在核动力厂设计中必须考虑发生共因故障的可能性，并尽实际可能采取适当的措施，如应用（），使共因故障的影响降低到最小程度。

相似题目

• 核动力厂设计管理必须考虑确定论安全分析和补充性的概率论安全分析的结果，并通过合适的（）过程以保证适当考虑防止事故的发生及减轻其后果。

  A . 递归 B . 迭代 C . 分段 D . 回溯

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• 必须对核动力厂设计进行安全分析，安全分析中应用的（）必须加以验证和确认，并必须充分考虑各种不确定性。

  A . 计算机程序 B . 工程实践 C . 分析方法 D . 核动力厂模型 E . 设备的误动作和不安全的故障模式

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• 核动力厂设计必须考虑，在核电厂（）下所有各层次防御必须总是可用的。

  A . 停堆 B . 功率运行 C . 预计运行事件 D . 稀有事故

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• 核动力厂设计安全规定》（HAF102）规定必须确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。考虑的环境条件必须包括预计到的（）期间的变化。

  A . 正常运行 B . 预计运行事件 C . 设计基准事故 D . 超设计基准事故 E . 严重事故

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• 《核动力厂设计安全规定》HAF102（2004）给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项包括：应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到（）状态或减轻它们的后果。

  A . 安全 B . 受控 C . 停堆 D . 早期

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• 《核动力厂设计安全规定》HAF102（2004）给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项有：（）。

  A . 使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事件序列 B . 对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑 C . 对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施 D . 应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用 E . 对于多堆厂址，可以考虑使用其他机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行 F . 对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规定

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• 核动力厂若干同类型部件同时失效时，也可能发生共因故障。这可能由（）原因所引起。

  A . 环境条件的变化 B . 信号饱和 C . 重复的维修差错 D . 设计缺陷 E . 人为事件

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• 平煤杆在动作过程中，电流显示值过大，导致平煤装置动力电路中热继电器动作，但空气开关状态却正常，发生此类故障最可能的原因是（）

  A . 平煤动力电源接地（含短路） B . 过载（如抱闸未打开） C . 缺相

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• 在油气集输和处理系统管线的设计中，应遵从适用的工业规范。油气集输和处理系统管线的设计应考虑（）和管线故障的可能后果。

  A . 管线的预计寿命 B . 线路的环境 C . 埋置深度 D . 开始的和达产的产量特性和数量 E . 对现有设施的影响

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• 设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过（）来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。

  A . 固有安全特性 B . 多重性、独立性及多样性的应用 C . 故障安全设计 D . 附加的设备 E . 规程

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• 发生碰撞事故的船舶、设施，应当互通下列哪些内容，并尽一切可能救助遇难人员。（）

  A . A、名称 B . B、国籍 C . C、登记港 D . D、呼号

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• 根据《海上交通安全法》的规定，发生碰撞事故的船舶，应当（），并尽一切可能救助遇难人员。

  A . 迅速驶离事故现场 B . 相互通报船名、国籍和登记港 C . 不得擅自离开事故现场 D . 弃船

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• 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

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• 为尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果，保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合，以便实现下述目标：（）。

  A . 防止火灾发生 B . 提供必要能力的火灾探测系统和灭火系统 C . 必要时，灭火系统必须能自动启动 D . 及时探测发生的火灾并迅速灭火，以限制火灾后果 E . 防止未扑灭的火势蔓延，以使其对核动力厂重要功能的影响减至最小

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• 在HAF102《核动力厂设计安全规定》中还明确指出，在概率安全评价中，对于严重事故采用（）分析方法；而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，分析中应采用（）分析方法。

  A . 保守工程判断 B . 保守最佳估计 C . 最佳估计工程判断 D . 最佳估计保守

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• 构筑物，系统和部件的可靠性设计，可以通过防止共因故障，（）和采用故障安全设计等来实现。

  A . 单一故障准则 B . 多重性 C . 多样性 D . 独立性 E . 以上4种方法

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• 在建立核动力厂营运单位组织机构时，必须考虑的审查职能包括对履行（）职能的情况进行严格监查，并进行设计审查。

  A . 技术 B . 管理 C . 运行 D . 支持 E . 安全

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• 在核动力厂设计中，必须对核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则。安全组合是用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的（）组合。

  A . 管理 B . 信号 C . 动作 D . 设备

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• 产品的维修性设计是设计人员从维修的角度考虑，当运行中的产品发生故障时，能够在早期容易、准确地发现故障，并且易于拆卸、检修和安装。在进行维修性设计中不需要重点考虑的是()。

  A.产品整体运输的快速性 B.可达性 C.零部件的标准化及互换性 D.检修人员的安全性

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• 必须分析假设始发事件，以便确定所有可能影响核动力厂安全的内部事件。这些事件可能包括设备故障或误操作。需要考虑的故障类型取决于所涉及系统和部件的()。

  A.功能 B.类型 C.数量 D.动作

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• 在确定核动力厂设计基准时，必须考虑核动力厂安全和保护公众可能依赖的电力供应和消防服务之类的厂外服务的()。

  A.可用性 B.可靠性 C.适宜性 D.有效性

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• 《核动力厂设计安全规定》规定：在设计中尽实际可能采取（）措施，使共因故障的影响降低到最低程度。

  A．多重性 B．多祥性 C．独立性 D．以上三者均可

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• 《核动力厂设计安全规定》规定：安全重要物项的设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素（如振动、辐照和极端温度）引起的（）效应。

  A．疲劳 B．肿胩 C．脆化 D．老化

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• 《核动力厂设计安全规定》规定：在诸如（）之类的低功率和停堆状态下，安全系统的可用性可能降低，在设计中必须考虑此时发生事故的可能性，并且必须规定对安全系统不可用性的适当限制。

  A．启动 B．换料 C．维修 D．以上三者均包含

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