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必须对核动力厂设计进行安全分析，在分析中必须采用（）分析方法。
- A、单一故障准则
- B、故障安全设计
- C、确定论
- D、概率论
- E、最佳估算
参考答案
更多 “必须对核动力厂设计进行安全分析，在分析中必须采用（）分析方法。A、单一故障准则B、故障安全设计C、确定论D、概率论E、最佳估算” 相关考题
考题
关于工作分析实施的说法,错误的是
A.进行工作分析需要先确定工作分析的目标
B.进行工作分析需要结合职位特点选择工作分析方法
C.进行工作分析必须完全采用调查到的所有信息
D.进行工作分析必须对工作分析成果文件进行动态管理
考题
关于工作分析实施的说法，正确的是（ ）。A.进行工作分析需要先调查工作相关背景信息
B.进行工作分析时对工作分析方法的选择没有要求
C.进行工作分析必须完全采用调查到的所有信息
D.进行工作分析必须对工作分析成果文件进行动态管理
考题
在病例对照研究中，控制混杂偏倚，不应采取下列哪项措施（）。A、设计时，进行成组配比设计B、设计时，进行个体配比设计C、配比时，选择尽可能多的条件加以配比D、分析时，采用多层分析方法E、分析时，采用多元统计分析方法
考题
下列密码验证模块的说法正确的是：（）。A、在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，自下而上进行分析B、在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，逐步分解进行分析C、在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，逐步求精进行分析D、在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，自上而下进行分析
考题
在HAF102《核动力厂设计安全规定》中还明确指出，在概率安全评价中，对于严重事故采用（）分析方法；而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，分析中应采用（）分析方法。A、保守工程判断B、保守最佳估计C、最佳估计工程判断D、最佳估计保守
考题
下列关于核动力厂确定论安全分析说法错误的是（）。A、需采用各种计算机程序进行分析计算B、有关核电安全的实验，用实验结果来直接预测核动力厂事故的后果C、确定论评价方法从系统失效的角度，假定事件已确定发生D、确定论评价方法可以分析计算整个核动力厂系统的响应，直接得出假定事件引起的放射性
考题
必须对核动力厂设计进行安全分析，安全分析中应用的（）必须加以验证和确认，并必须充分考虑各种不确定性。A、计算机程序B、工程实践C、分析方法D、核动力厂模型E、设备的误动作和不安全的故障模式
考题
单选题下列密码验证模块的说法正确的是：（）。A
在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，自下而上进行分析B
在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，逐步分解进行分析C
在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，逐步求精进行分析D
在密码验证模块中，主要采用瀑布模型的设计方法，自上而下进行分析
考题
多选题核动力厂确定论安全分析必须包括：（）。A确认核动力厂运行限值和条件符合核动力厂正常运行设计的假设和要求B适合于核动力厂设计和厂址假设始发事件的特征C源自假设始发事件的事件序列的分析和评价D各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较E设计基准的制定和确认F论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操纵员动作能够管理预计运行事件和设计基准事故G提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标H提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标I确认核动力厂参数小的偏离不会引起核动力厂性能严重异常J评价核动力厂应急规程的充分性
考题
单选题下列关于核动力厂确定论安全分析说法错误的是（）。A
需采用各种计算机程序进行分析计算B
有关核电安全的实验，用实验结果来直接预测核动力厂事故的后果C
确定论评价方法从系统失效的角度，假定事件已确定发生D
确定论评价方法可以分析计算整个核动力厂系统的响应，直接得出假定事件引起的放射性
考题
单选题在HAF102《核动力厂设计安全规定》中还明确指出，在概率安全评价中，对于严重事故采用（）分析方法；而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，分析中应采用（）分析方法。A
保守工程判断B
保守最佳估计C
最佳估计工程判断D
最佳估计保守
考题
多选题必须对核动力厂设计进行安全分析，安全分析中应用的（）必须加以验证和确认，并必须充分考虑各种不确定性。A计算机程序B工程实践C分析方法D核动力厂模型E设备的误动作和不安全的故障模式
考题
单选题某公司新建一个使用氯化钠（食盐）水溶液电解生产氯气、氢氧化钠、氢气的工厂。该公司在新建项目设计合同中明确要求设计单位在基础设计阶段，通过系列会议对工艺流程图进行分析。必须由多方面的、专业的、熟练的人员组成的小组，按照规定的方法，对偏离设计的工艺条件进行危险辨识及安全评价。这种安全评价方法是（）A
预先危险分析( PHA)B
危险和可操作性分析(HAZOP)C
故障类型和影响分析( FMEA)D
事件树分析(ETA)
考题
多选题核动力厂设计基准必须包括（）。A正常运行技术规格B假设始发事件造成的核动力厂状态C安全分级D重要假设E在某些情况下特定的分析方法
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