2026年中核集团招聘专业知识真题

2026年中核集团招聘专业知识真题一、单项选择题（本大题共30小题，每小题1.5分，共45分。在每小题列出的四个备选项中只有一个是符合题目要求的，请将其代码填在括号内。）1.在压水堆核电厂中，一回路冷却剂（硼酸水）的主要作用不包括以下哪一项？（）A.将堆芯核燃料产生的热量带出堆外B.作为中子慢化剂，使裂变产生的快中子慢化C.作为中子吸收剂，通过调节硼浓度控制反应性D.直接与汽轮机叶片接触做功2.关于原子核的结合能，下列说法正确的是？（）A.质量数越大的核素，比结合能一定越大B.比结合能曲线表明，铁核附近的核素最稳定C.重核裂变是比结合能小的核转变为比结合能大的核的过程，释放能量D.轻核聚变是比结合能大的核转变为比结合能小的核的过程，吸收能量3.在反应堆物理中，四因子公式中的“热中子利用系数”f的定义是？（）A.被燃料吸收的热中子数与被慢化剂吸收的热中子数之比B.被燃料吸收的热中子数与被所有材料吸收的热中子数之比C.逃逸出堆芯的快中子数与裂变产生的快中子数之比D.慢化过程中不泄露的中子数与快中子总数之比4.压水堆核电厂在正常运行工况下，一回路系统的冷却剂压力通常维持在多少兆帕（MPa）左右？（）A.0.1-0.5B.1.0-3.0C.7.0-10.0D.15.0-16.05.核燃料棒包壳管的主要材料通常是锆合金。选择锆合金的主要原因是？（）A.成本极其低廉B.具有极高的强度，无需支撑C.热中子吸收截面小，且在高温高压水中有良好的抗腐蚀性能D.能够直接反射中子6.下列哪种辐射在空气中的射程最短，但电离能力最强？（）A.α射线B.β射线C.γ射线D.中子流7.在核电厂事故分类中，导致堆芯冷却能力丧失，从而可能引起燃料包壳严重损坏的事故被定义为？（）A.未能紧急停堆的事故（ATWS）B.失水事故（LOCA）C.一回路小破口失水事故D.二回路蒸汽管道破裂事故8.反应堆功率运行时，如果控制棒意外提升，反应性引入为正，此时堆芯内的慢化剂温度系数（）应具有什么特性以保证安全？（）A.正值B.负值C.零D.可正可负9.核裂变过程中产生的碎片核通常处于高激发态，通过发射一系列瞬发γ射线退激，这些γ射线被称为？（）A.缓发γ射线B.裂变产物γ射线C.瞬发裂变γ射线D.轫致辐射10.在压水堆化学与辐射控制中，为了抑制一回路管道和设备材料的腐蚀，通常控制冷却剂中的什么含量？（）A.氢气（）B.氧气（）C.氮气（）D.氦气（He11.某放射性核素的半衰期为，其平均寿命τ与半衰期的关系是？（）A.τB.τC.τD.τ12.国际辐射防护委员会（ICRP）推荐的职业性照射的年有效剂量限值是？（）A.1mSvB.20mSvC.50mSvD.100mSv13.压水堆稳压器的主要功能是？（）A.仅作为一回路系统的缓冲水箱B.控制一回路系统压力，并提供超压保护C.冷却一回路冷却剂D.混合硼酸浓度14.快中子反应堆与热中子反应堆的主要区别在于？（）A.快堆不需要慢化剂，直接利用裂变产生的快中子引发裂变B.快堆使用轻水作为冷却剂C.快堆使用低富集度铀作为燃料D.快堆的功率密度比热堆低15.在核电厂中，中子注量率（通量）ϕ与宏观截面Σ的乘积ϕΣA.反应率，即单位体积内每秒发生核反应的次数B.中子的平均自由程C.中子的减速长度D.材料的增殖系数16.下列关于碘坑（IodinePit）现象的描述，错误的是？（）A.是由于氙-135的瞬发γ衰变积累引起的B.主要发生在反应堆从高功率停堆后的短时间内C.停堆后碘-135继续衰变生成氙-135，而氙-135无法通过中子俘获消失D.可能导致反应堆在短时间内无法重新启动（“死停”）17.核安全文化是核电厂安全管理的灵魂，下列哪项不属于IAEA定义的良好安全文化的特征？（）A.个人的承诺B.质疑的态度C.严格的信息保密D.开放的沟通18.蒸汽发生器（SG）传热管破裂事故（SGTR）的主要风险在于？（）A.