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堆芯

1为什么核反应堆设计中要包括应急堆芯冷却系统？
2为什么核反应堆冷却系统必须非常安全可靠？
3核反应堆在安全停堆状态下会持续冷却吗？
4AP1000堆芯平衡燃料循环，堆芯燃料采用（）泄漏装载方式。
5AP1000堆芯有（）个燃料细件，堆芯活性区高度为（）英尺。
6AP1000堆芯围筒代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，提高了（）。
7压水堆堆芯中的水既是中子慢化剂也是堆芯冷却剂，钠冷快中子堆堆芯中的液态金属钠主要作用是（）。
8AP1000堆芯（）代替堆芯围板，避免了堆芯围板螺栓松动脱落，并且降低中子泄漏，提高了中子的经济性。
9AP1000反应堆堆芯中子测量仪表从压力容器的（）引入。
10中国高通量工程试验反应堆（HFETR）堆芯的优点包括（）。
11高温气冷堆的堆芯冷却剂为（）。
12反应堆堆芯装载在一个密闭的大型钢制（）中。
13欧洲压水堆（EPR）堆芯捕集器扩展区面积是（）m2。
14AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（）/堆年。
15下列关于快堆堆芯说法正确的有（）。
16中国先进研究堆CARR除了堆芯结构的设计特点外，还有（）特点。
17高温气冷堆堆芯出口氦气温度可达到（）甚至更高。
18沸水堆堆芯中的汽水混合物向上流出堆芯，进入压力容器上部空问的（）。
19AP1000核燃料堆芯三区装载方法由于最高富集度的燃料装在堆芯外区，因此（）。
20AP1000在LOCA下堆芯冷却的长期水源是（）。
21压水堆堆芯导向筒支承板利用（）与堆芯上栅格板连接成为一个整体。
22反应堆堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀属于（）。
23AP1000堆芯平衡燃料循环，采用（）的燃料管理策略。
24AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置（）区。
25压水堆堆芯燃料组件直立坐于（）上。
26工况（）事故可能导致元件的严重损伤，但堆芯的几何形状不破坏，以便能适当地保持堆芯冷却。
27压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯的功率。
28堆芯中插入或提升控制捧是为控制反应堆的功率。
29从《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400）的结果看出，大破口失水事故引起堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的（）%。
30沸腾危机在堆芯中传热恶化的危险主要来自（）。
31按核与辐射事件分级表（INES），反应堆堆芯严重损坏属于（）。
32AP1000提出了传统的堆芯（）装载和（）燃料装载两种首炉堆芯的燃料装载方式。
33中国高通量工程试验反应堆（HFETR）的堆芯布置方案有（）种。
34欧洲压水堆（EPR）在堆芯的物理设计上，采用大堆芯，有241组燃料组件，以（），提供了大的裕度。
35发生极端事件后，非能动堆芯冷却系统将堆芯余热导入到安全壳以外。
36核电站中堆芯损坏的概率小于（）。
37反应堆堆芯通过满足相应于在（）%可信度（）%概率下堆芯不会发生偏离泡核沸腾（DNB）的设计基准和通过保持燃料棒中心温度在熔化温度以下来达到燃料温度限值要求。
38通过压力容器外冷却使得堆芯熔融物滞留在安全壳内，避免了堆芯熔融物与安全壳底板混凝土相互作用，以及对外蒸汽爆炸等严重事故。
39华能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆石墨作为燃料元件和堆芯构件的材料在高温的堆芯内使用。在出现最大的（）下也不会出现石墨材料的失效。
40现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分的惯性/惰转飞轮提高了主泵的惰转性能，当主泵突然断电时，泵仍能继续运行（），以保证有足够的堆芯冷却，以及及时采取应急措施，从而提高了全厂断电时堆芯的安全性。
41（）系统是核电厂中最重要的系统，能将反应堆堆芯核裂变产生的热量传送到蒸汽发生器，并冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。
42分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘单个事件序列的结果工况，如果造成堆芯严重损坏状况，给出（）。
43高温的堆芯冷却水从压力容器上部出口管嘴离开反应堆后，经过冷却剂回路（），进入蒸汽发生器。
44能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不超过（）。
45在商用动力反应堆从冷态启动到热功率运行时，堆芯温度要变化（），甚至更大。
46反应堆满功率运行状态下，如果由于某种原因导致冷却剂流量下降，这时候堆芯温度上升，可能导致反应堆烧毁，这时候应该（）。
47正常工况下，下面哪种反应堆的堆芯处冷却剂会发生沸腾（）。
48经历了几代的改进，压水堆的堆芯体积释热率由50MW/m3提高到约（）MW/m3。
49压水堆堆芯吊篮由（）而成，对机加工机床的能力要求比较高。
50德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆（即AVR）堆芯内装球形燃料元件（）万个，燃料球直径为（）。
51实施二级实物保护的核设施包括堆芯热功率为（）MWth的反应堆装置。
52概率安全评价（PSA）在完成事件序列进行定量分析中，不仅要给出堆芯严重损坏频率（CDF）点估计值，还应进行（）分析。
53反应堆堆芯温度测量是通过热电偶实现的。热电偶由（）制成，包壳用（），并用（）作绝缘材料。
54核反应堆停堆触发系统用以防止偏离泡核沸腾比过小和燃料线功率密度过大而导致堆芯损坏的是（）。
55对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆，三种基本安全功能应保持堆芯内的（）可接受的完整性。
56西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，元件两端还各装有1块（）芯块，用作堆芯的（）。
