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1、核安全知识试题大全第 1 部分核安全文化及质量保证1.你所在部门在质量保证大纲中规定的职责？2.核燃料中的有效成份是什么？（铀）U-235 3.核电站核燃料中铀 -235 的含量为多少？ 3% 4.核电站核燃料会象原子弹一样爆炸吗？不会5.度量辐射的剂量单位是什么？度量辐射剂量的单位是希沃特6.我国当前核电站的主要堆型是什么？轻水压水堆。7.核电站的潜在危险是什么？放射性核素外溢8.核工业无损检测人员资格证书的有效期是多少年？5 年9.压水堆核电站中设备的核安全级别主要分为几级？核安全一级、核安全二级和核安全三级10. 核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则。纵深防御包括几道防线：五道
2、防线11. 核电站设计寿命一般为多少年？40-60 年12. 我国第一套国产化百万千瓦压水堆核电厂主管道是什么时候正式举行发运仪式的？2008 年 2 月 24 日13. 核电厂反应堆冷却剂主管道属于核安全几级设备？属于核安全一级设备14. 岭澳核电二期 3 号机组在什么时候开始正式商业运营？2010年 9 月 20日15. 秦山二期扩建工程在什么时候开始正式运营？2010年 10月 5 日16. 民用核安全设备监督管理条例是哪一年以国务院500 号文发布的？ 2007年17. 民用核安全设备监督管理条例从什么时候正式实施？2008年 1 月 1 日18. HAF 601从什么时候正式实施？
3、2008 年 1 月 1 日精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 1 页，共 28 页19. HAF 601的文件全称是什么？民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定20. HAF 601 由国家哪个部门发布的？国家环境保护部（国家环境保护总局）21. 前苏联切尔诺贝利核电站核安全事故发生在什么时间？1986年 4 月 26日22. C2核电站建在哪个国家？巴基斯坦23. 我们常说的“ HAF ”表示什么？核安全法规24. 民用核安全设备标准的制定原则是什么？安全可靠、技术成熟、经济合理25. 民用核安全设备标准分为几个层次？国家
4、标准、行业标准和企业标准三个层次26. 按照核安全法规要求核电厂应当对设备供应商进行哪些工作？对制造活动进行质量管理和过程控制，做好验收工作。27. 核安全设备在制造活动开始前，项目质量保证大纲应该由谁批准？报谁备案？由核电营运单位（核电厂）批准，报国家核安全局备案。28. CPR1000 型主管道 1 台机组共几条环路？ 3 条29. 对违反民用核安全设备监督管理条例规定，被依法吊销许可证的单位自吊销许可证之日起多少时间内不得重新领取许可证？自吊销许可证之日起1 年内不得重新申请领取许可证。30. 我国的核安全法律法规体系的总方针是什么？安全第一，质量第一。31. HAF 601民用核安全设
5、备设计制造安装和无损检验监督管理规定的制订依据是什么？HAF 601制订的依据是民用核安全设备监督管理条例。32. HAF 601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定共有七章四十九条和几个附件？ 3 个附件33. 我国核电站的发展路线明确以什么堆型为主？压水堆为主要堆型34. 核安全文化是建立的基础是什么？法规与规章制度35. HAF 603的全称是什么？民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 2 页，共 28 页36. HAF 602的全称是什么？民用核安全设备无损检验人员资格管理规定3
6、7. HAF 003的全称是什么？核电厂质量保证安全规定38. 质量保证大纲在制造企业中属于第几层次文件？第一层次文件39. HAF 603 的适用范围是什么？适用于民用核安全设备焊工、焊接操作工的资格管理40. 民用核安全设备焊工、焊接操作工能否同时在两个以上单位中执业？不能41. 民用核安全设备焊工、焊接操作工违反操作规程，导致严重焊接质量问题的，由国务院核安全监管42. 部门进行怎样的处罚？吊销其资格证书。43. 核安全设备制造中，什么人员有资格编写和签署无损检验结果报告？无损检验级人员44. HAF 602自什么时间开始正式实施？2008 年 1 月 1 日45. 申请民用核安全设备制
7、造许可证的单位应该有与拟从事活动相关或者相近的工作业绩，并且满多少年以上？5 年46. 民用核安全设备在制造过程中出现重大质量问题，应当在多少时间内向国家核安全监管部门报告？ 24小时内47. 产品制造中质量控制点一般有哪几种？H 点、W点、R点；48. 质量保证的英文缩写是什么？QA 49. 质量检验的英文缩写是什么？QC 50. NCR 的实际意义是什么？不符合项51. 核电设备产品制造适用文件清单由哪个部门发布？核电项目办公室52. 对供应商评价由哪个部门负责？质保部53. 核电设备产品制造外部接口的联络以什么方式进行？书面文件54. 核电设备产品制造中为什么要对所有上岗人员进行培训、考
8、核与评定？根据质量保证大纲规定精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 3 页，共 28 页55. 秦山核电站在什么地方？浙江省海盐56. 质量保证体系文件共分几个层次？3 个层次57. 计量器具和试验设备的定期标定、标识、监督使用由哪个部门负责？计量中心58. 为什么要对计量器具和试验设备进行定期标定、标识和监督使用？59. 确保计量器具和试验设备在使用期间保持规定的精度及准确性60. 焊接工艺评定任务书由哪个部门下达？技术工艺部61. 核工业无损检测人员技术资格等级中的高级证书是（C ） A I 级 BII级 CIII级 DIV 级62.
