無損檢驗(yàn)概論及民用核安全設(shè)備基本知識(shí)考試參考題

核電基本知識(shí)一、是非題1.放射性物質(zhì)無法通過完好的皮膚進(jìn)入人體內(nèi)部。(—2.只要實(shí)施了輻射防護(hù)最優(yōu)化,就可以使每個(gè)工作人員受照劑量都減小。(—3.原子序數(shù)越大的物質(zhì),屏蔽γ外照射的效果越好。(+4.被放射性物質(zhì)表面污染的物品,不但存在外照射的風(fēng)險(xiǎn),還存在內(nèi)照射的風(fēng)險(xiǎn)。(+5.一種放射性物質(zhì)的半衰期,是隨外界條件和元素的物理化學(xué)狀態(tài)的不同而變化的(—6.放射性的劑量率與距離平方成反比的規(guī)律,與輻射源的形狀無關(guān)。(—7.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。(—8.輻射防護(hù)就是要限制非隨機(jī)效應(yīng)的發(fā)生,盡量降低隨機(jī)效應(yīng)發(fā)生的概率。(+9.放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)的途徑主要是食入、吸入、通過皮膚或傷口進(jìn)入。(+10.不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。(+(—11.當(dāng)人體組織器官大量細(xì)胞被殺死或不能繁殖而發(fā)揮其功能時(shí),組織器官將喪失正常功能,這種效應(yīng)叫確定性效應(yīng)。這種效應(yīng)無閾值。12.輻射防護(hù)水平應(yīng)由個(gè)人劑量限值決定。(—13.個(gè)人劑量限值是輻射防護(hù)的目標(biāo)值。(—14.半值層HVT定義為光子射線強(qiáng)度減弱一半時(shí)所需防護(hù)介質(zhì)的厚度。(+15.放射性衰變服從指數(shù)衰減規(guī)律(+16.在輻射的有害效應(yīng)其發(fā)生率與劑量大小有關(guān)的,但效應(yīng)的嚴(yán)重程度與劑量無關(guān)時(shí),這(+種效應(yīng)叫隨機(jī)效應(yīng)。這種效應(yīng)無閾值。17.熱釋光個(gè)人劑量計(jì)應(yīng)佩帶在左胸前。(+18.輻射防護(hù)的三原則:輻射實(shí)踐的正當(dāng)性、射防護(hù)的最優(yōu)化和個(gè)人劑量限值。(+19.核電廠停堆檢修期間主要存在α射線外照射危害(—20.不穩(wěn)定核素通過衰變放出射線的特征稱為放射性。(+21.一種放射性物質(zhì)的半衰期,是一個(gè)特征常數(shù),不隨客觀環(huán)境的變化而變化的。(+22.Γ和中子可以穿透人體,它們對(duì)人體外照射的同時(shí),也造成內(nèi)照射。(—23.放射性是放射性核素所具有的特性,它不受外界因素(如溫度、壓力、化學(xué)變化、磁(+場(chǎng)等的影響24.原子序數(shù)相同,而原子質(zhì)量數(shù)不同的一類原子稱為同位素。(+25.原子質(zhì)量數(shù)同,而原子序數(shù)不同的一類原子稱為同位素。(—26.原子序數(shù)相同,原子質(zhì)量數(shù)也相同的一類原子稱為同位素。(—27.具有相同原子序數(shù)和相同原子質(zhì)量數(shù)的同一類原子稱為一種核素。(+28.不穩(wěn)定的核素稱為放射性核素(+129.穩(wěn)定和不穩(wěn)定的核素統(tǒng)稱為放射性核素(—30.某種元素有多少種同位素就有多少種核素(+31.核素通常都是不穩(wěn)定的(—32.核素有穩(wěn)定的也有不穩(wěn)定的(+33.放射性核素能自發(fā)地放出射線,并同時(shí)變?yōu)榱硪环N核素(+34.核素能自發(fā)地放出射線,并同時(shí)變?yōu)榱硪环N核素(—35.放射性核素能自發(fā)地放出射線,但核素種類不變。(—36.人工輻射源主要包括醫(yī)療照射、公眾照射和職業(yè)照射三方面(+(+37.公眾照射是指由于工業(yè)生產(chǎn)、科學(xué)研究等活動(dòng)導(dǎo)致公眾接受的和公眾本身生活等接受的輻射照射。38.對(duì)放射性工作人員,年劑量限值為50mSv(+39.Γ射線、X射線和中子射線對(duì)人體的相對(duì)危害性主要是外照射(+40.內(nèi)照射比外照射危險(xiǎn),因此應(yīng)對(duì)內(nèi)照射優(yōu)先進(jìn)行防護(hù)。(—41.只要縮短工作時(shí)間就一定能減少受照劑量。(—42.天然輻射源主要有三種來源:宇宙輻射、陸地上的輻射源和體內(nèi)放射性物質(zhì)。(+43.放射性核素在單位時(shí)間內(nèi)發(fā)生核衰變的數(shù)目(即衰變率,稱為放射性活度,(+(+44.在從事放射性同位素和射線裝置的生產(chǎn)、銷售、使用前必須向省級(jí)衛(wèi)生部門申請(qǐng)?jiān)S可,并向同級(jí)公安部門登記。45.放射工作許可登記證,每一至二年進(jìn)行一次核查。(+46.世界核電發(fā)展的實(shí)踐證明,質(zhì)量保證是保證核電廠安全、可靠運(yùn)行必不可少的一種手(+段。(—47.世界核電發(fā)展經(jīng)驗(yàn),告訴我們核電廠在運(yùn)行階段,可以不開展質(zhì)量保證活動(dòng),同樣能使核電廠安全、高效地運(yùn)行。48.質(zhì)量保證作為一門管理科學(xué),它的出現(xiàn)是科學(xué)技術(shù)發(fā)展和生產(chǎn)力水平提高的必然結(jié)果。(+49.全面質(zhì)量管理的概念是由美國(guó)人菲根堡姆提出的。(+(+50.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(duì)質(zhì)量有影響的活動(dòng)。51.對(duì)核電廠全面或?qū)δ撤矫尕?fù)有全面責(zé)任的單位稱為責(zé)任單位。(+52.質(zhì)量保證大綱文件可分為管理性文件和技術(shù)性文件兩種基本類型。(+53.實(shí)體可以是活動(dòng)或過程、產(chǎn)品、組織、體系或人,以及上述各項(xiàng)的任何組合。(+54.可單獨(dú)描述和研究的事物稱為實(shí)體。(+55.營(yíng)運(yùn)單位制定的核電廠各階段的質(zhì)量保證大綱必須提交國(guó)家核安全部門審核認(rèn)可。(+56.承包商制定的質(zhì)量保證大綱應(yīng)提交營(yíng)運(yùn)單位審核認(rèn)可。(+(+57.管理性文件和技術(shù)性文件形成一個(gè)完整的文件體系,其目的既要做到每項(xiàng)工作都“有章可循”。258.我國(guó)核安全法規(guī)HAF0400(91基本等效于IAEANo.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。(+59.核安全法規(guī)HAF0400(91適用于核電站從選址到退役的各個(gè)階段。(+60.質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時(shí),必須會(huì)同技術(shù)部門達(dá)成一致意見后做出處理決定。(—61.經(jīng)過無損檢測(cè)專門培訓(xùn)的人員被稱為合格人員。(—62.文件變更控制方法可以比新編文件的控制方法簡(jiǎn)單。(—63.記錄是實(shí)現(xiàn)質(zhì)量的客觀證據(jù),也是評(píng)價(jià)質(zhì)量保證工作有效性的依據(jù)(+64.無損檢測(cè)人員使用的檢測(cè)規(guī)程為技術(shù)性文件。(+65.為保證質(zhì)量而規(guī)定和完成的全部工作綜合在一起構(gòu)成質(zhì)量保證大綱。(+66.承接核電站項(xiàng)目的單位都應(yīng)依據(jù)HAF003的要求建立本單位的質(zhì)量保證大綱。(—67.不符合項(xiàng)可以分為一般不符合項(xiàng)、較大不符合項(xiàng)和嚴(yán)重不符合項(xiàng)三類。(+68.質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量時(shí),應(yīng)當(dāng)獨(dú)立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。(+69.由國(guó)家核安全局制定的核安全規(guī)定都是指導(dǎo)性文件。(—70.由于時(shí)間緊急,可以越過H點(diǎn)實(shí)施下步活動(dòng)。(—71.質(zhì)量保證職能是指質(zhì)保部門人員所從事的職能。(—(—72.質(zhì)量保證既是一種“有效的管理”,那么質(zhì)保就應(yīng)該是領(lǐng)導(dǎo)者和質(zhì)保人員有計(jì)劃、有組織的活動(dòng)。