在向堆芯注水用来冷却燃料组件避免包壳破裂，注入水含有的哪种元素可以制止链式反应（）。
在向堆芯注水用来冷却燃料组件避免包壳破裂，注入水含有的哪种元素可以制止链式反应（）。
相关考题：
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
在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆（）的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。A、燃料B、堆芯C、冷却剂压力边界D、安全壳
核电站首次装料时，一般采用计数率倒数曲线装料监督，问以下几种因素对“倒数”曲线有否影响？ 中子源在堆芯内位置； 中子源强度； 中子探测器（包括堆内、外）的位置； 燃料组件在堆芯内的位置顺序； 冷却剂的硼浓度。
核岛的核蒸汽供应系统有（）。A、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检测系统；B、设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组；C、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统；D、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）。
问答题核电站首次装料时，一般采用计数率倒数曲线装料监督，问以下几种因素对“倒数”曲线有否影响？ 中子源在堆芯内位置； 中子源强度； 中子探测器（包括堆内、外）的位置； 燃料组件在堆芯内的位置顺序； 冷却剂的硼浓度。
判断题动力堆核燃料元件包壳管材料是普遍碳钢管。A对B错