单选题

AP1000核电厂中非能动安全注入系统由()以及相连的阀门和管道组成。

A. 2个堆芯补水箱2个安往箱1只内置换料水箱
B. 1个谁芯补水箱2个安注箱1只内置换料水箱
C. 2个堆芯补水箱2个安注箱2只内置换料水箱
D. 1个堆芯补水箱2个安注箱2只内置换料水箱

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单选题
AP1000核电厂中非能动安全注入系统由()以及相连的阀门和管道组成。
A.2个堆芯补水箱2个安往箱1只内置换料水箱 B.1个谁芯补水箱2个安注箱1只内置换料水箱 C.2个堆芯补水箱2个安注箱2只内置换料水箱 D.1个堆芯补水箱2个安注箱2只内置换料水箱
答案
单选题
关于AP1000核电厂,说法错误有()。.
A.采用了三条冷却剂环路 B.安全堆和辅助厂房放在同一个抗震的筏基上 C.AP1000未设置泄压箱,泄压时排放的蒸汽直接向换料水箱排放 D.Ap1OOO—回路没有过渡段
答案
单选题
AP1000核电厂是有几个环路组成的()
A.2 B.3 C.4 D.5
答案
单选题
AP1000的设计是一个()核电厂。
A.两回路百万级压水堆 B.两回路千万级沸水堆 C.四回路百万级沸水堆 D.四回路千万级压水堆
答案
单选题
以下哪项不是AP1000非能动安全注入系统的水源()
A.堆芯补给水箱 B.安注箱 C.安全壳内置换料水箱 D.安喷储水箱
答案
单选题
AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳设计压力为()MPa。
A.0.36 B.0.41 C.0.52 D.0.64
答案
单选题
AP1000核电厂中,一个非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)的容量是()%。
A.33 B.50 C.100 D.125
答案
单选题
AP1000核电厂中,PRHRHX通过入口和出口管线连接到()
A.反应堆冷却剂系统的一个环路上 B.反应堆冷却剂系统的二个环路上 C.反应堆冷却剂系统的三个环路上 D.反应堆压力容器上
答案
单选题
AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳主要受压元件材料为()
A.ASMESA508Gr3 B.ASMESA508Gr.B C.ASMESA738Gr3 D.ASMESA738Gr.B
答案
多选题
AP1000核动力厂非能动安全注入系统的水源有()
A.堆芯补水箱 B.安注箱 C.换料贮水箱 D.稳压器 E.蒸汽发生器
答案
热门试题
AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第()卷NB分卷MC级设备。 AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第III卷()分卷MC级设备。 在LOCA下,AP1000非能动堆芯冷却系统利用()实现注入。 AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第三卷NE分卷()级设备。 下列哪些属于AP1000非能动安全注射系统的非能动注射水源()。 AP1000非能动安全壳冷却包括()个过程。 美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵,代替传统的一台轴密封泵。将屏蔽泵应用于核电厂,主要基于它的()优势。 AP1000核动力厂非能动堆芯冷却系统的安全功能是() AP1000非能动堆芯冷却系统提供了自动降压系统()个阶段的降压。 我国《核电厂设计安全规定》定义核电厂状态分为()。 AP1000核动力厂安全系统包括() 核电厂一回路补给水系统由()部分组成。 AP1000非能动系统被设计成能满足(),并且采闱概率安全分析评价来验证他们的可靠性。 目前,我国沿海建设的核电站为第二代AP1000核电技术。() AP1000采用了()安全壳。 AP1000核动力厂非能动主控制室应急可居留系统执行的功能有() 下列选项中,不属于AP1000安全系统的是() 核电厂安全监督包括() 国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标,请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同? 国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标,请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同
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