核反应堆按中子能谱分，快中子堆，中能中子堆和热中子堆，热中子堆裂变由平均能量（）ev低能中子引起，堆内必须有足够慢化剂

常用的bUCo源，是在核反应堆中通过中子的（）反应制备的。 轻水反应堆中，快中子慢化到中能区时，必然有一部分要被238U（），其余的中子继续慢化。 在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。 快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（）Mev以上的快中心引起的反应堆 中子在反应堆内的反应过程包括（）。 在现代热中子反应堆中，除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外，轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料，其中235u的丰度约为（）％。 快中子堆的冷却剂是（） 在反应堆中用中子照射靶核制备（　） 快中子反应堆可将铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，对我国核电持续稳定发展具有战略意义。我国第一座快中子反应堆“中国实验快堆”的研究设计单位是（） 欲使反应堆开始运转、停闭并在一定的电功率或热功率下安全工作，就得控制中子数量，即改变反应堆的中子倍增因子。 快中子堆核动力厂的优点有（） CO60和Ir192射线源是稳定的同位素在核反应堆中俘获中子而得到的，当射线源经过几个半衰期后，将其放在核反应堆中激活，可重复使用。 60Co和192Ir射线源是稳定的同位素在核反应堆中俘获中子而得到的，当射线源经过几个半衰期后，将其放在核反应堆中激活，可重复使用。 CO60和Ir192射线源是稳定的同位素在核反应堆中俘获中子而得到的，当射线源经过几个半衰期后，将其放在核反应堆中激活，可重复使用（） 《核电厂运行安全规定附件一核电厂换料、修改和事故停堆管理》适用于（）型热中子反应堆核电厂运行期间的换料、修改和事故停堆。 反应堆控制堆内中子数目以改变反应堆的核裂变数的控制方法最常釆用的是（） 轻水反应堆中，裂变发出的中子称为裂变中子，其平均能量在2MeV左右，属于（） 核反应堆热工水力学的性质主要取决于（），所以从核反应堆热工水力学的角度常常按此来划分核反应堆的类型。 在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。考虑缓发中子后，对于0.1%的反应性变化,中子通量增加e倍所箱要的时间即反应堆周期力（）s；使反应堆控制成为可能。 中子通量分布的形状只取决于反应堆（）0