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:
第1题:
为了保证安全,核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后,以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下,都必须执行()基本安全功能。
第2题:
核反应堆热工力学的性质主要取决于()
第3题:
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
第4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。
第5题:
轻水反应堆是以水和()作为冷却剂和慢化剂的反应堆。
第6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。
第7题:
压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯和堆内构件,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。
第8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。
第9题:
稳压器的主要作用是()
第10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。