73.質(zhì)量保證的三原則是:凡對(duì)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(+74.核電無損檢驗(yàn)只需有資格的人員使用合格的設(shè)備來進(jìn)行就是可靠的。(—(+75.質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量時(shí),應(yīng)當(dāng)不受外界干擾的情況下既客觀地又要獨(dú)立地行使職權(quán)。76.不符合項(xiàng)是指性能、文件或程序方面的缺陷,因而使某一物項(xiàng)的質(zhì)量變得不可接受或(+不能確定。77.我國(guó)核安全法規(guī)HAF003基本等效于IAEANo.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。(+78.核安全法規(guī)HAF0400(91適用于核電站從選址到退役的各個(gè)階段。(+79.非受控文件有時(shí)亦可作為工作的依據(jù)。(—80.質(zhì)量保證監(jiān)查是驗(yàn)證質(zhì)量保證大綱充分性和有效性的手段。(+81.質(zhì)量保證記錄包括質(zhì)量證明文件和質(zhì)量要求文件。(+82.處理不符合項(xiàng)是組織內(nèi)部的事,不必向買方報(bào)告。(—83.在質(zhì)量保證中要求對(duì)所有缺陷采取防止重復(fù)發(fā)生的糾正措施。(—84.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(duì)所有活動(dòng)進(jìn)行控制。85.質(zhì)量保證記錄,在被有關(guān)單位審查后就沒有必要?dú)w檔保存了。(—(+86.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。87.重水堆冷卻劑和載熱劑是去離子水。(—388.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。(+89.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。(+90.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)。(+91.由國(guó)家核安全局制定頒發(fā)的安全法規(guī)都是指導(dǎo)性文件。(—92.放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)的途徑主要是食入、吸入、通過皮膚或傷口進(jìn)入。(+93.一般說來,吸收劑量越大,吸收劑量率越大,受照面積越大,生物效應(yīng)越明顯。(+94.由于時(shí)間緊急,在沒有得到業(yè)主授權(quán)的情況下,承包商可以越過H點(diǎn)實(shí)施下步活動(dòng)。(—95.斷裂力學(xué)可以對(duì)含裂紋構(gòu)件的安全性和壽命作出定量或半定量的評(píng)價(jià)和計(jì)算。(+96.焊縫具有冶金和幾何雙重不連續(xù)性,往往是在役檢查區(qū)域的選擇重點(diǎn)。(+97.所有核電廠的堆型都必須要有慢化劑降低中子的能量。(-98.核電站壓水堆型的反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器中的所有部件都屬于核I級(jí)部件。(-99.自然界中U-235,U-234,U-238三種同位素具有不同的質(zhì)子數(shù)和相同的中子數(shù)。(-100.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,滑開型裂紋是最危險(xiǎn)的,容易引起低應(yīng)力脆斷。101.不符合項(xiàng)是指性能、文件或程序方面的缺陷,因而使某一物項(xiàng)的質(zhì)量變得不可接受或(+不能確定。102.制造壓力殼的材料,對(duì)Co和B含量的嚴(yán)格控制的目的是為了減少放射性,避免吸收中(-子和提高抗拉強(qiáng)度。103.應(yīng)用無損檢測(cè)最主要的目的在于安全和預(yù)防事故的發(fā)生。(+104.質(zhì)量保證既然是一種“有效的管理”,那么質(zhì)保就應(yīng)該只是領(lǐng)導(dǎo)者和質(zhì)保人員的活動(dòng)。(-105.結(jié)構(gòu)件內(nèi)部存在有微裂紋,必然會(huì)是造成構(gòu)件低應(yīng)力脆斷。(-106.核電站是將核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置,將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為核島,將核能變?yōu)殡?-能的部分稱為常規(guī)島。107.產(chǎn)生內(nèi)照射的途徑只能是食入或吸入。(-108.世界核電發(fā)展的實(shí)踐證明,質(zhì)量保證是保證核電廠安全、可靠運(yùn)行必不可少的一種手(+段。109.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(duì)質(zhì)量有(+影響的活動(dòng)。110.記錄是實(shí)現(xiàn)質(zhì)量的客觀證據(jù),也是評(píng)價(jià)質(zhì)量保證工作有效性的依據(jù)。(+111.承接核電站項(xiàng)目的單位都應(yīng)依據(jù)HAF003的要求建立本單位的質(zhì)量保證大綱。(-112.放射性物質(zhì)無法通過完好的皮膚進(jìn)入人體內(nèi)部。(-4113.被放射性物質(zhì)表面污染的物品,不但存在外照射的風(fēng)險(xiǎn),還存在內(nèi)照射的風(fēng)險(xiǎn)。(+114.輻射防護(hù)就是要限制非隨機(jī)效應(yīng)的發(fā)生,盡量降低隨機(jī)效應(yīng)發(fā)生的概率。(+115.天然輻射源主要有三種來源:宇宙輻射、陸地上的輻射源和體內(nèi)放射性物質(zhì)。(+116.核能是一種可持續(xù)發(fā)展的能源,通過幾十年經(jīng)驗(yàn)總結(jié)證明,核能是安全、經(jīng)濟(jì)、干凈的能源。(+117.我國(guó)當(dāng)前核電站的主要堆型是輕水壓水堆。(+118.前蘇聯(lián)于1954年建成的第一座核電站,開辟了人類和平利用原子能的先河。(+119.不銹鋼通過淬火提高強(qiáng)度和硬度。(-120.在役檢查的可達(dá)性是要求受檢部位、人員及設(shè)備的工作空間和通道滿足HAD103/07的有關(guān)規(guī)定。(+121.只要實(shí)施了輻射防護(hù)最優(yōu)化,就可以使每個(gè)工作人員受照劑量都減小。(—122.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。(—123.不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。(+124.輻射防護(hù)的三原則:輻射實(shí)踐的正當(dāng)性、射防護(hù)的最優(yōu)化和個(gè)人劑量限值。(+125.世界核電發(fā)展的實(shí)踐證明,質(zhì)量保證是保證核電廠安全、可靠運(yùn)行必不可少的一種手段。(+126.經(jīng)過無損檢測(cè)專門培訓(xùn)的人員被稱為合格人員。(—127.文件變更控制方法可以比新編文件的控制方法簡(jiǎn)單。(—128.不符合項(xiàng)可以分為一般不符合項(xiàng)、較大不符合項(xiàng)和嚴(yán)重不符合項(xiàng)等三類。(+129.壓水堆核電站的冷卻劑和載熱劑也是降低裂變的中子能量慢化劑。(+130.核電站的類型是由核反應(yīng)堆堆型確定的,目前世界上的主要堆型僅有輕水堆、重水堆。(—131.從斷裂力學(xué)的角度考慮,選材時(shí)材料強(qiáng)度越高越好。(—132.核用金屬材料必須對(duì)鈷、硼等雜質(zhì)元素含量嚴(yán)加限制。(+133.核工業(yè)I、II級(jí)無損檢測(cè)人員資格鑒定考試包括“通用考試”和“核工業(yè)專門考試”兩部分。(-134.核工業(yè)無損檢測(cè)的報(bào)考者實(shí)際操作考試內(nèi)容包括正確應(yīng)用儀器進(jìn)行檢測(cè),給出檢測(cè)結(jié)果并對(duì)結(jié)果進(jìn)行解釋的能力。但不包括安全防護(hù)規(guī)則的制定與實(shí)施。(135.金屬材料的性能分為機(jī)械性能、物理性能、化學(xué)性能和工藝性能是指材料的強(qiáng)度、硬度、韌性和塑性四方面。(136.