A.堆芯损坏的可能性
B.堆芯损坏下事故发展的特性
C.堆芯熔化物理过程分析
D.安全壳响应特性分析
E.场外应急计划
第2题
A.运行瞬变
B.小破口失水事故
C.大破口失水事故
D.控制棒弹出事故
E.蒸汽发生器传热管破裂事故
第7题
A.在停堆后第二阶段排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量,使反应堆进入冷停堆状态
B.反应堆在冷停期问,进行换料或维修操作时,排出堆内余热,维持一回路温度
C.除了失水事故提供堆芯余热的载出
D.在不同尺寸破口的泄露和破裂情况下实施安全注射,提供堆芯冷却和卸压
第10题
A.反应推本身产生实验结果
B.辐照生产放射性核素的样品和材抖
C.将实验装置装入反应堆堆芯或反射层中
D.从堆芯引出中子束用于实验目的
E.验证核电改进在工程上的可行性
第11题
A.这类事故的后果不会造成大量放射性物质释放
B.这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性
C.单一的极限事故不会造成应急堆芯冷却系统丧失功能
D.单一的极限事故不会造成安全壳丧失功能
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