2025中核南方新材料有限公司招聘2人笔试历年难易错考点试卷带答案解析

2025中核南方新材料有限公司招聘2人笔试历年难易错考点试卷带答案解析一、单项选择题下列各题只有一个正确答案，请选出最恰当的选项（共30题）1、核反应堆中，主要通过哪种方式释放能量？

A.核裂变反应

B.核聚变反应

C.放射性衰变

D.化学氧化反应2、下列材料中，最适合用于高温核反应堆结构件的是？

A.普通碳钢

B.钛合金

C.锆合金

D.铝镁合金3、辐射防护的“ALARA”原则指的是？

A.尽可能采用最低成本

B.尽可能减少照射剂量

C.尽可能缩短作业时间

D.尽可能降低放射性废物4、核电厂安全壳的主要功能是？

A.提高热能转换效率

B.阻止放射性物质外泄

C.调节反应堆功率

D.存储核废料5、下列核素中，属于易裂变材料的是？

A.铀-238

B.钚-239

C.钍-232

D.钾-406、核反应堆冷却剂的主要作用是？

A.减缓中子速度

B.导出热量并驱动汽轮机

C.吸收裂变产物

D.维持堆芯结构稳定7、下列辐射类型中穿透能力最强的是？

A.α粒子

B.β粒子

C.γ射线

D.中子射线8、核级不锈钢的碳含量上限通常为？

A.0.25%

B.0.15%

C.0.03%

D.0.01%9、乏燃料后处理的主要目的是？

A.提高铀利用率

B.降低放射性毒性

C.回收铀和钚

D.增强核废料固化10、核设施场址选择时，首要考虑的因素是？

A.经济成本

B.人口密度

C.地质稳定性

D.水资源供应11、在核反应堆设计中，以下哪种反应类型属于当前主流商用堆型的核心原理？A.核聚变B.核裂变C.衰变反应D.中子吸收12、以下哪种材料强度指标最能反映金属抵抗塑性变形的能力？A.抗拉强度B.屈服强度C.硬度D.疲劳强度13、核电站辐射防护遵循的"ALARA"原则，其核心含义是？A.辐射剂量尽可能低B.辐射时间最短C.辐射源活性最小D.辐射防护成本最低14、核级混凝土施工中，以下哪项工艺最能保证结构整体防渗性能？A.分层浇筑B.掺入粉煤灰C.延长振捣时间D.连续浇筑无缝衔接15、核反应堆压力容器主焊缝需进行哪种无损检测方法作为最终质量确认？A.渗透检测B.超声检测C.射线检测D.磁粉检测16、国际通用的辐射剂量当量单位为？A.戈瑞(Gy)B.希沃特(Sv)C.贝克勒尔(Bq)D.居里(Ci)17、核级不锈钢管道焊接后热处理的主要目的是？A.提高硬度B.消除残余应力C.增加晶粒尺寸D.降低耐腐蚀性18、核电站安全壳采用预应力混凝土结构的主要作用是？A.提高抗压强度B.增强抗拉性能C.防止放射性泄漏D.降低建设成本19、以下哪种材料属于核级锆合金的典型应用领域？A.反应堆控制棒B.燃料包壳C.屏蔽层D.蒸汽发生器管束20、核设施选址时，需优先考虑的地质因素是？A.矿产资源丰富B.地壳稳定性C.地下水位D.土壤类型21、核反应堆中核燃料发生的主要反应类型是？A.核聚变B.核裂变C.化学氧化D.光核反应22、以下哪种材料的抗辐照性能最差？A.奥氏体不锈钢B.锆合金C.碳钢D.石墨23、放射性衰变中穿透能力最强的射线是？A.α射线B.β射线C.γ射线D.中子射线24、在核反应堆压力容器用钢中，下列哪种元素的主要作用是提高材料的抗辐照脆化能力？A.镍B.铬C.钒D.锰25、依据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》，职业人员连续5年的年均有效剂量限值为多少？A.10mSvB.20mSvC.30mSvD.40mSv26、下列哪种材料最适合作为高温气冷堆的燃料包覆层？A.石墨B.碳化硅C.不锈钢D.锆合金27、在核电厂安全壳非能动冷却系统中，以下哪种传热方式占主导地位？A.导热B.自然对流C.辐射D.强制对流28、材料的断裂韧性K_IC与以下哪个参数无直接关系？A.裂纹长度B.材料屈服强度C.应力场强度因子D.环境温度29、铀浓缩过程中，采用离心法分离铀-235与铀-238的主要依据是？A.化学性质差异B.同位素质量差异C.磁化率差异D.蒸汽压差异30、下列哪种缺陷类型对核级金属材料的疲劳寿命影响最大？A.气孔B.夹杂物C.表面裂纹D.