如果结果不匹配，请 
更多“反应堆堆芯通过满足相应于在（)%可信度（)%概率下堆芯不会发…”相关的问题
反应堆堆芯温度测量是通过热电偶实现的。热电偶由()制成，包壳用()，并用()作绝缘材料。
A.铬镍合金-铝镍合金不锈钢氧化铝
B.铬镍合金-铂铑合金不锈钢氧化镁
C.铬镍合金-铝镍合金锆合金氧化铝
D.铬镍合金-铂铑合金锆合金氧化镁
反应堆堆芯安全限值是在机组运行模式1和2下，()不得超过规定的安全限值。
A.热功率
B.冷却剂系统最高的环路平均温
C.稳压器压力
D.A、B和C的组合
华能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆反应堆堆芯和蒸汽发生器放在各自的()压力壳中，在一回路失效情况下也不会出现部件因过热而损坏。
A.钢
B.不锈钢
C.预应力混凝土
D.钢制内衬混凝土
反应堆正常运行时，一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时导出热量，而在()被由正常的主给水系统(辅助给水系统)供应的给水冷却，产生的蒸汽导出蒸汽发生器推动汽轮机作功。
A.蒸汽发生器一回路侧
B.蒸汽发生器二回路侧
C.稳压器
D.冷凝器
A.功率运行
B.启动
C.热备用
D.热停堆
E.冷停堆
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
反应堆堆芯每个循环寿期的长短通常取决于()。
A.初始燃料装载量
B.控制元件补偿的剩余反应性量
C.可移动控制棒的数目
D.堆顶结构
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
