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(+129.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”。258.我国核安全法规HAF0400(91基本等效于IAEANo.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IAEANo.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。(—388.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。(-4113.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。(+5139.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IAEANo.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IAEANo.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IAEANo.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。(—二、选择题1.放射性工作人员年有效剂量限值中应包括(BA.天然本底照射,宇宙照射B.内照射和外照射C.医疗照射D.以上都是2.放射性工作人员个人剂量检测计佩带位置为(AA.左胸侧B.腰间C.可能照射最大处D.无专门规定(B3.严重程度随剂量而变化,且存在阀值的效应是A.随机效应B.确定性效应C.躯体效应D.遗传效应4.用来检测χ射线或γ射线辐射场的物理量是(CA.吸收剂量B.有效剂量C.照射量D.剂量当量(A5.辐射防护实践的正当性是指A.具有正当的理由,利益大于代价B.保护环境,保护公众C.不得损害人的健康D.以上都不对6.天然辐射源主要来源有:(DA.宇宙辐射B.陆地上的辐射源C.体内放射性物质D.以上都对(C7.剂量当量的单位A.伦琴B.戈瑞(拉德C.希沃特(雷姆D.贝克勒尔(居里8.下列辐射射线源中,电离破坏性最大的是(BA.x射线及Y射线B.α粒子C.β射线D.中子9.电离辐射时按其照射方式可分为(AA.外照射和内照射B.外照射和表面照射C.环境辐射和直接照射D.以上都不对10.射线检验人员的平均年照射的最大允许剂量当量为(CA.100mRemB.50RemC.50mSvD.100mSv(B11.放射性的强度是用什么来度量的A.尺寸大小B.活度C.源的种类D.能量12.受照个体本身所产生的效应是:(BA.遗传效应B.躯体效应C.随机效应D.确定性效应(B13.在核电站停堆检修期间,外照射的主要来源为:A.中子B.γ射线C.β射线D.α射线(A14.放射性衰变中,原子核数目的减少按什么规律变化A.指数规律B.线性规律C.不确定D.随时间变化而加快15.松散的表面污染对人具有的风险是:(CA.外照射B.内照射C.A+BD.无风险16.在Γ点源与人之间设置3个半值层的屏蔽物质,则人员处Γ射线的强度将减至原来的(CA.三分之一B.六分之一C.八分之一D.九分之一17.外照射防护法中在人与源之间设置屏蔽层称为:(CA.距离防护法B.时间防护法C.屏蔽防护法D.源项控制法(B18.放射性活度是放射性核素在单位时间内的A.核反应次数B.核衰变次数C.核减少的数目D.核发射粒子的数目(B19.不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为:A.放射性衰变B.放射性C.放射源D.同位素(D20.在人类的生活环境中,受到放射性照射的场合有:A.从事放射性工作B.接触放射性物质C.任何时间任何地方D.以上都是21.对辐射性同位素和射线装置的生产、销售、使用中的放射防护实施监督管理的部门为:(AA.卫生、环保部门和公安部门B.公安部门和核工业集团公司C.卫生、环保部门和核电站D.核电站和企业自身(A22.我国对放射工作实行什么样的管理制度:A.许可登记制度B.备案制度C.审批备案制度D.合同管理制度23.放射工作许可登记证,核查周期为:(CA.每年进行一次B.每二年进行一次C.每隔一至二年进行一次D.每三年进行一次(D24.合格的仪器应具备合适的量程B.适当的精度和准确度C.正确的型号D.以上都是25.核安全法规HAF003原则除适用于核电厂外,还适用于(AA.核供热堆B.军用核反应堆C.移动式反应堆D.以上都是(C26.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.上级主管部门27.实施文件分发控制目的为(DA.