核工业无损检测二级试题
判断题(括号内正确标“○”，错误标“×”，每题1，和***30)。
调节部分
沸水堆是目前世界上数量最多的核电反应堆。(×)
核岛是核能转化为热能的地方。(○)
重水堆使用重水作为慢化剂，提高了中子利用率，因此天然铀可以直接用作燃料。(○)
不同安全级别的两个系统的接口应属于相连系统中较低的安全级别。(×)
不同安全等级的设备对设计、制造、检验和质量控制的要求是不同的。(○)
压水堆使用高浓缩铀作为核燃料，轻水作为慢化剂和冷却剂。(○)
压水堆核电站反应堆冷却剂系统的平均温度为350℃。(×)
蒸汽发生器是一种热交换装置，将一次冷却剂从反应堆获得的热能传递给二次工质(使其变成蒸汽)。(○
)
设备安全分类的目的是为制定一套分级的设计、施工和质量控制要求提供基础。(○)
如果设备的抗震类别为一级，其结构设计应能承受安全停堆地震(SSE)引起的荷载。(○)
在轻水反应堆中，通常使用水或石墨作为慢化剂，就安全性而言，石墨更有利。(×)
稳压器的作用是补偿一次冷却水温度变化引起的回路水量变化，调节一次系统中冷却剂的工作压力。(○)
现代核电厂一般使用储气罐调节器。(×)
压水堆核电站的主泵多为卧式多级离心泵。(×)
天然铀中含有的裂变材料U235的量并不高，只有7%。(×)
放射性污染防治法的目的是防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核能与核技术的发展与和平利用。(○)
《核电厂核事故应急管理规定》适用于可能或已经造成放射性物质释放并造成重大辐射后果的核电厂核事故应急管理。(○)
在中华人民共和国境内生产、销售、使用放射性同位素和射线装置，以及转运、进出口放射性同位素，应当遵守《放射性同位素和射线装置安全与防护条例》。(○)
《民用核承压设备安全监督管理条例》(HAF601)是国务院1992颁布的行政法规。(×)
由于《民用核承压设备安全监督管理条例》(HAF601)中没有相关规定，国家核安全局目前对进口核承压设备不进行监管。(×)
需要延续核承压设备资质许可的，应当在有效期届满前3个月申请换证，逾期不申请换证的单位资质许可自动失效。(×)
核承压设备的在役检验、维修、退役等活动必须遵守国家有关核安全的规定。(○)
国家核安全局的监督活动不减轻或转移核承压设备活动单位对核承压设备活动应承担的责任。(○)
核承压设备活动的监督可分为例行和非例行，非例行检查前不得提前通知被检查单位。(×)
核承压设备监造人员可以参加与监造内容相关的核承压设备活动，以及涉及商业性质的活动，但必须客观公正地履行监造职能，遵守相关保密规定。(×)
根据《民用核承压设备安全监督管理规定》(HAF601)的要求，制定了《民用核承压设备无损检测人员培训、考核和取证管理办法》(HAF602)。(○)
国家核安全局对从事民用核承压设备无损检测的人员的培训、考核和取证进行监督管理。(○)
民用核承压设备无损检测人员技术资格等级分为一、二、三级。(○)
申请承压设备无损检测技术资格证书者，必须取得相应方法和水平的通用技术资格证书。(○)
对于核三级无损检测资格考生，口试时对其技术资格和技术能力有疑问的，国家核安全局应当对考试中心提出的意见进行评议，并提出书面意见。(×)
国家核安全局将向通过民用核承压设备无损检测资格审查的申请人颁发证书。(×)
在无损检测专业工作中有重大失职行为的，吊销证书。(○)
在役检查计划必须考虑运行限制和条件以及其他适用的核安全管理要求，并且必须根据运行经验进行重新评估。(○)
对于核电厂的在役检查而言，“均匀分布”检查时间表更可取，因为它提供了更大的安全性和可靠性，有利于消除电厂初始运行中的潜在缺陷。(×)
系统使用前的水压试验至少为设计压力的1.25倍，通常在工作温度下进行。(○)
在役检查要求在核电厂设计时就应采取适当的措施，使被检查的部位可以接近，并使检查人员的辐射照射保持在尽可能低的合理可行的水平。(○)
安全相关系统和部件的功能测试也属于在役检查大纲的范围。(×)
使用前检查中使用的方法、技术和设备类型必须与将来使用的方法、技术和设备类型相同，如果可行，应安排同一组工作人员。(○)
使用前检查必须包括所有要在使用中检查的部件，无论它们是否属于使用中检查样品。(○)
维修或更换的零件必须在维修前进行检查。(○)
质量保证部分
质量保证是一系列有计划、有系统的活动，以提供充分的质量保证。员工从事的生产活动不属于质量保证活动的范畴。( × )
当操作员发现图纸和文件有问题时，应要求部门领导修改。( × )
质量保证记录必须客观、真实、完整、清晰。( ○ )
在接受物项和服务时，无需在来源接受后进行接收检验和试验。( × )
核质量保证的目的是通过持续改进质量来提高核安全。( ○ )
质量保证计划/体系的运行取决于质量控制措施是否完善。( × )
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