9、 核电站常规岛不同于火电站主要是因为核电站使用（B ）A. 过热蒸汽 B. 饱和蒸汽 C. A+B D. 核燃料63. 质量保证大纲的定义是： “为保证质量 而规定的和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。”64. 质量保证大纲按 HAF003 的要求建立， 总经理 对核电厂设备制造质量负全责。65. 质量保证部门具有组织独立性，在处理质量问题时有足够的权力和独立性，包括不受经费和进度的影响。66. 总经理 每年组织进行管理部门审查，保证大纲的适用性。67. 文件的分发包括受控分发、非受控分发。68. 质检部 必须实施工艺全过程的检查，并形成记录或报告，按质量计划要求，对“R、W 、H”点
10、进行验证 。69. 质保部对实施工艺全过程进行监督 ，并形成记录。70. 试验控制：试验必须按规定的程序进行，以保证试验的先决条件具备，试验环境条件合适，由合格的人员使用检定合格的并在有效期内的试验设备进行。71. 质检部（探伤）和材料管理办公室负责出具不符合项报告。72. 中广核的不符合项分为： I 和 E 类两种。73. 中核的不符合项分为内部、 I 、II 、III 类四种。精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 4 页，共 28 页74. 不符合项的最终处置决定有：照原样接收、返工、返修、报废。75. 在制造过程中出现不符合项时，
11、质检部检查员 / 探伤员应出具“不符合项报告” ，在报告中填写不符合项描述及验收准则，经内部审核并在质量计划中该工序备注栏内注上星号标记。76. 不符合项一经发现， 检查员 / 探伤操作人员应在该不符合项实物标记牌上贴上不符合项标签，直到不符合项得到解决。77. 质量保证记录的分为永久性记录和非永久记录两大类。78. 按照对清洁度的要求严格程度规定了I 、II 、III级工作区。79. 质量计划、质量计划要求的适用文件要放在操作现场。80. 工序完成后，该工序的操作人员应签署姓名和日期，只有在前道工序完工签字后，才能开始下道工序。81. 在工序执行到“ H”点时必须停止 ，只有在指定 H点的机
12、构到达现场以后工作方可恢复，除非事先已得到该机构签发的书面放弃认可单。82. 在正常情况下，所有工序必须按照质量计划的顺序进行。当有特殊情况需要进行工序调整，生产部按“跳序制造控制单”的要求提出书面申请。83. 制造车间负责对不符合项实物按不符合项报告的最终处置意见进行返工、返修等工作。84. 根据国家核安全局文件国核安函（2008）89 号文件要求， 对于核安全 1 级设备，按照不符合项分类方法将最高级别和次一级别的不符合项在开启后3 个工作日上报。85. 质量计划中适用文件编号变更，由技术工艺部授权人员直接在质量计划上划改，并在划改处签署姓名、日期。86. 文件只有经过内部审批或经过必要的
13、外部审查“无意见”后，将文件状态由 PRE改为 CFC 并履行签字手续后才能分发。87. 外来文件是指合同中用户提供的技术、图纸及管理文件。精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 5 页，共 28 页88. 在供方评价中评价方式分为源地评价和书面评价。89. 合格供方资格有效期原则为三年。90. 采用低应力圆形钢字码打印的方式对产品进行标记。91. 切割试样环（板）前，遵循“先转移，后分离”的原则，先进行标记移植然后再切割试样环。92. 焊工资格在满足焊工连续中断焊接工作不超过3 个月和连续中断评定焊接方法的工作不超过 6 个月的条件下，有
14、效期为36 个月。93. 制造厂设备员，负责专用设备的使用管理，督促操作员做好日常维护保养工作。94. 在用计量器具分为A、B、C三类， A类属国家明令的强制检定目录中所规定。B类属使用量较大的通用类计量器具。C类为一次性检定的计量器具。95. 产品防止不锈钢表面被铅、锌、铜、水银和其它低熔点金属以及含卤素材料和铁素体钢的污染。96. 各制造厂执行“三检制”的原则：自检、互检、专检。97. 工件进行无损检测后，无损检测II 级人员应按相应标准对其做出判断，如果检验结果合格，则由无损检测II级人员签署质量计划、流转卡。98. 因故需更正原记录内容时，应以单横杠划去原内容，在其上方加写新内容并由更
15、正者签名或盖章，并注明划改日期。99. 直管、弯头、斜接管及接管嘴均属于RCC-M 1 级、质保 Q1 级。100.核工业无损检测人员技术资格等级中的高级证书是（C ） A I 级 B II级 CIII级 DIV 级101.核电站常规岛不同于火电站主要是因为核电站使用（B ） A. 过热蒸汽 B. 饱和蒸汽 C. A+B D. 核燃料102.民用核安全机械设备制造许可证的有效期是几年？（B ）A、3 年；B、5 年；C、10 年；D、长期。103.焊工在操作中应遵守：（B ）A、HAF 602 ；B、HAF 603 ；C、HAF 604；精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归