上级领导的要求B.使参与活动的人员能得到有效的文件C.档案管理的要求D.以上都不对(D28.质量保证中的实体,可以是A.具体的产品B.组织C.过程D.以上都是(A29.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲,须由什么部门审查认可A.核安全部门B.卫生部门C.中核集团公司D.技监局30.质量保证大纲文件体系包括:(BA.质保大纲和程序B.管理性和技术性文件C.检验规程和标准D.以上都不对(D31.大纲程序的基本内容有A.目的和范围B.责任C.正文描述D.以上都是32.质量保证记录分为:(CA.临时性和长期记录B.文件化和表格化记录C.永久性和非永久性记录D.档案性和资料性记录(C33.无损检测工艺规程为:A.管理性文件B.标准化文件C.技术性文件D.以上都不是34.选择质量控制的“三点”中的W点是(CA.提供数据点B.停工待检点C.见证点D.机动点35.通过质量保证,促进达到质量要求的途径是(DA.确定所要求的技能B.选择合格的人员使用适当的设备C.明确承担任务者的个人职责D.以上都是36.我国核电站建设质量保证依据法规是(BA.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6号文D.IAEA50-C-QA(D37.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是A.有章可循B.有人负责C.有据可查D.以上都是38.文件控制的主要措施有:(DA.编、审、批制度B.发布和分发制度C.变更控制制度D.以上都是(D39.在核电厂运行的三大目标中,最基本的考虑是:A.经济性B.安全性C.可靠性D.以上三种都是(A40.质量保证大纲实施的评价大致可分为:A.自我评价和独立评价B.独立评价和内外部监查C.监督监查和同行评估D.技术审查和同行评估(D41.质量保证大纲实施的独立评价有:A.内外部监查B.监督监查C.技术审查和同行评估D.以上都是42.质量保证大纲的有效实施取决于工作的:(DA.管理人员B.执行人员C.检验人员D.上述三类人员(C43.质量保证大纲应包括两类活动,它们是:A.生产活动和管理活动B.验证活动和管理活动C.生产活动和验证活动D.质量控制和质量保证(B44.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45.记录是质量的客观证据,因此记录必须(DA.字迹清楚B.内容完整C.与所记述的物项相对应D.A+B+C46.质量保证大纲是指:(BA.质保手册、工作程序、指令等一整套文件B.为保证实现质量而制定和实施的全部活动C.检查和试验计划、进度控制D.执行检验的方法47.质量保证活动是一种有效的管理,它是:(AA.全过程的管理B.针对某一过程的管理C.柔性的管理D.以上都不正确(A48.核安全法规HAF003是A.强制执行文件B.参考性文件C.指导性文件D.以上说法都不正确49.蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障之一是:(AA.传热管B.筒体组件C.下封头D.上封头(D50.压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著的差别是A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与γ射线辐射51.文件控制的主要措施有(DA.编、审、批制度B.发布和分发制度C.变更控制制度D.以上都是(C52.剂量当量的单位是A.伦琴B.戈瑞(拉德C.希沃特(雷姆D.贝克勒尔(居里(B53.压水堆核电站中,防止和减轻核事故后果的设备属于:A.核I级部件B.核II级部件C.核III级部件D.核IV级部件(B54.压力容器的活性区在压力作用下,受中子辐射,其脆性转变温度将会:A.降低B.升高C.不变D.不一定(D55.凡对质量有影响的活动都要遵循的质量保证原则是:A.有章可循B.有人负责C.有据可查D.以上都是56.反应堆冷却剂系统(RCP的主要功能为:(DA.压力控制功能B.裂变产物放射性屏障C.温度控制功能D.把堆芯正常运行时产生的热量传输给蒸汽发生器(B57.在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢的目的在于:A.屏蔽中子辐照B.减少冷却剂的腐蚀及材料因氢化而变脆C.增强容器强度D.提高容器气密性,防止泄漏(B58.放射性的活度是指:A.单位时间粒子数B.单位时间的衰变数C.单位面积上的衰变数D.单位面积上的静态力59.利用堆内产生的蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫:(CA.