一回路放射性物质直接通过二回路释放到环境B.导致堆芯瞬间熔毁C.引起反应性瞬发临界D.破坏安全壳完整性19.核电厂三废处理中，对于低放射性废液，通常采用的处理方法不包括？（）A.过滤B.离子交换C.蒸发浓缩D.直接稀释排放20.压水堆堆芯燃料组件通常采用正方形排列，每个燃料组件中包含多少根燃料棒（以大亚湾核电厂M310堆型为例）？（）A.157B.205C.264D.30021.剂量当量H是量度辐射对生物组织危害程度的物理量，其单位希沃特定义为？（）A.1B.1C.1D.122.反应堆热工水力设计中，DNBR（偏离泡核沸腾比）是一个关键参数，其含义是？（）A.堆芯实际热流密度与临界热流密度之比B.临界热流密度与堆芯实际局部热流密度之比C.冷却剂流速与声速之比D.燃料芯块温度与熔点之比23.在核燃料循环中，乏燃料后处理的主要目的是？（）A.将乏燃料直接深埋B.提取未燃尽的铀和新生成的钚，以及分离裂变产物C.仅用于分离钚以制造核武器D.消除所有放射性24.某核素经过一次α衰变后，其质量数A和电荷数Z的变化是？（）A.A不变，Z减2B.A减4，Z减2C.A减4，Z减1D.A减2，Z减225.压水堆中，为了补偿由于燃耗和毒物引起的长期反应性损失，主要依靠什么手段？（）A.控制棒移动B.化学容积控制系统（CVCS）调节硼浓度C.改变冷却剂流量D.可燃毒物棒（仅靠此）26.应急计划区（EPZ）的划分是为了在核事故时能及时采取防护行动。烟羽计划区（PlumeEPZ）的半径通常为？（）A.1-2kmB.3-5kmC.8-10kmD.50-80km27.下列材料中，哪种通常用作反应堆的控制棒材料？（）A.不锈钢B.银-铟-镉合金C.铍D.石墨28.衰变（正电子发射）的本质是？（）A.原子核内发射出一个质子B.原子核内发射出一个中子C.原子核内一个质子转变为中子，同时发射出一个正电子和中微子D.原子核内一个中子转变为质子，同时发射出一个电子和反中微子29.核电厂二回路系统的主要功能是将一回路传来的热能转化为电能，其热力循环通常采用？（）A.卡诺循环B.朗肯循环C.奥托循环D.布雷顿循环30.在概率安全评价（PSA）中，核心损伤频率（CDF）的单位通常是？（）A.次/年B.次/堆年C.希沃特/年D.贝克勒尔/年【答案】1-5:DCBDC6-10:ABBCB11-15:CBBAA16-20:ACADC21-25:ABBBB26-30:BBCBB【解析】1.D：压水堆采用双回路设计。一回路是放射性回路，冷却剂在堆芯吸热后流经蒸汽发生器，将热量传给二回路给水，本身不直接做功。二回路产生蒸汽推动汽轮机叶片做功。2.B：比结合能曲线中间高、两头低。铁附近的核素比结合能最大，最稳定。重核裂变和轻核聚变都是向着比结合能更大的方向变化，因此都释放能量。3.B：热中子利用系数f定义为被燃料吸收的热中子数与被所有材料（燃料+慢化剂+结构材料+毒物等）吸收的热中子总数之比。4.D：压水堆为了保持冷却剂在液态（不沸腾），需将压力维持在高于该温度下的饱和压力。通常运行压力约为15.5MPa。5.C：锆合金的热中子吸收截面低（不浪费中子），且在高温高压水环境下能形成致密的氧化膜，抗腐蚀性能好，适合做包壳。6.A：α粒子带电多、质量大，在物质中通过电离损失能量，射程极短（一张纸即可挡住），电离能力最强。7.B：失水事故（LOCA）特指一回路压力边界破裂导致冷却剂丧失的事故，是导致堆芯过热损坏的主要始发事件。8.B：负温度系数是反应堆的固有安全性特征。当温度升高（如提棒导致功率上升），负反馈会自动引入负反应性，抑制功率上升，利于自稳。9.C：裂变产物退激时发射的γ射线分为瞬发和缓发。伴随裂变瞬间发射的称为瞬发裂变γ射线。10.B：加入氢气是为了抑制水的辐射分解，减少氧气产生。控制溶解氧是为了降低金属材料（主要是不锈钢和镍基合金）的应力腐蚀开裂风险。