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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()
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
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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
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()类工况发生频率大于10—2/堆年。
A.I B.Ⅱ C.Ⅲ D.Ⅳ
答案
多选题
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()
A.造成燃料元件棒损坏 B.造成一回系统超压 C.造成二回路系统超压 D.导致事故工况 E.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
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
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
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II事件,一回路压力小于()%设计值。
A.90 B.100 C.110 D.120
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()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。
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。
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》适用于核动力厂()
在核动力厂()PSA中,综合考虑核动力厂设计、运行经验、安全分析、人员特性等方面的信息,根据这些信息识别出可能出现的事件序列,并估计这些事件序列的发生频率。
《核动力厂设计安全规定》不考虑()事件。
《核动力厂环境辐射防护规定》规定:极限事故是指在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故,下列说法错误的是()
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()
可能影响核动力厂安全的内部事件包括()
《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()
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《核动力厂环境辐射防护规定》规定:核动力厂环境辐射防护总则包括()
《核动力厂设计安全规定》对核动力厂设计的主要技术要求包括()
《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。
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