什么是堆芯欠冷事故？
题目
什么是堆芯欠冷事故？
相似考题
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第1题：
什么叫堆冷？
正确答案:把轧后的钢材堆积起来，让其在空气中自然缓慢冷却，叫堆冷。凡需要堆冷的钢材，在冷床上停留时间不许过长，要及时堆积，堆积的钢材头部要保持平齐，不能水冷或风吹。拆堆时中心温度不应大于200℃。 -
第2题：
反应堆运行时，监测堆芯中子通量密度分布的目的是什么？
正确答案:主要目的在于要保证堆芯里任何一点所产生的最大功率都不会导致燃料元件（包括芯块和包壳）的损坏，其次是全堆芯核功率的度量和监测。 -
第3题：
简述裂变能在堆芯的什么部位释放出来？
正确答案:在燃料芯块中大约释放97.4%，在慢化剂、结构材料、压力壳和屏蔽层中释放大约2.6% -
第4题：
堆芯的热功率及其分布与什么因素有关？
正确答案:与燃料的布置、控制棒的分布、水隙及空泡，以及燃料元件的自屏蔽有关。 -
第5题：
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。
- A、运行瞬变
- B、小破口失水事故
- C、大破口失水事故
- D、控制棒弹出事故
- E、蒸汽发生器传热管破裂事故
正确答案:A,B -
第6题：
对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。
- A、稀有事故
- B、超设计基准事故
- C、熔堆事故
- D、未能紧急停堆的预计瞬态
正确答案:B -
第7题：
问答题反应堆运行时，监测堆芯中子通量密度分布的目的是什么？正确答案： 主要目的在于要保证堆芯里任何一点所产生的最大功率都不会导致燃料元件（包括芯块和包壳）的损坏，其次是全堆芯核功率的度量和监测。解析： 暂无解析 -
第8题：
问答题反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如：正确答案： （1）属于反应堆冷却剂压力边界的小直径（DN<10.4mm）的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；
（2）安全壳隔离系统的各种机械设备（如阀门）；
（3）余热排出系统的主要部件；
（4）化容系统中冷却剂上充部分（若用于堆芯应急冷却）；
（5）安全壳喷淋系统的主要部件；
（6）安全注射系统的主要部件；
（7）辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；
（8）安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；
（9）安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；
（10）安全壳氢气控制和监测系统；
（11）堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。解析： 暂无解析 -
第9题：
问答题关于初始堆芯的Keff ①反应堆稳定运行时，堆芯的Keff为1，为什么装料时Keff要大于1？ ②反应性的过剩量是怎样被抑制在反应堆里？正确答案： ①Keff超过1的部分是Keff的过剩部分，这一部分是用来补偿以下因素所引起的Keff下降：燃料可裂变同位素的净消耗（燃耗）；
长寿期裂变产物对中子的吸收；
Xe和Sm毒物对中子的吸收；
慢化剂温度效应和燃料的多卜勒效应。
此外，还有很小一部分的过剩值是用来满足反应堆功率调节要求的。
②这个过剩的反应性是借助固体可燃毒物棒，慢化剂中的硼酸和控制棒被抑制在堆芯内。解析： 暂无解析 -
第10题：
单选题对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。A稀有事故
B超设计基准事故
C熔堆事故
D未能紧急停堆的预计瞬态
正确答案： A解析： 暂无解析 -
第11题：
问答题堆芯燃料管理的最终目标是什么？正确答案： 在保证安全的前提下，提高经济性（提高燃料的使用效率，降低核电厂的燃料成本）。解析： 暂无解析 -
第12题：
问答题堆芯的热功率及其分布与什么因素有关？正确答案： 与燃料的布置、控制棒的分布、水隙及空泡，以及燃料元件的自屏蔽有关。解析： 暂无解析 -
第13题：
什么是堆芯寿期？
正确答案:在额定功率和额定参数下运行时，当反应堆的有效增殖系数Keff降到1（即把控制棒全部抽出和硼浓度降到最低）的时候，反应堆满功率运行的时间就称为堆芯寿期。 -
第14题：
反应堆从寿期初到寿期末，堆芯某处的中子通量与该处的功率密度之比是如何变化的？为什么？
正确答案:中子通量与该处的功率密度之比将逐渐增大，这是因为随着燃耗加深，宏观裂变截面Σf下降，所以为保持功率不变，中子通量Φ必须提高 -
第15题：
关于初始堆芯的Keff ①反应堆稳定运行时，堆芯的Keff为1，为什么装料时Keff要大于1？ ②反应性的过剩量是怎样被抑制在反应堆里？
正确答案:①Keff超过1的部分是Keff的过剩部分，这一部分是用来补偿以下因素所引起的Keff下降：燃料可裂变同位素的净消耗（燃耗）；
长寿期裂变产物对中子的吸收；
Xe和Sm毒物对中子的吸收；
慢化剂温度效应和燃料的多卜勒效应。
此外，还有很小一部分的过剩值是用来满足反应堆功率调节要求的。
②这个过剩的反应性是借助固体可燃毒物棒，慢化剂中的硼酸和控制棒被抑制在堆芯内。 -
第16题：
（反应堆）堆芯
正确答案:反应堆内能进行链式核裂变反应的区域。 -
第17题：
反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如：
正确答案: （1）属于反应堆冷却剂压力边界的小直径（DN<10.4mm）的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；
（2）安全壳隔离系统的各种机械设备（如阀门）；
（3）余热排出系统的主要部件；
（4）化容系统中冷却剂上充部分（若用于堆芯应急冷却）；
（5）安全壳喷淋系统的主要部件；
（6）安全注射系统的主要部件；
（7）辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；
（8）安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；
（9）安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；
（10）安全壳氢气控制和监测系统；
（11）堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。 -
第18题：
堆芯燃料管理的最终目标是什么？
正确答案:在保证安全的前提下，提高经济性（提高燃料的使用效率，降低核电厂的燃料成本）。 -
第19题：
问答题反应堆从寿期初到寿期末，堆芯某处的中子通量与该处的功率密度之比是如何变化的？为什么？正确答案： 中子通量与该处的功率密度之比将逐渐增大，这是因为随着燃耗加深，宏观裂变截面Σf下降，所以为保持功率不变，中子通量Φ必须提高解析： 暂无解析 -
第20题：
填空题1979年，美国三里岛核电站发生了堆芯融化核事故。按照国际核事件分级表，该事故属于（）核事故。正确答案： 5级解析： 暂无解析 -
第21题：
问答题什么是堆芯寿期？正确答案： 在额定功率和额定参数下运行时，当反应堆的有效增殖系数Keff降到1（即把控制棒全部抽出和硼浓度降到最低）的时候，反应堆满功率运行的时间就称为堆芯寿期。解析： 暂无解析 -
第22题：
问答题堆芯吊篮的作用是什么？正确答案： 作为反应堆的一个部件，堆芯吊篮是一个带椭圆形底的立式圆筒体，其主要作用是：
1）安装和固定堆芯围板；
2）安放燃料组件，控制棒组件，可燃毒物棒组件
3）提供反应堆内冷却剂流道；
4）均匀分配进入每一个燃料组件的冷却剂流量；
5）衰减反应堆压力容器上的入射中子注量。解析： 暂无解析 -
第23题：
判断题当堆芯熔化时，堆芯内的熔融碎片聚集在压力容器底部。在发生这种事故时，反应堆堆腔被水淹没，压力容器外表面与水直接接触以带出堆芯热量。A对
B错
正确答案： 对解析： 暂无解析