全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等

核反应堆的组成介绍和原理，太壮观在核能利⽤上,⼈们不希望铀核像原⼦弹⼀样⼀下⼦都裂变掉,⽽是希望要有控制地让⼀定数量的铀核进⾏裂变,使巨⼤的原⼦核能平静⽽缓慢地释放出来,这就需要设计⼀种特殊的可受控制的反应装置-原⼦核反应堆。

反应堆的核⼼部分是堆芯。

堆芯内装有钠25或怀20等核燃料,⽤中⼦--“点⽕”,原⼦核裂变的“链锁反应”就开始了,即核燃料就“燃烧”起来。

铀235裂变产⽣的是速度很⾼的快中⼦。

这些快中⼦很容易被天然铀中含量很⾼的铀238俘获⽽不发⽣裂变,从⽽使铀235原⼦核间的链式反应停⽌。

为了降低中⼦的速度,⼈们在铀棒的周围装⼊了⽯墨或重⽔等减速剂。

这样⼀来,铀235裂变产⽣的快中⼦进⼊⽯墨后,就与⽯墨的原⼦核发⽣相互碰撞,结果,使其速度减慢,能量减⼩,变成了速度较慢的热中⼦。

铀238不吸收这种热中⼦,从⽽,保证了铀235的裂变反应继续进⾏。

如果中⼦太多,⼜会使铀235得裂变反应进⾏得太激烈。

这样随核能的⼤量释放,反应堆内部温度的不断升⾼,有可能使反应堆遭到破坏。

那么,该如何控制核裂变链式反应进⾏的速度呢?其实很简单,只要在反应堆⾥安装⼀种棒状的控制元件,以控制新产⽣的中⼦数量就⾏了。

控制棒⼀般⽤镉钢制成,这些材料特别喜欢“吞吃”中⼦。

当反应过快时,将控制棒插进反应堆深⼀点,让它⼤量“吞吃”中⼦,中⼦数⽬⽴刻减少,反应就慢下来;反之,链式反应的速度就会加快。

从⽽使反应堆按照⼈们的需要释放能量。

反应堆启动后,核裂变释放的核能会使反应堆的温度迅速上升。

⼈们采⽤循环运⾏的冷却剂,把能量从反应堆⾥源源不断地输送出来,通过热交换器把能量传送给⽔,⼤量的⽔受热变成⾼温⾼压的蒸汽,蒸汽再去推动汽轮发电机发电,这就成了核电站。

反应堆是核电站的⼼脏,它相当于⽕⼒发电站的锅炉。

只不过锅炉⾥烧的是煤,反应堆⾥“烧”的是核燃料。

⽕柴盒⼤⼩的⼀块可代替30多卡车的优质煤,真是令⼈难以置信的核能!在反应堆的外⾯,还修建有很厚的⽔泥防护层,⽤来屏蔽核反应中产⽣的射线对⼈体的伤害。

核反应堆类型简介核反应堆类型简介核反应堆（Nuclear Reactor），又称原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。

在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。

核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。

相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。

核反应堆分类有：按时间分可以分为四代：第一代核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。

第二代核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如、加拿大坎度堆、苏联的压水堆等。

目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。

第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆、系统80+、AP600、欧洲压水堆等。

第四代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。

按用途分：动力核反应堆；研究核反应堆；生产核反应堆（快滋生反应器）。

按反应堆慢化剂和冷却剂分：轻水堆（压水反应堆、沸水反应堆）：轻水型反应堆使用相对分子质量为18的轻水作为慢化剂和冷却剂；重水堆：重水堆可按结构分为压力容器式和压力管式两类。

两者都使用重水做慢化剂，但前者只能用重水做冷却剂，后者却可用重水、轻水、气体等物质做冷却剂；石墨气冷堆；石墨液冷堆。

按反应堆中中子的速度分：热中子堆；快中子堆。

核反应堆有许多用途，最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。

各种反应堆介绍各种反应堆介绍国外高温气冷堆发展情况目前世界上的主要有核国家，都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。

美国能源部2004年开始招标建设一座热功率40万到60万千瓦的双用途高温气冷堆，项目投资约15亿美元，计划2015年建成。

南非的高温气冷堆核电站设计，已经通过国际原子能机构组织的四次审评，计划在2010年前建成示范电站。

法国法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术的研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标。

