核工业射线检测2级

一、是非题（共25题，每题1.5分，以“+ ”表示正确，以“－”表示不正确） 1. ASME—Ⅴ（2004版）规定的无损检测方法是：RT、UT、PT、MT和VT。 （ — ） 2. 对于高能X射线和γ射线照相时，应考虑选用粒度较粗梯度较低的

（ — ）

胶片，以弥补因能量过高引起的灵敏度损失。

3. ASME—Ⅴ（2004版）对焊接接头完工表面可以有合理而均匀的隆起。 （ + ） 4. ASME—Ⅴ（2004版）在对过量背散射防护规定，如有“B”的黑影出

现在较淡的背景上，则不作为底片质量不合格的原因。

5. ASME—Ⅴ（2004版）规定：几何不清晰度不满足要求，小径管（89mm）

对接焊缝不能使用双壁双影透照技术。

6. ASME—Ⅴ（2004版）射线照相技术分为：2—1T、2—2T和2—4T三

个级别。

7. ASME—Ⅴ（2004版）规定椭圆透照时，当要求全部覆盖焊缝，每条

焊缝至少要进行二次互成900

的曝光。

8. ASME—Ⅴ（2004版）规定，位置标记无法放置时可用作图法来代替。 9. ASME—Ⅴ（2004版）规定，黑度读数与国家标准黑度片或阶梯校验

黑度片上的实际读数的变化不超过±0.1，则该黑度计验收合格。 10.ASME—Ⅴ（2004版）规定，当采用分离试块上放置像质计时，像质

计到胶片的距离应不小于（UFdgD）中的d。

11. ASME—Ⅴ（2004版）对底片黑度要求，无论是单片观察或是叠合观

察，最大黑度可为4.0。

12. ASME—Ⅴ（2004版）规定底片上超出黑度范围的区域应重新拍片。 13. ASME—Ⅴ（2004版）选择射线照相能量的依据是必须达到底片黑度

和像质计灵敏度要求。

14.我国目前运行的核电站反应堆为热中子反应堆。 15.核电站反应堆内里面装的裂变反应物质为铀—238。

16.核电站反应堆堆芯由燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件和启动中

子源组件等组成。

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17.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。 （ + ） 18.质量保证是一种“有效的管理”，因此质量保证就是领导者和质保人

（ － ）

员有计划、有组织的活动。

19.核电无损检测只需取得资格的人员使用合格设备来进行就是可靠的。 （ － ） 20.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。

21.γ射线、X射线和中子射线对人体的相对危害性主要是内照射。 22.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。

23.无损检测设备的通用要求是：设施和环境管理要求和设备管理要求。 （ + ） 24.标准的制定过程为“三稿定标”，即征求意见稿、送审稿、报批稿。 （ + ） 25.按照加入合金元素的多少，把合金钢分为低合金钢（合金元素总量不

（ + ）

超过10%）和高合金钢。。

二、单项选择题 (共25题，每题1.5分，将正确答案所标英文字母填入括号) 1. ASME—Ⅴ（2004版）A分卷为：

A．参考性标准； B．强制性标准； C．非强制性标准； D．推荐性标准。 2. ASME—Ⅴ（2004版）规定可使用的像质计类型是：

A．线型和平板孔型； B．平板孔型和双丝型； C．线型和阶梯孔型； D．线型和双丝型。

3. ASME—Ⅴ（2004版）要求阶梯黑度校验片应多长时间验证一次：

（ D ）

A．三年； B．二年； C．一年半； D．一年。

4. ASME—Ⅴ（2004版），在射线照相技术中为了能证实充分覆盖，应进

行足够次数的曝光，所谓“充分覆盖”是指：

A．被检区域的像质计灵敏度满足规定的有效范围； B．被检区域

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（ B ）

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的黑度满足规定的有效范围； C．被检区域的黑度和像质计灵敏度都满足规定的有效范围； D．整个被检区域都已曝光。

5. 按ASME—Ⅴ（2004版）对有余高的焊缝进行射线检测时，像质计放

置处的厚度计算是工件：

A．公称单壁厚度； B．公称单壁厚度加余高估计值；

C．公称单壁厚度加余高实测值； D．公称单壁厚度加余高计算值。 6. ASME—Ⅴ（2004版）中位置标记应放在射线源一侧的工件有：

A．平面部件，或圆柱型或圆锥型部件的纵向焊缝； B．曲面或球面形部件（环焊缝）内透法时，且F≤R时； C．曲面或球面形部件（环焊缝）外透法时； D．以上都是。

7. ASME—Ⅴ（2004版）X射线透照并单片观察时底片黑度范围是：

A．1.5～3.5； B．1.8～4.0； C．2.0～4.0； D．1.5～4.0。 8. ASME—Ⅴ（2004版）中采用孔型像质计时，若需用垫片来调整像质计

