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

题目
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

相似考题

1.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

2.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

3.反应堆冷却剂系统的功能是什么？

4.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

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  • 第1题：

    压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯和堆内构件，作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。


    正确答案:正确

  • 第2题：

    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。


    正确答案:正确

  • 第3题：

    压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯及堆内构件，作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。


    正确答案:正确

  • 第4题：

    PWR在运行过程中冷却剂硼浓度增加，但反应堆功率不变，控制棒位置不变，是否影响反应堆的停堆深度？


    正确答案:有影响，停堆深度增加。

  • 第5题：

    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）。

    正确答案:A

  • 第6题：

    压力波动对反应堆冷却剂系统有哪些不利影响？


    正确答案:压力过高，超过主冷却剂系统设计压力会使一回路承压边界破裂造成失水事故，导致堆芯烧毁和放射性物质扩散。
    压力过低，流过堆芯的部分冷却剂可能汽化，堆芯出现两相流动，进而导致流动不稳定性和堆芯冷却不足，危及反应堆安全。

  • 第7题：

    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：


    正确答案: （1）属于反应堆冷却剂压力边界的小直径（DN<10.4mm）的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；
    （2）安全壳隔离系统的各种机械设备（如阀门）；
    （3）余热排出系统的主要部件；
    （4）化容系统中冷却剂上充部分（若用于堆芯应急冷却）；
    （5）安全壳喷淋系统的主要部件；
    （6）安全注射系统的主要部件；
    （7）辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；
    （8）安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；
    （9）安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；
    （10）安全壳氢气控制和监测系统；
    （11）堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。

  • 第8题：

    就典型的水冷反应堆而言，实体屏障可能是（）。

    • A、燃料基体
    • B、燃料包壳
    • C、反应堆冷却系统压力边界
    • D、安全壳
    • E、反应堆厂房

    正确答案:A,B,C,D

  • 第9题：

    问答题
    PWR在运行过程中冷却剂硼浓度增加，但反应堆功率不变，控制棒位置不变，是否影响反应堆的停堆深度？

    正确答案： 有影响，停堆深度增加。
    解析： 暂无解析

  • 第10题：

    问答题
    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：

    正确答案： （1）属于反应堆冷却剂压力边界的小直径（DN<10.4mm）的高能管道和阀门，如仪表管线和取样管线部分；
    （2）安全壳隔离系统的各种机械设备（如阀门）；
    （3）余热排出系统的主要部件；
    （4）化容系统中冷却剂上充部分（若用于堆芯应急冷却）；
    （5）安全壳喷淋系统的主要部件；
    （6）安全注射系统的主要部件；
    （7）辅助给水系统处于安全壳内的部分及其安全壳贯穿件；
    （8）安全壳内的蒸汽系统以及给水系统，直至并包括安全壳外的第一个隔离阀；
    （9）安全壳厂房，包括安全壳贯穿件；
    （10）安全壳氢气控制和监测系统；
    （11）堆芯仪表系统，直到并包括手动隔离阀。
    解析： 暂无解析

  • 第11题：

    多选题
    就典型的水冷反应堆而言，实体屏障可能是（）。
    A

    燃料基体

    B

    燃料包壳

    C

    反应堆冷却系统压力边界

    D

    安全壳

    E

    反应堆厂房


    正确答案： C,E
    解析： 暂无解析

  • 第12题：

    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


    正确答案： C,D
    解析： 暂无解析

  • 第13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14题：

    核安全1级设备包括组成反应堆冷却剂系统压力边界的所有设备。


    正确答案:正确

  • 第15题：

    压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的压力为：（）

    • A、14.5MPa
    • B、15.0MPa
    • C、15.5MPa
    • D、16.0MPa

    正确答案:C

  • 第16题：

    PWR在运行过程中控制棒组置于手动且棒位不变。反应堆功率下降，冷却剂硼浓度不变，是否影响反应堆的停堆深度？


    正确答案:没有影响。

  • 第17题：

    （反应堆冷却剂系统）压力边界 (reactor coolant system) pressure boundary


    正确答案: 在运行温度和压力下包容反应堆冷却剂同时用于包容放射性物质的边界。

  • 第18题：

    (反应堆)冷却剂除气系统﹝压水堆﹞ (reactor) coolant degasing system


    正确答案: 化学和容积控制系统组成部分之一，它通过容积控制箱释出冷却剂中的裂变气体产物和氧气，经氮净化排到气体废物处理系统。

  • 第19题：

    核电站化学容积控制系统作用（）

    • A、调节一回路系统中稳压器液位
    • B、将反应堆停堆后剩余发热带走。
    • C、调节冷却剂中硼浓度
    • D、降低安全壳内压力和温度
    • E、保持一回路水质。

    正确答案:A,C,D

  • 第20题：

    反应堆冷却剂系统 reactor coolant system


    正确答案: 用于导出反应堆堆芯产生的热量和稳定反应堆运行压力的系统。

  • 第21题：

    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


    正确答案： C
    解析： 暂无解析

  • 第22题：

    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


    正确答案： C
    解析： 暂无解析

  • 第23题：

    多选题
    核电站化学容积控制系统作用（）
    A

    调节一回路系统中稳压器液位

    B

    将反应堆停堆后剩余发热带走。

    C

    调节冷却剂中硼浓度

    D

    降低安全壳内压力和温度

    E

    保持一回路水质。


    正确答案： B,C
    解析： 暂无解析

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