16、纳总结 - - - - - - -第 6 页，共 28 页104.主管道制造中常用的无损检验方法有：（C）A、RT 、LT；MT B、PT 、UT 、MT ； C、RT 、PT、UT 、VT ；105.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。（）106.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（ ）107.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 。（ ）108.核电是释放核原子内部能量来发电的，目前释放核原子能的方法是裂变。（ ）109.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功率调节能力强。（）110.核岛
17、是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（）111.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（）112.铀235 链式裂变反应是核能发电的基础。（）113.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（）114.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。（）115.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功率调节能力强。（）116.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。（）117.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。（ ）118.堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制
18、反应堆的反应性。（）119.应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。（）精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 7 页，共 28 页120.受控文件在升版时，必须收回旧版文件，在项目工程完成后，全部收回销毁，这种说法对吗？（）121.公司从事民用核安全设备主管道制造无损检验必须具备RT 、UT 、PT、VT 级人员各二人以上。（）122.美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利事故引发的主要原因之一为：人因失误。123.安全文化的本质是：以人为本，安全行事。124.安全文化的发展有四个阶段：无知阶段、知觉阶段、认识阶段和认知阶段。125.安全
19、文化的认知阶段为：人们持本质安全论，知道主动预防事故的发生。讲求行为一致性，重在沟通; 提倡员工互动，全员参与 ; 要求安全是作业的前提，提前预测和控制风险 ; 提供人性化环境，使用本质安全型设备、工具。126.核安全文化建设，它既强调组织建设，又注重个人对安全的贡献。127.核安全文化强调：核电无小事，每个人都是一道安全屏障128.核安全文化的基本要素是: 安全第一、遵守法规、计划实施、过程控制、精工细做、记录真实、持续改进、无可挑剔129.核安全文化的宣贯是风险管理的一个重要组成部分，其目的都是对风险的防范和应对，或是预防。130.ISO 10006中对项目管理的哪些部分作了重点描述：与人
20、员有关的过程、依赖性管理过程、与范围有关的过程、与成本有关的过程、与时间有关的过程、与资源有关的过程、与沟通有关的过程131.ISO 10006中的“资源”一般指哪些？管理、服务、人员、资金、设施、设备、技术和方法。132.所有与核电站质量与安全相关的活动都必须遵循国家核安全法规, 核电项目活动必须坚持质量第一、安全第一的方针。133.目前国内核电项目主要遵守的技术标准是RCC-M ASME精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 8 页，共 28 页134.核电项目经理应由总经理授权，并确保完成以下职责：资源协调、进度控制、质量管理135.