根據(jù)材料裂紋的受力情況,可以把裂紋分為張開型(Ⅰ型、滑移型(Ⅱ型和撕裂型(Ⅲ型三種,從斷裂力學(xué)的角度考慮,張開型缺陷是最不危險(xiǎn)的。(-137.輻射防護(hù)的目的在于防止有害的隨機(jī)性效應(yīng)的發(fā)生,并將確定性效應(yīng)的發(fā)生幾率降低到合理可行盡量低的水平。(-138.不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。(+5139.現(xiàn)代意義上的無損檢測(cè)是廣泛利用計(jì)算機(jī)技術(shù)檢測(cè)高精尖設(shè)備和裝置的無損檢測(cè)方(法。(140.核電是一種干凈的能源,其對(duì)環(huán)境影響小。如一座1000MW單機(jī)組的核電站每年約產(chǎn)生30噸高放廢燃料和800噸中、低放廢物,以及6,000,000噸二氧化碳。141.核安全2級(jí)部件是指具備防止或減輕事故后果之功能的設(shè)備。(+142.質(zhì)量保證的三原則是:凡對(duì)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。(+(—143.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(duì)所有活動(dòng)進(jìn)行控制。144.只要實(shí)施了輻射防護(hù)最優(yōu)化,就可以使每個(gè)工作人員受照劑量都減小。(—145.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。(+(+146.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。147.目前運(yùn)行的核電站是以裂變和聚變的方式來釋放核能的。(—148.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。(—149.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)。(+150.我國(guó)核安全法規(guī)HAF003等同于IAEANo.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。(—(+151.核電廠是以“反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)”代替火電廠的鍋爐裝置產(chǎn)生蒸汽去驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。152.壓水堆可以通過調(diào)節(jié)控制棒和冷卻劑中的含硼濃度來控制反應(yīng)堆功率。(+153.一種放射性物質(zhì)的半衰期,是隨外界條件和元素的物理化學(xué)狀態(tài)的不同而改變的。(-(-154.x射線、r射線及中子能量越高,從屏蔽效果考慮,應(yīng)選擇重元素及厚度較大的材料方能達(dá)到屏蔽的目的。155.斷裂韌性K1c對(duì)于同一種材料其值應(yīng)該是常數(shù)。(-(+156.反應(yīng)堆壓力容器活性區(qū)處在強(qiáng)中子輻照下,這種材料輻照導(dǎo)的致脆性轉(zhuǎn)變溫度升高,縮短運(yùn)行壽命。157.質(zhì)量保證既然是一種“有效的管理”,那么質(zhì)保就應(yīng)該只是領(lǐng)導(dǎo)者和質(zhì)保人員的活動(dòng)。(-158.文件控制就是控制文件的分發(fā),防止使用過時(shí)的,不適當(dāng)?shù)奈募?-159.核安全法規(guī)都是指導(dǎo)性文件。(-160.所有的堆型,都必須要用慢化劑以降低中子的能量。(-161.核能是由質(zhì)量轉(zhuǎn)換出來的,應(yīng)符合愛因斯坦的著名公式E=mc2。(+162.核電是最干凈的能源之一,同功率的核電站所釋放的二氧化碳只占火電站的1/10。(-(+163.核電站由核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)和一個(gè)發(fā)電系統(tǒng)及維護(hù)和保障這二個(gè)系統(tǒng)正常運(yùn)行的服務(wù)系統(tǒng)構(gòu)成。164.壓水堆核電站燃料棒包殼材料是Zr-4合金。(+165.核電站最重要的是核安全,所以核I級(jí)部件是防止事故發(fā)生和減輕事故后果的那些部(-件。166.核安全是指完成正確的運(yùn)行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果,從而實(shí)現(xiàn)廠區(qū)人員、公(+眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。167.質(zhì)量保證是為使物項(xiàng)或服務(wù)與規(guī)定的質(zhì)量要求相符合,并提供足夠置信度所必需的一(+系列有計(jì)劃、系統(tǒng)的活動(dòng)。168.文件控制是控制文件的分發(fā),防止使用過時(shí)的,不適當(dāng)?shù)奈募?-169.無論來自體外的輻射還是體內(nèi)放射性物質(zhì)的污染,其電離輻射和人體的相互作用都可(+能導(dǎo)致生物效應(yīng)。170.穿透力較弱的α、β輻射引起的內(nèi)照射危害性遠(yuǎn)大于穿透能力強(qiáng)的X、γ射線引起的內(nèi)(+照射危害性。171.核電站將核能變?yōu)闊崮艿牟糠址Q為常規(guī)島。(-172.當(dāng)前核電站是利用核聚變反應(yīng)所釋放的熱能發(fā)電的。(-173.核安全第一,核電站的所有的部件都應(yīng)按核安全的最高級(jí)別制造。(-174.重水堆的冷卻劑是去離子水。(-175.堆芯中插入或提升控制捧是為控制反應(yīng)堆的功率。(+176.火電站與核電站在汽輪機(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。(-177.核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)如果不加以控制就會(huì)造成驚人的破壞力。(+178.壓水堆一回路水中加入硼是為控制堆芯的功率。(+179.核電站主要由核島、常規(guī)島和輔助設(shè)施組成。(+180.壓水堆的穩(wěn)壓器通過加熱和噴淋冷卻劑保持回路的溫度和壓力穩(wěn)定。(+181.質(zhì)量保證部門應(yīng)當(dāng)獨(dú)立行使質(zhì)量監(jiān)督職權(quán)。(+182.國(guó)家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)是重要參考文件。(-183.質(zhì)量保證工作是質(zhì)保部門人員的專職,與其他人員無關(guān)。(-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)行下一步工作。(-185.放射性物質(zhì)的半衰期隨外界條件和元素的物理化學(xué)狀態(tài)的不同而變化。(-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。(-187.放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)的途徑主要是食入、吸入或通過皮膚上的傷口進(jìn)入。(+188.不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為放射性。(+(-189.在制造反應(yīng)堆壓力容器的材料中,對(duì)Co和B含量的嚴(yán)格控制的目的是為了避免吸收中子和減少本底輻射,也是為了提高抗拉強(qiáng)度。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。191.構(gòu)件內(nèi)部存在有微觀裂紋是造成構(gòu)件低應(yīng)力脆斷的直接原因。(+192.可用斷裂力學(xué)方法對(duì)有缺陷部件的安全和壽命作定量或半定量的評(píng)估。(+193.HAF602要求從事核工業(yè)無損檢測(cè)的人員必須取得資格證書,檢測(cè)方法分7種。(+194.我國(guó)在役和在建核電站均采用法國(guó)RCC—M標(biāo)準(zhǔn)。(-195.ASME標(biāo)準(zhǔn)是國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)化委員會(huì)發(fā)布和推薦的標(biāo)準(zhǔn)。(-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?—能的部分稱為常規(guī)島。197.核能發(fā)電只能利用核裂變所釋放的熱能發(fā)電。(—198.所有核電廠的堆型,都必須要有慢化劑降低中子能量。