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A.升温升压
B.升温降压
C.降温升压
D.降温降压
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
核电厂厂址评价在()阶段的厂址勘察，应测量结构的沉降及其他参数，如地下水水位等数值，并与预期值比较以便修正安全评价。
A.厂址选择
B.厂址评定
C.运行前
D.运行
A.稳压器释放阀及安全阀的设计容量
B.稳压器波动管的位置
C.反应堆第二停堆系统的性能
D.冷凝器真空状态
E.事故情况下的操作规程
对()，指令将是征兆导向的，即用指示核动力厂状态的参数为运行人员确定最佳的恢复途径，而无需事故诊断。
A.运行瞬变
B.预计运行事件
C.设计基准事故
D.超设计基准事故
A.核动力厂所有计划的正常运行模式
B.发生预计运行事件时核动力厂的性能
C.设计基准事故
D.可能导致严重事故的事件序列
E.厂外干预措施
A.操作变量
B.控制变量
C.干扰变量
D.工作变量
