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反应堆

101反应堆保护系统安全准则的多样性的重点应放在触发保护动作的保护参数的功能多样性上，这样有助于克服（）。
102（）电站的运行表明高温气冷堆具有很低的辐照剂量水平。
103压水堆核岛中的系统设备主要有（）。
104沸水堆反应堆厂房（即二次安全壳）除包围一次安全壳外，还包括（）。
105用反应堆生产放射性同位素主要包括（）等步骤。
106AP1000反应堆冷却剂系统的减压是自动控制的，只有当压力减到约（）MPa时才可以通过内置换料水箱（IRWST）实现注水。
107压力管卧式重水堆（CANDU堆）可以在反应堆运行时，由装卸料机连接（）的两端密封接头进行不停堆换料。
108压水堆蒸汽管道断裂事故在反应堆停堆后，由于水渗入有缺陷燃料的浸出作用的（）效应，使泄漏水中的放射性随时间而（）。
109必须用全面的、系统的方法来确定在发生假设始发事件后的各个时期中完成反应堆三项基本安全功能所必需的（）。
110反应堆压力容器由（）组成。
111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。
112反应堆保护系统在线测试主要包括对（）的测试。
113反应堆为冷却、润滑安全（）级设备所需部件属于核安全3级设备。
114下列关于AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳说法正确的有（）。
115欧洲压水堆（EPR）体现了法德两国超过1300堆年的核动力厂运行经验，采纳了法德两国最新投入的N4和KONVOI反应堆所应用的新技术，在核动力厂（）方面进行了改进。
116沸水堆的反应堆厂房，也称为二次安全壳。其功能是（）。
117如果反应堆中新生产出来的燃料超过了它所消耗的燃料，那么这种反应堆就称为（）。
118目前，轻水堆乏燃料在反应堆现场至少贮存（）才被运出。
119反应堆压力容器本体材料属低碳钢，（）。
120反应堆安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第（）个隔离阀属于核安全2级设备。
121反应堆每发出1MWd的能量需要（）铀-235裂变，考虑到在裂变的同时必然有一部分铀-235由于发生（n，γ）反应而浪费掉，因此发出1MWd的能量实际上要消耗的铀-235为（）。
122核反应堆主要由（）组成。
123压水堆稳压器的具体作用是（）。
124美国桃花谷高温气冷反应堆电厂热效率为（）%。
125中国高通量工程试验反应堆（HFETR）每盒燃料元件由最大外径为63mm的（）层同心套管构成。
126国际原子能机构（IAEA）的《安全丛书》第111-F号是（）。
127第三代反应堆的主要堆型包括（）。
128反应堆停堆信号应取安全级信号。停堆设定值需带上（）性。
129第三代沸水反应堆的主要堆型包括（）。
130在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的是（）。
131模块式高温气冷堆（）是阻止放射性外泄的第四道屏障。
132按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为（）%的设计压力。
133如果反应堆冷却剂中含有氧，则功率运行期间的主要辐射源是（）。
134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防止发生不可接受的（）。
135反应堆控制棒驱动机构管座选用技术条件为SB167的（）合金无缝管。
136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在所有停堆动作完成后，将反应堆保持在（）状态。
137在国际上已确定为临床医学应用的放射性同位素中，用加速器生产的有（）多种，用反应堆生产的有（）种。
138对轻水堆，冷却剂丧失事故（LOCA）的始发事件可以是（）。
139反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率迅速跟踪（）的功率。
140调试由反应堆装载燃料前和（）种条件下的试验组成。
141反应堆功率控制系统的功能是抵消过剩反应性、补偿在运行中由于（）所引起的反应性变化。
142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。
143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。
144反应堆冷却剂泵可分为两大类（1）全密封泵（2）轴封泵。全密封泵比轴封泵效率（）。
145反应堆停堆信号至控制棒开始自由下落的延迟时间，应按实验结果加上（）性。
146中国高通量工程试验反应堆（HFETR）的堆芯布置方案有（）种。
147发现裂变到链式反应堆的建立，仅仅花了4年的时间，1942年12月第一个铀堆在（）投入运行。
148在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，三个量程之间两两互有重叠至少（）个数量级，确保从停堆直到满功率运行的整个阶段，系统都能连续提供信号控制和保护反应堆。
149核动力厂（）%以上的放射性物质被包容在反应堆内。
150为了提高经济性，需要提高机组的规模，德国西门子公司的模块式高温气冷堆电站采用（）的技术方案。在HTR-PM示范工程拟采用此配置要求。
