无损检验概论及民用核安全设备基本知识考试参考题

核电基本知识

一、是非题

1. 放射性物质无法通过完好的皮肤进入人体内部。	（ —）
2. 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。	（ —）
3. 原子序数越大的物质，屏蔽γ外照射的效果越好。	（ + ）
4. 被放射性物质表面污染的物品，不但存在外照射的风险，还存在内照射的风险。	（ + ）
5. 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变化的	（ —）
6. 放射性的剂量率与距离平方成反比的规律，与辐射源的形状无关。	（ —）
7. 辐射防护就是要限制随机效应的发生，尽量降低非随机效应发生的概率。	（ —）
8. 辐射防护就是要限制非随机效应的发生，尽量降低随机效应发生的概率。	（ + ）
9. 放射性物质进入体内的途径主要是食入、吸入、通过皮肤或伤口进入。	（ + ）
10. 不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性。	（ + ）
11. 当人体组织器官大量细胞被杀死或不能繁殖而发挥其功能时，组织器官将丧失正常功能，这种效应叫确定性效应。这种效应无阈值。	（ —）
12. 辐射防护水平应由个人剂量限值决定。	（ —）
13. 个人剂量限值是辐射防护的目标值。	（ —）
14. 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。	（ + ）
15. 放射性衰变服从指数衰减规律	（ + ）
16. 在辐射的有害效应其发生率与剂量大小有关的，但效应的严重程度与剂量无关时，这种效应叫随机效应。这种效应无阈值。	（ + ）
17. 热释光个人剂量计应佩带在左胸前。	（ + ）
18. 辐射防护的三原则：辐射实践的正当性、射防护的最优化和个人剂量限值。	（ + ）
19. 核电厂停堆检修期间主要存在α射线外照射危害	（ —）
20. 不稳定核素通过衰变放出射线的特征称为放射性。	（ + ）
21. 一种放射性物质的半衰期，是一个特征常数，不随客观环境的变化而变化的。	（ + ）
22. Γ和中子可以穿透人体，它们对人体外照射的同时，也造成内照射。	（ —）
23. 放射性是放射性核素所具有的特性，它不受外界因素（如温度、压力、化学变化、磁场等）的影响	（ + ）
24. 原子序数相同，而原子质量数不同的一类原子称为同位素。	（ + ）
25. 原子质量数同，而原子序数不同的一类原子称为同位素。	（ —）
26. 原子序数相同，原子质量数也相同的一类原子称为同位素。	（ —）
27. 具有相同原子序数和相同原子质量数的同一类原子称为一种核素。	（ + ）
28. 不稳定的核素称为放射性核素	（ + ）
29. 稳定和不稳定的核素统称为放射性核素	（ —）
30. 某种元素有多少种同位素就有多少种核素	（ + ）
31. 核素通常都是不稳定的	（ —）
32. 核素有稳定的也有不稳定的	（ + ）
33. 放射性核素能自发地放出射线，并同时变为另一种核素	（ + ）
34. 核素能自发地放出射线，并同时变为另一种核素	（ —）
35. 放射性核素能自发地放出射线，但核素种类不变。	（ —）
36. 人工辐射源主要包括医疗照射、公众照射和职业照射三方面	（ + ）
37. 公众照射是指由于工业生产、科学研究等活动导致公众接受的和公众本身生活等接受的辐射照射。	（ + ）
38. 对放射性工作人员，年剂量限值为50mSv	（ + ）
39. Γ射线、X射线和中子射线对人体的相对危害性主要是外照射	（ + ）
40. 内照射比外照射危险，因此应对内照射优先进行防护。	（ —）
41. 只要缩短工作时间就一定能减少受照剂量。	（ —）
42. 天然辐射源主要有三种来源：宇宙辐射、陆地上的辐射源和体内放射性物质。	（ + ）
43. 放射性核素在单位时间内发生核衰变的数目(即衰变率),称为放射性活度，	（ + ）
44. 在从事放射性同位素和射线装置的生产、销售、使用前必须向省级卫生部门申请许可，并向同级公安部门登记。	（ + ）
45. 放射工作许可登记证，每一至二年进行一次核查。	（ + ）
46. 世界核电发展的实践证明，质量保证是保证核电厂安全、可靠运行必不可少的一种手段。	（ + ）
47. 世界核电发展经验，告诉我们核电厂在运行阶段，可以不开展质量保证活动，同样能使核电厂安全、高效地运行。	（ — ）
48. 质量保证作为一门管理科学，它的出现是科学技术发展和生产力水平提高的必然结果。	（ + ）
49. 全面质量管理的概念是由美国人菲根堡姆提出的。	（ + ）
50. 核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响的活动。	（ + ）
51. 对核电厂全面或对某方面负有全面责任的单位称为责任单位。	（ + ）
52. 质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型。	（ + ）
53. 实体可以是活动或过程、产品、组织、体系或人，以及上述各项的任何组合。	（ + ）
54. 可单独描述和研究的事物称为实体。	（ + ）
55. 营运单位制定的核电厂各阶段的质量保证大纲必须提交国家核安全部门审核认可。	（ + ）
56. 承包商制定的质量保证大纲应提交营运单位审核认可。	（ + ）
57. 管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系，其目的既要做到每项工作都“有章可循”。	（ + ）
58. 我国核安全法规HAF0400（91）基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。	（ + ）
59. 核安全法规HAF0400（91）适用于核电站从选址到退役的各个阶段。	（ + ）
60. 质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。	（ — ）
61. 经过无损检测专门培训的人员被称为合格人员。	（ — ）
62. 文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。	（ — ）
63. 记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据	（ + ）
64. 无损检测人员使用的检测规程为技术性文件。	（ + ）
65. 为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。	（ + ）
66. 承接核电站项目的单位都应依据HAF003的要求建立本单位的质量保证大纲。	（— ）
67. 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三类。	（ + ）
68. 质量保证部门在处理质量时，应当独立行使质量监督职权。	（ + ）
69. 由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件。	（— ）
70. 由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。	（— ）
71. 质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。	（— ）
72. 质量保证既是一种“有效的管理”，那么质保就应该是领导者和质保人员有计划、有组织的活动。	（— ）
73. 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	（ + ）
74. 核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的。	（— ）
75. 质量保证部门在处理质量时，应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权。	（ + ）
76. 不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。	（ + ）