(—199.為確保核安全,所有部件都應(yīng)按核安全、地震和質(zhì)保的最高級(jí)別制造和驗(yàn)收。(—200.壓水堆核電站的冷卻劑和載熱劑是去離子水。(+201.壓水堆一回路水中加入硼的目的之一是通過調(diào)節(jié)含硼濃度而控制堆芯的功率。(+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。(+203.火電與核電在汽輪機(jī)進(jìn)口的蒸汽具有相同的參數(shù)。(—204.我國(guó)的核電標(biāo)準(zhǔn)體系中包括原子能法、法規(guī)、國(guó)標(biāo)和行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)。(+(+205.ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范是美國(guó)機(jī)械工程師協(xié)會(huì)編制的控制設(shè)計(jì)、制造和檢驗(yàn)等質(zhì)量的規(guī)則,它平衡了用戶、制造廠和檢驗(yàn)師的要求,也為鍋爐及壓力容器的使用提供了一定的安全裕度。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)。(—207.我國(guó)在用和在建核電站均采用法國(guó)RCC-M標(biāo)準(zhǔn)。(—208.RCC-M標(biāo)準(zhǔn)包含了UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七種檢驗(yàn)方法。(+209.核電廠經(jīng)常遇到的是α、β、γ和中子輻射。(+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。(—211.放射性核素的衰變率即所謂的放射性活度。(+212.放射性照射分為外照射、內(nèi)照射、表面照射三種。(—213.內(nèi)照射的特點(diǎn)是當(dāng)你離開輻射區(qū)域時(shí),就不會(huì)對(duì)你產(chǎn)生輻射危害。(—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)。(+215.不符合項(xiàng)是指性能、文件或程序方面的缺陷,因而使某一物項(xiàng)的質(zhì)量變得不可接受或(+不能確定。216.HAF003對(duì)質(zhì)量保證提出了必須滿足的基本要求。(+217.由于時(shí)間緊急,可以越過H點(diǎn)實(shí)施下步活動(dòng)。(—218.質(zhì)量保證的三原則是:凡對(duì)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。(+219.構(gòu)件內(nèi)部存在有微觀裂紋是造成構(gòu)件低應(yīng)力脆斷的直接原因。(+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。(—221.質(zhì)量保證的三原則是:凡對(duì)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。(+(—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(duì)所有活動(dòng)進(jìn)行控制。223.只要實(shí)施了輻射防護(hù)最優(yōu)化,就可以使每個(gè)工作人員受照劑量都減小。(—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。(+(+225.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。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。(—227.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。(—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)。(+229.我國(guó)核安全法規(guī)HAF003等同于IAEANo.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。(—230.我國(guó)核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ/T1039-1996,規(guī)定了無損檢測(cè)的方法和驗(yàn)收要求。(+231.核島是發(fā)生核裂變并將核能變?yōu)闊崮艿膱?chǎng)所。(+232.常規(guī)島是指汽輪機(jī)和發(fā)電機(jī)的工作場(chǎng)所,并將熱能變?yōu)殡娔堋?+233.核電是釋放核子內(nèi)部能量來發(fā)電的,釋放核子能的方法分為裂變和聚變。(+234.核電站的設(shè)備都應(yīng)按核安全最高等級(jí)制造。(-235.插入或提升控制捧控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。(+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)。(-237.目前世界上的核電站主要堆型有輕水堆、重水堆、石墨堆和快堆。(+238.核電站常規(guī)島就是一個(gè)火電廠。(-239.壓水堆核電站由控制捧控制功率。(+240.質(zhì)量保證部門有獨(dú)立行使質(zhì)量監(jiān)督權(quán)。(+241.壓水堆核電站具有生產(chǎn)大量同位素Co-60的能力。(-242.質(zhì)量保證僅是質(zhì)保部門人員的職能。(-243.ASME規(guī)范總共11卷,其中專門描述核電無損檢測(cè)的有內(nèi)容第三卷,第五卷,第十一卷(+等。244.放射性物質(zhì)的半衰期隨外界的溫度壓力變化。(-245.我國(guó)核電站全是依據(jù)RCC-M標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)制造的。(-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。(+247.放射性物質(zhì)無法通過完好的皮膚進(jìn)入人體內(nèi)部。(-248.原子序數(shù)越大的物質(zhì),屏蔽γ外照射的效果越好。(+249.被放射性物質(zhì)表面污染的物品,不但存在外照射的風(fēng)險(xiǎn),還存在內(nèi)照射的風(fēng)險(xiǎn)。(+250.我國(guó)核安全法規(guī)HAF003等效于IAEANo.50-C-QA標(biāo)準(zhǔn)。(+251.質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時(shí),必須會(huì)同技術(shù)部門達(dá)成一致意見后做出處理決定。(-252.質(zhì)量保證職能是指質(zhì)保部門人員所從事的職能。(-253.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)。(+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。(-255.EJ/T1039是我國(guó)核設(shè)備制造中的無損檢驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)。(+(+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。257.鉛是屏蔽射線及中子的最佳材料。(-258.重水堆冷卻劑和載熱劑是去離子水。(-259.堆芯中插入或提升控制棒的目的是控制反應(yīng)堆的反應(yīng)性。(+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)。(-261.核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)如果不加以控制就會(huì)造成驚人的破壞力。(+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。(+263.核電站主要由反應(yīng)堆回路、汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)回路及輔助設(shè)施組成。(+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。(+265.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)。