更多“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”相关问题
  • 第1题:

    压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯及堆内构件,作为一回路冷却剂的重要压力边界,起着防止裂变产物逸出的作用。


    正确答案:正确

  • 第2题:

    首次装料时,以下因素对中子探测器的计数有否影响? 中子源在堆芯内的位置; 中子源强度; 中子探测器的位置; 冷却剂硼浓度; 燃料组件在堆芯位置顺序


    正确答案:均对中子探测器的计数有影响。

  • 第3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4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5题:

    现代压水堆的堆芯一般如何布置?这种装料方式有何优点?


    正确答案:分区(三区)装载的方案,沿堆芯的径向分三区配置不同富集度的燃料:具有最高富集度的燃料元件放在最外区,具有最低富集度的元件放在中心区,而中间区燃料元件的富集度介于外区和中心区之间。
    优点:1.功率分布得到了展平2.对提高整个反应堆的热功率是有利的3.平均燃耗提高了。

  • 第6题:

    什么是堆芯欠冷事故?


    正确答案:指的是主回路冷却剂总量不变即无泄漏,但由于流道阻塞,流量减少或堆芯冷却剂入口温度过高等原因使得冷却能力不足造成的事故。

  • 第7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8题:

    填空题
    堆芯与反应堆压力容器之间的水套层起着()与()的作用

    正确答案: 反射层,热屏蔽
    解析: 暂无解析

  • 第9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10题:

    单选题
    为补偿反应堆的后备(剩余)反应性,在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。此种受控的应性可用于()。
    A

    补偿堆芯长期运行所需的后备(剩余)反应性

    B

    调节反应堆功率的水平

    C

    停堆的手段

    D

    以上三者均包含


    正确答案: C
    解析: 暂无解析

  • 第11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12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

    B


    正确答案:
    解析: 暂无解析

  • 第13题:

    乏燃料是指在反应堆堆芯内受到辐照并从堆芯永久卸出的乏燃料


    正确答案:正确

  • 第14题:

    核电站首次装料时,一般采用计数率倒数曲线装料监督,问以下几种因素对“倒数”曲线有否影响? 中子源在堆芯内位置; 中子源强度; 中子探测器(包括堆内、外)的位置; 燃料组件在堆芯内的位置顺序; 冷却剂的硼浓度。


    正确答案:1.中子源在堆芯内位置ν
    2.中子源强度
    3.中子探测器(包括堆内、外)的位置ν
    4.燃料组件在堆芯内的位置顺序ν
    5.冷却剂的硼浓度
    (ν表示有影响)

  • 第15题:

    关于福岛核电站事故的问题:如果冷却系统修好了,就不用封堆了吗?破损的容器和熔毁的堆芯如何处理啊?


    正确答案: 当年切尔诺是大爆炸把压力容器完全炸开了,而没有设计安全壳,这样8吨以上的核物质被冲上了天,就是没有东西罩着反应堆了,熔化了的核物质满天飞,必须封起来罩住,福岛的1234堆安全壳完好,就是还有东西罩住,不然早就7级事故了,等电力和循环水恢复,堆芯熔化了的金属冷却,达到100度以下,就能进去清理了,先清理内壁附着的核物质粉尘,然后把熔毁的燃料棒取出送到核废料处理厂,或者干脆不要了,两千米深海埋起来,然后清理场内级周边的地皮,就完了,这地方该干嘛干嘛。最省钱的办法是燃料棒冷却后,反正不会挥发了,像大多数退役的核电站一样放在那里不管了。

  • 第16题:

    堆芯喷淋系统﹝沸水堆﹞ core spray system


    正确答案: 一种应急冷却系统,用于在反应堆正常冷却失效(例如冷却剂丧失事故)后,向堆芯喷水以确保排除余热。

  • 第17题:

    堆芯内异物打捞作业属于()。


    正确答案:特殊高辐射风险作业(相当于红区作业)

  • 第18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19题:

    堆芯与反应堆压力容器之间的水套层起着()与()的作用


    正确答案:反射层;热屏蔽

  • 第20题:

    问答题
    核电站首次装料时,一般采用计数率倒数曲线装料监督,问以下几种因素对“倒数”曲线有否影响? 中子源在堆芯内位置; 中子源强度; 中子探测器(包括堆内、外)的位置; 燃料组件在堆芯内的位置顺序; 冷却剂的硼浓度。

    正确答案: 1.中子源在堆芯内位置ν
    2.中子源强度
    3.中子探测器(包括堆内、外)的位置ν
    4.燃料组件在堆芯内的位置顺序ν
    5.冷却剂的硼浓度
    (ν表示有影响)
    解析: 暂无解析

  • 第21题:

    问答题
    首次装料时,以下因素对中子探测器的计数有否影响? 中子源在堆芯内的位置; 中子源强度; 中子探测器的位置; 冷却剂硼浓度; 燃料组件在堆芯位置顺序

    正确答案: 均对中子探测器的计数有影响。
    解析: 暂无解析

  • 第22题:

    多选题
    核电厂低压熔堆过程,堆芯开始自上而下地熔化,直至将压力容器下封头熔穿,熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出()等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。
    A

    H2

    B

    N2

    C

    CO

    D

    CO2

    E

    O2


    正确答案: A,E
    解析: 暂无解析

  • 第23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