冷却剂丧失事故失水事故 loss-of-coolant accident 〔LOCA)

由《商用轻水堆核动力厂安全研究》及相关报告可以得出主冷却剂系统的()最易造成燃料熔化。

A.小破口失水事故

B.大破口失水事故

C.冷却剂泵泵轴卡死

D.冷却剂泵泵轴断裂

安全()级就是构成反应堆冷却剂压力边界的那些设备，其失效会引起失水事故(水堆)或失冷失压(高温堆)的物项。

A.0

B.1

C.2

D.3

A.一回路小破口失水事故

B.一回路大破口失水事故

C.二回路蒸汽管道破裂

D.主蒸汽管道破裂

E.未能停堆的预计运行瞬变事故

()以假想的冷管段双端剪切断裂为始发事件。

A.大破口失水事故

B.小破口失水事故

C.蒸汽发生器传热管道破裂事故

D.反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂事故

可能使燃料元件瞬时破裂的事故是()。

A.大破口失水事故

B.主蒸汽管道破裂事故

C.控制棒弹出事故

D.反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂

沸腾危机的“干涸”有可能出现在一回路()事故的堆芯裸露阶段。

A.大破口失水

B.小破口失水

C.传热管道破裂

D.冷却剂泵轴断裂

A.主蒸汽管道破裂事故

B.主给水管道破裂事故

C.反应堆冷却剂泵泵轴卡死及泵轴断裂

D.控制棒弹出事故

E.蒸汽发生器传热管破裂事故

F.大破口失水事故

G.小破口失水事故

H.未能停堆的预期运行瞬变

A.轻微

B.小

C.中

D.大

E.严重

轻水堆主回路管道双端剪切断裂造成()冷却剂丧失事故(LOCA)。

A.小

B.中

C.大

D.严重

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