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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


参考答案

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考题 血液的运行与()四脏有十分密切的关系。

考题 分析始发事件是否会造成堆芯损坏,即进行事件序列分析,目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘单个事件序列的结果工况,如果造成堆芯严重损坏状况,给出()。A.措施B.后果C.频率D.分析

考题 目前世界上使用最多的是轻水堆核电厂,该类核电厂又有()两类。A核裂变核电厂B核聚变核电厂C压水堆核电厂D沸水堆核电厂

考题 在人员选拔工作中,常用的心理测验主要对人员的认知能力、个性和兴趣进行测量,因为大量研究发现,这三种心理特征与工作的关系最为密切。

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 ()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

考题 核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为()个不同的类型。A、2B、3C、4D、5

考题 国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标,请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同?

考题 有关环性心境障碍,下列哪些阐述是正确的()A、主要特征是持续性心境不稳定B、心境波动幅度相对较小,极少严重到轻躁狂或轻度抑郁的程度C、心境波动通常与生活事件有密切关系D、心境波动与患者的人格特征有密切关系E、一般开始于成年早期,呈慢性病程

考题 反应堆堆型是核电厂分类的重要依据,目前我国主要使用的是。()A、沸水堆核电厂B、压水堆核电厂C、重水堆核电厂D、石墨反应堆核电厂

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。

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 为了得出适当的核电厂设计基准,应确定核电厂外部人为事件的(),并评价其可能导致危害现象的严重性。A、类型B、效应C、影响D、潜在源

考题 核电厂严重事故的初因事件中如考虑外部事件,还应加上()。A、火灾B、爆炸C、地震D、水淹(洪水、海啸)E、人为事件

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 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

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 秦山核电厂首次装料采用几种浓度的燃料元件?平衡循环采用何种浓度的燃料元件?它们在堆芯内的布置原则?

考题 多选题有关环性心境障碍,下列哪些阐述是正确的()A主要特征是持续性心境不稳定B心境波动幅度相对较小,极少严重到轻躁狂或轻度抑郁的程度C心境波动通常与生活事件有密切关系D心境波动与患者的人格特征有密切关系E一般开始于成年早期,呈慢性病程

考题 单选题()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

考题 问答题国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标,请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同?

考题 单选题为了得出适当的核电厂设计基准,应确定核电厂外部人为事件的(),并评价其可能导致危害现象的严重性。A 类型B 效应C 影响D 潜在源

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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

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