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关于沸水堆，下列说法错误的有（）。
- A.沸水堆堆内有气泡，堆芯处于两相流动状态
- B.空泡的负反馈是沸水堆的固有特性
- C.沸水堆正常运行中，冷却剂中有可溶硼
- D.沸水堆可以通过控制冷却剂流量来改变反应堆功率
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AP1000核电厂正常余热排除系统执行的安全功能有()。
A.在功率运行和停堆工况，保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性
B.事故后，为了长期保持安全壳的水装量，提供安全壳补水的通路
C.反应堆冷却剂系统的停堆冷却
D.乏燃料池的冷却
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下面那些属于工况Ⅳ——极限事故()。
- A.原料元件损坏
- B.控制棒组件弹出事故
- C.蒸汽发生器一根传热管破裂
- D.反应堆冷却剂丧失事故
- E.反应堆冷却剂小管道破裂
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已知压水反应堆的热功率为2727.27MW；燃料元件包壳外径10mm，包壳内径8.6mm，芯块直径8.43mm燃料组件采用15×15正方形排列，每个组件内有20个控制棒套管和1个中子注量率测量管，燃料棒的中心栅距13.3mm，组件间水隙1mm。系统工作压力15.48MPa，冷却剂平均温度302℃，堆芯冷却剂平均温升39.64℃，冷却剂旁流系数9%，堆下腔室流量不均匀系数0.05，燃料元件包壳外表面平均热流密度652.76kW/m2，Fq，N=2.3，FR，N=1.438，FΔh，E=1.08，Fq，E=1.03。又假设在燃料元件内释热份额占总发热量的97.4%，堆芯高度取3.29m，并近似认为元件中心最高温度发生在元件半高处。已知元件包壳的热导率kc=0.00547（1.8tcs+32）+13.8W/（m•℃）。半高度处冷却剂流速