(),美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故,但由于有压力容器、安全壳等安全屏障,没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。A、1977年3月B、1978年3月C、1979年3月

(),美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故,但由于有压力容器、安全壳等安全屏障,没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。

  • A、1977年3月
  • B、1978年3月
  • C、1979年3月

相关考题:

三哩岛事故对公众和环境影响不大,主要原因是() A.装填燃料少B.安全壳保持完整C.事故发生时处于停堆状态

压水堆核电厂采取纵深防御,设置了三道实体屏障,防止放射性物质外泄。() 此题为判断题(对,错)。

压水堆核电厂三道实体屏障中,()能包容高温和高压的反应堆冷却剂,防止有放射性的冷却剂外泄。A、锆合金燃料包壳管B、反应堆压力容器C、反应堆安全壳

()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

核电厂低压熔堆过程,堆芯开始自上而下地熔化,直至将压力容器下封头熔穿,熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出()等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。A、H2B、N2C、COD、CO2E、O2

核电厂防放射性泄漏的第三道屏障为()A、燃料包壳B、压力容器及其回路C、安全壳D、应急计划

为了防止核反应堆里的放射性物质泄露出来,人们给核电设置了屏障()。A、对核燃料芯块进行处理B、用锆合金制作包壳管C、将燃料棒封闭在严密的压力容器中D、抗压力容器放在安全壳厂房内

不属于防止核燃料放射性物质外泄的屏障有。()A、燃料芯块和包壳B、蒸汽发生器二次侧C、一回路压力边界D、安全壳

压水堆核电厂的三道屏障是燃料元件包壳、反应堆压力容器以及一回路压力边界和安全壳。

为防止核电厂放射性泄漏,通常采用的三道屏障具体是:燃料包壳,压力容器及安全壳;压水堆核电厂将核能转化为电能主要是在反应堆压力容器、蒸汽发生器、汽轮机、发电机四个设备中实现的。

简述核电厂防止放射性物质外泄的多重屏障的组成。

1986年,()发生重大核事故,堆芯严重损毁、大量放射性物质向环境释放,成为“人类历史上最为严重的核事故”之一()。A、切尔诺贝利核电站B、美国DavisBessee核电厂C、日本福岛核事故D、大亚湾核电站

美国三哩岛核电厂事故是在()年发生的?A、1978B、1977C、1979

核电厂是安全的,压水堆核电厂有多道防止放射性泄漏的屏障,它们是()。A、安全壳B、压力容器、安全壳C、燃料包壳、压力容器、安全壳

核动力厂风险研究中指出,()是导致放射性物质向环境释放的主要因素。A、燃料破损B、堆芯熔化C、压力容器破口D、安全壳失效

压水堆核电厂采取纵深防御,设置了()道实体屏障,防止放射性物质外泄。A、三B、四C、五

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

单选题压水堆核电厂采取纵深防御,设置了()道实体屏障,防止放射性物质外泄。A三B四C五

单选题美国三哩岛核电厂事故是在()年发生的?A1978B1977C1979

单选题核动力厂风险研究中指出,()是导致放射性物质向环境释放的主要因素。A燃料破损B堆芯熔化C压力容器破口D安全壳失效

单选题压水堆核电厂三道实体屏障中,()能包容高温和高压的反应堆冷却剂,防止有放射性的冷却剂外泄。A锆合金燃料包壳管B反应堆压力容器C反应堆安全壳

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

单选题核电厂是安全的,压水堆核电厂有多道防止放射性泄漏的屏障,它们是()。A安全壳B压力容器、安全壳C燃料包壳、压力容器、安全壳

多选题核电厂低压熔堆过程,堆芯开始自上而下地熔化,直至将压力容器下封头熔穿,熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出()等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压失效或底板熔穿。AH2BN2CCODCO2EO2

单选题1986年,()发生重大核事故,堆芯严重损毁、大量放射性物质向环境释放,成为“人类历史上最为严重的核事故”之一()。A切尔诺贝利核电站B美国DavisBessee核电厂C日本福岛核事故D大亚湾核电站

单选题(),美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故,但由于有压力容器、安全壳等安全屏障,没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。A1977年3月B1978年3月C1979年3月

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