压水堆B.快中子增殖堆C.沸水堆D.重水堆60.核电站奥氏体不锈钢管道焊缝,在运行过程中最容易产生的缺陷是:(DA.热疲劳裂纹B.低周疲劳裂纹C.辐照脆化和时效老化D.晶间应力腐蚀裂纹61.压水堆和沸水堆都属于:(AA.轻水堆B.气冷堆C.石墨堆D.重水堆62.选择质量控制的“三点”中的H点是(BA.提供数据点B.停工待检点C.见证点D.机动点63.压水堆型核电站一回路系统中常用的结构材料是:(CA.锻钢、铸钢、结构钢B.低碳钢、中碳钢、高碳钢C.低合金钢、不锈钢、镍基合金D.高合金钢、低合金钢、特种钢64.辐射防护的原则:(DA.正当化B.最优化C.个人剂量限值D.以上都是65.放射性的强度是用什么来度量的?(CA.能量B.源的尺寸大小C.活度D.源的种类66.压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制的,还可以通过调节冷却剂中的什么参数来(D控制?A.压力B.温度C.流量D.硼浓度67.详细说明一项活动目的和范围,规定在什么时候、什么地方、由谁怎样执行这项活动,(C称为:A.质量保证B.质量控制C.程序D.监督68.核总电发【1998】6号文规定需要资格鉴定考核取证的证件有:(AA.7种B.5种C.4种D.10种69.在役检查注重检查的缺陷是:(AA.裂纹B.气孔C.夹渣D.设备结构(A70.当前核电站利用核能的方式是:A.可控核裂变反应B、不可控核裂变反应C、核聚变反应D、核化合反应(B71.核电站反应堆压力容器和蒸发器所用的锻钢件是:A、碳钢B、低合金钢C、不锈钢D、高合金钢72.受力构件受到中子辐照后,其脆性转变温度将会:(CA、降低B、不变C、升高D、无规律73.辐射防护实践的正当性是指(CA.不得损害人的健康B.保护环境,保护公众C.具有正当的理由,利益大于代价D.以上都不对(B74.电离辐射按其照射方式可分为A.外照射和表面照射B.外照射和内照射C.环境辐射和直接照射D.以上都不对(A75.质量保证大纲实施的评价大致可分为:A.自我评价和独立评价B.独立评价和内外部监查C.监督监查和同行评估D.技术审查和同行评估(C76.核电站的潜在危险是A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应(D77.无损检测的操作规程要求A.对检验对象的描述B.对检验设备和方法的描述C.对检验过程及结果记录等的描述D.以上都是(B78.对工作质量负主要责任的人是A.检验人员B.工作执行人员C.管理人员D.上级主管部门(D79.金属材料中产生冷裂纹一般应满足的条件为A.材料中含氢B.材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D.以上都是(A80.金属材料的断裂韧性KIC值与什么因素有关A.金属材料本身的性质B.外加的应力和受力方式C.几何形状和裂纹大小D.以上都是81.压水堆核电站中,用以减轻事故后果的设备称之为核安全(BA.1级部件B.2级部件C.3级部件D.4级部件(A82.秦山三期核电站堆型为:A.重水堆B.压水堆C.石墨堆D.熔盐堆83.压水堆和沸水堆又称为(CA.石墨堆B.气冷堆C.轻水堆D.重水堆(A84.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强的A.可持续发展的能源B.裂变能C.太阳能D.无机能(B85.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用A.过热蒸汽B.饱和蒸汽C.不锈钢D.核反应86.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹的是:(CA.低碳钢B.低合金钢C.不锈钢D.与材料无关87.金属材料中产生冷裂纹一般应满足的条件为(DA.材料中含氢B.材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D.以上都是88.我国核电站建设质量保证依据法规是:(BA.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6号文D.IAEA50-C-QA(D89.我国标准《核电厂核岛机械设备无损检测规范》的标准号是:A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-199690.压水堆核电站运行经验表明,在主设备中易发生破损事故的是:(CA、压力容器中的驱动机构B、主管道中的支座管道C、蒸汽发生器中的传热管D、稳压器中的波动管(D91.不锈钢及镍基合金材料容易产生应力腐蚀的要素是:A、特定环境B、拉应力C、特定的合金成份和结构D、以上都是(D92.