核安全及民用核安全无损检测概论判断题.docxVIP

[ID:7657]反映堆冷却剂系统由两个热交换环路构成，每个环路上包含两台蒸汽发生器、两台主泵、两根热段管道和两根冷段管道

A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7656]反映堆冷却剂系统含有卸压能力，能够避免一回路压力边界超压A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7655]当堆芯熔化时，堆芯内的熔融碎片聚集在压力容器底部。在发生这种事故时，反映堆堆腔被水沉没，压力容器外表面与水直接接触以带出堆芯热量

A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7654]反映堆压力容器位于反映堆厂房中心，设计时重要考虑一回路冷却剂的高压和高温，放射性、主管道断裂事故和地震等作用。

A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7653]过滤器是输送介质管道上不可缺少的一种装置,一般安装在减压阀、卸压阀、定水位阀或其它设备的进口端，用来消除介质中的杂质，以保护阀门及设备的正常使用。

A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7652]热交换器是用于将一种介质的热量传给另一种介质的设备，但凡符合此定义的设备都能够称为热交换器，进行热量传递的目的是减少一种介质的温度，如在核电厂内蒸汽发生器即是热交换器的一种

A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7651]AP1000核电站不直接用海水来冷却含放射性流体的设备，减少了放射性向环境失控排放的可能性A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7650]AP1000核电站正常运行时，用堆外的中子探测器测量数据来校准堆内仪表系统A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7649]厂用水系统是开环冷却系统，通过该系统将热量从设备冷却水系统的热交换器传递给海水A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7648]AP1000核电站从换料(〈60℃)升温到热备用（291℃）是靠稳压器电加热器带入热量A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7647]正常运行时，反映堆冷却剂中充入高压氢气，以克制冷却剂辐照分解产生的氧A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7646]非能动安全壳冷却系统的冷却水储存箱里不同高度的四个出口管来变化冷却水流量A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7645]非能动安全壳冷却系统能够直接将热量从钢制安全壳容器内传递到外部环境A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7644]反映堆厂房环吊是由安全壳钢制容器本体支撑的、安装在圆形轨道上的桥式起重机A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7643]AP1000核电站换料时，燃料抓取机在安全壳内对乏燃料和新燃料进行操作A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7642]正常余热去除系统能够把主冷却剂从291℃冷却到50℃下列A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7641]AP1000核电站反映堆冷却剂系统有2个蒸汽发生器，2台主泵，1个稳压器

A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7606]构造件内部存在有微裂纹，必然会是造成构件低应力脆断。A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7605]构件内部存在有微观裂纹是造成构件低应力脆断的直接因素。A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7604]温度越高，变形速度越快，脆性断裂的倾向越大A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7603]疲劳是在一定载荷长时间作用下发生的现象A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7602]钢中的白点是残留氢与应力集中互相作用产生的。A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7601]温度越低，变形速度越快，脆性倾向越大。A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7600]过载过大会造成引进残存压缩应力或形变强化。

A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7599]疲劳是构件在交变载荷的长时间作用下发生的失效现象。A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7598]焊缝含有冶金和几何双重不持续性，往往是在役检查区域的选择重点。A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7597]断裂力学能够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。A、+； B、-； 参考答案：+

[ID:7596]断裂韧性K1c对于同一种材料其值应当是常数。A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7595]根据材料裂纹的受力状况，能够把裂纹分为张开型（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，张开型缺点是最不危险的。

A、+； B、-； 参考答案：-

[ID:7594]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（II