21、核电设备制造阶段的质量控制活动的目的是验证制造过程中对影响被制造部件质量的因素是否都采取了控制措施，使所136.设备制造活动满足适用的核安全法规、设计制造规范和标准、合同、技术规格书、质量计划、设计图纸等其它文件。137.在核电主管道水压试验过程中若出现意外情况，应按照关于主管道水压试验过程中意外情况的处置办法进行处置。（）138.什么是核安全？在核设施和核活动中，保持正常的运行工况，采取各种防护措施，保护工作人员、公众和环境免受不适当的辐射危害。（广义的核安全是指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，目前包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行、 乏燃料后处理设施安全及
22、全过程的防核扩散等议题。狭义的核安全是指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的所采取的技术和组织上的措施的综合。该措施包括：确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果）。139.什么是核安全屏障为了确保核电站运行的安全， 为此， 核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障，以确保核安全。 电站安全的基本目标是， 确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内； 在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，
23、在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 9 页，共 28 页确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。140.什么是核燃料？可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。定义：含有可裂变或聚变核素的材料。前者如铀-235，后者如氘、氚等氢的同位素。141.什么是核反应堆？核反应堆是指能维持可控自持链式核裂变反应的装置。
24、又称原子反应堆或反应堆，是利用装载的核燃料，维持和控制大规模链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出做功，实现核能热能转换的装置。142.列举商用核电站的三种堆型。石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆143.核电站设计、建造和运行的纵深防御的五道防线分别是什么？第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障；第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故；第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大；第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。14
25、4.目前国内 2010 年到 2015 在建核电项目有哪些？ 1、广东 - 岭澳二期核电站2、辽宁- 红沿河核电站一期 3 、福建- 宁德核电站一期 3 、福建- 福清核电站5、广东 - 阳江核电站 6 、浙江 - 秦山核电站扩建 _方家山核电 7 、北京 - 中国实验快堆 8 、浙江- 三门核电站 9 、广东- 台山核电站一期 10 、山东- 海阳核电站 11 、山东 - 石岛湾核电站145.目前国内已经投入运营的核电机组有：18 台。146.民用核安全设备监督管理条例对核安全设备制造企业有什么要求？精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第