77. 我国核安全法规HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。	（ + ）
78. 核安全法规HAF0400（91）适用于核电站从选址到退役的各个阶段。	（ + ）
79. 非受控文件有时亦可作为工作的依据。	（— ）
80. 质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段。	（ + ）
81. 质量保证记录包括质量证明文件和质量要求文件。	（ + ）
82. 处理不符合项是组织内部的事，不必向买方报告。	（— ）
83. 在质量保证中要求对所有缺陷采取防止重复发生的纠正措施。	（— ）
84. 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。	（— ）
85. 质量保证记录，在被有关单位审查后就没有必要归档保存了。	（— ）
86. 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。		（＋）
87. 重水堆冷却剂和载热剂是去离子水。		（ — ）
88. 堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。		（＋）
89. 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。		（＋）
90. 质量保证部门在处理质量问题时应当独立行使质量监督职权。		（＋）
91. 由国家核安全局制定颁发的安全法规都是指导性文件。		（ — ）
92. 放射性物质进入体内的途径主要是食入、吸入、通过皮肤或伤口进入。		（＋）
93. 一般说来，吸收剂量越大，吸收剂量率越大，受照面积越大，生物效应越明显。		（＋）
94. 由于时间紧急，在没有得到业主授权的情况下，承包商可以越过H点实施下步活动。		（ — ）
95. 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。		（＋）
96. 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。		（＋）
97. 所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量。		（－）
98. 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。		（－）
99. 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。		（－）
100. 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。		（－）
101. 不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。		（＋）
102. 制造压力壳的材料，对Co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。		（－）
103. 应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。		（＋）
104. 质量保证既然是一种“有效的管理”，那么质保就应该只是领导者和质保人员的活动。		（－）
105. 结构件内部存在有微裂纹，必然会是造成构件低应力脆断。		（－）
106. 核电站是将核能转变为电能的装置，将核能变为热能的部分称为核岛，将核能变为电能的部分称为常规岛。		（－）
107. 产生内照射的途径只能是食入或吸入。		（－）
108. 世界核电发展的实践证明，质量保证是保证核电厂安全、可靠运行必不可少的一种手段。		（＋）
109. 核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响的活动。		（＋）
110. 记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据。		（＋）
111. 承接核电站项目的单位都应依据HAF003的要求建立本单位的质量保证大纲。		（－）
112. 放射性物质无法通过完好的皮肤进入人体内部。		（－）
113. 被放射性物质表面污染的物品，不但存在外照射的风险，还存在内照射的风险。		（＋）
114. 辐射防护就是要限制非随机效应的发生，尽量降低随机效应发生的概率。		（＋）
115. 天然辐射源主要有三种来源：宇宙辐射、陆地上的辐射源和体内放射性物质。		（＋）
116. 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。		（＋）
117. 我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。		（＋）
118. 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。		（＋）
119. 不锈钢通过淬火提高强度和硬度。		（－）
120. 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。		（ + ）
121. 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。		（ — ）
122. 辐射防护就是要限制随机效应的发生，尽量降低非随机效应发生的概率。		（ — ）
123. 不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性。		（ + ）
124. 辐射防护的三原则：辐射实践的正当性、射防护的最优化和个人剂量限值。		（ + ）
125. 世界核电发展的实践证明，质量保证是保证核电厂安全、可靠运行必不可少的一种手段。		（ + ）
126. 经过无损检测专门培训的人员被称为合格人员。		（ — ）
127. 文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。		（ — ）
128. 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。		（ + ）
129. 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。		（ + ）
130. 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。		（ — ）
131. 从断裂力学的角度考虑，选材时材料强度越高越好。		（ — ）
132. 核用金属材料必须对钴、硼等杂质元素含量严加限制。		（ + ）
133. 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。		( － )
134. 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。		( )
135. 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。		( )
136. 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。		( － )
137. 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。		( － )
138. 不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性。		( ＋ )
139. 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。		( )
140. 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。		( )
