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1、1. 核反应堆是一种综合的技术装置,核反应堆由( ABCDEF )等组成 A堆芯 B冷却剂系统 C慢化剂系统 D控制与保护系统 E屏蔽系统 F辐射监测系统2核反应堆( A )是核燃料存放的区域,是核动力厂的心脏,核裂变链式反应就在其中进行 A堆芯 B堆内构件 C燃料元件 D一回路系统3链式裂变反应释放出来的能量,绝大部分首先在( A )内转化为热能 A燃料元件 B堆芯 C慢化剂 D冷却剂4核燃料产生的热能通过(ABC )等方式传递给燃料元件周围的冷却剂。 A热传导 B对流传热 C热辐射 D电磁辐射5在核反应堆内存在的几种主要核反应方式(ABC ) A散射反应 B俘获反应 C裂变反应 D化学反应
2、 E物理反应6能量比较高的中子经过与原子核的多次散射反应,其能量会逐渐减少,这种过程称为( B ) A中子的吸收 B中子的慢化 C中子的散射 D中子的俘获7在热中子反应堆中,中子慢化主要依靠(B ) A非弹性散射 B弹性散射 C电离辐射 D中子吸收8在快中子反应堆中,虽然无慢化剂,但中子通过与(B )的非弹性散射,能量也会有所降低 A :铀235 B:铀238 C:钚239 D:铀2339核反应堆中的俘获反应为下列的(A )反应A(n,) B(p,n) C(d,2n) D (n,2n)10下列属于易裂变核素的是( BCDE )A:铀238 B:铀235 C:铀233 D;钚239 E:钚241
3、11下列称为可转化材料的是( AB )A:铀238 B:钍232 C:铀235 D:钚23812热中子反应堆中铀235作为核燃料,铀裂变时一般产生两个中等质量的核,同时平均放出( B)个中子。A:45 B:23 C:56 D:1213铀235裂变时释放的能量大约为( C )MeVA:2 B:10 C:200 D:30014核反应截面是定量描述中子与原子核的( A )的物理量A反应概率 B反应密度 C反应速率 D反应效率15微观截面是中子与( B )发生相互作用的概率大小的一种度量。A:单位面积内的靶核B:单个靶核C :单位体积内的靶核 D所有靶核16宏观截面是中子与( A )发生相互作用的概率
4、的一种度量。A:单位体积中所有原子核B:单位面积中的所有原子核C:大量原子核 D单个原子核.17微观截面的单位靶,1靶等于( B )A:1/cm B:10-24cm2 C:10-30cm2 D:1cm18宏观截面的单位是( A )A:1/cm B:10-24cm2 C:10-30cm2 D:1cm19中子注量率是单位体积中所有中子在单位时间内飞行的( B )A速度B总路程C速率D距离20对许多核素,考察其反应截面随入射中子能量E变化的特性,在( B )该区吸收截面随中子能量的减少而逐渐增加。在该区吸收截面大致与中子的速度成反比,亦称为吸收截面的1/V区。A:高能区B:低能区C:中能区D:快中子
5、区21在快中子区吸收截面一般都很小,通常小于( )靶,而且截面随能量变化也趋于平滑。A:2 B:10 C:1 D:10022中能区的能量范围( )A:E1eV B:1eVE104eV 23低能区的能量范围( )A:E1eV B:1eVE104eV 24快中子区的能量范围( )A:E1eV B:1eVE104eV 24在热中子反应堆中核裂变反应基本发生在( C )A:快中子区B:高能区C低能区D中能区25核燃料裂变放出的都是高能中子,其平均能量达到2MeV,最大可达( C )MeVA:195 B:200 C:10 D:826中子与铀238发生一次碰撞,可损失的最大能量为碰撞前的( C )%A:1
6、 B:20 C:2 D:1027核反应堆中常用的慢化剂有( ABC )A:水B:重水C:石墨D:液态钠E:氦气F:含硼水28好的慢化剂具有( B )A:较强的慢化能力,较低的慢化比B:较强的慢化能力,较大的慢化比C 较低的慢化能力,较低的慢化比 D较低的慢化能力,较强的慢化比29压水堆堆芯体积较小,用浓缩铀做核燃料,是利用了水的( AC )A:慢化比小B:慢化比大C:慢化能力强D:慢化能力差30重水堆和石墨堆堆芯体积较大,用天然铀做核燃料,是利用了慢化剂的(BD )A:慢化比小B:慢化比大C:慢化能力强D:慢化能力差31在20时热中子的能量为( A )A:0.0253eV B:0.1 eV C
7、:0.07eV D:0.0235eV32在20时热中子的速度为(A )m/sA:2200 B:340 C:2000 D:30033能量为2MeV的快中子慢化到1eV 需要与水中的氢原子核平均发生( B)次碰撞。 A:10 B:18 C:20 D:534裂变后的快中子慢化到慢中子所需的时间( )SA:0.01 B:0.1 C:10-6 D:10-410-235热中子的扩散时间一般在( )SA:0.01 B:0.1 C:10-6 D:10-410-236热中子反应堆中核裂变产生的中子,会有一部分( )而损失。A:被非裂变材料吸收B:从堆芯泄露C: 被可转换材料吸收D:即使被可裂变材料吸收也不一定引
