堆芯溫度测量的功能是（）
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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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压水堆-回路水中加入硼的目的是通过调节含硼浓度而控制堆芯的功率。
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研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是：（）。
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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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向堆芯插入或抽出中子吸收体是最常见的改变反应堆有效倍增因子的方法，通常称中子吸收体为（）元件。
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使堆芯中子通量展平的方法包括（）。
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堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。（）
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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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导致堆芯严重损坏的初因事件（）
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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。
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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。A.铬镍合金-
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在压水堆中，堆芯初始装载时用（)作为可燃毒物棒装入堆芯。A.硼硅酸盐玻璃管B.硼酸盐玻璃管C.银-铟-
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在正常运行工况下, 堆芯内的传热方式主要是（）
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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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AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）的安全注入安全功能是在（）破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供堆芯冷却和卸压。。
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AP1000堆芯有（）组燃料组件，EPR堆芯有（）组燃料组件。
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能引起发生核动力厂场外应急的时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤，例如：对予一个热功率为3000mw的反应堆大于（）的堆芯。
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工况（）事故引起反应堆中受损伤的燃料元件不大于某一小的比例，不影响堆芯的几何形状，以便能适当保持堆芯冷却：
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由于重水慢化能力比轻水低，再加上重水堆使用的是天然铀等原因，同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大（）倍左右。
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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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AP1000在事故情况下，堆芯补水箱（CMT）依靠（）向反应堆注水，冷却堆芯。
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“员工要认识到保持临界安全这一设计功能的重要性，如堆芯和乏燃料的冷却。”这是核安全文化中个人对安全的承诺的（)特征。
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聚丙烯的熔点溫度为（）°C
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