的黑度，则被检区域的黑度不超过像质计黑度的： A．30%； B．25%； C．20%； D．15%。

9. 在底片上当背散射铅字“B”的黑影像出现在较淡背景上时，这主要

是由于造成的：

A．侧面散射； B．正面散射； C．背面散射； D．铅字“B”二次射线和电子增感作用。

10. ASME—Ⅴ（2004版）中对黑度计读数变化允许波动范围小于：

A．0.05； B．0.08； C．0.10； D．0.15。

11. 下列中尺寸较大的源产生的射线底片质量可以与尺寸较小的源相当：

A．增大源到胶片的距离； B．减小源到胶片的距离； C．增大工件到胶片的距离； D．缩短曝光时间。 12. ASME—Ⅴ（2004版）对孔型像质计黑度的定义是：

A．通过被检区域的底片透射黑度； B．通过孔型像质计孔径和被检区域的底片透射黑度； C．通过孔型像质计本体和被检区域的底片透

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射黑度； D．以上都不是。

13. ASME—Ⅴ（2004版）对线型像质计灵敏度要求是：

A．底片应显示像质计的基本线； B．底片应显示像质计上的数字； （ D ） C．底片应显示像质计上的字母； D．以上都是。

14. 铀—235俘获热中子而发生裂变，这种裂变反应释放出2～3个：

A．低能中子； B．高能中子； C．热中子； D．中能中子。 15. 用作核电站热中子反应堆内的慢化剂一般是：

A．轻水； B．重水； C．液态金属钠； D．A和B。 16. 下列反应堆中属于快中子反应堆的是：

A．压水堆； B．沸水堆； C．重水堆； D．增殖堆。 17. 对工作质量负主要责任的人是：

A．检验人员； B．管理人员； C．工作执行人员； D 上级质量主管部门。 18. 在质量计划上设置了需要事先通知的控制点是：

A．H和R点； B．H和W点； C．W和R点； D．H、W和R点。 19. 质量保证活动是一种有效的管理，它是：

A．全过程的管理； B．针对某一过程的管理； C．产品质量检验中的管理； D．质量保证文件的管理。 20. 在下列射线中对人体危害性最大的是：

A．γ射线； B．β射线； C．α射线； D．中子射线。 21. 下列各项中与描述辐射防护正当化原则相关的是：

A．避免不必要的照射； B．尽量减少受到的照射； C．危害应低于得到的利益； D．以上都是。 22. 受照个体本身所产生的效应是：

A．遗传效应； B．躯体效应； C．随机效应； D．确定性效应。 23. 我国用于压水堆核电厂核岛机械设备在役检查的无损检测标准是：

A．EJ/T1041—1996； B．EJ/T1039—1996； C．JB/T4730—2005； D．GB/T11851—1996。

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24. 无损检测规程与检测工艺卡的编写区别是：

A．检测规程是根据委托书、法规和标准的要求编写的。检测工艺卡是根据检测规程结合有关标准针对某一具体工件编写的； B．检测规程是根据质量保证大纲编写的，检测工艺卡是根据检测工艺流程编写的；

C．检测规程以图表形式为主，检测工艺卡以文字描述为主； D．检测规程由Ⅱ级人员编写，检测工艺卡由Ⅰ级人员编写。 25. 焊缝中低温裂纹产生的原因一般是：

A．母材与焊材中不纯物质的熔化方式； B．焊接顺序和焊接速度； （ D ） C．焊接断面坡口的形状； D．以上都是。

三、问答题（共5题，每题5分）

1.ASME—Ⅴ（2004版）对制造厂的评定工作有什么要求?

答：ASME（2004版）对制造厂的评定工作有如下要求：

（1） 底片的评定、复审、解释和验收合格应满足本标准第2章的有关规定，

且这些工作都是制造厂或承担无损检测工作单位的责任；

（2） 所有射线照相检测的技术文件（按T—291要求）应在底片评定前完成； （3） 底片的复审表格（按T—292要求）应在评定期间完成； （4） 所有射线照相技术文件和底片复审表格文件应与底片一起保存； （5） 所有底片和文件在提交授权检验师之前就应是合格的。

2. 由于核电设备的引进，秦山一期、广东核电及秦山二期、秦山三期和江苏核电分别采用了哪些国外核电无损检测标准?

答：由于核电设备的引进，国内一些核电站采用的国外核电无损检测标准是： （1）秦山一期核电站采用ASME—Ⅴ（2004版）锅炉及压力容器规范（美国）； （2）广东核电站采用RCC—M压水堆核鸟机械设备设计建造规则（法国）； （3）秦山二期核电站采用RCC—M压水堆核鸟机械设备设计建造规则（法国）； （4）江苏核电站采用俄罗斯国家核电标准ΓO C T（原苏联国家标准）； （5）秦山三期核电站采用加拿大的CAN/CSA—N有关标准。

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3. 压水堆核电站一、二回路系统有哪些主要设备?

答：压水堆核电站一回路系统的主要设备有：

核反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器和主管道。 压水堆核电站二回路系统的主要设备有：

饱和蒸汽轮机、汽水分离再热器、冷凝器、除氧器和高压加热器。 4. 压水堆核电厂的三道安全屏障是什么?为什么要设置三道安全屏障?

答：第一道屏障是核燃料包壳；第二道屏障是反应堆压力壳和一回路压力边界；第三道屏障是反应堆安全壳，它将反应堆及一回路系统的主要设备密封在安全壳内。由于核反应堆既是一个裂变中心，必然产生大量的放射性物质，为了防止放射性裂变产物逸出，保证环境不受污，所以设置三道安全屏障。

5. 核电站在役检查依据什么进行无损检测?为什么目视检查应用最为普遍，它能检查哪些缺陷?

答：核电站在役检查依据核电站投入运行前编制的检测计划和大纲，对有代表性的设备、部件进行无损检测。目视检查应用最为普遍是因为大多数失效是从表面损坏开始的。目视检测能检查表面开裂、腐蚀、磨蚀、变形、移位、泄漏和漏迹等。

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