不可作为裂变核素为()。A、铀-233B、铀-235C、铀-238D、钚-239

不可作为裂变核素为()。

  • A、铀-233
  • B、铀-235
  • C、铀-238
  • D、钚-239

相关考题:

一个铀235原子核吸收一个中子会发生裂变,但是单次裂变的能量是难以作为能源直接利用的。为了更好地利用裂变能,通常的做法是?() A.让裂变反应持续进行,形成链式反应B.一次注入大量中子,使它们同时发生核反应C.不断人为注入新的中子,使裂变反应持续下去

易裂变核素有铀-233、铀-235和钚-239,其中只有()是天然存在并可被开采利用的。A、铀-233B、铀-235C、钚-239

以下哪个是自然界存在的易于发生裂变的核素:()。A、铀-235B、铀-233C、钚-239

核反应堆运行产生的放射性核素钴-60属()。A、中子活化产物B、裂变产物C、核燃料后处理产物

对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。A、易裂变核素的质量B、装易裂变材料的容器的几何条件(形状和尺寸)和容积C、易裂变材料在溶液中的浓度D、慢化剂的性质和浓度E、燃料-慢化剂-中子毒物的混合物的均匀性

核电厂运行产生的放射性废物中的重要核素铯-137属()。A、活化产物B、可裂变核素C、裂变产物

每次核裂变放出的裂变能是多少?约有多少百分比作为大型压水堆堆芯燃料元件释放热量进行传热计算?

临床应用的放射性核素不能通过下面哪种方式获得()A、加速器生产B、反应堆生产C、从裂变产物中提取D、放射性核素发生器淋洗E、放射化学合成

当前核电站利用核能的方式是。()A、可控核裂变反应B、核聚变反应C、核化合反应D、不可控核裂变反应

压力容器没有显著宏观变形而突然发生裂变是属于()。A、脆性裂变B、韧性裂变C、疲劳裂变

临床应用的放射性核素可通过以下途径获得,除了()。A、加速器生产B、反应堆生产C、从裂变产物中提取D、放射性核素发生器淋洗获得E、实验室制备

不稳定的核素通过发射粒子或光子、放出核能成为另一种核素的过程称为()A、释放过程B、裂变过程C、衰变D、聚变E、散射

从裂变产物中分离提取,一般为β衰变核素( )A、I、Mo、XeB、Mo、I、CrC、ln、Ga、Tl、ID、F、C、OE、以上都不是

对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件的控制称为易裂变核素()参数临界安全极限法。A、单B、双C、三D、四

在分析临界安全时,须考虑的主要因素有()。A、易裂变核素和可转换核素各自所占的份额B、易裂变核素的质量C、装易裂变材料的容器的几何条件(形状和尺寸)和容积D、易裂变材料在溶液中的浓度E、慢化剂的性质和浓度F、易裂变材料周围反射层的性质和厚度G、中子毒物的性质和浓度H、燃料-慢化剂-中子毒物的混合物的均匀性I、两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作用

单选题上述哪些核素是从裂变产物中分离提取的?(  )ABCDE

单选题临床应用的放射性核素可通过以下途径获得,除了()。A加速器生产B反应堆生产C从裂变产物中提取D放射性核素发生器淋洗获得E实验室制备

单选题核反应堆运行产生的放射性核素钴-60属()。A中子活化产物B裂变产物C核燃料后处理产物

多选题对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制()因素的极限值。A易裂变核素的质量B装易裂变材料的容器的几何条件(形状和尺寸)和容积C易裂变材料在溶液中的浓度D慢化剂的性质和浓度E燃料-慢化剂-中子毒物的混合物的均匀性

单选题易裂变核素有铀-233、铀-235和钚-239,其中只有()是天然存在并可被开采利用的。A铀-233B铀-235C钚-239

单选题核电厂运行产生的放射性废物中的重要核素铯-137属()。A活化产物B可裂变核素C裂变产物

单选题不稳定的核素通过发射粒子或光子、放出核能成为另一种核素的过程称为()。A释放过程B裂变过程C衰变D聚变E散射

单选题人工放射性核素的制备途径不包括()。A利用反应堆生产B利用加速器生产C用快中子照射靶核D用中子使重核裂变,从裂变碎片中提取E在矿山中提取原子序数大于82的核素

多选题在分析临界安全时,须考虑的主要因素有()。A易裂变核素和可转换核素各自所占的份额B易裂变核素的质量C装易裂变材料的容器的几何条件(形状和尺寸)和容积D易裂变材料在溶液中的浓度E慢化剂的性质和浓度F易裂变材料周围反射层的性质和厚度G中子毒物的性质和浓度H燃料-慢化剂-中子毒物的混合物的均匀性I两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作用

单选题以下哪个是自然界存在的易于发生裂变的核素:()。A铀-235B铀-233C钚-239

单选题当前核电站利用核能的方式是()A可控核裂变反应B不可控核裂变反应C核聚变反应D核化合反应

问答题每次核裂变放出的裂变能是多少?约有多少百分比作为大型压水堆堆芯燃料元件释放热量进行传热计算?