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处理核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要()投入工作。
单选题
处理核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要()投入工作。
A. 控制系统
B. 保护系统
C. 专设安全设施
D. 二回路系统及设备
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单选题
处理核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要()投入工作。
A.控制系统 B.保护系统 C.专设安全设施 D.二回路系统及设备
答案
多选题
下列关于核动力厂的分类工况中的工况Ⅲ-稀有事故描述正确的有()
A.少量燃料元件可能损坏 B.不会严重损坏堆芯 C.不影响堆芯的几何形状 D.一回路的完整性不会受到损坏 E.放射性物质可能会有微量扩散,但不影响厂区外的环境
答案
单选题
核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ极限事故发生的频率为()/堆年,是核动力厂的寿期内极不可能发生的事故。
A.10-6~10-4 B.10-7~10-5 C.10-7~10-6 D.10-6~10-5
答案
单选题
核动力厂事故工况下主要辐射源是()
A.放射性235U B.放射性238U C.放射性裂变产物 D.放射性活化产物
答案
单选题
《核动力厂环境辐射防护规定》规定:稀有事故是指在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故,下列说法错误的是()
A.不可能导致燃料元件损坏 B.可能导致少量燃料元件损坏 C.单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统丧失功能 D.单一的稀有事故不会导致反应堆安全壳屏障丧失功能
答案
多选题
下列关于核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)说法正确的有()
A.出现几率相对较大,但后果并不严重 B.在设计时已采取适当的措施 C.当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆 D.工况Ⅱ过程中进行了必要的校正动作和满足规定的要求后,反应堆可重新投入运行 E.工况Ⅱ事件不会扩大到引起更严重的工况Ⅲ和工况Ⅳ事件
答案
单选题
核动力厂()类工况发生频率大于10—2/堆年。
A.I B.Ⅱ C.Ⅲ D.Ⅳ
答案
单选题
《核动力厂设计安全规定》提出了进行()安全评价的要求,以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
A.统一 B.综合 C.全面 D.分级
答案
单选题
核动力厂Ⅲ类工况事故发生频率为()/堆年,是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
A.10-4~10-2 B.>10-2 C.10-5~10-5 D.>10-3
答案
单选题
核动力厂分类工况中的工况()事故不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
A.I B.Ⅱ C.Ⅲ D.IV
答案
热门试题
核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ事故不得导致具有()功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
核动力厂分类工况中的工况IV事故不得导致具有()功能的系统损坏,反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。
核动力厂第()层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况。
《核动力厂设计安全规定》规定:核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故,并在一旦发生事故时()其后果。
核动力厂()类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。
《核动力厂设计安全规定》阐述了()实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
《核动力厂设计安全规定》规定:核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施()核动力厂事故。
《核动力厂设计安全规定》规定:整个安全措施的目标必须是:提供充分的手段使核动力厂保特正常的运行状态;保证发生()之后立即作出正确的短期响应;以及发生任何设计基准事故期间和之后及发生那些所选定的超设计基准事故的事故工况之后便于对核动力厂进行()
《核动力厂设计安全规定》提出了进行全面安全评价的要求,以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。这种安全评价过程涉及()安全分析及其互补的技术。
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件(预计运行事件)由于设计时已采取适当的措施,当系统参数达到设定的安全系统整定值时,保护系统能够关闭反应堆,可防止事故的进一步扩大,不会()
《核动力厂环境辐射防护规定》规定:在核动力厂厂址选择时,应考虑核动力厂放射性废物的安全()
核动力厂()类工况引起的系统状态参数变化不会触发安全系统的整定值。
《核动力厂设计安全规定》适用于核动力厂()
核动力厂定期安全审查必须考虑核动力厂的()
《核动力厂设计安全规定》规定:故障安全设计原则必须恰当地考虑,并贯彻到核动力厂安全重要系统和部件的设计中。核动力厂系统必须设计成在该系统或其部件发生故障时()而使核动力厂进入安全状态。
核动力厂第()层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
核动力厂()类工况事故发生频率为10_4/堆年∽l0_2/堆年,是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则,事故分析现在采用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况III及工况IV事件,一回路座力小于()%设计值。,。
《核动力厂设计安全规定》规定:必须通过采用()的适当组合,以便实现核动力厂防止火灾和爆炸的目标。
当核动力厂发生燃料操作事故时,应宣布()
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