(+(+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(duì)質(zhì)量有影響的活動(dòng)。267.質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時(shí),必須會(huì)同技術(shù)部門達(dá)成一致意見后做出處理決定。(—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。(—269.內(nèi)照射比外照射危險(xiǎn),因此應(yīng)對(duì)內(nèi)照射優(yōu)先進(jìn)行防護(hù)。(—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)。(+271.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。(—272.我國(guó)第一座核電站無損檢測(cè)主要采用美國(guó)ASME標(biāo)準(zhǔn)。(+273.核安全法規(guī)HAF602規(guī)定了從事民用和軍事核行業(yè)無損檢測(cè)人員必須具備的條件。(—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。(+275.當(dāng)壓水堆核電站一回路中的壓力升高,穩(wěn)壓器會(huì)自動(dòng)加熱來降低回路中的壓力。(—二、選擇題1.放射性工作人員年有效劑量限值中應(yīng)包括(BA.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2.放射性工作人員個(gè)人劑量檢測(cè)計(jì)佩帶位置為(AA.左胸側(cè)B.腰間C.可能照射最大處D.無專門規(guī)定(B3.嚴(yán)重程度隨劑量而變化,且存在閥值的效應(yīng)是A.隨機(jī)效應(yīng)B.確定性效應(yīng)C.軀體效應(yīng)D.遺傳效應(yīng)4.用來檢測(cè)χ射線或γ射線輻射場(chǎng)的物理量是(CA.吸收劑量B.有效劑量C.照射量D.劑量當(dāng)量(A5.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(duì)6.天然輻射源主要來源有:(DA.宇宙輻射B.陸地上的輻射源C.體內(nèi)放射性物質(zhì)D.以上都對(duì)(C7.劑量當(dāng)量的單位A.倫琴B.戈瑞(拉德C.希沃特(雷姆D.貝克勒爾(居里8.下列輻射射線源中,電離破壞性最大的是(BA.x射線及Y射線B.α粒子C.β射線D.中子9.電離輻射時(shí)按其照射方式可分為(AA.外照射和內(nèi)照射B.外照射和表面照射C.環(huán)境輻射和直接照射D.以上都不對(duì)10.射線檢驗(yàn)人員的平均年照射的最大允許劑量當(dāng)量為(CA.100mRemB.50RemC.50mSvD.100mSv(B11.放射性的強(qiáng)度是用什么來度量的A.尺寸大小B.活度C.源的種類D.能量12.受照個(gè)體本身所產(chǎn)生的效應(yīng)是:(BA.遺傳效應(yīng)B.軀體效應(yīng)C.隨機(jī)效應(yīng)D.確定性效應(yīng)(B13.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(A14.放射性衰變中,原子核數(shù)目的減少按什么規(guī)律變化A.指數(shù)規(guī)律B.線性規(guī)律C.不確定D.隨時(shí)間變化而加快15.松散的表面污染對(duì)人具有的風(fēng)險(xiǎn)是:(CA.外照射B.內(nèi)照射C.A+BD.無風(fēng)險(xiǎn)16.在Γ點(diǎn)源與人之間設(shè)置3個(gè)半值層的屏蔽物質(zhì),則人員處Γ射線的強(qiáng)度將減至原來的(CA.三分之一B.六分之一C.八分之一D.九分之一17.外照射防護(hù)法中在人與源之間設(shè)置屏蔽層稱為:(CA.距離防護(hù)法B.時(shí)間防護(hù)法C.屏蔽防護(hù)法D.源項(xiàng)控制法(B18.放射性活度是放射性核素在單位時(shí)間內(nèi)的A.核反應(yīng)次數(shù)B.核衰變次數(shù)C.核減少的數(shù)目D.核發(fā)射粒子的數(shù)目(B19.不穩(wěn)定的核素通過衰變放出射線的特性稱為:A.放射性衰變B.放射性C.放射源D.同位素(D20.在人類的生活環(huán)境中,受到放射性照射的場(chǎng)合有:A.從事放射性工作B.接觸放射性物質(zhì)C.任何時(shí)間任何地方D.以上都是21.對(duì)輻射性同位素和射線裝置的生產(chǎn)、銷售、使用中的放射防護(hù)實(shí)施監(jiān)督管理的部門為:(AA.衛(wèi)生、環(huán)保部門和公安部門B.公安部門和核工業(yè)集團(tuán)公司C.衛(wèi)生、環(huán)保部門和核電站D.核電站和企業(yè)自身(A22.我國(guó)對(duì)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23.放射工作許可登記證,核查周期為:(CA.每年進(jìn)行一次B.每二年進(jìn)行一次C.每隔一至二年進(jìn)行一次D.每三年進(jìn)行一次(D24.合格的儀器應(yīng)具備合適的量程B.適當(dāng)?shù)木群蜏?zhǔn)確度C.正確的型號(hào)D.以上都是25.核安全法規(guī)HAF003原則除適用于核電廠外,還適用于(AA.核供熱堆B.軍用核反應(yīng)堆C.移動(dòng)式反應(yīng)堆D.以上都是(C26.對(duì)工作質(zhì)量負(fù)主要責(zé)任的人是A.檢驗(yàn)人員B.管理人員C.工作執(zhí)行人員D.上級(jí)主管部門27.實(shí)施文件分發(fā)控制目的為(DA.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(duì)(D28.質(zhì)量保證中的實(shí)體,可以是A.具體的產(chǎn)品B.組織C.過程D.以上都是(A29.營(yíng)運(yùn)單位制定的建造階段質(zhì)量保證大綱,須由什么部門審查認(rèn)可A.核安全部門B.衛(wèi)生部門C.中核集團(tuán)公司D.技監(jiān)局30.質(zhì)量保證大綱文件體系包括:(BA.質(zhì)保大綱和程序B.管理性和技術(shù)性文件C.檢驗(yàn)規(guī)程和標(biāo)準(zhǔn)D.以上都不對(duì)(D31.大綱程序的基本內(nèi)容有A.目的和范圍B.責(zé)任C.正文描述D.以上都是32.質(zhì)量保證記錄分為:(CA.臨時(shí)性和長(zhǎng)期記錄B.文件化和表格化記錄C.永久性和非永久性記錄D.檔案性和資料性記錄(C33.無損檢測(cè)工藝規(guī)程為:A.管理性文件B.標(biāo)準(zhǔn)化文件C.技術(shù)性文件D.以上都不是34.選擇質(zhì)量控制的“三點(diǎn)”中的W點(diǎn)是(CA.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)35.通過質(zhì)量保證,促進(jìn)達(dá)到質(zhì)量要求的途徑是(DA.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36.我國(guó)核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是(BA.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6號(hào)文D.IAEA50-C-QA(D37.凡質(zhì)量有影響的活動(dòng)都要遵循質(zhì)量保證的原則是A.有章可循B.有人負(fù)責(zé)C.有據(jù)可查D.以上都是38.文件控制的主要措施有:(DA.編、審、批制度B.發(fā)布和分發(fā)制度C.變更控制制度D.以上都是(D39.在核電廠運(yùn)行的三大目標(biāo)中,最基本的考慮是:A.經(jīng)濟(jì)性B.安全性C.可靠性D.以上三種都是(A40.質(zhì)量保證大綱實(shí)施的評(píng)價(jià)大致可分為:A.自我評(píng)價(jià)和獨(dú)立評(píng)價(jià)B.獨(dú)立評(píng)價(jià)和內(nèi)外部監(jiān)查C.監(jiān)督監(jiān)查和同行評(píng)估D.技術(shù)審查和同行評(píng)估(D41.質(zhì)量保證大綱實(shí)施的獨(dú)立評(píng)價(jià)有:A.內(nèi)外部監(jiān)查B.監(jiān)督監(jiān)查C.技術(shù)審查和同行評(píng)估D.以上都是42.質(zhì)量保證大綱的有效實(shí)施取決于工作的:(DA.