界面系统LOCA,即与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效而导致反应堆冷却剂失控流失到()的假
界面系统LOCA,即与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效而导致反应堆冷却剂失控流失到()的假想事件。
A.二回路
B.压力容器外
C.安全壳内
D.安全壳外
界面系统LOCA,即与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效而导致反应堆冷却剂失控流失到()的假想事件。
A.二回路
B.压力容器外
C.安全壳内
D.安全壳外
AP1000在非LOCA事故的情况下,当正常补水系统不可用或不足时,()为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。
A.堆芯补水箱
B.安注箱
C.内置换料水箱
D.A与B
A.主回路管道双端剪切断裂
B.反应堆冷却剂泵轴封
C.因系统失效而导致反应堆冷却剂失控流失到安全壳外
D.蒸汽发生器传热管破裂
E.丧失厂外电源
A.中子辐照
B.冷却剂腐蚀
C.冷却剂冲刷
D.冲刷引起的振动
E.LOCA
A.保持反应堆冷却剂的清洁度和放射性水平在允许限值内
B.保持反应堆冷却剂系统中要求的冷却剂装量,在电站正常运行期间,维持稳压器程控液位
C.维持反应堆冷却剂的化学条件和PH值
D.为反应堆冷却剂系统提供充水和压力试验
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
A.堆芯反应性状态
B.功率水平
C.反应堆冷却剂平均温度
D.反应堆冷却剂流量
E.压力容器封头顶盖螺栓紧张程度
主给水管道破裂事故初期,一回路温度与压力(),随后反应堆冷却剂系统温度和压力迅速()。
A.下降升高
B.下降下降
C.升高下降
D.升高升高
反应堆功率调节系统根据汽轮机冲动级的()和反应堆冷却剂的(),操纵控制棒在堆芯中的位置,以调节反应堆的功率,使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
A.加速度平均流量
B.加速度平均温度
C.压力平均流量
D.压力平均温度
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