晶界偏析二、多项选择题下列各题有多个正确答案，请选出所有正确选项（共15题）31、关于核材料生产中的辐射防护原则，以下哪些描述是正确的？A.时间防护指缩短作业时间以降低受照剂量B.距离防护要求增加人体与辐射源的距离C.屏蔽防护需使用铅、混凝土等高密度材料D.剂量率与防护材料厚度呈正相关关系32、核级不锈钢材料生产中，需严格控制的杂质元素包括？A.碳B.硫C.镍D.钴33、根据《核安全法》，核材料运输需满足哪些要求？A.使用专用运输容器并取得运输许可证B.制定辐射应急预案并定期演练C.运输路线避开人口密集区D.运输前需向生态环境部备案34、在核反应堆压力容器焊接过程中，可能导致延迟裂纹的因素包括？A.氢扩散B.残余应力C.低熔点共晶D.奥氏体晶粒粗化35、核级锆合金包壳管无损检测中，超声检测可有效发现的缺陷类型为？A.纵向裂纹B.分层缺陷C.内壁腐蚀坑D.管材椭圆度偏差36、核材料实验室质量控制体系应包含哪些核心要素？A.人员资质与能力验证B.设备定期校准与核查C.标准物质溯源至国际基准D.实验数据加密存储37、铀化合物转化过程中，影响UF₆气体冷凝效率的关键参数包括？A.冷凝温度B.系统压力C.气流速度D.氟气纯度38、核设施退役过程中，混凝土结构去污的常用方法包括？A.高压水射流剥离B.化学酸洗浸蚀C.机械研磨去除D.生物降解吸附39、核级设备焊接工艺评定中，需进行哪些力学性能测试？A.拉伸试验B.夏比冲击试验C.晶间腐蚀试验D.硬度测试40、核反应堆冷却剂泵轴封泄漏监测技术包含？A.氦质谱检漏B.放射性碘监测C.涡流检测D.红外热成像41、核反应堆中常用的中子吸收材料包括以下哪些选项？A.硼钢B.石墨C.铬D.氢化锆42、核级不锈钢中添加镍元素的主要作用是？A.提高耐腐蚀性B.增强高温强度C.降低热膨胀系数D.改善焊接性能43、下列关于核级材料的特性要求，正确的有：A.高抗辐照脆化能力B.优异的耐腐蚀性C.低中子吸收截面D.高热膨胀系数44、铀化合物转化过程中，下列描述正确的有：A.UF6需通过还原制备UO2B.UO3热分解可得UO2C.氢氟化反应生成UF4D.U3O8与HNO3反应生成硝酸铀酰45、辐射防护的三原则包括：A.距离防护B.时间防护C.屏蔽防护D.源项控制三、判断题判断下列说法是否正确（共10题）46、关于核反应堆类型，以下说法正确的是？A.压水堆属于快中子反应堆B.沸水堆直接用堆芯蒸汽驱动汽轮机C.高温气冷堆使用石墨作为慢化剂D.重水堆使用普通水作为冷却剂47、关于辐射防护剂量限值，以下说法正确的是？A.职业人员年有效剂量限值为50mSvB.公众年有效剂量限值为5mSvC.眼晶体年当量剂量限值为150mSv（职业）D.皮肤年当量剂量限值为500mSv（公众）48、关于放射性废物分类，以下说法正确的是？A.低放废物（LLW）半衰期≤60天B.中放废物（ILW）需多重屏障隔离C.高放废物（HLW）主要来自核燃料后处理D.极低放废物（VLLW）可直接填埋处理49、关于核级不锈钢要求，以下说法正确的是？A.304L不锈钢碳含量高于304B.核级材料需通过ASME标准认证C.奥氏体不锈钢存在辐照脆化风险D.核级铸件允许存在少量气孔50、关于核设施安全设计，以下说法正确的是？A.单故障准则要求系统在任意故障下均安全B.纵深防御包含预防、监测、缓解三个层次C.安全壳可承受1.5倍设计压力D.非能动安全系统依赖重力等自然力51、关于核安全文化，以下说法正确的是？A.员工可因质疑安全问题被处罚B.管理层对安全异常应优先生产进度C.安全决策需基于充分技术和管理评估D.经验反馈仅用于同类事件预防52、关于核应急准备，以下说法正确的是？A.场区应急对应核设施放射性物质有限释放B.场外应急启动需省级政府批准C.应急隐蔽区半径通常为5公里D.碘片应在暴露后24小时服用53、关于核材料衡算，以下说法正确的是？A.核材料测量误差允许超过5%B.闭合衡算周期不超过30天C.测量系统需定期用标准源标定D.不平衡差（MUF）限值为0.5kg54、关于辐射监测仪表，以下说法正确的是？A.盖革计数管可测量高能γ射线B.电离室用于低剂量率测量C.闪烁探测器响应时间长于G-M管D.半导体探测器需低温环境工作55、关于核设施退役，以下说法正确的是？A.立即拆除比安全封存成本低B.混凝土切割采用水下等离子技术C.退役废物按放射性水平分为三类D.去污目标需满足免管或清洁解控标准

