题目内容
（请给出正确答案）
A.压水堆
B.沸水堆
C.重水堆
D.高温气冷堆
E.快中子堆
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INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率，对现有核动力厂为()堆年。
A.10-3
B.10-4
C.10-5
D.10-6
A.单相流体的强迫对流
B.单相流体的自然对流
C.两相流体的强迫对流
D.两相流体的自然对流
反应堆堆芯通过满足相应于在()%可信度()%概率下堆芯不会发生偏离泡核沸腾(DNB)的设计基准和通过保持燃料棒中心温度在熔化温度以下来达到燃料温度限值要求。
A.9090
B.9595
C.9999
D.100100
重水堆核动力厂由于使用天然铀，()少，因此需要经常将烧透了的燃料元件卸出堆外，补充新燃料。
A.累积反应性
B.补偿反应性
C.后备反应性
D.燃耗反应性
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
按核与辐射事件分级表(INES)，反应堆堆芯严重损坏属于()。
A.特大事故(7级)
B.重大事故(6级)
C.影响范围较大的事故(5级)
D.影响范围有限的事故(4级)
反应堆堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀属于()。
A.核安全1级
B.核安全2级
C.核安全3级
D.非安全级
为了满足核动力厂功率控制要求，压水堆核蒸汽供应系统配置的主要控制系统有()。
A.反应性控制和功率分布控制系统，或简称为反应堆功率控制系统
B.反应堆功率调节系统
C.反应堆冷却剂平均温度调节系统
D.一回路压力即稳压器压力控制系统
E.稳压器水位调节系统
F.蒸汽发生器水位调节系统
G.蒸汽排放控制系统
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