运行核电站奥氏体不锈钢管道焊缝中,最容易产生的缺陷是:A、热疲劳裂纹B、机械低应力裂纹C、辐射脆化与时效老化D、晶间应力腐蚀裂纹93.在当前的核电站中,把核能转为热能的方式是:(CA、化学的合成B、物理化学的转换C、核裂变D、核聚变(B94.压水堆核电站防止事故发生和减轻事故后果的核安全级部件是:A、核I级B、核II级C、核III级D、核IV级(D95.质量保证部门在处理质量问题时,行使质量管理职权应:A、与各部门协商一致后B、服从经济和进度后C、听从最高领导指挥后D、独立地、客观地(B96.中华人民共和国环境保护法是由:A、国务院发布的行政法规B、人大常委会通过并发布的法律C、国家环保总局发布的规章D、国家核安全局发布的法规(D97.蒸汽发生器中的一、二次侧介质的隔离屏障是:A、筒体组件B、支撑及管板C、管束组件D、传热管(D98.释放核子内部能量的方法:A.裂变B.聚变C.中子D.A和B99.核电站构成:(DA.核岛B.常规岛C.BOP系统D.以上全部100.核电站机械设备的主要材料是:(AA.炭钢、低合金钢、不锈钢B.钢、不锈钢、有色金属C.钢、有色金属、有机材料D.以上都不对101.堆焊层采用奥氏体不锈钢的主要原因:(CA、增加传热性能B、增强设备韧性C、耐腐蚀性D、以上都对(B102.重水反应堆利用的核燃料:A、浓缩U235B、天然铀C、中子源D、都可用(B103.我国《核电厂质量保证安全规定》是以下面哪种文件与蓝本制订的:A、美国联邦法规10CFR50B、国际原子能机构50-C-QAC、我国原子能法D、以上都不是(A104.质量保证体系文件包括:A.管理性文件B.技术性文件C.A、B都是D.A、B都不是105.核电厂主要放射性物质有:(DA、裂变产物B、活化产物C、活化的腐蚀产物D、以上都有(C106.对不同类型的辐射,α、β、γ射线引起的外照射的防护较容易的是:A、γB、βC、αD、不一定107.对受控辐射源而言,辐射防护的原则是:(DA、辐射实践的正当性B、辐射防护的最优化C、个人剂量限性D、以上都是108.蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障之一是:(AA.传热管B.筒体组件C.下封头D.上封头(A109.重水堆型是属于A.热中子反应堆B.快中子反应堆C.示范堆D.原型堆(B110.目前核电站把核能转为热能,通常的反应形式为:A.核聚变B.核裂变C.化学合成D.物理能量转换(A111.压水堆和沸水堆又称为A.轻水堆B.气冷堆C.石墨堆D.重水堆112.当外来中子轰击原子核时,产生链式裂变反应,致使原子核(DA.释放出巨大能量B.分裂和放出中子C.发生放射性辐射D.以上都是113.压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成的回路,叫:(AA.一回路B.二回路C.一次侧D.二次侧(C114.反应堆核燃料中用于裂变的元素是A.钴—60B.铱—192C.铀—235D.碳—14115.压水堆核电站核岛部分回路有(AA.一回路B.汽轮机回路C.发电机回路D.以上都有(A116.工程构件在运行中突然发生断裂的事故,断裂的主要形式是:A.低应力脆断B.疲劳断裂C.应力腐蚀D.以上都是117.压力容器在压力作用下,受到中子辐射,其脆性转变温度将会(BA.降低B.升高C.不变D.不一定(C118.核电站一回路系统中常用的结构材料是:A.锻钢、铸钢、结构钢B.低碳钢、中碳钢、高碳钢C.碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D.钛合金(D119.从事核工业无损检测的人员要进行核专业培训的依据是A.GB-9445无损检测人员资格鉴定与认证B.HAF-602民用核承压设备无损检测人员培训、考核和取证管理办法C.中核总电发[1998]6号文,核工业无损检测人员资格鉴定管理办法D.以上都是(A120.为确定流体包容部件边界的设计要求,将安全等级分为:A.三级B.四级C.五级D.六级(C121.核工业无损检测人员技术资格等级中的高级证书是:A.I级B.II级C.III级D.IV级(D122.核工业无损检测人员技术资格笔试包括:A.核工业基本知识B.无损检测通用技术C.核工业无损检测技术D.以上都有(D123.根据国外对压水堆核电厂事故统计表明,在一回路核设备中发生事故最高的设备部件为A.压力容器封头B.稳压器电加热器C.冷却主泵壳体D.蒸汽发生器传热管(A124.重水堆型是属于A.热中子反应堆B.快中子反应堆C.示范堆D.原型堆(B125.利用堆内产生蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫做A.快中子增殖堆B.沸水堆C.石墨堆D.压水堆126.