26、 10 页，共 28 页要求制造单位提高核安全意识，建立完善的质量保证体系，确保民用核安全设备的质量和可靠性147.什么叫做核事故？一般来说，在核设施（例如核电厂）内发生了意外情况，造成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规定限值的照射，则称为核事故。148.什么是核安全文化？核安全文化指的是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和, 这种概念超出一切之上 , 那就是核电厂的安全问题由于它的重要性必须保证得到应有的重视149.核安全文化表现而言 , 它是由哪两个主要方面组成？第一是体制 , 由单位的政策和管理者的活动所确定；第二是每个人的响应 , 这些人在上述体制中工作 , 并从中
27、受益。但是, 事情的成功取决于两方面的因素, 即政策和管理方面以及每个人本身的承诺和能力。150.分别说出 RT 、UT 、PT、VT的含义？ RT ：射线无损检验； UT ：超声波无损检验；PT ：渗透无损检验； VT：目视检验。151.哪些单位应当遵守HAF 601规定？从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的单位，应当遵守HAF 601规定。运离民用核设施现场进行民用核安全设备维修活动的，应当遵守民用核安全设备制造活动的有关规定。152.核电产品制造中，操作工在工作之前注意些什么？文件是否齐全有效；操作者是否熟悉工艺；人员资格设备仪表和环境是否符合要求检查；上道工序是否完工并已
28、签字；标识是否清楚。153.核电产品制造中，操作工在工作后注意些什么？标识移植；按防污染要求摆放工件；认真填写质量计划、流转卡，字迹清楚、不能涂改、必须是签字笔、日期不能错；交检。154.例举核电设备产品制造中的关键工序。（要求三个以上）冶炼、浇铸、热处理、焊接、锻造等精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 11 页，共 28 页155.第一、二、三、四代核分别是电什么？第一代核电为和平利用核能研发阶段的试验堆和原型堆；第二代核电为大型商用核电机组并实现了系列化和标准化；第三代核电比第二代具有更高的安全性和经济性，属于先进核电机组；第四代核
29、电具有固有安全特性的核电技术，目前属于概念设计研发阶段。156.核安全文化理念深入员工内心，真正做到什么？安全第一，质量第一；一次把事情做好；明星自检；人人都是一道屏障。157.保障核安全的三个措施是什么？设备的可靠性；人的动机和行为；组织和管理的有效性。158.质量保证文件包括三个层次：第一层次文件是质量保证大纲；第二层次文件是一套质量保证大纲程序；第三层次文件包括作业程序、细则、图纸等实施质量活动的依据文件159.文件的状态：PRE 初版，文件的技术内容可能还要修改，文件的出版方还不认为是最终版；CFC 执行，出版方已确认文件的技术内容是有效的，可以执行；CAE 竣工，文件的技术内容完全符
30、合竣工状态；DES 描述，仅仅用于描述、解释和证明性的文件，不能用于施工，它的内容是出版方确认有效的。160.质量保证大纲中从 13 个要素对质量体系进行了描述， 请问是哪 13 个要素？1、引言； 2、质量保证大纲； 3、组织； 4、文件控制； 5、设计控制； 6、采购控制； 7、物项控制； 8、工艺过程控制； 9、检查与试验控制； 10、不符合项控制；11、纠正措施控制； 12、记录； 13、监查。161.安全设备的设计、制造安装、使用、检测、维修、改造和报废，应当符合国家标准或者（ A）A行业标准备、 B地方标准备、 C企业标准备、 D厂家标准精选学习资料 - - - - - - - -
31、 - 名师归纳总结 - - - - - - -第 12 页，共 28 页162.识别安全文化弱化征兆的方法的组织问题：a解决问题不恰当 b 观念狭隘 c开放性差；163.核电主管道属于一回路压力边界。164.不符合项：性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项变得不可接受或不能确定。165.核电厂设计基准风是百年一遇的最大风速。166.一回路的范围：压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等167.射线装置，是指 X线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置。168.工业 CT又可分为 射线源工业 CT 、X射线工业 CT和加速器射线工业 CT 。第二部分：工艺技术部分1.RCC-M 标准全称是