日本已经建成了高温工程试验研究堆，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术。

俄罗斯正与美国共同开展利用高温气冷堆烧钚的研究。

快堆核电站快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

沸水堆核电站沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。

沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。

它们都需使用低富集铀作燃料。

沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。

重水堆核电站与压水堆核电站不同，重水堆核电站的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。

目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。

重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。

各种反应堆的原理反应堆是利用核能产生能量的设备，它可以利用核裂变或核聚变产生巨大的热能，然后通过控制和引导这些能量来产生蒸汽，最后驱动涡轮机发电。

下面将介绍几种常见的反应堆类型及其原理。

1.压水堆核反应堆（PWR）压水堆核反应堆是最常见的商业核电站反应堆类型之一、其原理是利用浓缩的铀燃料棒产生热能，同时也会产生中子。

这些中子与水中的轻水分子相互作用，使其产生热，然后通过传热器将热能转移到给水中。

这个给水经过加热后变成高温高压的蒸汽，然后驱动涡轮机发电。

2.沸水堆核反应堆（BWR）沸水堆核反应堆也是一种商业化运行的核反应堆类型。

其原理是使用浓缩的铀燃料棒，通过核裂变产生的热能直接将水变成蒸汽。

由于直接使用水作为冷却剂和工质，它不需要传热器。

生成的蒸汽直接送入涡轮机来驱动发电机。

3.高温气冷堆核反应堆（HTGR）高温气冷堆核反应堆是一种利用高温气体冷却的堆芯来产生热能的反应堆。

其原理是使用固体燃料，如石墨或陶瓷颗粒，通过核裂变释放热能。

然后通过冷却剂，如氦气，高温液体金属等，将热能转移到热交换器中，并最终转化为蒸汽使发电机运行。

4.快中子反应堆（FBR）快中子反应堆是一种使用高能快中子进行核裂变的堆芯的反应堆。

其原理是利用高质量的钚或钍等燃料产生大量的中子，然后利用这些中子进行核裂变，产生大量的热能。

该反应堆同时可以产生额外的燃料，这使它具有较高的燃料利用率。

石墨、钠、铅和氦等可以用作冷却剂。

5.离子迁移反应堆（IMR）离子迁移反应堆是一种采用离子迁移材料来促进和控制核裂变反应的反应堆。

它使用离子迁移膜，通过离子的迁移使核反应堆得到加速或减速。

通过使用这种材料，离子迁移反应堆可以更好地控制裂变反应速率，使燃料的使用效率更高。

以上是一些常见的反应堆类型及其原理。

各种反应堆根据不同的设计目标和应用需求，采用不同的结构、燃料和冷却剂等技术，但它们的基本原理都是通过控制和利用核能产生热能，然后将其转化为电能。

目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。

一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。

核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。

所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。

要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。

所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。

压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。

包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。

传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。

常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。

其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。

其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。

一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。

一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。

二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。

注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。

注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。

3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。

其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。

注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。

4、快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

核反应堆技术简介核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的技术。

核反应堆是核能发电的核心设备，它能够将核能转化为热能，再通过热能转换为电能。

本文将对核反应堆技术进行简要介绍。

一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而驱动发电机发电。

核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。

核聚变是指轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下融合成重核的过程，同样也会释放出巨大的能量。

核反应堆中的燃料一般采用铀、钚等重核，通过控制中子的速度和密度，使其与燃料发生核裂变反应。

核裂变反应产生的中子会继续与其他燃料发生反应，形成连锁反应。

为了控制连锁反应的速度，核反应堆中通常会加入一种称为“控制棒”的装置，通过调整控制棒的位置来控制中子的密度，从而控制反应的速度。

核反应堆中的燃料棒是核反应堆的核心部件，它是由燃料和包覆材料组成的。

燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，包覆材料则是用来保护燃料，防止辐射泄漏和燃料损耗。

燃料棒的排列形式有很多种，常见的有方形排列和六边形排列。

二、核反应堆的类型核反应堆根据使用的燃料和工作原理的不同，可以分为多种类型。

常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）、气冷堆（AGR）等。

1. 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的核反应堆类型，它使用普通水作为冷却剂和减速剂。

核反应堆中的燃料棒被放置在压力容器中，水通过燃料棒周围的管道，吸收燃料产生的热量，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。