141. 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。		( ＋ )
142. 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。		（ + ）
143. 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。		（ — ）
144. 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。		（ — ）
145. 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。		（ + ）
146. 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。		（ + ）
147. 目前运行的核电站是以裂变和聚变的方式来释放核能的。		（ — ）
148. 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。		（ — ）
149. 核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。		（ + ）
150. 我国核安全法规HAF003等同于IAEA No.50-C-QA标准。		（ — ）
151. 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。		（＋）
152. 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。		（＋）
153. 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。		（－）
154. 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。		（－）
155. 断裂韧性K1c对于同一种材料其值应该是常数。		（－）
156. 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。		（＋）
157. 质量保证既然是一种“有效的管理”，那么质保就应该只是领导者和质保人员的活动。		（－）
158. 文件控制就是控制文件的分发，防止使用过时的，不适当的文件。		（－）
159. 核安全法规都是指导性文件。		（－）
160. 所有的堆型，都必须要用慢化剂以降低中子的能量。		（－）
161. 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。		（＋）
162. 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。		（－）
163. 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。		（＋）
164. 压水堆核电站燃料棒包壳材料是Zr－4合金。		（＋）
165. 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。		（－）
166. 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。		（＋）
167. 质量保证是为使物项或服务与规定的质量要求相符合，并提供足够置信度所必需的一系列有计划、系统的活动。		（＋）
168. 文件控制是控制文件的分发，防止使用过时的，不适当的文件。		（－）
169. 无论来自体外的辐射还是体内放射性物质的污染，其电离辐射和人体的相互作用都可能导致生物效应。		（＋）
170. 穿透力较弱的α、β辐射引起的内照射危害性远大于穿透能力强的X、γ射线引起的内照射危害性。		（＋）
171. 核电站将核能变为热能的部分称为常规岛。		（－）
172. 当前核电站是利用核聚变反应所释放的热能发电的。		（－）
173. 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。		（－）
174. 重水堆的冷却剂是去离子水。		（－）
175. 堆芯中插入或提升控制捧是为控制反应堆的功率。		（＋）
176. 火电站与核电站在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数。		（－）
177. 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。		（＋）
178. 压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯的功率。		（＋）
179. 核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。		（＋）
180. 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。		（＋）
181. 质量保证部门应当独立行使质量监督职权。		（＋）
182. 国家核安全局发布的核安全法规是重要参考文件。		（－）
183. 质量保证工作是质保部门人员的专职，与其他人员无关。		（－）
184. 在检查任务紧急时，质量计划中的H点也可以越过而进行下一步工作。		（－）
185. 放射性物质的半衰期随外界条件和元素的物理化学状态的不同而变化。		（－）
186. 辐射防护的目的是要限制随机效应的发生，尽量降低非随机效应发生的概率。		（－）
187. 放射性物质进入体内的途径主要是食入、吸入或通过皮肤上的伤口进入。		（＋）
188. 不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性。		（＋）
189. 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。		（－）
190. 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。		（＋）
191. 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。		（＋）
192. 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。		（＋）
193. 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。		（＋）
194. 我国在役和在建核电站均采用法国RCC—M标准。		（－）
195. ASME标准是国际标准化委员会发布和推荐的标准。		（－）
196. 核电站是以热能转变为电能的装置，将核能变为热能的部分称为核岛，将核能变为电能的部分称为常规岛。		（ — ）
197. 核能发电只能利用核裂变所释放的热能发电。		（ — ）
198. 所有核电厂的堆型，都必须要有慢化剂降低中子能量。		（ — ）
199. 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。		（ — ）
200. 压水堆核电站的冷却剂和载热剂是去离子水。		（＋）
201. 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。		（＋）
202. 堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。		（＋）
203. 火电与核电在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数。		（ — ）
204. 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。		（＋）
205. 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。		（＋）
206. ASME规范是世界公认的标准，也是世界上最严的标准。		（ — ）