11.C：平均寿命τ=1/λ，半衰期=ln212.B：ICRP60号及后续推荐中，职业性照射连续5年的年平均有效剂量限值为20mSv（且任何一年不超过50mSv）。13.B：稳压器通过电加热器加热或喷淋冷水来调节一回路压力波动，并设有安全阀提供超压保护。14.A：快堆利用裂变产生的高能中子（平均能量约2MeV）引发裂变，因此不需要慢化剂，通常使用液态金属钠等作为冷却剂。15.A：反应率R=16.A：碘坑主要是由碘-135（半衰期6.7h）衰变生成氙-135（半衰期9.2h）引起的。停堆后中子通量降为零，氙-135无法通过(n,γ17.C：安全文化强调开放的沟通、报告文化、质疑态度和持续改进。严格的信息保密（尤其是隐瞒安全隐患）是安全文化的反面。18.A：SGTR导致一回路（带放射性）通过破口进入二回路（非放射侧），如果蒸汽发生器卸压阀或安全阀动作，放射性物质可能直接旁路安全壳，通过二回路烟囱排放。19.D：低放废液处理通常遵循“收集、处理、排放”原则，处理手段包括过滤（去除颗粒）、离子交换（去除离子）、蒸发（去除盐分）。直接稀释排放是处理后的最终处置方式，但必须达标，不能作为“处理”手段本身。20.B：常见的17x17燃料组件有264根燃料棒，但M310/大亚湾早期使用的157堆芯通常采用不同排列。需注意，题目若指M310标准堆型，通常指157个组件，每个组件内燃料棒数视具体设计而定，常见17x17为264根，15x15为208根。选项中B（205）或C（264）视具体堆型，这里以常见压水堆PWR17x17组件（264根）为标准答案更合适，但若指早期设计可能不同。此处按最通用的17x17组件选C（264根）。注：若题目特指M310早期设计，部分组件可能不同，但在通用考试中17x17对应264根是常识。21.A：希沃特是剂量当量的SI单位，定义为1焦耳每千克。22.B：DNBR=CHF/q_{local}。为了安全，DNBR必须大于某个限值（如1.3或1.5），防止发生偏离泡核沸腾（DNB）导致传热恶化烧毁燃料棒。23.B：后处理（PUREX流程）的主要目的是回收铀和钚进行循环利用，并分离出高放废液进行玻璃固化。24.B：α粒子是氦核，包含2个质子和2个中子。衰变后母核质量数减4，电荷数减2。25.B：控制棒用于短期调节和紧急停堆。燃耗和裂变产物毒物的积累是慢变化的长期效应，主要通过调节一回路冷却剂中的硼酸浓度（化学补偿）来补偿。26.C：根据我国核应急法规，烟羽计划区一般以核电厂为中心、半径7-10公里范围（通常取内区3-5km，外区7-10km）。27.B：银-铟-镉（Ag-In-Cd）合金具有极高的中子吸收截面，且吸收截面随能量变化平坦，是压水堆常用的控制棒材料。含硼不锈钢或碳化硼也是材料，但Ag-In-Cd性能更优。28.C：衰变中，原子核内一个质子转化为中子，发射出一个正电子（）和一个电子中微子（）。29.B：现代蒸汽动力装置均采用朗肯循环。30.B：CDF（CoreDamageFrequency）指导致堆芯严重损坏的事故发生的频率，单位通常为“次/堆年”。二、多项选择题（本大题共15小题，每小题2分，共30分。在每小题列出的五个备选项中至少有两个是符合题目要求的，请将其代码填在括号内。错选、多选、少选均不得分。）31.核裂变产生的裂变产物具有哪些特性？（）A.大多数具有放射性B.质量数分布不对称C.包含中子毒物如氙-135和钐-149D.全部是气体E.能够释放出缓发中子32.压水堆核电厂一回路系统的主要设备包括哪些？（）A.反应堆压力容器（RPV）B.蒸汽发生器（SG）C.主泵（RCP）D.稳压器（PZR）E.汽轮机33.核辐射对人体造成的生物效应可以分为哪些类型？（）A.确定性效应B.随机性效应C.急性效应D.慢性效应E.遗传效应34.反应堆的剩余释热主要来源包括？（）A.裂变产物的β和γ衰变热B.缓发中子引起的裂变C.瞬发中子引起的裂变（停堆后）D.中子俘获产物的衰变热E.