32、什么？压水堆核岛机械设备设计和建造规则（法国）2.主管道铸件制造主要遵守RCC-M 标准哪一章节？ RCC-M M3403 、RCC-M M3406 3.目前 CPR1000 主管道制造中主要执行的是什么标准？RCC-M 4.目前 CPR1000 主管道制造中主要执行的标准是什么版本？20002002 补遗5.主管道制造中要防止卤族元素污染，这些元素主要指什么？氟、氯、溴、碘及其化合物6.主管道毛坯能否用钢丝绳起吊？可以7.一个机组 CPR1000 主管道泵入口弯头共有几个？3 个8.核电设备产品工件表面打标识应用什么工具？标识用核电专用记号笔或低应力圆形钢字码9.核电设备产品打磨、抛光用砂轮
33、应该用什么材质？Al2O310. 主管道水压试验用水应该按照标准用哪一级水以上？B级11. 奥氐体不锈钢防污染主要是防哪些污染？卤族元素；铁素体；硫元素。12. 核电设备产品在机加工中镗、铣、车、刨必须使用什么材料的刀具？碳化钨材料 YG8类专用刀具精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 13 页，共 28 页13. 核电专用刀具有什么标识？刀具应有YG8标记的钢印，在刀具尾部刷黄色油漆14. 核电设备产品机加工过程中，如果用水作冷却剂，水质要求是什么？RCC-M 标准规定 B级以上15. CPR1000 主管道直管和弯头毛坯主要通过什么工
34、艺方法形成？直管：离心铸造；弯头：静态铸造16. CPR1000 主管道用斜接管毛坯主要通过什么工艺方法形成？静态铸造17. 直管、 弯头及斜接管技术条件中规定： 最大 Co含量为0.10% （产品分析）。18. 在不考虑氮含量的情况下， 铸件按 MC1000 中的谢菲尔图评定的铁素体含量应为12% 20% ，目标值为 15%18% 。19. 化学成分分析包括熔炼 分析和 成品 分析。20. 铸、锻件均应以固溶 热处理状态交货。21. 铸件热处理时，应采用与之相接触的至少两 支热电偶测量温度。22. 在 RCC-M M3301 中，按 M380 计算总锻造比应不小于3。23. 锻件取样时，试样
35、轴线到最近热处理表面的距离为20mm （若厚度超过 40 mm ）或厚度的一半（若厚度不超过40 mm ）。24. 每台 CPR1000 机组主管道包括 27 件铸件和 54 件锻件。25. RCC-M S2000 的内容是焊接填充材料的批量验收试验。26. RCC-M S3000 的内容是焊接工艺评定。27. RCC-M S5000 的内容是焊接填充材料的评定。28. RCC-M S6000 的内容是焊接车间的技术评定。29. 材料的焊接性能包括冶金性能、力学性能、抗裂性和使用性能。30. 焊接车间技术评定的内容包括车间名称、车间负责人姓名、 焊接设备、热处理设备、无损检测和破坏性试验设备和
36、装置、技术人员以及所使用的焊接工艺和车间生产经验。31. 在进行焊接操作时，每位焊工都应备有一个能保持焊条干燥的手提式保温筒。精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 14 页，共 28 页32. 永久性附件和临时性附件的焊接都应在最终热处理之前 进行。33. 如果环境温度低于 -10 ，则不允许施焊， 被焊件温度至少应保持在 +5 以上，且焊缝在焊后须缓慢冷却，以避免因内应力 引起裂纹。34. 对检验焊接参数的测量仪进行校验属强制性 要求，前后两次校验的间隔时间不得超过 6 个月。35. 不管采用何种焊接工艺，为防止背面焊缝氧化，熔敷层金属
37、厚度至少达到 4 mm 时，根部气体保护才能撤出。36. 焊工在焊接操作时，应在坡口内 引弧，而不能在坡口 的邻近背面引弧。37. 在同一部位允许进行 2 次补焊。但是在制造商没有拿出再次补焊原因分析报告之前，不得继续进行补焊。38. 铸件缺陷和焊接缺陷都应通过机加工 方法去除，禁止使用热加工方法去除缺陷。39. 补焊区冷却后至少 48 小时，才能进行无损检测。40. 焊接产品见证件时所使用的焊接设备及工具均应与产品焊接所使用的相同或类似 。41. 当使用等离子电弧切割法将工件切割至最终形状或尺寸时，应去除切割面上所有的切割残留物、沟痕等，通过磨削或机械加工方法去掉 1 mm 左右的金属。42
