冷却剂丧失事故失水事故 loss-of-coolant accident 〔LOCA)

冷却剂丧失事故失水事故 loss-of-coolant accident 〔LOCA)


相关考题:

纠正体液不足时,其补液量应考虑包括A:累积丧失量、不显性失水量B:生理需要量、不显性失水量C:累积丧失量、不显性失水量、继续失水量D:生理需要量、累积丧失量、继续失水量E:累积丧失量、继续失水量、不显性失水量

核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型,即高压熔化过程和低压熔化过程。高压过程一般以()为先导事件。A、失去二次侧热阱B、主系统冷却剂丧失C、全厂断电后未能及时恢复供电D、失水事故后失去再循环

确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说,将()作为最大可信事故。A、运行瞬变B、小破口失水事故C、控制棒弹出事故D、冷却剂主管道冷管段双端剪切断裂事故

只有在(),使核电厂长期失去热阱,才会导致严重事故。A、安全壳内外给水管道破裂B、反应堆冷却剂丧失强迫流动C、连续发生多重故障D、操纵员失误E、大破口失水事故

纠正体液不足时,其补液量应考虑包括()A、累积丧失量、不显性失水量B、生理需要量、不显性失水量C、累积丧失量、不显性失水量、继续失水量D、生理需要量、累积丧失量、继续失水量

高温高压失水试验后卸泥浆罐时,螺帽无法卸下,若强制卸会发生怎样的事故?

主给水丧失事故 loss of main feed water accident

什么是热阱丧失事故?

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

核动力厂风险研究中指出,堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素,而()是引起堆芯熔化的主要原因。A、运行瞬变B、小破口失水事故C、大破口失水事故D、控制棒弹出事故E、蒸汽发生器传热管破裂事故

主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。

下面那些属于工况Ⅳ——极限事故()A、原料元件损坏B、控制棒组件弹出事故C、蒸汽发生器一根传热管破裂D、反应堆冷却剂丧失事故E、反应堆冷却剂小管道破裂。

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:

在国际核能史上,()成为发生频率最高事故。A、主给水管道破裂事故B、主蒸汽管道破裂事故C、蒸汽发生器传热管破裂事故D、小破口失水事故E、大破口失水事故

如何区分蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故和小破口失水事故。

流量丧失事故失流事故 loss of flow accident 〔LOFA〕

负荷丧失事故 loss of electrical load accident

什么是冷却剂丧失事故?

单选题确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说,将()作为最大可信事故。A运行瞬变B小破口失水事故C控制棒弹出事故D冷却剂主管道冷管段双端剪切断裂事故

多选题下面那些属于工况Ⅳ——极限事故()A原料元件损坏B控制棒组件弹出事故C蒸汽发生器一根传热管破裂D反应堆冷却剂丧失事故E反应堆冷却剂小管道破裂。

问答题主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。

多选题只有在(),使核电厂长期失去热阱,才会导致严重事故。A安全壳内外给水管道破裂B反应堆冷却剂丧失强迫流动C连续发生多重故障D操纵员失误E大破口失水事故

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

问答题如何区分蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故和小破口失水事故。

单选题核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型,即高压熔化过程和低压熔化过程。高压过程一般以()为先导事件。A失去二次侧热阱B主系统冷却剂丧失C全厂断电后未能及时恢复供电D失水事故后失去再循环

单选题在国际核能史上,()成为发生频率最高事故。A主给水管道破裂事故B主蒸汽管道破裂事故C蒸汽发生器传热管破裂事故D小破口失水事故E大破口失水事故

单选题纠正体液不足时,其补液量应考虑包括()A累积丧失量、不显性失水量B生理需要量、不显性失水量C累积丧失量、不显性失水量、继续失水量D生理需要量、累积丧失量、继续失水量