反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如：
反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如：
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AP1000核电厂正常余热排除系统执行的安全功能有()。 A.在功率运行和停堆工况，保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性B.事故后，为了长期保持安全壳的水装量，提供安全壳补水的通路C.反应堆冷却剂系统的停堆冷却D.乏燃料池的冷却
为了保证安全，核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行（）基本安全功能。A、控制反应性B、排出堆芯热量C、包容放射性物质D、控制运行排放E、限制事故释放
核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与（）因素的任何一种组合。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
稳压器的主要作用是（）A、作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆内构件的作用B、把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽C、用来控制反应堆系统压力变化的设备，又称压力平衡器D、压水堆核电厂安全注入系统的重要应急冷却设备
核岛的核蒸汽供应系统有（）。A、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检测系统；B、设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组；C、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统；D、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）。
多选题为了保证安全，核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行（）基本安全功能。A控制反应性B排出堆芯热量C包容放射性物质D控制运行排放E限制事故释放
多选题核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与（）因素的任何一种组合。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