压水堆核电站中,防止裂变产物逸出的设备称之为核安全(AA.1级部件B.2级部件C.3级部件D.4级部件(D127.核压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著的差别是A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与γ射线辐射(C128.核电站的潜在危险是A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应129.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用(BA.过热蒸汽B.饱和蒸汽C.不锈钢D.核反应(A130.我国核电厂核岛机械设备在役检查规则是A.EJ/T1041B.EJ/T1039C.ASMED.RCC-M131.ASME锅炉及压力容器规范第V卷B分册是(AA.非强制性标准B.非强制性附录C.ASTM标准D.验收准则(B132.核工业无损检测人员资格鉴定的无损检测方法有a5种(RT、UT、ET、MT、PTb7种(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VTc2种(表面方法、体积方法D.9种(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT、TM、AE(D133.我国核工业无损检测人员取证的依据标准与法规是A.HAF602B.CNNC[1998]6号文C.GB9445D.以上都对134.核电厂主要放射性物质有(DA.裂变产物B.活化产物C.活化腐蚀产物D.以上都有(A135.用于外照射个人剂量监测的法定剂量计为A.TLD(热释光剂量计B.电子剂量计(DM-91C.WBC(全身计数器D.以上都可以136.选择质量控制的“三点”中的W点是(CA.提供数据点B.停工待检点C.见证点D.机动点(B137.国家核安全局发布的核安全法规代码为A.GB/TB.HAFC.IAEAD.EJ(A138.无损检测活动质量保证的主要作用为A.使NDT活动在受控条件下进行B.及时发现工件中的缺陷C.消除缺陷并执行纠正措施D.以上都不对(D139.通过质量保证,促进达到质量要求的途径是A.确定所要求的技能B.选择合格的人员使用适当的设备C.明确承担任务者的个人职责D.以上都是140.从断裂力学的角度而言,应着重提高NDT方法的(CA.记录准确度B.检测灵敏度C.定位、定量精度D.自动化程度(D141.工程上常把金属材料的性能分为A.机械性能B.物理性能C.工艺性能D.以上都对(C142.核电站一回路系统中常用的结构材料为A.锻钢、铸钢、结构钢B.低碳钢、中碳钢、高碳钢C.碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D.高合金钢、低合金钢、特种钢(B143.核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是A.提高抗拉强度B.提高耐腐蚀C.提高耐磨性D.以上都对(B144.实施文件分发控制目的为:A.上级领导的要求B.使参与活动的人员能得到有效的文件C.档案管理的要求D.以上都不对(A145.辐射防护实践的正当性是指:A.具有正当的理由,利益大于代价B.保护环境,保护公众C.不得损害人的健康D.以上都不对(A146.我国对放射工作实行什么样的管理制度:A.许可登记制度B.备案制度C.审批备案制度D.合同管理制度(C147.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹的是:A.低碳钢B.低合金钢C.不锈钢D.与材料无关(D148.金属材料中产生冷裂纹一般应满足的条件为A.材料中含氢B.材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D.以上都是(B149.我国核电站建设质量保证依据法规是:A.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6号文D.IAEA50-C-QA(D150.我国标准《核电厂核岛机械设备无损检测规范》的标准号是:A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-1996(B151.我国自行研制建造的第一座核电站是:A.重水堆B.压水堆C.石墨堆D.熔盐堆(A152.秦山三期核电站采用的堆型是:A.重水堆B.压水堆C.石墨堆D.熔盐堆153.压水堆核电站中设备的核安全级别有(DA.1级部件B.2级部件C.3级部件D.以上都是154.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用(BA.过热蒸汽B.