反应堆乏燃料贮存池冷却水系统中的重要部件属于()设备。
A.核安全1级
B.核安全2级
C.核安全3级
D.非安全级
安全()级是冷却安全()级设备,或对安全级设备运行起支持保证作用的物项(冷却、润滑、密封等)。
A.21
B.31
C.32
D.31或2
A.保证反应堆和一回路系统正常运行的系统
B.为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统
C.在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统
D.控制和处理放射性物质,减少对自然环境放射性排放的系统
E.一回路其他辅助系统
核动力厂《在役检查大纲》的编制必须考虑()。
A.满足相关核安全法规、导则的要求
B.核动力厂反应堆的堆型、系统设置与部件、设备的特点
C.所遵循的在役检查规范标准
D.以上三者均正确
对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆,三种基本安全功能应在事故工况(不包括反应堆压力边界失效)期间和之后,保持足够的反应堆()用以冷却堆芯。
A.冷却剂总量
B.冷却剂流量
C.慢化剂总量
D.慢化剂流量
反应堆保护专设安全设施触发系统由()触发系统组成。
A.应急堆芯冷却
B.安全壳喷淋
C.蒸汽和给水管道隔离
D.安全壳隔离
E.辅助给水
F.氢气复合
AP1000安全壳的功能是在正常运行时为堆芯和反应堆冷却剂系统提供()。
A.保护
B.包容
C.屏蔽
D.冷却
A.10~20km,2~10km,1~2km
B.10~50km,5~10km,l~5km
C.5~30km,2~5km,1~2km
D.8~30km,2~8km,l~2km
中国先进研究堆CARR为()冷却慢化、()反射层的()反应堆。
A.轻水石墨游泳池式
B.轻水重水反中子阱池式
C.重水铍游泳池式
D.重水石墨反中子阱池式
A.设备故障
B.人为差错
C.自然事件
D.外部人为事件
E.放射性外泄