目前在运行的压水堆核动力厂变工况时,反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差()。A.10-15B
目前在运行的压水堆核动力厂变工况时,反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差()。
A.10-15
B.17-25
C.32-45
D.40-55
目前在运行的压水堆核动力厂变工况时,反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差()。
A.10-15
B.17-25
C.32-45
D.40-55
确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说,将()作为最大可信事故。
A.运行瞬变
B.小破口失水事故
C.控制棒弹出事故
D.冷却剂主管道冷管段双端剪切断裂事故
A.少量燃料元件包壳泄漏
B.一回路冷却剂放射性水平升高
C.蒸汽发生器传热管有泄漏
D.核动力厂的升温升压或冷却卸压
E.在允许范围内的负荷变化
下列关于欧洲压水堆(EPR)的应急给水系统(EFWS)说法错误的是()。
A.在核动力厂启动和停闭时,可以利用应急给水系统
B.只是为安全功能所设计的,无运行功能
C.按4×100%设计
D.应急给水系统的任何一列可以在功率状态维修
A.可靠性
B.运行安全
C.机组电功率
D.纵深防御
E.经济效益
A.安全停堆
B.维持安全停堆状态
C.停堆后从堆芯排出余热
D.运行工况期间和之后的任何放射性释放不超过规定限值
E.事故工况期间和之后的任何放射性释放不超过可接受的限值
A.在停堆后第二阶段排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量,使反应堆进入冷停堆状态
B.反应堆在冷停期问,进行换料或维修操作时,排出堆内余热,维持一回路温度
C.除了失水事故提供堆芯余热的载出
D.在不同尺寸破口的泄露和破裂情况下实施安全注射,提供堆芯冷却和卸压
核动力厂的分类工况中的工况I出现较频繁,所以要求整个过程中无需停堆,只要依靠()系统在反应堆设计裕量范围内进行调节,即可把反应堆调节到所要求的状态,重新稳定运行。
A.控制
B.安全
C.保护
D.冷却
核动力厂的分类工况可以分为工况I、II、III、IV,()工况出现较频繁,所以要求整个过程中无需停堆,只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节,即可把反应堆调节到所要求的状态,重新稳定运行。
A.I
B.II
C.III
D.IV
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