8、发裂变。37能使自持裂变反应持续下去的条件是( A )A:K有效=1 B:K有效1 C:K有效1 38次临界状态是K有效( B )A:1 B:小于1 C:大于139超临界状态是K有效( C )A:1 B:小于1 C:大于140反应堆处于临界状态与下列哪些因素有关( ABCDEF )A:堆的形状B:堆的尺寸C:易裂变核素的质量D:易裂变核素的富集度E:堆芯系统的成分和结构F:燃料和慢化剂的比例41 200MeV的能量相当于( A )A:3.2*10-11J B:3.12*1016J C:3.2*10-16J D:3.4*10-16J42 1MWd的能量需要(A )g铀235,考虑到必然有一部分铀
9、235由于发生俘获反应而浪费掉,实际要消耗的铀235( A )A:1.05 1.23 B:1.23 1.56 C:1.1 1.23 D:1.03 1.543 5MWd 的能量需要消耗的铀235( C )g.A:4 B:5 C:6 D:744秦山30万KW的核电厂,每天消耗的铀235大约是( A )KGA:1.1 B:1.01 C:1.23 D:1.0345燃耗深度被定义为堆芯中每吨铀放出的能量MWd/t铀,其中铀(D )A:铀235 B:铀238 C:铀233 D:铀235和铀23846目前商用堆、军用动力堆均是采用( A )作燃料A:铀235 B:铀238 C:铀233 D:钚23947轻水
10、堆的转化比CR( A )A:0.6 B:0.8 C:1.2 D:1.048在轻水堆中核燃料的转化,最终被利用的易裂变核约为原来的( )倍。天然铀中仅含有0.7%的铀235,则最终被利用的铀资源仅为1.75%A:2 B:1.5 C:2.5 D:349增殖堆是指CR( )A:0.8 B:0.6 C:大于1 D:小于150以钚239作燃料的快中子堆称为增殖堆,CR为( c )A:0.8 B:0.6 C:1.2 D:等于151高温气冷堆的转化比CR(B )A:0.6 B:0.8 C:1.2 D:1.052目前采用圆柱形堆芯,圆柱形均匀堆热中子注量率分布在高度方向上为( )分布,半径方向为( )函数分布
11、。A:余弦 B:零阶贝塞尔53下列关于反射层描述正确的是( ABCD )A:实际运行的反应堆都带有反射层B:反射层可以减少中子泄露C:可以减少堆芯尺寸D:可以中子注量率分布更为平坦54压水堆三区布置时的归一化功率分布,通常(A )的燃料富集度是最低的,( D )的燃料富集度最高A: B: C: D: 55换料时,( A )的乏燃料换出来进入乏燃料贮存池。A: B: C: D: 56控制棒对反应堆的功率分布影响很大,控制棒分为(ABC ) A:停堆棒B:调节棒C:补偿棒D:驱动棒57当控制棒插入堆芯后,轴向的中子注量率峰开始( A),棒不断往堆内下插,轴向的中子注量率凸峰就不断(A ),但当中子
12、注量率峰下降到一定位置,棒在继续下插,凸峰就开始( D),当棒插入堆底部时,中子注量率峰又回到开始位置。A:下移 B:上移 C:不变 D:回升58下列描述水腔的作用正确的是( ABCDE )A:水腔的出现造成了周围的注量率峰B:元件盒间形成的水腔造成元件的局部温度升高C:水的良好慢化作用使水腔中热中子急剧增加,形成热中子注量率峰D:控制棒附带挤氺棒是为了消除水腔的扰动作用E:水腔的存在易造成燃料元件表面温度升高59中子注量率分布展平的方法(ABCD)A:堆芯径向分区加载B:合理布置控制棒C:引入合理分布的可燃毒物D增加反射层第二节60在快中子堆中平均能量为( C )的高能中子引起核反应裂变。A
13、:1 MeV B:0.1MeV C:0.25 MeV D:1.2MeV61在热中子反应堆中平均能量为( A )的低能中子引起核反应裂变。A:0.07eV B:0.0253 C:0.1 D:162下列可以用天然有做核燃料的是( B )A:轻水堆B:重水堆C:快中子堆D:高温气冷堆63核动力船舰是(A)堆型A:轻水堆B:重水堆C:快中子堆D:高温气冷堆64目前世界应用比较普遍或具有良好发展前景的反应堆(ABCDE )A压水堆B沸水堆C重水堆D高温气冷堆E快中子堆F轻水堆65快中子反应堆的核燃料富集度( F )A:3% B:天然铀或稍加浓缩铀 C:720% D:90% E:1520%66压水堆的堆内压力为( A )MPaA15.5 B:10.0 C:7.17 D4.9 E0.167高温气冷堆的慢化剂是( )A:H2O B:D2O C:石墨 D 无慢化剂 E氦气 F液态钠68压水堆的出水口温度为( A )A:330左右 B:310左右 C:550左右 D:750左右69一回路压力边界包括(ABCD )A:稳压器及有关阀门系统B:压力容器C:蒸气发生器D:主泵:E主给水泵F:汽轮机70反应堆热量的最终热阱( C )A:蒸发器 B:汽轮机 C:江河湖海或大气 D:冷却剂71下列属于压水堆核电站优点的是( ABCD )A:结构紧凑B功率密度高C基建费用低D投资小E使用高富集度核燃