核电厂事故分析基本假设有哪些()

A、假设安全壳屏蔽失效
B、假设失去厂外电源
C、假设最大价值一组控制棒卡在全抽出位置
D、仅考虑安全级设备的缓解事故的作用
E、需假设极限单一事故
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BCDE

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中子与原子核发生散射反应分为弹性散射和非弹性散射,下列关于弹性散射说法正确的有()。

A、中子与核整个系统的动量守恒
B、中子与核整个系统的动能守恒
C、弹性散射后靶核处于激发态
D、高能中子与重核的散射反应主要是弹性散射
E、压水堆中,中子慢化主要依靠与慢化剂的弹性散射

安装在安全壳内的核安全1级电动隔离阀的鉴定试验包括哪些:()

A、机械老化试验
B、热老化试验
C、辐照老化试验
D、抗震试验
E、失水工况模拟试验

工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题,但铀水混合达到一定条件就会发生临界( )。

A、水解反应
B、局部冷凝
C、金属腐蚀
D、氟油溶解
E、晶界转换

安全重要构筑物,系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的()。

A、假设始发事件
B、设计基准事件
C、预计运行事件
D、严重事件
E、超设计基准事件

绝大部分动力堆都采用圆柱形堆芯,其热中子注量率分布,半径方向上为()。

A、正弦分布
B、余弦分布
C、函数分布
D、零阶贝塞尔函数分布
E、正比函数分布
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