核动力厂余热排出系统(也称为停堆冷却系统)排出的是()。A:安全注入系统
B:安全壳喷淋系统
C:安全壳隔离系统
D:以上三者均包含

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安全壳能维持较长时间()天以上完整性，大部分裂变产物因重力沉降，释除的源项会大大降低。

A.3
B.5
C.7
D.8
E.12

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二级PSA分析的输出是各种事故下放射性从安全壳释放的()。A:途径
B:总量
C:频率
D:模式

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一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析()严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。A:燃料破损
B:堆芯损坏
C:压力容器破裂
D:冷却剂丧失

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核动力厂营运单位必须以()，包括人力安排及关键岗位职责的描述，来说明由核动力厂本身或依靠核动力厂外部机构完成支持性职能。A:职能机构线
B:职能机构图
C:职能机构表
D:职能机构说明

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目前国际上已投入运行的重水堆核动力厂共30余座，总装机容量为19921MW电功率，约占全世界核动力厂总功率的()%。A:重水堆核动力厂可以采用天然铀作为核燃料
B:与轻水堆核动力厂相比，重水堆核动力厂更节约天然铀
C:重水堆可以不停堆更换核燃料
D:重水堆的功率密度低，堆芯体积大E.重水费用占基建投资比重大F.轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重

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