燃料的显热35.深度防御原则在核电厂设计中通常分为哪些层次？（）A.第一层：保守的电厂设计与高质量建造B.第二层：事故监测与保护系统C.第三层：专设安全设施D.第四层：事故后果管理E.第五层：厂外应急响应36.下列关于中子与物质相互作用的描述，正确的有？（）A.弹性散射是中子慢化的主要机制B.非弹性散射会使中子损失大量能量，通常发生在重核上C.辐射俘获（n,γ）会产生放射性活化产物D.中子不带电，穿透力极强，无法被任何材料阻挡E.快中子对生物体的危害主要由于反冲核的电离作用37.核电厂正常运行期间的辐射防护措施包括？（）A.屏蔽B.远距离操作C.通风与分区管理D.个人防护用品（PPE）的使用E.禁止一切人员进入控制区38.下列哪些事故工况属于超设计基准事故？（）A.大破口失水事故（LBLOCA）B.全厂断电（SBO）叠加安全系统失效C.多台蒸汽发生器传热管同时破裂D.反应性引入事故（RIA）E.严重事故导致堆芯熔毁39.压水堆核电厂的二回路热力系统主要包括？（）A.汽轮机高压缸B.汽水分离再热器（MSR）C.汽轮机低压缸D.凝汽器E.给水加热器（高加、低加）40.下列关于核临界安全的说法，正确的有？（）A.必须实行双专人监护制度B.次临界度是关键指标C.必须使用中子毒物棒控制D.几何形状控制是重要的控制手段之一E.只要没有燃料就不存在临界风险41.核电厂使用的探测器类型包括？（）A.电离室（用于功率测量）B.自给能探测器（用于堆芯通量测量）C.盖革-米勒计数管（用于辐射监测）D.闪烁计数器（用于辐射监测）E.热电偶（用于温度测量，非核辐射探测）42.影响反应堆反应性的因素有哪些？（）A.控制棒位置B.硼酸浓度C.慢化剂温度D.燃料温度E.功率水平（通过毒物和燃耗）43.下列哪些材料可用作核反应堆的反射层？（）A.石墨B.铍C.重水D.铅E.混凝土44.核电厂废物管理的基本原则是？（）A.废物最小化B.分类收集C.减容处理D.就地固化处置E.尽可能排入海洋（现已禁止）45.下列关于放射性半衰期的描述，正确的是？（）A.是放射性核素的特征常数，与外界条件无关B.不同的放射性核素半衰期差异巨大C.混合核素的放射性活度衰减遵循单一指数规律D.经过一个半衰期，原子核数量衰减一半E.经过10个半衰期，放射性活度通常可忽略不计【答案】31.ABCE32.ABCD33.AB34.ABDE35.ABCDE36.ABCE37.ABCD38.BE39.ABCDE40.ABD41.ABCD42.ABCDE43.ABC44.ABC45.ABDE【解析】31.ABCE：裂变产物质量数呈双驼峰分布（不对称）；绝大多数具有放射性；氙、钐是强中子吸收毒物；裂变产物中包含缓发中子先驱核，能发射缓发中子。裂变产物不全是气体，很多是固体或液体。32.ABCD：一回路包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及连接管道。汽轮机属于二回路。33.AB：生物效应按发生规律分为确定性效应（有阈值，严重程度随剂量增加）和随机性效应（无阈值，发生概率随剂量增加，如癌症、遗传效应）。C和D是按时间分类，E是随机性效应的一种。34.ABDE：停堆后，瞬发裂变停止。剩余释热来自：裂变产物衰变热（主要）、缓发中子引起的裂变（极少）、中子俘获产物（如U-239,Np-239）衰变热、堆芯结构材料显热。35.ABCDE：IAEA定义的纵深防御包括5层：1.设计/建造；2.监测/保护；3.专设安全设施（ESF）；4.事故管理；5.场外应急。36.ABCE：中子不带电，穿透力强，但可以通过含氢材料（如水、石蜡）或重材料（如铅、混凝土）进行屏蔽和减速，并非无法阻挡。37.ABCD：辐射防护措施包括时间、距离、屏蔽三原则。具体实施包括分区管理、通风、PPE、远距离操作等。禁止进入控制区是不现实的，需受控进入。