2. 沸水堆（BWR）沸水堆也使用普通水作为冷却剂和减速剂，但与压水堆不同的是，沸水堆中的水直接与燃料棒接触，燃料产生的热量直接将水加热为蒸汽，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。

3. 重水堆（CANDU）重水堆使用重水（氘氧化物）作为冷却剂和减速剂。

核反应堆的分类核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似.沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等.重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类.重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖.石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。

新一代核反应堆技术及其安全性评估随着人类对能源需求的不断增长，能源开发和利用已经成为全球关注的焦点。

然而，传统的化石燃料能源已经在大气污染和气候变化等方面造成了巨大的影响。

因此，寻求一种更为清洁，高效的替代能源已经成为人类必须面对的问题。

核能是一种被广泛认可的清洁能源，它可以为人类提供丰富、稳定的能源供应，特别是在电力领域。

随着核能技术的不断发展，新一代核反应堆技术成为了人们关注的热点，同时也涉及到了安全性评估等问题。

一、新一代反应堆技术新一代核反应堆技术主要包括四种：快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和固态堆。

这些技术相较于传统的压水堆等技术具有更高的安全性、更高的能量利用率和更长的寿命等优势。

快中子反应堆是一种可以利用自然铀和钍等轻度放射性元素的堆型，可以实现核废料的再生利用，同时具有更高的安全性和较长的使用寿命。

高温气冷堆则是一种利用氦气作为冷却剂的技术，具有更高的温度和热利用率，也有能够进行高温储氢等应用。

熔盐堆则是一种利用熔化的盐类作为燃料和冷却剂的技术，具有更高的能量输出和自稳定性等特点。

固态堆则是一种利用全固态燃料的技术，可以降低反应堆温度，提高安全性。

二、新一代反应堆技术的安全性评估反应堆技术的安全性评估是反应堆设计和使用的重要环节，通过对反应堆的设计、建设、调试和运行等过程进行全面严谨的评估，可以确保反应堆的安全性能。

针对新一代反应堆技术的安全性评估包括以下几个方面：（一）工程安全评估工程安全评估主要是对反应堆设计和建设过程中所涉及的材料、结构和工艺等因素进行分析和评估，以确保反应堆在建设和运行中不会存在任何工程安全隐患和事故风险。

