题目内容
（请给出正确答案）
只有在()时，核动力厂设备才能停役供维修、试验、监督或检查。
A.运行管理者批准
B.指定的运行人员批准
C.国家核安全监管部门批准
D.指定的运行人员批准并且符合运行限值和条件
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A.换料间隔
B.试验间隔
C.在役检查间隔
D.允许停役时间
E.操纵员干预时间
当把单一故障准则运用于核动力厂一个安全组合或系统时，()必须视为故障的一种模式。
A.误操作
B.误动作
C.设计缺陷
D.设备停役
在役前检查和每一次在役检查实施前，核动力厂营运单位通过()的供方评定后，选定检查实施单位。
A.质量保证
B.服务采购
C.质量控制
D.检查验证
核动力厂在役检查的程序包括()。
A.根据《在役检查大纲》制定相应的检查计划等
B.核动力厂营运单位通过“服务采购”的供方评定后，选定检查实施单位
C.准备役前/在役检查实施文件和控制文件
D.先决条件检查
E.实施检验
F.理检验记录和编写检验报告
G.编写役前/在役检查报告
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
为了降低核动力厂的运行安全风险，减少在役检查过程中核设备()发生缺陷漏检或误判的可能性，核能发达国家已普遍开展在役检查能力验证工作，同时关于在役检查能力验证的要求也列入到这些国家的核安全监管法规和技术规范中。
A.设计
B.制造
C.安装
D.无损检验
在役检查规范的应用的前提、基础是核动力厂的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了()的要求。
A.设计规范
B.建造规范
C.安装规范
D.质保规定
A.安全系统整定值
B.工艺变量和其他重要参数的控制系统和过程限制
C.为保证各构筑物、系统和部件执行设计中预定的功能，对核动力厂规定维修、试验和检查的要求，并考虑合理可行尽量低的辐射防护原则
D.明确她规定运行配置，包括安全系统停役情况下的运行限制
E.针对严重事故序列确定合理可行的预防或缓解措施
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(LOCA)引起安全注入系统投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，用来排出热量
D.在正常载热路径丧失时(蒸汽发生器不可用)提供堆芯余热的载出
E.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
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