38、. RCCM MC1000 （2000+2002补遗）是指 力学、物理、物理化学和化学试验 。43. 一般执行 RCC-M 标准的产品主要是核电产品，具体地说是：奥氏体不锈钢。44. 奥氏体不锈钢的成分特点是低碳C、高铬 Cr 和高镍 Ni。奥氏体不锈钢的主要成分是 Cr18% 和 Ni8% 。奥氏体不锈钢选用的热处理主要是固溶热处理，实际的单相奥氏体是通过热处理 的配合获得的。45. 奥氏体晶粒的大小是评定钢加热时质量的重要标准之一， 对钢的冷却转变产物的组织和性能都有十分重要的影响。影响奥氏体晶粒长大的因素主要有a、加热温度和保温时间 b 、加热速度 c、含碳量 d 、 合金元素的影响精选
39、学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 15 页，共 28 页46. 执行 RCC-M MC1000 的性能试验主要是针对中核和中广核的核电产品，主要试验项目包括：化学成分分析、铁素体含量评定、室温拉伸试验、高温拉伸试验（350）、室温冲击试验、金相检验、铁素体含量测定等。47. 固溶处理：将钢加热至高温（10501150），使碳化物 得到充分溶解，然后迅速冷却， 得到 单一奥氏体组织的一种热处理。 固溶处理的温度不宜过高 或 过低 。过低不能使碳化物 迅速充分地溶于奥氏体中， 温度过高则导致奥氏体晶粒涨大，恶化加工成型性能、冲击韧性，增加晶间
40、腐蚀倾向，同时还会析出高温铁素体。48. 当施焊环境出现下列情况之一，且无有效防护措施时，应禁止施焊。手工焊时风速大于10m/s；气体保护焊时风速大于2m/s；相对湿度大于 90% ；雨雪环境49. 宏观组织一般呈现哪三个区域 a 、外层细晶粒区 b 、柱状晶粒区 c 、中心等轴晶粒区50. 在 RCC-M F6400 中为防止腐蚀材料污染提出控制要求。51. 弯头的铸造方法不需在制造大纲中明确。（ ）52. 弯头的固溶热处理温度应为10501150；与规定温度相比，整个铸件在保温期间所允许的最大温度偏差为15。（ ）53. 直管宏观检验应在铸件横截面全厚度上进行，所拍摄的截面长度至少等于成品
41、直管厚度的 1 倍。（ ）54. 金相检验应在代表离成品管内侧的1/2 厚度处进行。（ ）55. 离心浇注直管不允许进行焊补。（ ）精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 16 页，共 28 页56. RCC-M M3403 中规定：按 M160制作原型件，整个原型件射线探伤检查均采用1级严重程度。（ ）57. 弯头及斜接管采购技术规范是RCC-M M3406 。（ ）58. 接管锻件的材料牌号为Z2CND18-12 （控氮）。（ ）59. RCC-M M3301 中规定：允许对锻件进行焊补。（ ）60. 铸、锻件最终清洁的水质要求是C级。
42、（ ）61. 一个产品要求测定的化学元素为14 个，但其中一个没有满足规定值的要求，也就是说有 13 个元素都合格，也可以判定产品合格。（）62. 性能试验包含的三项检验（化学成分、力学性能和金相组织），只要其中一项不满足要求，产品就为不合格或报废。（）63. 弯头、斜接管及接管用锻棒采用高温井式电炉；直管采用高温箱式电炉 （ ）64. 用热电偶测量温度，这些热电偶应放在被处理件的本身（即部件或零件）上，或固定在与零件接触的一些试块上。（ ）65. 铸造弯头、铸造斜接管、离心铸造直管的固溶处理是在足够高的温度下，使Cr23C6尽可能溶于奥氏体中，并通过快冷获得单相奥氏组织。避免Cr23C6在晶
43、界析出，造成晶界区域的奥氏体贫铬，使固溶体中铬含量降至钝化所需极限含量以下，导致产品腐蚀。（ ）66. 铸造弯头、铸造斜接管、离心铸造直管熔炼分析和成品分析所确定的主要化学成分为：碳 0.040%，铬 19.0021.00%，镍 8.0011.00% 等。（ ）67. 如果铸件由于一项或几项力学性能试验结果不合格而被拒收时，可重新热处理，重新热处理允许进行23 次。（ ）精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 17 页，共 28 页68. 石棉橡胶板等一些非金属软垫片适用于温度、压力较低的场所（）69. 可以在承压零部件表面打印、划线及打洋
44、冲眼。（）70. 封头各种不相交的拼焊焊缝中心线间距离至少应为封头钢材厚度的2 倍，且不小于 100mm 。（）71. 容器受压元件不得强力组装，不宜采用十字焊缝。（）72. 在核电主管道机加工过程中，用自来水和乳化剂作冷却润滑剂，以提高刀具寿命和产品表面粗糙度。（）73. 在核电主管道机加工过程中，各工序间运转摆放时，为了保护产品不被碰伤，在产品下垫上胶皮。（ ）74. 在核电主管道打磨过程中，已磨面应用白布或麻布隔离。（ ）75. 核电主管道产品加工装夹时，为了不夹伤工件，垫上铜垫或铝。（）76. 在核电产品加工制造中，尺寸测量的器具应经法定计量部门检定，并在有效期内。（ ）77. 钝化是
