第三代核动力厂包括了改革型的能动(安全系统)核动力厂和先进型的非能动(安全系统)核动力厂,并完成了(),它们将成为下一代(第三代)核动力厂的主力堆型。
A.初步工程论证
B.全部工程论证
C.全部试验工作
D.初步设计
E.全部设计
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A.初步工程论证
B.全部工程论证
C.全部试验工作
D.初步设计
E.全部设计
下列关于第三代核动力厂说法错误的是()。
A.以满足美国核电用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)为设计要求
B.具有预防和缓解严重事故措施,经济上能与天然气机组相竞争
C.不包括改革型的能动(安全系统)核动力厂
D.我国国家引进的美国非能动APl000核动力厂以及广东核电集团公司引进的法国EPR核动力厂都属于第三代核动力厂
A.不要求安全相关的交流电源
B.在核动力厂的设计上做到至少72h内,不需要操作员干预
C.严重事故条件下,安全壳有足够的设计裕量
D.采用更简化的专设安全系统
E.不需要厂外应急计划
AP1000核动力厂满足URD要求,其设计非能动安全系统保证了在事故发生后,操作员可不干预时问至少为()h。
A.12
B.24
C.36
D.72
核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂在核动力厂的设计上做到至少()内,不需要操作员干预。
A.12h
B.24h
C.36h
D.72h
AP1000核动力厂在成熟的压水堆核电技术的基础上,引入()理念,使核动力厂安全系统的设计发生了创新性的变化。
A.安全系统能动
B.安全系统非能动
C.系统设计简单化
D.系统设计多样化
AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施,简化了()。
A.安全系统配置
B.安全支持系统
C.安全级设备及抗震构筑物
D.安全级能动设备
核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求文件(EUR)规定对于非能动型核动力厂()条件下,安全壳有足够的设计裕量。
A.预计运行事件
B.稀有事故
C.严重事故
D.极严重事故
AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施,减少了()。
A.安全系统配置
B.安全支持系统
C.安全级设备及抗震构筑物
D.安全级能动设备
A.交流电源
B.供暖通风系统
C.空调系统
D.设备冷却水系统
E.厂用水系统
AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施,大幅度地减少了()。
A.安全系统配置
B.安全支持系统
C.安全级设备及抗震构筑物
D.安全级能动设备
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