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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