饱和蒸汽C.不锈钢D.核反应155.我国核工业无损检测人员取证的依据标准与法规是(DA.HAF602B.CNNC[1998]6号文C.GB9445D.以上都对(D156.合格的仪器应具备A.合适的量程B.适当的精度和准确度C.正确的型号D.以上都是(D157.金属材料在制造工艺工程中裂纹的产生形式有A.热裂纹B.冷裂纹C.再热裂纹D.以上都有(D158.金属材料中产生冷裂纹一般应满足的条件为A.材料中含氢B.材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D.以上都是(B159.放射性工作人员年有效剂量限值中应包括A.天然本底照射,宇宙照射B.内照射和外照射C.医疗照射D.以上都是(D160.核工业无损检测人员技术资格考试包括:A.核基本知识B.方法知识C.实践能力D.以上都有(A161.压水堆和沸水堆又称为:A、轻水堆B、气冷堆C、石墨堆D、重水堆162.当外来中子轰击原子核时,产生链式裂变反应,致使原子核:(DA、释放能量B、分裂和放出中子C、发出放射性辐射D、以上都是163.用于核反应堆的核燃料为:(CA、钴-60B、铱-192C、铀-235D、碳-14(C164.选择质量控制的“三点”中的W点是:A、提供报告点B、停工待检点C、见证点D、机动点165.通过质量保证,促进达到质量要求的途径是:(DA、确定所要求的技能B、选择合格的人员使用适当的设备C、明确承担任务者的个人职责D、以上都是166.在核电站停堆检修期间,外照射的主要来源为:(BA、中子B、γ射线C、β射线D、α射线(D167.工程构件在运行中发生断裂事故的主要原因是:A、低应力脆断B、疲劳断裂C、应力腐蚀D、以上都是168.压力容器在压力作用下,受到中子辐射,其脆性转变温度将会:(BA、降低B、升高C、不变D、不可知(C169.核电站一回路系统中常用的主要结构材料分为:A、锻钢、铸钢、结构钢B、低碳钢、中碳钢、高碳钢C、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D、钛合金170.核总电发[1998]6号文规定核工业无损检测人员资格考试的内容包括:(DA、通用技术B、核工业专门知识C、实践能力D、以上都是(B171.在下列金属材料中最容易产生晶间因力腐蚀裂纹的是:A.低碳钢B.不锈钢C.低合金钢D.与材料无关(C172.核电站的潜在危险是:A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应173.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强的(AA.可持续发展的能源B.裂变能C.太阳能D.无机能(B174.我国核电站建设质量保证依据法规是:A.ISO9000B.HAF003C.CNNC[1998]6号文D.IAEA50-C-QA(D175.我国对放射工作实行什么样的管理制度:A.合同管理制度B.备案制度C.审批备案制度D.许可登记制度三、问答题(共5题,每题4分1.为什么要选择压水堆为主的核电发展方针?2.核反应堆的主要功能有哪些?3.对无损检测来说,质量控制的重点及要“三点”是什么?4.辐射防护的原则是什么?5.文件控制主要措施有哪些?编、审、批制度,发布和分发制度,变更控制制度1.内照射的防护手段有哪些?答:①防止吸入被放射性物质污染的空气;②防止食入被放射性物质污染的食物和水,或者口腔接触了被污染的器具和物品;③防止接触放射性物质,导致放射性物质从破损的皮肤直接进入体内,或者通过完好的皮肤渗透入体内。2.辐射防护的目的?答:辐射防护目的在于防止有害的确定性效应的发生,并将随机性效应的发生率降低到合理可行尽量低的水平。3.何谓放射性核素?它有哪三个主要特征?答:具有相同原子序数和相同原子质量的同一类原子为一种核素。核素有的稳定,有的不稳定的,不稳定的核素被称之为放射性核素。放射性核素具有三个主要特性:(1放射性核素能自发地放出射线,并同时变成另一种核素(2放射性核素具有一定的半衰期(T1/2。(3放射性原子核数目的衰减服从指数衰减规律。4.辐射防护有哪些基本原则?答:辐射实践的正当化、辐射防护的最优化、个人剂量限值5.外照射的防护段有哪些?答:控制源项防护法;减少受照时间;增加与辐射源之间的距离;采用屏蔽物。6.质量保证大纲文件可分为那三个层次?答:①质量保证大纲概述(简称大纲②管理性文件③详细工作文件(即技术性文件7.什么是质量保证记录,分那二类?答:记录是为各种物项的质量和影响质量的活动提供客观证据的文件。它分为两大类,即永久性记录和非永久性记录。8.质量保证记录的要求是什么?答:所有的质量保证记录都必须字迹清楚、完整、与所记述的物项或服务和对应和相符合;而且记录应妥善保存,使其处于良好的状态。9.不符合项分几类?答:不符合