核动力厂单一故障分析中,不考虑同时发生()个以上的随机故障。
A、1
B、2
C、3
D、4
A、1
B、2
C、3
D、4
A、A.能导致高辐射剂量释放的核动力厂状态的发生概率极低 B、B.能导致大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低 C、C.具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小潜在的放射性后果 D、D.具有大的发生概率的核动力厂状态没有潜在的放射性后果 E、E.发生极限事故(设计基准事故)的概率极低
A、需采用各种计算机程序进行分析计算 B、有关核电安全的实验,用实验结果来直接预测核动力厂事故的后果 C、确定论评价方法从系统失效的角度,假定事件已确定发生 D、确定论评价方法可以分析计算整个核动力厂系统的响应,直接得出假定事件引起的放射性
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、核安全设备活动资格许可 B、核动力厂建造许可 C、核动力厂运行许可 D、核动力厂反应堆操纵人员执照 E、核动力厂的在役检查中,执行无损检验任务的核安全设备无损检验单位资格许可