中国先进研究堆CARR反应堆堆本体主要由（）和堆芯容器等部件组成。
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堆芯喷淋系统﹝沸水堆﹞ core spray system
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快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（）Mev以上的快中心引起的反应堆。
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中国原子能科学研究院研发的快中子实验反应堆属先进反应堆，其主要优点是（）。
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反应堆退役，堆本体放射性水平很高，含有很多活化产物，其退役策略各国有很大差别。核电站各国优选立即拆除策略，倾向缩短封存时间是因为（）
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在压水堆堆芯中，用以实现功率调节和停堆功能的为下列哪一组件：（）
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核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆。（）
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重钢混匀堆料一个大堆堆完后其理论层数在（）层之间。
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核动力厂风险研究中指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素，而（）是引起堆芯熔化的主要原因。
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从《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400)的结果看出，由小破口和瞬态事故引起的堆芯熔化的概率
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中国高通量工程试验反应堆（HFETR)堆芯中子能谱较硬，在中心设置水腔时还可得到热中子通量超过（)n/
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中国先进研究堆CARR反应堆冷却剂系统有（)台转速为（)r/min的主泵。A.21500B.23000C.41500D.43000
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《研究堆首次装料批准书》的申请者必须在研究堆首次向堆芯装入核燃料前向国家核安全局提交《研究堆首次装料申请书》，并同时提交有关文件。具体提交时限为：I类研究堆提前（）个月。
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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（），它是冷却剂流经堆芯时由快中子与16O相互作用而生成的。
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研究堆对已安装的设备进行维修、从运行中移走需维修的设备或在维修后重新安装设备的决定都必须由反应堆（）作出并负全面责任。
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在制订研究堆厂区人员和公众的辐射防护措施时，必须考虑到反应堆工艺系统中由中子活化所产生的放射性核奉如（）的影响。
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？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间的（）
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《研究堆首次装料批准书》的申请者必须在研究堆首次向堆芯装入核燃料前向国家核安全局提交《研究堆首次装料申请书》，并同时提交有关文件。具体提交时限为：（）类研究堆提前6个月。
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中国先进研究堆CARR选用铀富集为20%，芯体含铀密度为4.3g/cm<sup>3的U<sub>3Si<sub>2-AI弥散体作燃料，（）作包壳的平板型燃料组件。
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《研究堆设计安全规定》规定：在堆芯高度的上水平面以下有贯穿件的水冷反应堆的设计中，必须特别注意防止堆芯裸露，应采取特殊措施和合适的隔离装置。（）均为必须具备的特征。
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《研究堆设计安全规定》规定：应急堆芯冷却系统的设计必须有足够的可靠性，能在该系统发生（）事件时完成其预定的设计功能。
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中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计，使品质因子可达到（）／（cm<sup>2.s.MW）水平，已属世界研究堆参数的先进行列。
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按照国际核与辐射事件分级表（INES），核装置明显损坏，这类事故可能包括造成重大厂内修复困难的核装置损坏。例如：动力堆的局部堆芯熔化和非皮应堆设施的可比拟的事件。为（）级事故。
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中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计，使重水反射层内最大热中子通量可达到（）／（cm<sup>2.s）
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压力管卧式重水堆CANDU的本体是一个排管容器。在容器内贯穿着成排的水平燃料管道，这种燃料通道由（）层套管构成。
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