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反应堆停堆后,堆芯释热_________,因此堆芯冷却系统_________。

A.主要来源于瞬发中子引发的裂变,必须继续工作

B.主要来源于裂变产物的衰变热,可以停止工作

C.主要来源于缓发中子引发的裂变,必须继续工作

D.主要来源于裂变产物的衰变热,必须继续工作


参考答案和解析
主要来源于裂变产物的衰变热,必须继续工作
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考题 为补偿反应堆的后备(剩余)反应性,在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。此种受控的应性可用于()。A、补偿堆芯长期运行所需的后备(剩余)反应性B、调节反应堆功率的水平C、停堆的手段D、以上三者均包含

考题 核反应堆在停堆几小时后,还有大约()左右的热功率。A、1%B、10%C、90%

考题 核反应堆热工力学的性质主要取决于()A、冷却剂B、核燃料类型C、慢化剂D、堆芯结构E、蒸汽发生器

考题 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,反应堆堆腔被水淹没,压力容器外表面与水直接接触以带出堆芯热量。

考题 压水堆本体由()等组成。A、反应堆压力容器B、堆芯C、堆芯支撑结构D、控制棒驱动机构

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考题 反应堆运行时,监测堆芯中子通量密度分布的目的是什么?

考题 关于初始堆芯的Keff  ①反应堆稳定运行时,堆芯的Keff为1,为什么装料时Keff要大于1? ②反应性的过剩量是怎样被抑制在反应堆里?

考题 反应堆停堆后的热源有哪几种?刚停堆时堆的剩余功率约占总热功率的百分之几?

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考题 核岛的核蒸汽供应系统有()。A、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统(又称停堆冷却系统)、安全注射系统(又称紧急堆芯冷却系统)、控制、保护和检测系统;B、设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组;C、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统(又称停堆冷却系统)、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统;D、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统(又称停堆冷却系统)、安全注射系统(又称紧急堆芯冷却系统)。

考题 核反应堆的基本结构不包括哪项()A、堆芯B、控制棒C、保温层D、屏蔽层

考题 (反应堆)堆芯

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考题 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备,以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如:

考题 反应堆热停堆的Keff()。A、<1B、≤1C、<0.99D、≤0.99

考题 问答题反应堆运行时,监测堆芯中子通量密度分布的目的是什么?

考题 问答题反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备,以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如:

考题 单选题为补偿反应堆的后备(剩余)反应性,在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。此种受控的应性可用于()。A 补偿堆芯长期运行所需的后备(剩余)反应性B 调节反应堆功率的水平C 停堆的手段D 以上三者均包含

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