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
2、B 俘获反应 C 裂变反应 D 化学反应 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
3、）A:铀 238 B:铀 235 C:铀 233 D;钚 239 E:钚 24111 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
4、。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
5、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：E10 4eV 23 低能区的能量范围（ ）A：E10 4eV24 快中子区的能量范围（ ）A：E10 4eV 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
6、，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 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
7、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：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：
8、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
9、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*10 16J 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 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
10、 ）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
11、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。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
12、（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
13、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：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
14、 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：H 2O B：D 2O
15、 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 使用高富集度核燃料 F 压力容器结构材料强度高72 下列属于沸水堆核电站特点的是（BCDEF ）A：可以实现不停堆换料 B：直
16、接循环 C：堆芯出现空泡效应 D：工作压力比压水堆低 E：辐射防护和废物处理复杂 F 功率密度比压水堆小73 与轻水堆相比重水堆核电站特点的是（ ABCDE ）A：中子经济性好，可以用天然铀作核燃料 B：比轻水堆更节约天然铀 C：不停堆换料 D：功率密度低 E：基建投资费用比重大 F：选址灵活74 重水对热中子的吸收比轻水低（ C ）倍A：100 B：50 C：200 D：15075 目前使用的核反应堆中最强的慢化剂是（ B ）A：重水 B：水 C：石墨 D：氦气76 高温气冷堆的优点（ ABCDF ）A：核电站选址灵活，热效率高 B：高转化比 C：高安全性 D：环境污染小 E：基建投资少 F：有综合利用的前景77 快中子堆对天然铀的利用率（ C ）A：1.5% B：1% C：70% D：50%78 快中子反应堆比热堆对天燃铀的利用高（C ）A：100 B：20 C：80 D：4079 快中子堆的优点（ ACD ）A:核燃料利用率高 B：安全性高 C：可实现核燃料的增殖 D：低压下的高热效率 E：选址灵活 F 投资费用小