（二）辐射安全评估辐射安全评估主要是对反应堆使用中可能产生的放射性物质进行分析和评估，以确保反应堆使用过程中散发出的放射性物质不会对人员和环境造成不良影响。

（三）运行安全评估运行安全评估主要是对反应堆运行过程中的各种因素进行分析和评估，以确保反应堆在运行中不会存在任何安全隐患和事故风险。

核工业试题库及参考答案一、单选题（共40题，每题1分，共40分）1、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 IV 级B、核 II 级C、核 I 级D、核 III 级正确答案：B2、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，称为：A、程序B、质量保证C、质量控制D、监督正确答案：A3、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、受循环载荷B、受高压C、受高温D、受中子与γ射线辐射正确答案：D4、剂量当量的单位是A、戈瑞(拉德)B、贝克勒尔(居里)C、希沃特(雷姆)D、伦琴正确答案：C5、质量保证记录分为： ( )A、档案性和资料性记录B、永久性和非永久性记录C、临时性和随机性记录D、文件化和表格化记录正确答案：B6、核电站一回路系统中常用的结构材料为 ( )A、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金B、高合金钢、低合金钢、特种钢C、锻钢、铸钢、结构钢D、低碳钢、中碳钢、高碳钢正确答案：A7、放射工作许可登记证，核查周期为： ( )A、每年进行一次B、每三年进行一次C、每二年进行一次D、每隔一至二年进行一次正确答案：D8、核电厂主要放射性物质有 ( )A、裂变产物B、活化腐蚀产物C、活化产物D、以上都有正确答案：D9、外照射防护法中在人与源之间设置屏蔽层称为： ( )A、屏蔽防护法B、源项控制法C、时间防护法D、距离防护法正确答案：A10、核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是 ( )A、提高耐腐蚀B、提高耐磨性C、提高抗拉强度D、以上都对正确答案：A11、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、以上都是正确答案：D12、用于外照射个人剂量监测的法定剂量计为 ( )A、电子剂量计(DM-91)B、WBC (全身计数器)C、TLD (热释光剂量计)D、以上都可以正确答案：C13、在核电厂运行的三大目标中，最基本的考虑是： ( )A、安全性B、以上三种都是C、经济性D、可靠性正确答案：B14、对受控辐射源而言，辐射防护的原则是： ( )A、以上都是B、辐射防护的最优化C、辐射实践的正当性D、个人剂量限性正确答案：A15、核电站机械设备的主要材料是： ( )A、以上都不对B、钢、有色金属、有机材料C、钢、不锈钢、有色金属D、炭钢、低合金钢、不锈钢正确答案：D16、放射性工作人员年有效剂量限值中应包括A、以上都是B、内照射和外照射C、天然本底照射，宇宙照射D、医疗照射正确答案：B17、秦山三期核电站采用的堆型是： ( )A、重水堆B、压水堆C、熔盐堆D、石墨堆正确答案：A18、质量保证大纲的有效实施取决于工作的： ( )A、检验人员B、上述三类人员C、管理人员D、执行人员正确答案：B19、在下列金属材料中最容易产生再热裂纹的是： ( )A、与材料无关B、低碳钢C、不锈钢D、低合金钢正确答案：C20、无损检测活动质量保证的主要作用为 ( )A、及时发现工件中的缺陷B、使 NDT 活动在受控条件下进行C、以上都不对D、消除缺陷并执行纠正措施正确答案：B21、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： ( )A、核电站和企业自身B、卫生、环保部门和公安部门C、公安部门和核工业集团公司D、卫生、环保部门和核电站正确答案：B22、秦山三期核电站堆型为： ( )A、熔盐堆B、重水堆C、石墨堆D、压水堆正确答案：B23、下列辐射射线源中，电离破坏性最大的是 ( )A、中子B、x 射线及 Y 射线C、α粒子D、β射线正确答案：C24、电离辐射时按其照射方式可分为： ( )A、以上都不对B、外照射和内照射C、外照射和表面照射D、环境辐射和直接照射正确答案：B25、堆焊层采用奥氏体不锈钢的主要原因： ( )A、以上都对B、增强设备韧性C、增加传热性能D、耐腐蚀性正确答案：D26、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、以上都对正确答案：A27、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、αB、βC、不一定D、γ正确答案：A28、凡对质量有影响的活动都要遵循质量保证原则是： ( )A、有据可查B、有人负责C、有章可循D、以上都是正确答案：D29、核电站的潜在危险是 ( )A、核燃料短缺B、放射性核素外溢C、裂变反应D、战争正确答案：B30、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、不锈钢C、饱和蒸汽D、核反应正确答案：C31、文件控制的主要措施有： ( )A、以上都是B、变更控制制度C、编、审、批制度D、发布和分发制度正确答案：A32、工程上常把金属材料的性能分为 ( )A、机械性能B、以上都对C、工艺性能D、物理性能正确答案：B33、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、传热管C、管束组件D、支撑及管板正确答案：B34、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、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B、以上都是C、GB-9445 无损检测人员资格鉴定与认证D、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正确答案：B35、核容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是 ( )A、受循环载荷B、受中子与γ射线辐射C、受高压D、受高温正确答案：B36、蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障是： ( )A、下封头B、筒体组件C、上封头D、传热管正确答案：D37、利用堆内产生的蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫：A、快中子增殖堆B、沸水堆C、重水堆D、压水堆正确答案：B38、压水堆核电站中，用以减轻事故后果的设备称之为核安全 ( )A、4 级部件B、2 级部件C、3 级部件D、1 级部件正确答案：B39、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： ( )A、以上都是B、通用技术C、核工业专门知识D、实践能力正确答案：A40、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 ( )A、降低B、不变C、不一定D、升高正确答案：D二、判断题（共50题，每题1分，共50分）1、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。