1、【题目】下面那些属于工况Ⅳ——极限事故( )。
选项:
A.原料元件损坏
B.控制棒组件弹出事故
C.蒸汽发生器一根传热管破裂
D.反应堆冷却剂丧失事故
E.反应堆冷却剂小管道破裂
答案:
BD
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暂无解析
1、【题目】核动力厂概率安全分析通常的三个级别,1级概率安全分析工作包括:()
选项:
A.放射性源和始发事件的确定
B.事故序列的模型化
C.数据评价和参数估计
D.事故序列的定量化
E.文档工作
答案:
A
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暂无解析
1、【题目】乏燃料贮存设施的核临界安全控制包括:()
选项:
A.乏燃料贮存密集化
B.临界安全控制参数和条件
C.Keff操作限制选取
D.将燃料组件在水下由单层改为双层
E.往水中加入可溶性中子毒物
答案:
BCE
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1、【题目】影响最终热阱的水文因素包括:()。
选项:
A.低水位的考虑
B.高水位的考虑
C.最终热阱的可用水温
D.影响最终热阱可靠性的其他因素
E.最终热阱的可用流量
答案:
ACDE
解析:
暂无解析
1、【题目】核动力厂概率安全分析通常的三个级别, 1 级概率安全分析工作包括:()
选项:
A.放射性源和始发事件的确定
B.事故序列的模型化
C.数据评价和参数估计
D.事故序列的定量化
E.文档工作
答案:
A
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暂无解析
1、【题目】核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷,在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展()。
选项:
A.运行水质不合格
B.运行状态不稳定
C.违反运行规程
D.长时间停堆
E.长时间冷却
答案:
ACE
解析:
暂无解析
1、【题目】导致堆芯严重损坏的初因事件:()
选项:
A.失水事故后,失去应急堆芯冷却
B.失水事故后,失去再循环
C.失去公用水或失去设备冷却水
D.全厂断电后,未能及时恢复供电
E.一回路系统和其他系统结合部的失水事故增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败
答案:
ABCDE
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1、【题目】核电厂事故分析基本假设有哪些()
选项:
A..假设安全壳屏蔽失效
B.假设失去厂外电源
C.假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置
D.仅考虑安全级设备的缓解事故的作用
E.需假设极限单一事故
答案:
BCDE
解析:
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1、【题目】影响最终热阱的水文因素包括:()。
选项:
A.低水位的考虑
B.高水位的考虑
C.最终热阱的可用水温
D.影响最终热阱可靠性的其他因素
E.最终热阱的可用流量
答案:
ACDE
解析:
暂无解析
1、【题目】核电厂建造、设计、制造、安装产生的缺陷,在那些运行阶段一定的条件下会进一步扩展()。
选项:
A.运行水质不合格
B.运行状态不稳定
C.违反运行规程
D.长时间停堆
E.长时间冷却
答案:
ACE
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暂无解析
1、【题目】滨海厂址设计基准洪水主要考虑的因素:()
选项:
A.基准水位
B.极端洪水事件
C.波浪影响以及江河洪水
D.潜在自然因素引起的洪水及人类活动对洪水影响等
E.其他原因引发的洪水
答案:
ABDE
解析:
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1、【题目】压水堆核岛中的设备系统主要有()。
选项:
A.压水堆本体
B.一回路系统
C.汽轮机机组
D.支持一回路系统正常运行的辅助系统
E.保证反应堆安全的辅助系统
答案:
ABDE
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1、【题目】中子与原子核发生散射反应分为弹性散射和非弹性散射,下列关于弹性散射说法正确的有()。
选项:
A.中子与核整个系统的动量守恒
B.中子与核整个系统的动能守恒
C.弹性散射后靶核处于激发态
D.高能中子与重核的散射反应主要是弹性散射
E.压水堆中,中子慢化主要依靠与慢化剂的弹性散射
答案:
ABE
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1、【题目】为提高堆总输出功率需功率展平,功率展平主要措施:()
选项:
A.燃料元件分区布置
B.合理设计和布置控制棒
C.堆芯内可燃毒物合理分布
D.采用化学补偿液
E.堆芯周围设置反射层
答案:
ABCDE
解析:
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