我
- A.堆芯反应性状态
- B.功率水平
- C.反应堆冷却剂平均温度
- D.反应堆冷却剂流量
- E.压力容器封头顶盖螺栓紧张程度
- A.保证停堆
- B.保持压力边界完整性
- C.排出余热
- D.包容放射性
- E.监测核动力厂状态
- A.提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标
- B.证明整个设计是平衡的
- C.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
- D.设计基准的制定和确认
- E.提供发生堆芯严重损坏状态的概率评价以及要求厂外早期响应的，特别是与安全壳早期失效相关的放射性物质向厂外大量释放的风险的评价
- F.提供外部灾害事件，特别是核动力厂厂址特有的那些灾害发生概率和后果的评价
- G.鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系
- H.各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较
- I.评价核动力厂应急规程的充分性J:核实是否符合概率目标
- A.燃料元件不烧毁
- B.不发生偏离泡核沸腾准则，DNB
- C.最小偏离泡核沸腾比，DNBR在双95%偏离泡核沸腾准则规定的限值以上
- D.一回路压力小于110%设计值
- E.放射性后果按正常排放允许值控制
- A.验证是否符合核动力厂安全运行的规定目标
- B.发现偏离、缺陷和设备故障
- C.为及时采取纠正措施及进行改进提供信息
- D.评价安全管理的有效性
- E.确定安全管理改进的可能性
- A.不完善
- B.不连续
- C.不规则
- D.不稳定
- E.损伤
- A.H2
- B.N2
- C.CO
- D.CO2
- E.O2
- A.运行水质不合格
- B.运行状态不稳定
- C.违反运行规程
- D.长时间停堆
- E.长时间冷却
- A.应力
- B.温度
- C.辐照
- D.氢吸附
- E.腐蚀
- F.振动
- G.磨蚀
- A.火灾
- B.爆炸
- C.地震
- D.水淹，洪水、海啸
- E.人为事件