38.BE：LBLOCA、RIA通常属于设计基准事故（DBA）。SBO叠加安全系统失效、严重事故（堆芯熔毁）属于超设计基准事故。39.ABCDE：二回路从蒸汽发生器出口开始，包括汽轮机（高、低压缸）、汽水分离再热器、凝汽器、给水泵、各级加热器等。40.ABD：临界安全强调几何控制（避免太密集）、次临界度监督、双专人制度。并非所有操作都使用毒物棒，有时靠几何安全。虽然没有易裂变材料确实无临界风险，但题目隐含在操作燃料背景下，E不如ABD切中“控制措施”核心。41.ABCD：热电偶用于测温，不属于核辐射探测器，虽然用于堆芯仪表系统，但功能非探测辐射。42.ABCDE：控制棒、硼浓度、温度（多普勒、慢化剂温度系数）、毒物（随功率变化）、燃耗都会影响反应性。43.ABC：反射层材料需散射能力强、吸收截面小。石墨、铍、重水是优良反射层。铅散射好但吸收稍大，混凝土常用作生物屏蔽而非高效反射层。44.ABC：废物最小化、分类收集、处理减容是基本原则。就地固化处置是处理方式，不是普遍原则；排入海洋已被伦敦公约禁止。45.ABDE：半衰期是核素固有属性。只适用于单一核素。混合核素衰减是多指数叠加。10个半衰期后活度降至约千分之一，通常可忽略。三、判断题（本大题共15小题，每小题1分，共15分。请判断下列说法的正误，正确的打“√”，错误的打“×”。）46.压水堆在停堆过程中，必须向堆芯引入正反应性才能实现。（）47.所有的放射性衰变过程都遵守指数衰减规律。（）48.贝克勒尔是放射性活度的单位，表示单位时间内发生核衰变的次数。（）49.压水堆核电厂中，稳压器的水位波动直接反映了二回路负荷的变化。（）50.快中子反应堆可以实现核燃料的增殖，即产生的易裂变核素多于消耗的。（）51.辐射防护的ALARA原则是指将剂量控制在合理可行尽量低的水平，但这并不意味着可以无视经济成本。（）52.压水堆燃料包壳锆-水反应发生在事故工况下温度过高时，会产生氢气，带来爆炸风险。（）53.中子通量密度是一个矢量，具有方向性。（）54.核电厂的安全壳能够承受内部失水事故产生的高压，但不能抵御外部大型飞机撞击。（）55.每次核裂变平均释放的中子数（ν）是一个常数，不随入射中子能量变化。（）56.压水堆一回路冷却剂中添加氢气的主要目的是为了调节pH值。（）57.国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准（BSS）规定，公众照射的年有效剂量限值为1mSv。（）58.沸水堆（BWR）与压水堆（PWR）相比，最大的区别在于沸水堆允许在堆芯内直接产生蒸汽。（）59.临界方程==60.核电厂的三废处理系统只处理液体废物，不处理气体和固体废物。（）【答案】46.×47.√48.√49.√50.√51.×52.√53.×54.×55.×56.×57.√58.√59.√60.×【解析】46.错。停堆需要引入负反应性（如插入控制棒）。47.对。放射性衰变是统计规律，遵循N(48.对。活度单位Bq定义为。49.对。负荷增加，蒸汽流出多，SG压力下降，一回路冷却剂平均温度下降，体积收缩，稳压器水位下降（通过喷淋或收缩效应）。50.对。快堆利用快中子，转换比大于1，实现增殖。51.错。ALARA（AsLowAsReasonablyAchievable）必须考虑经济和社会因素，即在剂量降低的收益与付出的代价之间权衡。52.对。高温下锆与水反应Zr53.错。中子通量密度是标量，表示单位体积内所有中子的总路程长度，无方向。54.错。现代核电厂（如AP1000,EPR,华龙一号）安全壳设计要求能够抵御大型商用飞机的撞击。55.错。每次裂变释放的中子数ν随入射中子能量增加而略有增加。56.错。加氢气主要是为了抑制水的辐射分解，减少游离氧。pH值通常通过添加氢氧化锂（LiOH）来调节。57.对。BSS规定公众年剂量限值为1mSv（特殊情况下5年平均不超过1mSv，单一年份可放宽至5mSv）。