管理人員B.執(zhí)行人員C.檢驗(yàn)人員D.上述三類人員(C43.質(zhì)量保證大綱應(yīng)包括兩類活動(dòng),它們是:A.生產(chǎn)活動(dòng)和管理活動(dòng)B.驗(yàn)證活動(dòng)和管理活動(dòng)C.生產(chǎn)活動(dòng)和驗(yàn)證活動(dòng)D.質(zhì)量控制和質(zhì)量保證(B44.在質(zhì)量計(jì)劃上設(shè)置了需要事先通知的控制點(diǎn)是:A.H和R點(diǎn)B.H和W點(diǎn)C.W和R點(diǎn)D.H、W和R點(diǎn)45.記錄是質(zhì)量的客觀證據(jù),因此記錄必須(DA.字跡清楚B.內(nèi)容完整C.與所記述的物項(xiàng)相對(duì)應(yīng)D.A+B+C46.質(zhì)量保證大綱是指:(BA.質(zhì)保手冊(cè)、工作程序、指令等一整套文件B.為保證實(shí)現(xiàn)質(zhì)量而制定和實(shí)施的全部活動(dòng)C.檢查和試驗(yàn)計(jì)劃、進(jìn)度控制D.執(zhí)行檢驗(yàn)的方法47.質(zhì)量保證活動(dòng)是一種有效的管理,它是:(AA.全過程的管理B.針對(duì)某一過程的管理C.柔性的管理D.以上都不正確(A48.核安全法規(guī)HAF003是A.強(qiáng)制執(zhí)行文件B.參考性文件C.指導(dǎo)性文件D.以上說法都不正確49.蒸汽發(fā)生器中一、二次側(cè)介質(zhì)的隔離屏障之一是:(AA.傳熱管B.筒體組件C.下封頭D.上封頭(D50.壓力容器與一般壓力容器在運(yùn)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51.文件控制的主要措施有(DA.編、審、批制度B.發(fā)布和分發(fā)制度C.變更控制制度D.以上都是(C52.劑量當(dāng)量的單位是A.倫琴B.戈瑞(拉德C.希沃特(雷姆D.貝克勒爾(居里(B53.壓水堆核電站中,防止和減輕核事故后果的設(shè)備屬于:A.核I級(jí)部件B.核II級(jí)部件C.核III級(jí)部件D.核IV級(jí)部件(B54.壓力容器的活性區(qū)在壓力作用下,受中子輻射,其脆性轉(zhuǎn)變溫度將會(huì):A.降低B.升高C.不變D.不一定(D55.凡對(duì)質(zhì)量有影響的活動(dòng)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56.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP的主要功能為:(DA.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.把堆芯正常運(yùn)行時(shí)產(chǎn)生的熱量傳輸給蒸汽發(fā)生器(B57.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(B58.放射性的活度是指:A.單位時(shí)間粒子數(shù)B.單位時(shí)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59.利用堆內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽直接推動(dòng)汽輪機(jī)運(yùn)行的堆型叫:(CA.壓水堆B.快中子增殖堆C.沸水堆D.重水堆60.核電站奧氏體不銹鋼管道焊縫,在運(yùn)行過程中最容易產(chǎn)生的缺陷是:(DA.熱疲勞裂紋B.低周疲勞裂紋C.輻照脆化和時(shí)效老化D.晶間應(yīng)力腐蝕裂紋61.壓水堆和沸水堆都屬于:(AA.輕水堆B.氣冷堆C.石墨堆D.重水堆62.選擇質(zhì)量控制的“三點(diǎn)”中的H點(diǎn)是(BA.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)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:(CA.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64.輻射防護(hù)的原則:(DA.正當(dāng)化B.最優(yōu)化C.個(gè)人劑量限值D.以上都是65.放射性的強(qiáng)度是用什么來度量的?(CA.能量B.源的尺寸大小C.活度D.源的種類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(D控制?A.壓力B.溫度C.流量D.硼濃度67.詳細(xì)說明一項(xiàng)活動(dòng)目的和范圍,規(guī)定在什么時(shí)候、什么地方、由誰怎樣執(zhí)行這項(xiàng)活動(dòng),(C稱為:A.質(zhì)量保證B.質(zhì)量控制C.程序D.監(jiān)督68.核總電發(fā)【1998】6號(hào)文規(guī)定需要資格鑒定考核取證的證件有:(AA.7種B.5種C.4種D.10種69.在役檢查注重檢查的缺陷是:(AA.裂紋B.氣孔C.夾渣D.設(shè)備結(jié)構(gòu)(A70.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)(B71.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72.受力構(gòu)件受到中子輻照后,其脆性轉(zhuǎn)變溫度將會(huì):(CA、降低B、不變C、升高D、無規(guī)律73.輻射防護(hù)實(shí)踐的正當(dāng)性是指(CA.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(jià)D.以上都不對(duì)(B74.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(duì)(A75.質(zhì)量保證大綱實(shí)施的評(píng)價(jià)大致可分為:A.自我評(píng)價(jià)和獨(dú)立評(píng)價(jià)B.獨(dú)立評(píng)價(jià)和內(nèi)外部監(jiān)查C.監(jiān)督監(jiān)查和同行評(píng)估D.技術(shù)審查和同行評(píng)估(C76.核電站的潛在危險(xiǎn)是A.戰(zhàn)爭(zhēng)B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂變反應(yīng)(D77.無損檢測(cè)的操作規(guī)程要求A.對(duì)檢驗(yàn)對(duì)象的描述B.對(duì)檢驗(yàn)設(shè)備和方法的描述C.對(duì)檢驗(yàn)過程及結(jié)果記錄等的描述D.以上都是(B78.對(duì)工作質(zhì)量負(fù)主要責(zé)任的人是A.檢驗(yàn)人員B.工作執(zhí)行人員C.管理人員D.上級(jí)主管部門(D79.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(A80.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(BA.1級(jí)部件B.2級(jí)部件C.3級(jí)部件D.4級(jí)部件(A82.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83.壓水堆和沸水堆又稱為(CA.石墨堆B.氣冷堆C.輕水堆D.重水堆(A84.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.可持續(xù)發(fā)展的能源B.裂變能C.太陽(yáng)能D.無機(jī)能(B85.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)86.在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生再熱裂紋的是:(CA.低碳鋼B.低合金鋼C.不銹鋼D.與材料無關(guān)87.金屬材料中產(chǎn)生冷裂紋一般應(yīng)滿足的條件為(DA.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88.我國(guó)核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是:(BA.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6號(hào)文D.IAEA50-C-QA(D89.我國(guó)標(biāo)準(zhǔn)《核電廠核島機(jī)械設(shè)備無損檢測(cè)規(guī)范》的標(biāo)準(zhǔn)號(hào)是:A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-199690.