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

题目

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
相似考题

1.失水后引起烦躁、皮肤失去弹性时说明失水占体重的A.2％B.4％C.8％D.10％E.15％

2.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

3.堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去（）为先导事件A、全厂断电后，未能及时恢复供电B、蒸汽发生器传热管破裂，减压失败C、一回路系统与其他系统结合部的失水事故D、失去一次侧热阱E、失去二次侧热阱

4.一回路系统是核电厂中最重要的系统,能将反应堆堆芯核裂变产生的热量传送到蒸汽发生器,并冷却堆芯,防止燃料元件烧毁。()此题为判断题(对，错)。

参考答案和解析
正确答案:A,B,C,D,E,F
更多“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”相关问题

  • 第1题：

    核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件（预计运行事件）的典型事例有：（）。

    • A、失去厂内外应急交流电源
    • B、失去厂内外非应急交流电源
    • C、汽轮机停车
    • D、控制棒组件弹出
    • E、反应堆冷却剂系统小管道破裂

    正确答案:B,C

  • 第2题：

    判断系统发生预想事故后系统是否失去稳定的分析称之为静态安全分析。


    正确答案:错误

  • 第3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

    正确答案:A,B,C,D,E

  • 第4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。

    正确答案:B,D

  • 第5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

    正确答案:B

  • 第6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

    正确答案:B

  • 第7题：

    单选题
    失水后引起烦躁、皮肤失去弹性时说明失水占体重的（　　）。
    A

    B

    C

    D

    E


    正确答案： D
    解析： 轻度脱水以口渴为特点，可伴有少尿，水分丧失量约为体重的2％～4％；中度脱水口渴更加明显，黏膜干燥、皮肤弹性下降、眼窝凹陷、尿更少、尿比重高，水分丧失量约为体重的4％～6％；严重者，高烧，出现神经精神症状，如烦躁不安、躁动、幻觉、昏迷、惊厥等。

  • 第8题：

    多选题
    核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件（预计运行事件）的典型事例有：（）。
    A

    失去厂内外应急交流电源

    B

    失去厂内外非应急交流电源

    C

    汽轮机停车

    D

    控制棒组件弹出

    E

    反应堆冷却剂系统小管道破裂


    正确答案： B,C
    解析： 暂无解析

  • 第9题：

    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。


    正确答案： A,D
    解析： 暂无解析

  • 第10题：

    单选题
    堆芯熔化可分两种不同类型：高压熔化过程，低压溶化过程.高压过程一般以失去（）为先导事件
    A

    全厂断电后，未能及时恢复供电

    B

    蒸汽发生器传热管破裂，减压失败

    C

    一回路系统与其他系统结合部的失水事故

    D

    失去一次侧热阱

    E

    失去二次侧热阱


    正确答案： A
    解析： 暂无解析

  • 第11题：

    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


    正确答案： D
    解析： 暂无解析

  • 第12题：

    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


    正确答案： B
    解析： 暂无解析

  • 第13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

    正确答案:C,D

  • 第14题：

    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

    正确答案:C

  • 第15题：

    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

    正确答案:A,B

  • 第16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

    正确答案:C

  • 第17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。


    正确答案: 蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况，从一回路装量减少的立场来看，其严重性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比，蒸汽发生器传热管破裂有如下几个特征现象：
    （1）事故前后安全壳仪表指示没有变化；
    （2）破损蒸汽发生器水位，给水流量异常；
    （3）冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。
    此外：
    （1）小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物质旁通安全壳而直接释放到环境；
    （2）小破口失水事故在30min内不要求操纵员干预，而SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。

  • 第18题：

    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。低压过程以（）为特征。
    A

    失去公用水或设备冷却水

    B

    蒸汽发生器传热管道破裂后减压失败

    C

    失去二次侧热阱

    D

    主系统冷却剂丧失


    正确答案： B
    解析： 暂无解析

  • 第19题：

    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


    正确答案： C,D
    解析： 暂无解析

  • 第20题：

    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


    正确答案： A
    解析： 暂无解析

  • 第21题：

    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


    正确答案： E,D
    解析： 暂无解析

  • 第22题：

    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。

    正确答案： 蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况，从一回路装量减少的立场来看，其严重性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比，蒸汽发生器传热管破裂有如下几个特征现象：
    （1）事故前后安全壳仪表指示没有变化；
    （2）破损蒸汽发生器水位，给水流量异常；
    （3）冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。
    此外：
    （1）小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物质旁通安全壳而直接释放到环境；
    （2）小破口失水事故在30min内不要求操纵员干预，而SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。
    解析： 暂无解析

  • 第23题：

    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


    正确答案： D
    解析： 暂无解析

相关内容