207. 我国在用和在建核电站均采用法国RCC-M标准。		（ — ）
208. RCC-M标准包含了UT、RT、ET、MT、PT、LT和VT等七种检验方法。		（＋）
209. 核电厂经常遇到的是α、β、γ和中子辐射。		（＋）
210. 放射性核素的原子核数目因衰变而减少到它原来的一半所需的时间称为半值层。		（ — ）
211. 放射性核素的衰变率即所谓的放射性活度。		（＋）
212. 放射性照射分为外照射、内照射、表面照射三种。		（ — ）
213. 内照射的特点是当你离开辐射区域时，就不会对你产生辐射危害。		（ — ）
214. 质量保证部门在处理质量问题时应当独立行使质量监督职权。		（＋）
215. 不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。		（＋）
216. HAF003对质量保证提出了必须满足的基本要求。		（＋）
217. 由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。		（ — ）
218. 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。		（＋）
219. 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。		（＋）
220. 从断裂力学的角度考虑，选材时材料强度越高越好。		（ — ）
221. 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。		（ + ）
222. 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。		（ — ）
223. 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。		（ — ）
224. 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。		（ + ）
225. 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。		（ + ）
226. 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。		（ — ）
227. 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。		（ — ）
228. 核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。		（ + ）
229. 我国核安全法规HAF003等同于IAEA No.50-C-QA标准。		（ — ）
230. 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。		（ + ）
231. 核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。		（＋）
232. 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。		（＋）
233. 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。		（＋）
234. 核电站的设备都应按核安全最高等级制造。		（－）
235. 插入或提升控制捧控制反应堆的反应性。		（＋）
236. 火电与核电在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数。		（－）
237. 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。		（＋）
238. 核电站常规岛就是一个火电厂。		（－）
239. 压水堆核电站由控制捧控制功率。		（＋）
240. 质量保证部门有独立行使质量监督权。		（＋）
241. 压水堆核电站具有生产大量同位素Co-60的能力。		（－）
242. 质量保证仅是质保部门人员的职能。		（－）
243. 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。		（＋）
244. 放射性物质的半衰期随外界的温度压力变化。		（－）
245. 我国核电站全是依据RCC-M标准设计制造的。		（－）
246. 压水堆核电站停堆检修期间主要存在γ射线外照射危害。		（＋）
247. 放射性物质无法通过完好的皮肤进入人体内部。		（－）
248. 原子序数越大的物质，屏蔽γ外照射的效果越好。		（＋）
249. 被放射性物质表面污染的物品，不但存在外照射的风险，还存在内照射的风险。		（＋）
250. 我国核安全法规HAF003等效于IAEA No.50-C-QA标准。		（＋）
251. 质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。		（－）
252. 质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。		（－）
253. 核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。		（＋）
254. 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。		（－）
255. EJ/T1039是我国核设备制造中的无损检验标准。		（＋）
256. 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。		（＋）
257. 铅是屏蔽射线及中子的最佳材料。		（－）
258. 重水堆冷却剂和载热剂是去离子水。		（－）
259. 堆芯中插入或提升控制棒的目的是控制反应堆的反应性。		（＋）
260. 火电与核电在汽轮机进口的蒸汽具有相同的参数。		（－）
261. 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。		（＋）
262. 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。		（＋）
263. 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。		（＋）
264. 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。		（＋）
265. 质量保证部门在处理质量问题时，应当独立行使质量监督职权。		（＋）
266. 核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响的活动。		（ + ）
267. 质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。		（ — ）
268. 辐射防护就是要限制随机效应的发生，尽量降低非随机效应发生的概率。		（ — ）
269. 内照射比外照射危险，因此应对内照射优先进行防护。		（ — ）
270. 核电站常用的低碳钢具有价格低、焊接性能好的优点。		（ + ）
271. 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒的作用。		（ — ）
272. 我国第一座核电站无损检测主要采用美国ASME标准。		（ + ）
273. 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。		（ — ）
274. 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。		（ + ）
275. 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。		（ — ）

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