151华能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆在事故期问，对衰变热的载出通过非能动的传热机理，足以将衰变热带到表面冷却器。表面冷却器由放在反应堆（）组成。
152反应堆保护系统的（）设计可应用冗余性的原则。
153目前热中子反应堆主要采用（）作核燃料。
154目前在运行的压水反应堆的一回路设计温度多为（）左右。
155我国第一座研究性反应堆是（）实验堆。
156目前一座压水反应堆配（）台汽轮机。
157反应堆里人们预定的各种安全警戒限度，与反应堆的事故工况相比，相差还很远，这就是所谓（）。
158在用反应堆生产放射性同位素（）时，由于其能腐蚀金属，它的泄漏会直接影响反应堆的安全，必须予以充分重视，，必须选用耐腐蚀性的样品盒
159反应堆生产放射性同位素3H和125I的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用（）。
160核燃料在反应堆内产生的锕系产物大多具有半衰期较长的（）放射性，而且伴有一定的中子发射率。
161世界上第一批反应堆大都采用（）作慢化剂。
162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。
163按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统最大允许压力的安全限值为（）MpA.15.5
164反应堆稳压器到热管段的管道称为（）。
165AP1000反应堆压力容器简体壁厚（）mm。
166如果反应堆处在热备用、热停堆或冷停堆模式时，违反反应堆冷却剂系统压力安全限值，则必须在（）内把反应堆冷却剂系统压力恢复到安全限值以内。
167高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要（），且形状比较（）。
168反应堆蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为（）。
169GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值，对于压水堆核电厂，区域范围的确定一般应考虑反应堆（）的大小。
170压水堆核电厂上充泵在正常工况下向反应堆冷却剂系统输送（）。
171反应堆压力容器活性区处在强中子辐照下，这种材料辐照导的致脆性转变温度升高，缩短运行寿命。
172重水反应堆利用的核燃料：
173反应堆核燃料中用于裂变的元素是（）
174压水堆核电厂多采用（）方法来用于反应堆回路冷却水和燃料水池水等的净化处理。
175核电厂是以“反应堆一回路系统”代替火电厂的锅炉装置产生蒸汽去驱动汽轮发电机发电。
176对反应堆乏燃料道路运输的托运人，运输托运人的应急预案的内容应包括（）。
177压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成的回路，叫：
178重水堆型是属于（）
179压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中的含硼浓度来控制反应堆功率。
180反应堆停堆信号应取（）级信号。
181核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是（）
182堆芯中插入或提升控制捧是为控制反应堆的功率。
183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在所有运行状态下，对在反应堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内运输或贮存中的已辐照燃料的放射性释放进行（）。
184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。
185反应堆停闭时，为了避免损坏燃料元件包壳，反应堆应通过（）继续导出热量。
186堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。
187核电厂非居民区周围应设置限制区，限制区的半径（以反应堆为中心）一般不得小于’（）km。
188从50年代初开始，美、苏、（）、法等国把核能部分地转向民用，利用已有的军用核技术，开发建造以发电为目的的反应堆，从而进入核电验证示范的阶段。
189目前普遍使用的和平利用的反应堆主要是浓缩铀反应堆和天然铀反应堆。
1901986年4月25日前苏联切尔诺贝利核电站爆炸，反应堆发生的产物主要是（）
191我国目前运行的核电站采用的反应堆类型多数是（）
192可作为监测反应堆周围环境与核爆炸、核事故后环境的信号核素是（）
193当k=1.05时，反应堆功率随时间呈（）变化
194反应堆生产的核素常是（）
195核电厂食入警戒区域以反应堆为中心其半径是（）。
196核电厂烟羽警戒区域以反应堆为中心其半径是（）。
197核电厂烟羽警戒区域以反应堆为中心其人员撤离准备区域半径是（）
198核电厂烟羽警戒区域以反应堆为中心其人员撤离准备区域半径是多少（）
199下列哪些预防措施符合事故预防的能量屏蔽原则（）。
200归来定是醉如泥（物理名词）
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