每題4分）1. 為什么要選擇壓水堆為主的核電發(fā)展方針？2. 核反應(yīng)堆的主要功能有哪些？3. 對無損檢測來說，質(zhì)量控制的重點(diǎn)及要“三點(diǎn)”是什么？4. 輻射防護(hù)的原則是什么？5. 文件控制主要措施有哪些？ 編、審、批制度,發(fā)布和分發(fā)制度,變更控制制度 1． 內(nèi)照射的防護(hù)手段有哪些？答：①防止吸入被放射性物質(zhì)污染的空氣；②防止食入被放射性物質(zhì)污染的食物和水，或者口腔接觸了被污染的器具和物品；③防止接觸放射性物質(zhì)，導(dǎo)致放射性物質(zhì)從破損的皮膚直接進(jìn)入體內(nèi)，或者通過完好的皮膚滲透入體內(nèi)。（ — ）274. 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。（ — ）272. 我國第一座核電站無損檢測主要采用美國ASME標(biāo)準(zhǔn)。（ — ）270. 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)。（ — ）268. 輻射防護(hù)就是要限制隨機(jī)效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低非隨機(jī)效應(yīng)發(fā)生的概率。（ ＋ ）266. 核電廠的質(zhì)量保證體系，其作用是確保有計(jì)劃、有系統(tǒng)和有控制地開展所有對質(zhì)量有影響的活動(dòng)。（ ＋ ）264. 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。（ ＋ ）262. 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。（ ＋ ）260. 火電與核電在汽輪機(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（ － ）258. 重水堆冷卻劑和載熱劑是去離子水。（ ＋ ）256. 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)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ ＋ ）254. 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。（ － ）252. 質(zhì)量保證職能是指質(zhì)保部門人員所從事的職能。（ ＋ ）250. 我國核安全法規(guī)HAF003等效于IAEA 。（ － ）248. 原子序數(shù)越大的物質(zhì)，屏蔽γ外照射的效果越好。（ － ）246. 壓水堆核電站停堆檢修期間主要存在γ射線外照射危害。（ ＋ ）244. 放射性物質(zhì)的半衰期隨外界的溫度壓力變化。（ － ）242. 質(zhì)量保證僅是質(zhì)保部門人員的職能。（ ＋ ）240. 質(zhì)量保證部門有獨(dú)立行使質(zhì)量監(jiān)督權(quán)。（ ＋ ）238. 核電站常規(guī)島就是一個(gè)火電廠。（ ＋ ）236. 火電與核電在汽輪機(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。（ ＋ ）234. 核電站的設(shè)備都應(yīng)按核安全最高等級(jí)制造。（ ＋ ）232. 常規(guī)島是指汽輪機(jī)和發(fā)電機(jī)的工作場所，并將熱能變?yōu)殡娔堋＃?— ）230. 我國核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ/T10391996，規(guī)定了無損檢測的方法和驗(yàn)收要求。（ — ）228. 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)。（ + ）226. 核電是釋放核子內(nèi)部能量來發(fā)電的，目前釋放核子能的方法有裂變和聚變。（ — ）224. 輻射防護(hù)的三原則： 輻射實(shí)踐的正當(dāng)性、輻射防護(hù)的最優(yōu)化和個(gè)人劑量限值。（ + ）222. 質(zhì)量保證是一種文件化的管理模式，因此必須盡可能多的編制質(zhì)量保證程序文件，以便對所有活動(dòng)進(jìn)行控制。（ ＋ ）220. 從斷裂力學(xué)的角度考慮，選材時(shí)材料強(qiáng)度越高越好。（ — ）218. 質(zhì)量保證的三原則是：凡對質(zhì)量有影響的活動(dòng)都要有人負(fù)責(zé)，有章可循，有據(jù)可查。（ ＋ ）216. HAF003對質(zhì)量保證提出了必須滿足的基本要求。（ — ）214. 質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時(shí)應(yīng)當(dāng)獨(dú)立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。（ ＋ ）212. 放射性照射分為外照射、內(nèi)照射、表面照射三種。（ ＋ ）210. 放射性核素的原子核數(shù)目因衰變而減少到它原來的一半所需的時(shí)間稱為半值層。（ — ）208. RCCM標(biāo)準(zhǔn)包含了UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七種檢驗(yàn)方法。（ ＋ ）206. 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)。（ — ）204. 我國的核電標(biāo)準(zhǔn)體系中包括原子能法、法規(guī)、國標(biāo)和行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)。（ ＋ ）202. 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。（ — ）200. 壓水堆核電站的冷卻劑和載熱劑是去離子水。（ — ）198. 所有核電廠的堆型，都必須要有慢化劑降低中子能量。（ － ）196. 核電站是以熱能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置，將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為核島，將核能變?yōu)殡娔艿牟糠址Q為常規(guī)島。（ ＋ ）194. 我國在役和在建核電站均采用法國RCC—M標(biāo)準(zhǔn)。（ ＋ ）192. 可用斷裂力學(xué)方法對有缺陷部件的安全和壽命作定量或半定量的評(píng)估。（ － ）190. 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。（ ＋ ）188. 不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。（ － ）186. 輻射防護(hù)的目的是要限制隨機(jī)效應(yīng)的發(fā)生，盡量降低非隨機(jī)效應(yīng)發(fā)生的概率。（ － ）184. 在檢查任務(wù)緊急時(shí)，質(zhì)量計(jì)劃中的H點(diǎn)也可以越過而進(jìn)行下一