民用核安全设备无损检验人员技能竞赛试题(1)

断裂韧性K1c对于同一种材料其值应该是常数。

反应堆压力容器活性区处在强中子辐照下，这种材料辐照导的致脆性转变温度升高，缩短运行寿命。

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。

一种放射性物质的半衰期，是随外界条件和元素的物理化学状态的不同而改变的。

x射线、r射线及中子能量越高，从屏蔽效果考虑，应选择重元素及厚度较大的材料方能达到屏蔽的目的。

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。

我国核安全法规HAF003等同于IAEANo.50-C-QA标准。

核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。

放射性衰变服从指数衰减规律。

高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。

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。

目前运行的核电站是以裂变和聚变的方式来释放核能的。

质量保证是一种文件化的管理模式，因此必须尽可能多的编制质量保证程序文件，以便对所有活动进行控制。

只要实施了辐射防护最优化，就可以使每个工作人员受照剂量都减小。

辐射防护的三原则：辐射实践的正当性、辐射防护的最优化和个人剂量限值。

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。

质量保证的三原则是：凡对质量有影响的活动都要有人负责，有章可循，有据可查。

不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性。

半值层HVT定义为光子射线强度减弱一半时所需防护介质的厚度。

辐射防护的目的在于防止有害的随机性效应的发生，并将确定性效应的发生几率降低到合理可行尽量低的水平。

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。

根据材料裂纹的受力情况，可以把裂纹分为张开型(Ⅰ型)、滑移型(Ⅱ型)和撕裂型(Ⅲ型)三种，从断裂力学的角度考虑，张开型缺陷是最不危险的。

从断裂力学的角度考虑，选材时材料强度越高越好。

核用金属材料必须对钴、硼等杂质元素含量严加限制。

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。

个人剂量限值是辐射防护的目标值。

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。

文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。

不符合项可以分为一般不符合项、较大不符合项和严重不符合项等三类。

经过无损检测专门培训的人员被称为合格人员。

核电厂主要放射性物质有

我国核工业无损检测人员取证的依据标准与法规是

ASME锅炉及压力容器规范第V卷B分册是

核工业无损检测人员资格鉴定的无损检测方法有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)

我国核电厂核岛机械设备在役检查规则是

在核电站停堆检修期间，外照射的主要来源为：

核电站的潜在危险是

核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用

核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是

压水堆核电站中，防止裂变产物逸出的设备称之为核安全

利用堆内产生蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫做

重水堆型是属于

核工业无损检测人员技术资格笔试包括：

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的设备部件为

核工业无损检测人员技术资格等级中的高级证书是：

为确定流体包容部件边界的设计要求，将安全等级分为：

受照个体本身所产生的效应是：

从事核工业无损检测的人员要进行核专业培训的依据是

核电站一回路系统中常用的结构材料是：

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