安全限值的概念是以防止核动力厂发生不可接受的()为依据的,这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。
A、事故工况
B、设计基准事故
C、严重事故
D、放射性物质释放
A、事故工况
B、设计基准事故
C、严重事故
D、放射性物质释放
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、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