57华能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆考虑到控制棒的反应性当量，堆芯的直径限定在（）m以下。
58实施一级实物保护的核设施包括堆芯热功率在（）MWth以上的反应堆装置。
59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。
60堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。
61可以按不同方式给出一级PSA结果，对堆芯损坏频率起主要贡献的是（）的始发事件。
62欧洲压水堆（EPR）对于安全壳排热系统（CHRS）的启动，允许在堆芯熔化后有（）小时宽限期。
63核事故发生的概率，三代核电技术以AP1000为例，在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×（）/堆年。
64华能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆反应堆堆芯和蒸汽发生器放在各自的（）压力壳中，在一回路失效情况下也不会出现部件因过热而损坏。
65在分析堆芯传热中，研究对流体换热的目的有两个，一是为了得到冷却剂通道内的温度分布，从而保证冷却剂的温度低于许可极限温度；二是为了找到决定（）的关键因素，以便于选择材料和流动参数使得（）。
66IAEA提出的基本安全原则原则八：防止事故，要求必须事先拟订（），以便在核反应堆堆芯、核链式反应或其他辐射源失控的情况下有恢复控制的措施和缓解任何有害后果的手段。
67对于一个特定的始发事件，必须描绘核动力厂对始发事件的响应，包括系统的投入和操纵员的响应，分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用（）分析法来完成这种分析。
68一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列（），分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。
69当概率安全评价分析扩展到二级PSA时，需要在一级PSA结果基础上加上堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性分析。安全壳响应特性分析包括分析（）。
70反应堆（）是压水堆核电厂中最关键的设备之一，支承和包容堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件。
71在大多数压水堆中，事故给水系统属于专设安全设施之一。其主要功能是：在主给水系统的任何一个环节发生故障时，事故给水系统作为应急手段向（）供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯剩余功率，直到停堆冷却系统允许投入运行为止。
72在事故工况下，任何链式裂变反应的不正常增加，将会被堆外（）系统探测到，并发出警报信号，必要时产生自动停堆信号，使（）落人堆芯以中止链式裂变反应。
73AP1000非能动安全注入系统的水源之中，（）执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间问向堆芯注射较小的安注流量。
74在核动力厂的许多系统中，如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发生器或凝汽器的传热管内，水与壁面之问的传热都是（）换热。
75AP1000原来在底部安装的可移动的堆内仪表用在顶部安装的固定式仪表代替，实现堆芯功率分布的在线监测，并且消除了压力壳底部可移动探测器的贯穿件，降低了在严重事故情况下（）的概率。
76在蒸汽发生器里，一回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换，从而使二回路的水变成（）左右的、（）MPa的高温蒸汽。
77反应堆的控制棒是由硼和镉等易于吸收中子的材料制成，可调节反应堆功率并使其安全停堆。球床型高温气冷堆的控制棒布置于堆芯（）。
78“华龙一号”是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术，是当前世界核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。“华龙一号”设计寿命60年，反应堆采用（）设计，堆芯设计换料周期18个月，创新采用（）安全系统及双层安全壳等技术，在安全性上满足国际最高安全标准要求。
79安全既涉及正常情况下的辐射危险，也涉及作为事件后果的辐射危险，还涉及因核反应堆堆芯、核链式反应、放射源或任何其他辐射源失控而可能产生的其他直接后果。这里所说的“事件”包括（）。
801979年3月,（）发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。
81福岛第一核电厂事故起因于2011年3月11日在日本宫城县东方外海发生的9.0级地震、与紧接着引起的海啸，在福岛第一核电厂造成的一系列设备损毁、堆芯熔毁、放射性物质释放等灾害事件，为1986年切尔诺贝利核电厂事故以来最严重的核电事故。福岛第一核电厂内共有6台反应堆机组。均为（）
82堆芯内的燃料、结构材料和冷却剂吸收中子产生的（n，γ）反应也会放出能量，这部分约有（），这部分能量也是可以利用的。
83在（）时，安全注入系统向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。
84在蒸汽管道破裂或其他蒸汽需求不正常增加的事故情况下，由于一回路（），导致反应性的不可控增加，在压水堆中设有的安全注入系统将会动作，将含（）的冷却剂注入堆芯以终止链式裂变反应。
85核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第二阶段，即在一回路温度降到（）以下、绝对压力降到（）MPa以下时，排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷停堆状态。
86可燃毒物的优点（）。
87核电站的冷却系统如何保证安全性，以防出现核事故？
88在核电站中，核反应堆是如何控制核反应的速率，以达到所需的能量输出？
89概率安全评价（PSA）的概率安全分析工作的形成的文档通常包括（）。