参考答案及解析1.【参考答案】A【解析】目前核电站主要利用核裂变反应释放能量，通过中子轰击重核（如铀-235）产生链式反应。核聚变尚未实现商业化应用，放射性衰变是自然过程，化学氧化反应属于能量密度较低的常规反应。2.【参考答案】C【解析】锆合金具有优异的耐高温和抗辐照性能，且中子吸收截面低，广泛用于核反应堆燃料包壳和结构材料。钛合金强度高但成本过高，铝镁合金耐高温性能不足。3.【参考答案】B【解析】ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）原则强调在辐射防护中以合理可行的方式将照射剂量降至最低，综合考虑技术可行性和经济性，而非单纯追求最低成本或作业时间。4.【参考答案】B【解析】安全壳为核反应堆提供最后一道物理屏障，防止事故工况下放射性物质向环境释放。功率调节由控制棒实现，核废料存储属于后处理环节。5.【参考答案】B【解析】易裂变材料需能维持链式反应，铀-235、钚-239符合此条件，铀-238和钍-232为可转换材料，钾-40为天然放射性核素但不可裂变。6.【参考答案】B【解析】冷却剂通过循环将堆芯热量传递至二回路产生蒸汽驱动汽轮机，慢化剂负责中子减速，结构材料保障堆芯稳定，裂变产物由燃料包壳和安全壳共同约束。7.【参考答案】D【解析】中子射线因不带电且质量小，穿透能力远超γ射线，需通过含氢材料（如水、石蜡）慢化后才能被吸收。α、β粒子易被物质阻挡。8.【参考答案】C【解析】核级不锈钢（如304LN、316LN）为避免晶间腐蚀和辐照脆化，碳含量严格控制在0.03%以下，通过添加氮元素提升强度。9.【参考答案】C【解析】后处理通过化学分离回收未燃尽的铀和钚，减少天然铀消耗；同时分离高放废液进行玻璃固化，但主要目标为资源回收。10.【参考答案】C【解析】地质稳定性直接关系核设施抗震能力和长期安全性，其次考虑人口密度控制应急撤离范围，经济与资源条件为次级因素。11.【参考答案】B【解析】主流核反应堆（如压水堆、沸水堆）均基于核裂变原理，通过铀-235或钚-239等重核裂变释放能量。核聚变尚未实现商业化应用，衰变反应仅用于放射性同位素热源，中子吸收是控制反应速率的手段而非能量来源。12.【参考答案】B【解析】屈服强度指材料开始发生明显塑性变形时的临界应力值，直接体现抵抗永久形变的能力。抗拉强度是材料断裂前最大应力，硬度反映表面抗压能力，疲劳强度则针对循环载荷下的性能。13.【参考答案】A【解析】ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）要求在合理可行范围内将辐射暴露降至最低水平，综合考虑技术可行性和经济成本，而非单纯追求最低剂量或最低成本。14.【参考答案】D【解析】核设施对防渗要求极高，连续浇筑可避免施工缝形成渗漏通道。分层浇筑易产生冷缝，掺合料和振捣时间优化仅能改善局部性能，无法消除结构缝隙风险。15.【参考答案】B【解析】超声检测对体积型缺陷（如裂纹、未熔合）灵敏度高，且适用于厚壁焊缝检测。射线检测虽直观但对微小缺陷分辨率低，渗透和磁粉检测仅适用于表面缺陷。16.【参考答案】B【解析】希沃特是辐射剂量当量的国际单位，反映生物组织吸收辐射能量的效应。戈瑞表示吸收剂量，贝克勒尔和居里分别表示放射性活度的国际和传统单位。17.【参考答案】B【解析】焊后热处理通过高温退火消除焊接产生的残余应力，防止应力腐蚀开裂。虽可能降低硬度、细化晶粒，但消除应力是核心目标，耐腐蚀性通常因应力消除而改善。18.【参考答案】C【解析】预应力混凝土通过预先施加压应力抵消内压产生的拉应力，确保在事故工况下仍能维持结构密封性，防止放射性物质外泄。抗拉性能提升是技术手段而非最终目的。19.【参考答案】B【解析】锆合金因中子吸收截面低且耐高温高压，广泛用于制造燃料棒包壳。控制棒多用银-铟-镉合金，屏蔽层采用含硼聚乙烯或混凝土，蒸汽发生器管束常用镍基合金。20.【参考答案】B【解析】地壳稳定性直接关系到抗震安全和长期运营可靠性，是核设施选址的首要地质条件。地下水位影响防洪设计，土壤类型与地基承载力相关，但均非决定性因素。21.【参考答案】B【解析】核裂变是重核分裂并释放能量的过程，如铀-235吸收中子后裂变为钡、氪并释放中子，是核电站能量来源。核聚变需极高温度（如氢弹），化学氧化不涉及原子核，光核反应需高能光子触发。

