核设备疏水和排气系统﹝轻水堆﹞ nuclear component drain and vent system

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

重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有()主要差别，这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的。

A.重水堆核动力厂可以采用天然铀作为核燃料

B.与轻水堆核动力厂相比，重水堆核动力厂更节约天然铀

C.重水堆可以不停堆更换核燃料

D.重水堆的功率密度低，堆芯体积大

E.重水费用占基建投资比重大

F.轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重

从《商用轻水堆核动力厂安全研究》(WASH-1400)的结果看出，大破口失水事故引起堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的()%。

A.6

B.17

C.45

D.80

轻水堆核动力厂汽轮机蒸汽体积流量大，蒸汽容积流量比同功率的高参数汽轮机约大()%。

A.50-90

B.60-100

C.70-110

D.80-120

轻水堆核动力厂汽轮机热效率低，即使先进压水堆核电厂热效率也仅约()%，而先进火电机组可达到()%以上。

A.2030

B.3040

C.4050

D.5060

在游泳池式轻水反应堆中利用垂直和水平辐照孔道，可开展()工作。

A.燃料元件、堆用材料、核测仪表堆内辐照、试验、考验

B.单晶硅、同位素辐照生产

C.黄玉辐照改色

D.以上三者均包含

作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的()下降段，再从底部下腔室进入堆芯。

A.星型

B.树形

C.环形

D.分布式

A.可靠性

B.经济性

C.重量

D.尺寸

E.造价

A.蒸汽参数低、热效率低

B.蒸汽体积流量大

C.核汽轮机组多数级工作在湿汽区，影响效率

D.采用汽水分离再热

E.甩负荷容易超速