A热管段
B冷管段
C过渡段
D波动管
确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说,将()作为最大可信事故。
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确定核动力厂应急计划区应利用()认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。
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确定核动力厂应急计划区应利用国家有关审管部门认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。在暂时没有合适的析方法与程序可供利用的情况下,可参照利用同类核动力厂同类事故的源项数据,但应经过()。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经()认可。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其()应经国务院核安全监管部门认可。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经国务院核安全监管部门()。
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设计基准必须规定核动力厂的必备能力,以适应在规定的()要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
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设计基准必须规定核动力厂的必备(),以适应在规定的辐射防护要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
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对于发生概率极小的事故,在确定核动力厂应急计划区时可以不予考虑,以免使所确定的应急计划区的范围过大而带来不合理的()负担。
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