核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故发生频率在（）/堆年，是核动力厂寿期内发生频率很低的事故。
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1979年美国三哩岛核动力厂事故的主要原因是由于人们对过度工况和（）的现象缺乏充分的了解，造成因操纵员的误判断而操作一再失误。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102），可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为（）。
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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。
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下列关于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）说法正确的有（）。
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核动力厂的分类工况可划分为：（）。
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核动力厂的分类工况中工况I起的系统状态参数变化不会触发安全系统的（）。
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为了保证安全，核电厂在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行（）基本安全功能。
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核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行（）等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行包括（）过程中所遇到的经常性或定期出现的工况。
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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）发生频率大于（）/堆年。
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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：（）。
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依据《跨区输电线路重大反事故措施（试行）》，微地形微气象区的直线杆塔，导地线（）取值应计算确定，且（）规程相应冰区规定值，必要时增加稀有覆冰验算工况。
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核动力厂的分类工况中的工况I-正常运行和运行瞬变允许带有偏差的极限运行，如（）。
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核动力厂的分类工况可以分为工况I、II、III、IV，（）工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。
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对于工况III及工况IV事件，一回路压力小于（）%设计值。
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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）由于设计时已采取适当的措施，当系统参数达到设定的安全系统整定值时，保护系统能够关闭反应堆，可防止事故的进一步扩大，不会（）。
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为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应评估放正常运行和事故工况下释入大气的放射性源项的（）特性和参数。
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核动力厂在各种失水事故(包括主管道双端断裂在内的整个事故谱)工况下的辐射源()。
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我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则，事故分析现在釆用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况（）事件,一回路压力小于110%设计值。
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核动力厂（）类工况事故发生频率为10_4/堆年∽l0_2/堆年，是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
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核动力厂（）类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。
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LFB31174 叶片刚度应保证在所有设计工况下叶片变形后叶尖与塔架的安全距离不小于未变形时叶尖与塔架间距离的（）。叶片的固有频率应与风轮的激振频率错开,避免发生共振
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《核动力厂设计安全规定》提出了进行（）安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
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核动力厂第（）层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
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