核工业基本知识试题汇总1.docx

核电基本知识1.2.3.4.5.6.7.8.9.10.11.12.13.14.15.16.17.18.19.20.21.22.23.24.25.26.27.28.是非题 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重水堆冷却剂和载热剂是去离子水堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性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由国家核安全局制定颁发的安全法规都是指导性文件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所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量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制造压力壳的材料，对C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。

应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生结构件内部存在有微裂纹，必然会是造成构件低应力脆断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 的能源我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆前苏联于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 不锈钢通过淬火提高强度和硬度)+)—) —) +)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 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。

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 目前运行的核电站是以裂变和聚变的方式来释放核能的 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用 核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点我国核安全法规HAF003等同于IAEA No.50-C-QA标准核电厂是以“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，这种辐照导致材料的脆性转变温度升高， 缩短运行寿命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 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 统构成压水堆核电站燃料棒包壳材料是Zr—4合金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当前核电站是利用核聚变反应所释放的热能发电的 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火电站与核电站在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数 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 压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯的功率核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成 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国家核安全局发布的核安全法规是重要参考文件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 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 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 ASME标准是国际标准化委员会发布和推荐的标准 核能发电只能利用核裂变所释放的热能发电。

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压水堆核电站的冷却剂和载热剂是去离子水29.30.31.32.33.34.35.36.37.38.39.40.41.42.43.44.45.46.47.48.49.50.51.52.53.54.55.56.57.58.59.60.61.62.（＋ ）（ —）（ —）（ + ）（ —）（ ＋ ）（ ＋ ）（ — ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ — ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ — ）（ ＋ ）（ — ）（ — ）（ — ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ — ）（ — ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ ＋ ）（ — ）（ — ）（ — ）（ ＋ ）（ ＋ ）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火电与核电在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数—）＋）＋）—）—）＋）＋）—）—）—）+）—）+）＋）＋）＋）－）－）＋）－）＋）－）＋）－）＋）＋）－）＋）＋）＋）＋）+）—）+）—）63.64.65.66.67.68.69.70.71.72.73.74.75.76.77.78.79.80.81.82.83.84.85.86.87.88.89.90.91.92.93.94.95.96.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。

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ASME规范是世界公认的标准，也是世界上最严的标准我国在用和在建核电站均米用法国RCC-M标准RCC-M标准包含了 UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七种检验方法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从断裂力学的角度考虑，选材时材料强度越高越好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 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用 核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点我国核安全法规HAF003等同于IAEA No.50-C-QA标准我国核行业标准EJ/T1039-1996,规定了无损检测的方法和验收要求 核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所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 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 核电站的设备都应按核安全最高等级制造火电与核电在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数 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。

核电站常规岛就是一个火电厂压水堆核电站由控制捧控制功率压水堆核电站具有生产大量同位素Co-60的能力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 等放射性物质的半衰期随外界的温度压力变化我国核安全法规HAF003等效于IAEA No.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 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用EJ/T1039是我国核设备制造中的无损检验标准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核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用我国第一座核电站无损检测主要采用美国ASME标准核安全法规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二、 选择题1. 蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障之一是： （ A）A. 传热管B.筒体组件 C.下封头D.上封头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 （ D）A. 受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与Y射线辐射3. 压水堆核电站中，防止和减轻核事故后果的设备属于： （ B）A.核I级部件 B.核II级部件C.核III级部件 D.核IV级部件4. 压力容器的活性区在压力作用下，受中子辐射，其脆性转变温度将会： （ B）A.降低 B. 升高 C.不变D.不一定5. 反应堆冷却剂系统（RCP）的主要功能为： （D）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的热量传输给蒸汽发生器6. 在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢的目的在于： （ B）A.屏蔽中子辐照 B.减少冷却剂的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7. 利用堆内产生的蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫： （ C）A.压水堆 B.快中子增殖堆 C.沸水堆 D.重水堆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的缺陷是： （ D）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9. 压水堆和沸水堆都属于： （ A）A.轻水堆 B.气冷堆 C.石墨堆 D.重水堆10. 压水堆型核电站一回路系统中常用的结构材料是： （ C）A.锻钢、铸钢、结构钢 B.低碳钢、中碳钢、咼碳钢C.低合金钢、不锈钢、镍基合金D.高合金钢、低合金钢、特种钢11. 压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制的，还可以通过调节冷却剂中的什么参数来 （。