2.【题干】材料在中子辐照下的常见损伤形式为？

【选项】A.辐照肿胀B.晶间腐蚀C.应力腐蚀D.氢脆

【参考答案】A

【解析】中子辐照导致材料内部原子位移和缺陷积累，引发辐照肿胀（体积膨胀）。晶间腐蚀与介质环境有关，应力腐蚀需应力与腐蚀共同作用，氢脆由氢原子渗入导致。

3.【题干】核设施设计需遵循的国际安全标准主要由哪个机构制定？

【选项】A.ISOB.IAEAC.ASTMD.ANS

【参考答案】B

【解析】国际原子能机构（IAEA）制定核安全标准（如NS-R系列），ISO为通用标准，ASTM和ANS为美国材料和核学会标准，非国际核领域主导。22.【参考答案】C【解析】碳钢在中子辐照下易发生脆化，因铁原子被击出形成空位/间隙原子缺陷。奥氏体不锈钢含镍铬，锆合金耐辐照，石墨因层状结构抗辐照损伤较强。

5.【题干】核级材料的放射性废料处理优先采用？

【选项】A.焚烧减容B.水泥固化C.玻璃固化D.深地质处置

【参考答案】D

【解析】高放射性废料（如乏燃料）需深地质处置（千米级地下），玻璃固化用于中低放废液，水泥固化处理低放固体，焚烧仅用于可燃废物。

6.【题干】核电站压力容器焊接常用工艺为？

【选项】A.TIG焊B.电阻焊C.埋弧焊D.激光焊

【参考答案】C

【解析】埋弧焊熔深大、效率高，适合厚板焊接（如容器筒体）。TIG焊用于薄板或精密场合，电阻焊适于批量生产，激光焊成本高且应用较少。23.【参考答案】C【解析】γ射线为高能电磁波，穿透力远强于α（氦核，穿不透纸）、β（电子，被铝箔阻挡），中子射线虽穿透强但需含氢材料（如水）慢化吸收。

8.【题干】核电站一回路主泵轴封材料需具备？

【选项】A.高导热性B.抗蠕变性C.耐辐照D.自润滑性

【参考答案】D

【解析】主泵轴封需长时间旋转密封，自润滑性（如碳石墨材料）减少磨损。高导热用于散热，抗蠕变针对高温，耐辐照为次要需求。

9.【题干】核设施辐射防护的“ALARA”原则指？

【选项】A.最低合理可行B.剂量限值C.时间距离屏蔽D.集体剂量最小

【参考答案】A

【解析】ALARA原则（AsLowAsReasonablyAchievable）要求辐射剂量尽可能低，综合考虑技术经济可行性。剂量限值是强制上限，时间距离屏蔽是防护手段，集体剂量最小是目标之一。

