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问答题
反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备,以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如:

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考题 AP1000核电厂正常余热排除系统执行的安全功能有()。 A.在功率运行和停堆工况,保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性B.事故后,为了长期保持安全壳的水装量,提供安全壳补水的通路C.反应堆冷却剂系统的停堆冷却D.乏燃料池的冷却

考题 压水堆核电厂三道实体屏障中,()能包容高温和高压的反应堆冷却剂,防止有放射性的冷却剂外泄。A、锆合金燃料包壳管B、反应堆压力容器C、反应堆安全壳

考题 核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与()因素的任何一种组合。A、堆芯反应性状态B、功率水平C、反应堆冷却剂平均温度D、反应堆冷却剂流量E、压力容器封头顶盖螺栓紧张程度

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考题 核安全1级设备包括组成反应堆冷却剂系统压力边界的所有设备。

考题 压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯及堆内构件,作为一回路冷却剂的重要压力边界,起着防止裂变产物逸出的作用。

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考题 PWR在运行过程中冷却剂硼浓度增加,但反应堆功率不变,控制棒位置不变,是否影响反应堆的停堆深度?

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