导致堆芯严重损坏的初因事件（）A、失水事故后，失去应急堆芯冷却B、失水事故后，失去再循环C、失去公用水或失去设备冷却水D、全厂断电后，未能及时恢复供电E、一回路系统与其他系统结合部的失水事故增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败
导致堆芯严重损坏的初因事件（）
- A、失水事故后，失去应急堆芯冷却
- B、失水事故后，失去再循环
- C、失去公用水或失去设备冷却水
- D、全厂断电后，未能及时恢复供电
- E、一回路系统与其他系统结合部的失水事故增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败
相关考题：
Events resulting from a loss of trust are being seen now and then and they affect society in many unfortunate ways.() A. 导致信任缺失的事件多多少少有所发生，并以不同方式影响社会。B. 因信任缺失导致的事件时有发生，并在多方面严重影响社会。C. 因信任缺失导致的事件现在和当时都有发生，并不幸严重影响社会。
分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘单个事件序列的结果工况，如果造成堆芯严重损坏状况，给出()。A.措施B.后果C.频率D.分析
在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆（）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、燃料B、堆芯C、冷却剂压力边界D、安全壳
下列关于反应堆内的后备（剩余）反应性说法错误的是（）。A、核燃料的消耗会导致其减少B、裂变产物的积累会导致其减少C、初始燃料装载量必须比维持临界所需的量多得多，使堆芯寿命初期具有足够的后备（剩余）反应性D、为补偿反应堆的后备（剩余）反应性，在堆芯内必须引入适量的可随意调节的正反应性
研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是：（）。A、失水事故后失去应急堆芯冷却B、失水事故后失去再循环C、全厂断电后未能及时恢复供电D、一回路系统与其他系统结合部的失水事故E、蒸汽发生器传热管破裂后减压失败F、失去公用水或失去设备冷却水
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，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆（）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燃料B堆芯C冷却剂压力边界D安全壳
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
多选题导致堆芯严重损坏的初因事件（）A失水事故后，失去应急堆芯冷却B失水事故后，失去再循环C失去公用水或失去设备冷却水D全厂断电后，未能及时恢复供电E一回路系统与其他系统结合部的失水事故增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败
单选题研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的（）特征有十分密切的关系。A类型B设计C运行D堆工