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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
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
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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
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
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,将冷却剂主管道()双端剪切断裂作为最大可信事故。
A.热管段
B.冷管段
C.过渡段
D.波动管
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
下列关于大破口失水事故说法错误的是:()。
A.热管段大破口失水事故过程现象的严重性比冷管段破口轻得多
B.此种事故以假想的冷管段双端剪切断裂为始发事件
C.长期冷却应维持很长时间,对于大型压水堆,在停堆一个月后,仍然还会有几兆瓦的衰变热功率
D.目前,一般国家的核电管理当局都规定此失水事故期间必须停止主泵
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
()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
对轻水堆,冷却剂丧失始发事件是指直接造成一回路压力边界丧失()的所有事件。
A.可靠性
B.有效性
C.完整性
D.安全性
在()时,安全注入系统向堆芯注水,以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度的上升。
A.一回路小破口失水事故
B.一回路大破口失水事故
C.主蒸汽管道破裂
D.二回路蒸汽管道破裂
A.是一座小型池式研究堆
B.采用铀氢锆燃料-慢化剂粗棒状元件,石墨和轻水作反射层
C.堆芯在稳态运行和脉冲运行时,堆芯的布置不同
D.堆芯部件以正六边形环形布置,共9圈
E.冷却水系统由一次冷却水系统和二次冷却水系统两个回路组成
A.高温高压水流作为反应堆冷却剂流经反应堆吸热后,经管道进入蒸汽发生器,将热量传给二次回路水,产生蒸汽,蒸汽再推动汽轮发电机组发电
B. 重水作为反应堆冷却剂流经反应堆后,吸收核裂变产生的热量变成蒸汽,蒸汽冲动汽轮机,并带动发电机旋转而发电
C. 重水作为反应堆冷却剂流经反应堆,吸收核裂变产生的热量后,通过管道系统导出堆外,并在蒸汽发生器中经热交换使二次侧的轻水变成蒸汽,蒸汽推动汽轮发电机组发电
D. 轻水作为反应堆冷却剂流经反应堆后,吸收核裂变产生的热量,产生蒸汽,蒸汽推动汽轮发电机组发电
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