Тест: Прочие тесты. Атомная энергетика.

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)

Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Реактор на быстрых нейтронах

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

Отношение энергии деления к энергии, выделяемой при синтезе

Отношение числа нейтронов в одном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении

Отношение числа делений ядер к числу захватов нейтронов

Отношение числа запаздывающих нейтронов к мгновенным

Карбид урана UC

Нитрид урана UN

Металлический уран

Диоксид урана UO2

Тяжёлая вода

Обычная (лёгкая) вода

Бериллий

Графит

Расплавленные соли

Жидкий натрий

Вода под давлением

Гелий

Время работы реактора без остановки на ремонт

Срок службы реактора до вывода из эксплуатации

Время от пуска до выхода на номинальную мощность

Период времени между перегрузками топлива

Все перечисленные параметры

Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ)

Удельный расход ядерного топлива

КПД (нетто) энергоблока

Изменение изотопного состава топлива

Доля разделившихся ядер от первоначального количества

Количество тепловой энергии, выделенной единицей массы топлива

Потеря массы топлива в результате деления