10.【题干】核级不锈钢中添加铌元素的主要作用是？

【选项】A.提高强度B.抗晶间腐蚀C.降低成本D.增强延展性

【参考答案】B

【解析】铌与碳形成稳定碳化物，避免铬的碳化物析出（导致晶界贫铬），从而防止晶间腐蚀。提高强度多用钼或冷加工，铌成本较高，延展性改善有限。24.【参考答案】A【解析】镍元素能有效改善钢材的韧性，通过形成稳定的奥氏体组织，减缓中子辐照引起的晶格缺陷积累，从而增强抗脆化能力。铬主要提升耐腐蚀性，钒用于细化晶粒，锰则与硫结合形成夹杂物。25.【参考答案】B【解析】该标准规定职业照射剂量限值为连续5年平均20mSv/年，公众照射为1mSv/年。单一年份内最高可放宽至50mSv，但需满足平均限值要求。26.【参考答案】B【解析】碳化硅具有高熔点（2700℃）、优异的抗辐照性能和低中子吸收截面，能有效包覆核燃料颗粒，阻滞裂变产物释放。石墨用于慢化剂，锆合金用于轻水堆燃料包壳。27.【参考答案】C【解析】非能动冷却依赖热辐射和重力驱动的自然循环，其中高温表面向低温安全壳内壁辐射传热是核心机制。自然对流虽存在，但辐射传热效率更高。28.【参考答案】D【解析】K_IC是材料抵抗裂纹失稳扩展的固有属性，取决于材料成分与微观结构，与裂纹长度、应力场强度因子及屈服强度相关。环境温度影响韧性但非K_IC的直接决定因素。29.【参考答案】B【解析】离心机通过高速旋转产生强离心力，利用铀六氟化物分子中铀-235与铀-238质量差异导致的径向分布浓度梯度实现分离，属物理分离方法。30.【参考答案】C【解析】表面裂纹作为应力集中源，在循环载荷下会优先扩展，显著降低疲劳寿命。气孔和夹杂物影响较小，晶界偏析主要影响耐腐蚀性。31.【参考答案】ABC【解析】时间、距离、屏蔽是辐射防护三大原则。时间防护通过减少暴露时间降低总剂量（A正确）；距离增加可使剂量率按平方反比衰减（B正确）；屏蔽材料需满足对射线的吸收能力，铅对γ射线、混凝土对中子射线效果显著（C正确）。D选项错误，剂量率随屏蔽厚度增加呈指数衰减而非简单正相关。32.【参考答案】ABD【解析】碳含量过高会降低材料耐腐蚀性（A正确）；硫易形成硫化物夹杂，影响材料韧性（B正确）；钴作为中子活化元素需严格控制（D正确）。镍是奥氏体不锈钢的必要成分（C错误）。33.【参考答案】ABCD【解析】《核安全法》第45条明确要求：运输容器须经核安全监管部门批准（A正确）；运输单位应制定应急预案并备案（B、D正确）；路线规划需避开重要公共区域（C正确）。34.【参考答案】ABD【解析】延迟裂纹主要由氢致裂纹（A正确）、焊接残余应力（B正确）及材料淬硬倾向（D正确）引起。低熔点共晶导致热裂纹（C错误），属于凝固裂纹范畴。35.【参考答案】ABC【解析】超声波对平行于探测面的纵向裂纹（A）、层状分布的分层缺陷（B）及内壁腐蚀坑（C）敏感。椭圆度偏差属于几何尺寸检测范畴，需用涡流或光学方法（D错误）。36.【参考答案】ABC【解析】实验室质量控制需满足人员（A）、设备（B）、标准物质（C）的全流程管理。数据加密属信息安全范畴，与质量控制无直接关联（D错误）。37.【参考答案】ABCD【解析】UF₆冷凝效率受热力学条件（温度A、压力B）和动力学因素（气流速度C）影响。氟气纯度影响反应平衡（D正确），均需严格控制。38.【参考答案】ABC【解析】高压水剥离（A）、化学酸洗（B）、机械研磨（C）均为成熟去污技术。生物降解用于有机污染物处理，对放射性核素吸附效率较低（D错误）。39.【参考答案】ABD【解析】焊接工艺评定需考核材料强度（拉伸A）、韧性（冲击B）、硬度（D）。晶间腐蚀试验属于耐蚀性测试，通常在材料验收阶段进行（C错误）。40.【参考答案】AB【解析】氦质谱检漏技术（A）可定量检测微小泄漏，放射性碘监测（B）通过γ能谱分析泄漏特征。涡流检测用于导电材料缺陷（C错误），红外热成像监测温度异常（D错误），均不直接检测泄漏。41.【参考答案】A、C【解析】硼钢（A）和铬（C）具有吸收中子的特性，常用于控制核反应速率；石墨（B）是中子慢化剂，氢化锆（D）用于燃料包壳，不具备中子吸收功能。

