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（）即堆芯严重损坏事故，有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染，产生十分巨大的损失。
- A、设计基准事故
- B、具有厂外风险的事故
- C、严重事故
- D、极限事故
参考答案
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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
在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆（）的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。A、燃料B、堆芯C、冷却剂压力边界D、安全壳
考题
核电厂低压熔堆过程，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出（）等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。A、H2B、N2C、COD、CO2E、O2
考题
核岛的核蒸汽供应系统有（）。A、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检测系统；B、设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组；C、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统；D、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）。
考题
导致堆芯严重损坏的初因事件（）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、一回路系统与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
考题
（），美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。A、1977年3月B、1978年3月C、1979年3月
考题
对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。A、稀有事故B、超设计基准事故C、熔堆事故D、未能紧急停堆的预计瞬态
考题
单选题在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆（）的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。A
燃料B
堆芯C
冷却剂压力边界D
安全壳
考题
多选题核电厂低压熔堆过程，堆芯开始自上而下地熔化，直至将压力容器下封头熔穿，熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用，释出（）等不凝气体，从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。AH2BN2CCODCO2EO2
考题
单选题（），美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。A
1977年3月B
1978年3月C
1979年3月
考题
单选题对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。A
稀有事故B
超设计基准事故C
熔堆事故D
未能紧急停堆的预计瞬态
考题
多选题导致堆芯严重损坏的初因事件（）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一回路系统与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
考题
单选题研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的（）特征有十分密切的关系。A
类型B
设计C
运行D
堆工
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