壓水堆核電站運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明,在主設(shè)備中易發(fā)生破損事故的是:(CA、壓力容器中的驅(qū)動(dòng)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(dòng)管(D91.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(D92.運(yùn)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(shí)效老化D、晶間應(yīng)力腐蝕裂紋93.在當(dāng)前的核電站中,把核能轉(zhuǎn)為熱能的方式是:(CA、化學(xué)的合成B、物理化學(xué)的轉(zhuǎn)換C、核裂變D、核聚變(B94.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(jí)部件是:A、核I級(jí)B、核II級(jí)C、核III級(jí)D、核IV級(jí)(D95.質(zhì)量保證部門在處理質(zhì)量問題時(shí),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(dú)立地、客觀地(B96.中華人民共和國(guó)環(huán)境保護(hù)法是由:A、國(guó)務(wù)院發(fā)布的行政法規(guī)B、人大常委會(huì)通過并發(fā)布的法律C、國(guó)家環(huán)?？偩职l(fā)布的規(guī)章D、國(guó)家核安全局發(fā)布的法規(guī)(D97.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(D98.釋放核子內(nèi)部能量的方法:A.裂變B.聚變C.中子D.A和B99.核電站構(gòu)成:(DA.核島B.常規(guī)島C.BOP系統(tǒng)D.以上全部100.核電站機(jī)械設(shè)備的主要材料是:(AA.炭鋼、低合金鋼、不銹鋼B.鋼、不銹鋼、有色金屬C.鋼、有色金屬、有機(jī)材料D.以上都不對(duì)101.堆焊層采用奧氏體不銹鋼的主要原因:(CA、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(duì)(B102.重水反應(yīng)堆利用的核燃料:A、濃縮U235B、天然鈾C(jī)、中子源D、都可用(B103.我國(guó)《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(guó)聯(lián)邦法規(guī)10CFR50B、國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)50-C-QAC、我國(guó)原子能法D、以上都不是(A104.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105.核電廠主要放射性物質(zhì)有:(DA、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(C106.對(duì)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、γB、βC、αD、不一定107.對(duì)受控輻射源而言,輻射防護(hù)的原則是:(DA、輻射實(shí)踐的正當(dāng)性B、輻射防護(hù)的最優(yōu)化C、個(gè)人劑量限性D、以上都是108.蒸汽發(fā)生器中一、二次側(cè)介質(zhì)的隔離屏障之一是:(AA.傳熱管B.筒體組件C.下封頭D.上封頭(A109.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(B110.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(A111.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112.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(DA.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:(AA.一回路B.二回路C.一次側(cè)D.二次側(cè)(C114.反應(yīng)堆核燃料中用于裂變的元素是A.鈷—60B.銥—192C.鈾—235D.碳—14115.壓水堆核電站核島部分回路有(AA.一回路B.汽輪機(jī)回路C.發(fā)電機(jī)回路D.以上都有(A116.工程構(gòu)件在運(yùn)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(huì)(BA.降低B.升高C.不變D.不一定(C118.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(D119.從事核工業(yè)無損檢測(cè)的人員要進(jìn)行核專業(yè)培訓(xùn)的依據(jù)是A.GB-9445無損檢測(cè)人員資格鑒定與認(rèn)證B.HAF-602民用核承壓設(shè)備無損檢測(cè)人員培訓(xùn)、考核和取證管理辦法C.中核總電發(fā)[1998]6號(hào)文,核工業(yè)無損檢測(cè)人員資格鑒定管理辦法D.以上都是(A120.為確定流體包容部件邊界的設(shè)計(jì)要求,將安全等級(jí)分為:A.三級(jí)B.四級(jí)C.五級(jí)D.六級(jí)(C121.核工業(yè)無損檢測(cè)人員技術(shù)資格等級(jí)中的高級(jí)證書是:A.I級(jí)B.II級(jí)C.III級(jí)D.IV級(jí)(D122.核工業(yè)無損檢測(cè)人員技術(shù)資格筆試包括:A.核工業(yè)基本知識(shí)B.無損檢測(cè)通用技術(shù)C.核工業(yè)無損檢測(cè)技術(shù)D.以上都有(D123.根據(jù)國(guó)外對(duì)壓水堆核電廠事故統(tǒng)計(jì)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(A124.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(B125.利用堆內(nèi)產(chǎn)生蒸汽直接推動(dòng)汽輪機(jī)運(yùn)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(AA.1級(jí)部件B.2級(jí)部件C.3級(jí)部件D.4級(jí)部件(D127.核壓力容器與一般壓力容器在運(yùn)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(C128.核電站的潛在危險(xiǎn)是A.戰(zhàn)爭(zhēng)B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂變反應(yīng)129.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?BA.過熱蒸汽B.飽和蒸汽C.不銹鋼D.核反應(yīng)(A130.我國(guó)核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則是A.EJ/T1041B.EJ/T1039C.ASMED.RCC-M131.ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范第V卷B分冊(cè)是(AA.非強(qiáng)制性標(biāo)準(zhǔn)B.非強(qiáng)制性附錄C.ASTM標(biāo)準(zhǔn)D.驗(yàn)收準(zhǔn)則(B132.核工業(yè)無損檢測(cè)人員資格鑒定的無損檢測(cè)方法有a5種(RT、UT、ET、MT、PTb7種(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VTc2種(表面方法、體積方法D.9種(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT、TM、AE(D133.我國(guó)核工業(yè)無損檢測(cè)人員取證的依據(jù)標(biāo)準(zhǔn)與法規(guī)是A.HAF602B.CNNC[1998]6號(hào)文C.GB9445D.以上都對(duì)134.核電廠主要放射性物質(zhì)有(DA.裂變產(chǎn)物B.活化產(chǎn)物C.活化腐蝕產(chǎn)物D.以上都有(A135.