2.【题干】核级材料需满足的特殊要求包括哪些？

【选项】A.高中子吸收截面B.抗辐照脆化C.低热膨胀系数D.抗腐蚀性

【参考答案】B、C、D

【解析】核级材料需具备抗辐照脆化（B）、低热膨胀系数（C）以稳定结构，及抗腐蚀性（D）适应反应堆环境；高中子吸收截面（A）是控制材料要求，非结构材料特性。

3.【题干】材料在辐照环境下的性能退化主要表现为？

【选项】A.晶格缺陷累积B.热导率下降C.延展性增强D.蠕变速率降低

【参考答案】A、B

【解析】辐照导致晶格缺陷（A）和热导率下降（B）是常见现象；延展性通常降低（C错误），蠕变速率因辐照损伤应增加（D错误）。

4.【题干】核设施安全设计中，纵深防御原则包含以下哪些层级？

【选项】A.预防措施B.监测校准C.停堆保护D.放射性废物隔离

【参考答案】A、C、D

【解析】纵深防御包括预防（A）、停堆（C）和废物隔离（D）等层级；监测校准（B）属于运行管理环节，非防御层级。

5.【题干】核反应堆冷却剂选择需考虑的因素包括？

【选项】A.中子慢化能力B.热容量C.辐射稳定性D.机械强度

【参考答案】A、B、C

【解析】冷却剂需具备中子慢化（A）、高热容量（B）和辐射稳定性（C）；机械强度（D）是结构材料要求，非冷却剂特性。42.【参考答案】A、B、D【解析】镍（Ni）能提升不锈钢的耐腐蚀性（A）、高温强度（B）及焊接性能（D）；热膨胀系数（C）与镍含量无直接关联。

7.【题干】核反应堆压力容器的失效模式包括？

【选项】A.疲劳裂纹B.辐照脆化C.氢脆D.蠕变断裂

【参考答案】A、B、D

【解析】压力容器可能因疲劳裂纹（A）、辐照脆化（B）和蠕变断裂（D）失效；氢脆（C）常见于焊接区域，非主要失效模式。

8.【题干】铀燃料元件包壳材料需满足的条件包括？

【选项】A.高中子吸收截面B.低气体释放率C.高熔点D.良好导热性

【参考答案】B、C、D

【解析】包壳要求低气体释放（B）、高熔点（C）和导热性（D）；高中子吸收截面（A）用于控制材料，包壳应避免吸收过多中子。

9.【题干】核设施退役过程中可能涉及的放射性废物类型包括？

【选项】A.活化金属B.含铀废渣C.低放废水D.惰性气体

【参考答案】A、B、C

【解析】退役废物包括活化金属（A）、含铀废渣（B）和低放废水（C）；惰性气体（D）属气态排放物，通常经处理后释放。

10.【题干】核材料辐照后尺寸变化的主要原因有？

【选项】A.晶格畸变B.气泡形成C.相变收缩D.应力腐蚀

【参考答案】A、B、C

【解析】辐照导致晶格畸变（A）、气泡（B）及相变（C）引起尺寸变化；应力腐蚀（D）属环境效应，与辐照无直接关联。43.【参考答案】A、B、C【解析】核级材料需具备抗辐照脆化（A）、耐腐蚀（B）及低中子吸收截面（C）以确保反应堆安全运行。高热膨胀系数（D）会加剧材料热应力变形，不符合要求。44.【参考答案】A、C、D【解析】铀转化流程中，