无损检测委托单样板.docx

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1、陕化煤化工节能减排技改工程陕化煤化工节能减排技改工程无损检测委托单施工单位:*有限责任公司工程单元（工号） :211H 委托编号: *无损检测： 我单位已完成下述焊口的焊接及相关工作，外观检验合格且经监理工程师确认并按设计标准要求指定进行UT检测，各项指标参数如下：工程类别 安装验收标准JB/T4730-2005 合格级别设计温度/设计压力/管道类别/焊接方式手工电弧焊坡口形式V型热处理状态/本次检测数量15探伤比例100%其他/管线（设备）编号焊口编号焊工号材质规格备注GHJ-211H-3211H-3-1TS6JTYN03862Q235BHM300200812主梁211H-3-2TS6JTY

2、N03977Q235BHM300200812主梁211H-3-3TS6JTYN03811Q235BHM300200812主梁211H-3-4TS6JTYN03802Q235BHM300200812主梁211H-3-5TS6JTYN03907Q235BHM300200812主梁211H-3-6TS6JTYN04871Q235BHM300200812主梁211H-3-7TS6JTYN03949Q235BHM300200812主梁211H-3-8TS6JTYN03113Q235BHM300200812主梁GHJ-211H-4211H-4-1TS6JTYN03942Q235BHM300200812主梁

3、211H-4-2TS6JTYN03946Q235BHM300200812主梁211H-4-3TS6JTYN03947Q235BHM300200812主梁211H-4-4TS6JTYN03436Q235BHM300200812主梁211H-4-5TS6JTYN03856Q235BHM300200812主梁211H-4-6TS6JTYN03957Q235BHM300200812主梁211H-4-7TS6JTYN03900Q235BHM300200812主梁管线单线图/设备检测部位示意图：附图:详见附图-01业主代表：（签字、章） 年 月 日监理工程师：（签字、章）年 月 日施工单位质量工程师：（签

4、字、章）年 月 日施工单位负责人：（签字、章）年 月 日无损检测管道单线(设备探伤部位) 图委托编号：委托单位工程单元（工号）211H 附图-01(平面图) GHJ-211H-3-下弦 GHJ-211H-3-上弦 GHJ-211H-4-下弦 GHJ-211H-4-上弦检验合格的焊缝标注符号“”，一次返修合格标注“一”，二次返修合格标注“二”，未检验不标注符号制图人： 年 月 日核承压设备无损检验人员考试试题2006年9月电力行业民用核承压设备无损检验人员核安全知识理论考试试卷 得分 评卷人是非题(在括号内，正确的打，错误的打，每题1分，共30分)法规部分沸水堆是目前世界范围内存在数量最多的核电

5、堆型。 （）核岛是一个将核能转变为热能的场所。 （）重水堆使用重水作慢化剂，提高了中子利用率，因此可直接利用天然铀作燃料。（）两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较低的安全等级。（）对于不同安全等级的设备，其设计、制造、检验与质量控制的要求是不同的。（）压水反应堆用高浓集铀作核燃料，并用轻水作慢化剂与冷却剂。 （）压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的平均温度为350。 （）蒸汽发生器是将一回路冷却剂从反应堆获得的热能传给二回路工质（使其变为蒸汽）的热交换设备。 （设备安全分级的目的是为制定一套分级的设计、建造与质量控制要求提供基础。（）如设备抗震类别为I级，其结构设计应能承受安全

6、停堆地震 (SSE) 所引起的载荷。（）在轻水反应堆中，通常采用水或石墨作慢化剂，就安全性而言，采用石墨作慢化剂更有利。 （）稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化与调节一回路系统冷却剂的工作压力。 （）现代核电站普遍采用气罐式稳压器。 （）压水堆核电站的主泵多为卧式多级离心泵。 （）天然铀中所含易裂变材料U235的量不高，仅仅7%。 （）放射性污染防治法的制定目的在于防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核能、核技术的开发与与平利用。 （）核电厂核事故应急管理条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故应急管理工作。 （）在中华人民共与国

7、境内生产、销售、使用放射性同位素与射线装置，以及转让、进出口放射性同位素的，应当遵守放射性同位素与射线装置安全与防护条例条例。（）民用核承压设备安全监督管理规定（HAF601）是国务院在1992年颁布的一部行政法规。 （）由于民用核承压设备安全监督管理规定（HAF601）没有相关规定，因此国家核安全局目前对进口核承压设备不予监管。 （）欲延长核承压设备资格许可证者应在有效期满3个月前提出更换申请，逾期不办理换证的单位其资格许可证自行失效。 （）核承压设备的在役检查、维修、退役等活动必须符合国家核安全的相关规定。 （）国家核安全局的监督活动不减轻，也不转移核承压设备活动单位对所从事的核承压设备活

8、动应承担的责任。 （）核承压设备活动的监督可分为例行与非例行两种，在非例行检查前，不得事先通知被检查单位。 （）核承压设备监督人员可以参予与监督内容有关的核承压设备活动，以及涉及商务性质的活动，但必须客观、公正地履行监督职能，遵守有关的保密规定。 （）民用核承压设备无损检验人员培训、考核与取证管理办法（HAF602）是根据民用核承压设备安全监督管理规定（HAF601）的要求制定的。 （）国家核安全局对从事民用核承压设备无损检验人员的培训、考核及取证的工作进行监督管理。 （）民用核承压设备无损检验人员的技术资格等级划分为三级，即、级。 （）申请报考核承压设备无损检验技术资格证书的人员必须取得相应

9、方法与级别的通用技术资格证书。 （）对于核级无损检测资质报考人员，如在口试中发现对报考人员的技术资格与技术能力有疑问时，国家核安全局应对考试中心提出的意见进行评议，并提出书面处理意见。（）民用核承压设备无损检验资质报考人员考试成绩合格后，由国家核安全局颁发证书。（）对于在无损检验专业工作中发生重大失职者，其证书应予吊销。 （）在役检查大纲必须考虑运行限值与条件以及其他适用的核安全管理要求，并且还必须根据运行经验进行重新评价。 （）对于核电厂在役检查而言，均匀分布检验进度更可取，因为它提供较大的安全可靠性并有利于消除电厂运行初期的潜在缺陷。 （）役前的系统水压试验至少在1.25倍设计压力、并通常

10、在工作温度下进行。 （）在役检查要求在核电厂设计时就采取适当措施，使得能接近受检部件，并使检验人员受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。 （）安全有关系统与部件的功能试验也属于在役检查大纲的范围。 （）役前检验所使用的方法、技术与装备类型必须与以后使用的相同，而且，如属可行，应安排同一批工作人员进行。 （）役前检验必须包括要进行在役检查的所有部件，不管它们是否属于在役检查样品。（）修理过的或更换过的部件，必须做役前检验。 （）质量保证部分质量保证是为实现质量提供充分把握而进行的一系列有计划、有系统的所有活动。工作人员所从事的生产活动不属于质量保证活动的范畴。（ ）当操作者发现图纸、文件有问题时，应请本部门领导修改。（ ）质量保证记录必须客观、真实、完整、字迹清楚。 （ ）在验收物项与服务时，源地验收后就不必进行收货检查与试验。 （ ）核质保的目的就是以持续改善实现质量的方法来提高核安全。 （ ）质保大纲/体系运转的好坏取决于控制质量的措施是否完善。 （ ）第 9 页