A、A.不需要采取任何操作
B、B.仅需要采取紧急停堆操作
C、C.在极短的时间内采取纠正措施
D、D.按操作规程进行操作
更多“核动力厂系统必须设计成在安全重要系统或其部件发生故障时（）而使核动力厂进入安全状态。”相关的问题
A、A.确认核动力厂运行限值和条件符合核动力厂正常运行设计的假设和要求 B、B.适合于核动力厂设计和厂址假设始发事件的特征 C、C.源自假设始发事件的事件序列的分析和评价 D、D.各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较 E、E.设计基准的制定和确认 F、F.论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操纵员动作能够管理预计运行事件和设计基准事故 H、G.提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标 I、H.提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标 J、I.确认核动力厂参数小的偏离不会引起核动力厂性能严重异常 K、J.评价核动力厂应急规程的充分性
A、确认工程设计抵御假设始发事件的能力 B、确认工程设计抵御事故的能力 C、验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性 D、验证安全系统和安全相关物项或系统的完整性和安全性 E、确定应急响应的要求
A、按照经批准的最新的规范和标准进行设计 B、按照经批准的当前适用的规范和标准进行设计 C、其设计必须是此前在相当条件下验证过的 D、物项的选择必须与安全所要求的核动力厂可靠性目标相一致 E、物项的选择必须高于安全所要求的核动力厂可靠性目标
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
A、提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标 B、证明整个设计是平衡的 C、确认核动力厂参数小的偏离不会引起核动力厂性能严重异常 D、设计基准的制定和确认 E、提供发生堆芯严重损坏状态的概率评价以及要求厂外早期响应的（特别是与安全壳早期失效相关的）放射性物质向厂外大量释放的风险的评价 F、提供外部灾害事件（特别是核动力厂厂址特有的那些灾害）发生概率和后果的评价 H、鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系 I、各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较 J、评价核动力厂应急规程的充分性 K、核实是否符合概率目标
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