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单选题
蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（），可靠性比较低。
A
1/3
B
1/2
C
1/5
D
1/4
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解析：
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考题
为了实现核电厂的安全目标，在设计核动力厂时，安全分析要考察的内容有（）。A、核动力厂所有计划的正常运行模式B、发生预计运行事件时核动力厂的性能C、设计基准事故D、可能导致严重事故的事件序列E、厂外干预措施
考题
确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说，将（）作为最大可信事故。A、运行瞬变B、小破口失水事故C、控制棒弹出事故D、冷却剂主管道冷管段双端剪切断裂事故
考题
根据《电力生产事故调查暂行规定》，某发电厂装机容量400兆瓦以上的发电厂，一次事故造成2台以上机组非计划停运，并造成全厂对外停电的，为（）。A、一般设备事故B、重大设备事故C、特大设备事故D、特别重大设备事故
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
核动力厂风险研究中指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素，而（）是引起堆芯熔化的主要原因。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
考题
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设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是：（）。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、全厂断电后未能及时恢复供电D、一回路系统与其他系统结合部的失水事故E、蒸汽发生器传热管破裂后减压失败F、失去公用水或失去设备冷却水
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
单选题确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说，将（）作为最大可信事故。A
运行瞬变B
小破口失水事故C
控制棒弹出事故D
冷却剂主管道冷管段双端剪切断裂事故
考题
单选题核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故发生频率在（）/堆年，是核动力厂寿期内发生频率很低的事故。A
10-3-10-1B
10-4-10-2C
10-5-10-3D
10-6-10-4
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
单选题核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在（）状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。A
正常运行B
稀有事故C
严重事故D
所有状态
考题
单选题在国际核能史上，（）成为发生频率最高事故。A
主给水管道破裂事故B
主蒸汽管道破裂事故C
蒸汽发生器传热管破裂事故D
小破口失水事故E
大破口失水事故
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