反应堆堆芯安全限值设计总则要求核电机组在()期间不得超出规定的可接受的燃料设计限值。
A.稳态
B.正常运行瞬态
C.预计运行事件
D.稀有事故
E.极限事故
A.稳态
B.正常运行瞬态
C.预计运行事件
D.稀有事故
E.极限事故
如果违反反应堆堆芯安全限值,则要求进入机组()运行模式,以便把核电机组置于该安全限值不适用的模式下。
A.热停堆
B.冷停堆
C.热备用
D.换料
A.30s
B.5min
C.15min
D.1H
反应堆堆芯通过满足相应于在()%可信度()%概率下堆芯不会发生偏离泡核沸腾(DNB)的设计基准和通过保持燃料棒中心温度在熔化温度以下来达到燃料温度限值要求。
A.9090
B.9595
C.9999
D.100100
规定()作为反应堆保护系统和蒸汽发生器安全阀动作触发点,来防止机组运行违反反应堆堆芯安全限值。
A.安全值
B.安全系统整定值
C.运行限值
D.监督要求
反应堆堆芯安全限值是在机组运行模式1和2下,()不得超过规定的安全限值。
A.热功率
B.冷却剂系统最高的环路平均温
C.稳压器压力
D.A、B和C的组合
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()的设计措施和良好的工程实践,以保障不会发生反应堆堆芯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.确定
B.概率
C.保守
D.安全
A.沸水堆堆芯处于两相流动状态
B.沸水堆气泡的形成会造成流体动力学一中子物理学的耦合反馈,从而引起功率振荡
C.只要设计得好,可以做到在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值
D.空泡的反应性负反馈是沸水堆的固有特性
E.设计好了,空泡系数可以使反应堆运行更稳定,并自动展平径向功率分布,从而具有较好的控制调节性能等
能山东石岛湾电站(HTR-PM)模块式高温气冷反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不超过()。
A.1400
B.1500
C.1600
D.1700
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