用于外照射個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)的法定劑量計(jì)為A.TLD(熱釋光劑量計(jì)B.電子劑量計(jì)(DM-91C.WBC(全身計(jì)數(shù)器D.以上都可以136.選擇質(zhì)量控制的“三點(diǎn)”中的W點(diǎn)是(CA.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)(B137.國(guó)家核安全局發(fā)布的核安全法規(guī)代碼為A.GB/TB.HAFC.IAEAD.EJ(A138.無損檢測(cè)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(duì)(D139.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140.從斷裂力學(xué)的角度而言,應(yīng)著重提高NDT方法的(CA.記錄準(zhǔn)確度B.檢測(cè)靈敏度C.定位、定量精度D.自動(dòng)化程度(D141.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(duì)(C142.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(B143.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(duì)(B144.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(duì)(A145.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(duì)(A146.我國(guó)對(duì)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(C147.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)(D148.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(B149.我國(guó)核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是:A.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6號(hào)文D.IAEA50-C-QA(D150.我國(guó)標(biāo)準(zhǔn)《核電廠核島機(jī)械設(shè)備無損檢測(cè)規(guī)范》的標(biāo)準(zhǔn)號(hào)是:A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-1996(B151.我國(guó)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(A152.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153.壓水堆核電站中設(shè)備的核安全級(jí)別有(DA.1級(jí)部件B.2級(jí)部件C.3級(jí)部件D.以上都是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?BA.過熱蒸汽B.飽和蒸汽C.不銹鋼D.核反應(yīng)155.我國(guó)核工業(yè)無損檢測(cè)人員取證的依據(jù)標(biāo)準(zhǔn)與法規(guī)是(DA.HAF602B.CNNC[1998]6號(hào)文C.GB9445D.以上都對(duì)(D156.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(D157.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(D158.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(B159.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(D160.核工業(yè)無損檢測(cè)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(A161.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:(DA、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163.用于核反應(yīng)堆的核燃料為:(CA、鈷-60B、銥-192C、鈾-235D、碳-14(C164.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)165.通過質(zhì)量保證,促進(jìn)達(dá)到質(zhì)量要求的途徑是:(DA、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166.在核電站停堆檢修期間,外照射的主要來源為:(BA、中子B、γ射線C、β射線D、α射線(D167.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):(BA、降低B、升高C、不變D、不可知(C169.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170.核總電發(fā)[1998]6號(hào)文規(guī)定核工業(yè)無損檢測(cè)人員資格考試的內(nèi)容包括:(DA、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(B171.在下列金屬材料中最容易產(chǎn)生晶間因力腐蝕裂紋的是:A.低碳鋼B.不銹鋼C.低合金鋼D.與材料無關(guān)(C172.核電站的潛在危險(xiǎn)是:A.戰(zhàn)爭(zhēng)B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂變反應(yīng)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(AA.可持續(xù)發(fā)展的能源B.裂變能C.太陽(yáng)能D.無機(jī)能(B174.我國(guó)核電站建設(shè)質(zhì)量保證依據(jù)法規(guī)是:A.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6號(hào)文D.IAEA50-C-QA(D175.我國(guó)對(duì)放射工作實(shí)行什么樣的管理制度:A.合同管理制度B.備案制度C.審批備案制度D.許可登記制度三、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(duì)無損檢測(cè)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)。2.輻射防護(hù)的目的?答:輻射防護(hù)目的在于防止有害的確定性效應(yīng)的發(fā)生,并將隨機(jī)性效應(yīng)的發(fā)生率降低到合理可行盡量低的水平。3.何謂放射性核素?它有哪三個(gè)主要特征?答:具有相同原子序數(shù)和相同原子質(zhì)量的同一類原子為一種核素。核素有的穩(wěn)定,有的不穩(wěn)定的,不穩(wěn)定的核素被稱之為放射性核素。放射性核素具有三個(gè)主要特性:(1放射性核素能自發(fā)地放出射線,并同時(shí)變成另一種核素(2放射性核素具有一定的半衰期(T1/2。(3放射性原子核數(shù)目的衰減服從指數(shù)衰減規(guī)律。4.輻射防護(hù)有哪些基本原則?答:輻射實(shí)踐的正當(dāng)化、輻射防護(hù)的最優(yōu)化、個(gè)人劑量限值5.外照射的防護(hù)段有哪些?答:控制源項(xiàng)防護(hù)法;減少受照時(shí)間;增加與輻射源之間的距離;采用屏蔽物。6.質(zhì)量保證大綱文件可分為那三個(gè)層次?答:①質(zhì)量保證大綱概述(簡(jiǎn)稱大綱②管理性文件③詳細(xì)工作文件(即技術(shù)性文件7.什么是質(zhì)量保證記錄,分那二類?答:記錄是為各種物項(xiàng)的質(zhì)量和影響質(zhì)量的活動(dòng)提供客觀證據(jù)的文件。它分為兩大類,即永久性記錄和非永久性記錄。8.質(zhì)量保證記錄的要求是什么?答:所有的質(zhì)量保證記錄都必須字跡清楚、完整、與所記述的物項(xiàng)或服務(wù)和對(duì)應(yīng)和相符合;而且記錄應(yīng)妥善保存,使其處于良好的狀態(tài)。9.不符合項(xiàng)分幾類?答:不符合