核安全焊工理論考試題

1、一、判斷題1、根據(jù)國家標(biāo)準《鋼鐵產(chǎn)品牌號表示方法》（GB/T221-2000）規(guī)定，金屬材料牌號的表示方法采用漢語拼音字母、化學(xué)元素符號和阿拉伯?dāng)?shù)字相結(jié)合的原則。（√ ）2、根據(jù)國家標(biāo)準《鋼鐵產(chǎn)品牌號表示方法》（GB/T221-2000）規(guī)定，專用結(jié)構(gòu)鋼一般采用代表鋼屈服點“Q”的符號，屈服點數(shù)值和規(guī)定的代表產(chǎn)品用途的符號等表示。（√）3、特級優(yōu)質(zhì)碳素結(jié)構(gòu)鋼在牌號后加符號“E”，例如：平均含碳量為0.45%的特級優(yōu)質(zhì)碳素結(jié)構(gòu)鋼其牌號表示

2、為“45E”。（√）4、當(dāng)不銹鋼材料含碳量大于0.01%，小于等于0.03%時，為超低碳不銹鋼。（√）5、鋼中的釩、鈦、鋁、硼等均屬微合金元素，含量很低，不用在鋼號中標(biāo)出。（×）6、20Mn鋼，表示平均錳的質(zhì)量分數(shù)為0.20%。（×）7、碳素結(jié)構(gòu)鋼按抗拉強度進行強度分級。（×）8、力學(xué)性能是指金屬材料在受外力作用時所反映出來的性能，力學(xué)性能指標(biāo)是選擇、使用和評價金屬材料的重要依據(jù)。（√）9、在工程上常用來表

3、示金屬材料強度的指標(biāo)有屈服強度和抗剪強度。（×）10、抗拉強度是金屬材料斷裂前所承受的最大應(yīng)力，故又稱強度極限。常用Rm 來表示。（√）11、塑性是指金屬材料在外力作用下產(chǎn)生永久變形而不致引起破壞的性能。在外力消失后留下來的這部分不可恢復(fù)的變形，叫做塑性變形。（√）12、金屬材料的布氏硬度用HR表示。（×）13、一般來說，晶粒愈細，強度和硬度愈高，同時塑性和韌性也愈好。（√）14、淬火后高溫回火稱調(diào)質(zhì)。（√）15、大

4、亞灣和嶺澳壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器筒節(jié)和上下封頭采用的是中國牌號16MND5 鋼。（×）16、在ASME 標(biāo)準中，316LN 中的“L”表示高碳，“316” 表示主要化學(xué)成分為18Cr-8Ni-Mo，“N”表示控氮鋼。（×）17、碳鋼的焊接性能主要取決于碳含量，隨著碳含量的增加，焊接性能逐漸變差。（√）18、消氫處理可加速氫的擴散逸出，防止產(chǎn)生結(jié)晶裂紋。（×）以重水為慢化劑、加壓重水為冷卻劑，其中重水指的

5、是很重的普通水。（ × ）41、壓水堆核電廠系統(tǒng)中壓力容器主要不僅用來包容和固定堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件，還作為一回路冷卻劑的重要壓力邊界，起著防止裂變產(chǎn)物逸出的作用。（√）42、壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器的作用主要是作為熱交換設(shè)備，將一回路冷卻劑的熱量傳給二回路給水，使之產(chǎn)生蒸汽，除此之外沒有其它作用。（×）43、核電廠三廢處理系統(tǒng)的目的是為了保護環(huán)境。（√）44、我國自行設(shè)計建造的第一座核電站是大亞灣核電站（×）45

6、、壓水堆核電廠的廢物有放射性廢氣、放射性廢液和放射性固體廢物。（√ ）46、核能發(fā)電是利用原子核聚變反應(yīng)釋放的核能來發(fā)電的。（×）47、我國目前正在商業(yè)運行的重水堆核電機組是秦山三期的兩座 CANDU6 機組。（√ ）48、把一個重核分裂成二個質(zhì)量約等于初始核一半的裂變碎片的核反應(yīng)稱裂變反應(yīng)。（√）49、核反應(yīng)堆堆型按冷卻劑和慢化劑的類型可分為輕水堆、重水堆、高溫氣冷堆。（×）50、核電廠反應(yīng)堆采用低濃度裂變物質(zhì)作燃

7、料，且分散分布在反應(yīng)堆內(nèi)，在任何情況下都不會核爆炸。（√）51、原子是由一個帶正電的原子核及環(huán)繞原子核旋轉(zhuǎn)的帶負電的電子構(gòu)成的。（√）52、壓水堆核電廠系統(tǒng)中壓力容器用來包容和固定堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件。（√）53、美國機械工程師學(xué)會制定的 RCC-M 核電規(guī)范與標(biāo)準是世界上應(yīng)用廣泛的核電基礎(chǔ)性規(guī)范與標(biāo)準，世界各國的有關(guān)核電標(biāo)準大部分都是在其基礎(chǔ)上發(fā)展和建立的。（×）54、核電站所用燃料與核武器所用的原料純度基本一致，所以一定要做好安