AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（)/堆年。A.1×10-4B.1×10-5C.1×10-6D.1×10-7
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INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率：对未来核动力厂为（）／堆年。
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到2011年年底为止，世界商用核动力厂共有（）个反应堆发生堆芯熔化或解体。
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设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时，除满足其他安全要求外，还必须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。必须保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。为满足这些要求，必须通过采用（）的适当组合。
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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（）。
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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。
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INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率：对现有核动力厂为（）／堆年。
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设计核动力厂时，必须认识到纵深防御的各层次都可能受到考验，因而必须提供设计措施，以保证完成所需的安全功能和满足安全目标，这些考验来源于()。
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从《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400)的结果看出，由小破口和瞬态事故引起的堆芯熔化的概率
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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计大量早期释放频率<5.94×（)/堆年。A.10-5B.10-6C.10-7D.10-8
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AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置（)区。A.低富集度B.高富集度C.高、低富集度D.富集度从低到高
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为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料，必须在装料前预先规定()的先决条件。
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AP1000核动力厂非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统，例如()以及有关抗震厂房来放置这些部件。
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AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，取消了()。
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核动力厂在分批换料后，反应堆（）都必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。
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核动力厂功率控制系统根据（），操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
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AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）的安全注入安全功能是在（）破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供堆芯冷却和卸压。。
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AP1000堆芯有（）组燃料组件，EPR堆芯有（）组燃料组件。
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（）PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事件系列，并作出定量化分析,求出各事件序列的发生频率给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。
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《核动力厂设计安全规定》阐述了（）为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
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能引起发生核动力厂场外应急的时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤，例如：对予一个热功率为3000mw的反应堆大于（）的堆芯。
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核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）规定对于改进型核动力厂在（）的事故下，至少在2h时间内不会发生燃料损坏。
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AP1000先进燃料装载技术的堆芯采用（）区燃料装载方式。
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AP1000在事故情况下，堆芯补水箱（CMT）依靠（）向反应堆注水，冷却堆芯。
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AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组可利用率≥（）%。