58.对。BWR是单回路，堆芯沸腾产生蒸汽直接送汽轮机；PWR是双回路。59.对。有效增殖系数=160.错。三废系统包括废气处理、废液处理和固体废物处理系统。四、填空题（本大题共10小题，每小题1.5分，共15分。请在每小题的空格中填上正确答案。）61.压水堆核电厂中，将热能转换为机械能的关键设备是__________。62.放射性活度A与衰变常数λ及原子核数N之间的关系式为A=63.在反应堆物理中，控制棒的价值通常用__________来表示，即控制棒完全插入堆芯时引入的反应性。64.中子与物质相互作用时，使中子能量损失最大且与靶核质量数成反比的散射过程是__________。65.核电厂发生严重事故时，防止堆芯熔融物穿透安全壳底板的最后一道物理屏障是__________。66.压水堆一回路冷却剂系统通常采用__________材料制造主管道，以减少钴-60的活化源项。67.国际单位制中，吸收剂量的单位是__________，符号为Gy。68.反应堆热工水力设计中的CHF是指__________，一旦超过此值，传热系数急剧下降。69.为了保证核安全，核安全级（1E级）电气设备必须经过__________鉴定，以确保其在事故工况下能执行功能。70.华龙一号（HPR1000）是我国自主研发的第三代核电技术，其堆芯设计采用__________燃料组件。【答案】61.汽轮机62.λ63.反应性（或积分价值/总价值）64.弹性散射（注：此处指对数能量降最大，实际上弹性散射中靶核越轻损失越大，填“弹性散射”或“与轻核的弹性散射”均可，标准答案通常为弹性散射）65.堆芯捕集器（或熔融物扩展与冷却装置/压力容器外冷却IVR）66.不锈钢（或锻造不锈钢）67.戈瑞（Gray）68.临界热流密度69.老化（或质量鉴定/抗震）70.177（注：华龙一号采用177组燃料组件）【解析】61.汽轮机将蒸汽热能转化为转子机械能。62.衰变定律A=63.控制棒价值通常指其积分价值，即全插入时的反应性量。64.弹性散射。特别是与氢核的弹性散射，中子能量损失最大。65.堆芯捕集器。如华龙一号和AP1000均设有此装置。66.不锈钢。早期曾用碳钢，现代PWR多用不锈钢以减少Co-59活化生成Co-60。67.戈瑞，1G68.CHF(CriticalHeatFlux)，即临界热流密度，对应DNB点。69.设备鉴定，包括抗震鉴定、环境鉴定（LOCA工况下的高温高压辐照环境）。70.177。华龙一号采用177堆芯（相比157堆芯，功率密度更低，安全性更高）。五、简答题（本大题共4小题，每小题5分，共20分。）71.简述核反应堆内慢化剂的作用，并列举压水堆常用的慢化剂。72.解释什么是“碘坑现象”，并说明其对反应堆运行的影响。73.简述纵深防御原则在核电厂安全管理中的五个层次。74.什么是核电厂的“最终热阱”？请举例说明。【答案】71.答：慢化剂的作用：将裂变产生的高能快中子（能量约2MeV）通过与原子核碰撞，迅速减速至热中子能量范围（约0.025eV），以提高热中子引发裂变的几率，维持链式反应。压水堆常用的慢化剂：轻水（O）。注：压水堆中水既是冷却剂也是慢化剂。72.答：碘坑现象：反应堆在较高功率运行一段时间后，堆内积累了大量的碘-135（半衰期6.7h）。当反应堆突然停堆后，中子通量降为零，碘-135继续衰变生成氙-135，而氙-135（半衰期9.2h）因无中子俘获途径无法消除，导致氙-135浓度在停堆后一段时间内先上升后下降，形成一个峰值，这种现象称为碘坑。影响：氙-135是强中子吸收毒物，其浓度峰值引入的负反应性可能很大，导致在此期间即使控制棒全部提出，反应堆也无法达到临界（即“死停”），限制了反应堆停堆后的再启动灵活性。73.答：第一层：保守的电厂设计和高质量建造与运行，防止偏离正常运行和故障。第二层：探测和控制异常工况，防止其发展为事故。第三层：