45、将工件放在无水和无腐蚀性液体（或气体）存在的环境中与空气接触进行。（ ）78. 组件表面用的包装材料（塑料罩等）应干燥且应满足下列要求：含卤素或含硫量小于 0.10% （重量百分比）；经浸滤所释放的氯化物或氟化物的含量应小于 50ppm 。（ ）79. 组件包装前不称重，且清洁度符合规定要求。（ ）80. 核电冶炼设备一般包括电弧炉、中频炉和AOD 炉。其中：电弧炉、中频炉提供粗钢水， AOD 炉对粗钢水进行精炼。（）81. AOD 炉冶炼包括：I 期吹炼、II期吹炼、III期吹炼、预还原期、精炼期。 （ ）82. 浇注时应控制浇注温度、浇注时间、浇注重量。（ ）83. 钢水质量控制包括：化学
46、成分、夹杂物。（ ）84. 型筒经铸造、机加工而成，在使用前必须进窑加热。（ ）精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 18 页，共 28 页85. 离心铸造主要工艺参数包括：横向开档、纵向开档、喷涂温度、涂层厚度、电机转速、浇注温度、浇注时间、浇注重量、停机时间（）86. 浇注后型筒应继续旋转达到离心铸造工艺卡规定的停机时间、铸件内表面结壳呈亮黄色时方可停机。（）87. 钢加热后内部组织的变化会引起力学性能的变化。（ ）88. 钢的始锻温度和终锻温度之间的一段温度区间被称为钢的锻造温度范围。（ ）89. 金属在加热过程中可能产生的缺陷有：
47、氧化、还原、退碳、过热、过烧及内部裂纹等。（ ）90. 拔长的作用在于使坯料增大水平尺寸，去除氧化皮。（ ）91. 奥氏体钢经过固溶强化处理后，达到无磁性要求，强度也有提高，经过变形强化，强度进一步提高。（ ）92. 现场安装过程中为补偿焊缝收缩量而增加的长度不应该包含在最终的安装尺寸中。（ ）93. E5515焊条中的“ 55”表示熔敷金属抗拉强度最小值为55Mpa 。（ ）94. 离心浇注直管需单独进行水压试验。（）95. 对于不锈钢应按焊缝化学成分类型与母材相同的原则选择焊接。（）96. 主管道的焊接为手工钨极氩弧焊封底，其定位焊缝长度至少为1Omm。 （ ）97. 主管道的焊接， 每焊
48、至 15mm 或 25mm 厚度和 50% 的焊缝厚度后打磨并进行RT检查。（ ）98. 在任何情况下，水压试验时试验用水温度应保持在常温以上。（）99. 水压试验过程中，应严格控制升、降压速度。（）100.CPR1000 主管道直管热处理用（ A）A、井式炉； B、箱式炉； C、烘窑；101.直管、弯头及斜接管的材料牌号是（A） 。精选学习资料 - - - - - - - - - 名师归纳总结 - - - - - - -第 19 页，共 28 页A、Z3CN20-09M B 、Z2CND18-12 （控氮） C、321 D、304 102.铸件和锻件重新热处理只允许（B）次。A、一次都不许
49、B、一 C、二 D、无限103.铸件试样的有效部位距热处理端部的距离应至少为（A）。A、管厚的 1 倍 B、管厚的 2 倍 C、40mm D 、20mm 104.铸件内、外表面应按MC4000 规定进行液体渗透检验，尺寸等于或大于（B）mm 的任一缺陷应予记录。A、1 B、2 C、3 D、5 105.铸件试样的轴线应位于距离内表面（A） 厚度处。A、1 / 4 B、1 / 2 C、1 / 3 D、1 / 5 106.RCC-M M3301适用于重量不大于10t 的且未被特定采购技术规范规定的可焊奥氏体不锈钢锻件和（B）。A、锻压件B、锤锻件C、轧制件107.锻件取样时，只要形状许可，切割后试样
50、的轴线应垂直于（C ） 方向。A、主要轧制B、主要锻制C、主要锻造108.RCC-M M3301中规定：所谓批，是指来自同一熔炼炉号、经同一制造工艺生产、同炉热处理且尺寸相近的部件。每批重量不得超过（A）。A、5000kg B、3000kg C 、6000kg 109.RCC-M M3301 中规定：对于重量不超过500kg 的部件，每批做（ A）试验；重量超过 500kg 的部件， 每批作（ A）试验。A、1 组，2 组 B、2 组，1 组C、2 组，2 组110.核电主管道水压试验应遵守法国RCC-M （A） 标准。A B5000 B M3000 111.核电主管道水压试验用水至少采用（B