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一级PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析,确定造 成堆芯损坏的事件系列,并作出定量化分析,求出各事件序列的发生(),给 出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。

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确定论  概率论  工程判断  运行经验  最佳估算  
安全限值  材料限值  安全系统整定值  正常运行的限值和条件  监督要求  
加强运行宵理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障  茌严重异常情况下,反应堆正常控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成琪故  发生事故情况时,启动核动力厂安全系统,包括各外设安全系统,加强事故中的核动力厂管理,防事故扩大,保护反应堆厂房(安全壳)  万一发生极不可能发生的事故,并伴有放射性外泄,启动厂内外应急相应计划,努力减轻事故对周周围居民和环境的影响  
对安全的重要性  其固有的可靠性  所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性  运行经验  制造商的建议  
安全限值  安全系统整定值  正常运行的限值和条件  监督要求  
最佳运行值  安全限值  安全系统整定值  正常运行的限值和条件  监督要求  
《核动力厂设计安全规定》  《核动力厂规划安全规定》  《核动力厂运行安全规定》  《核动力厂选址安全规定))  
安全值  安全限值  安全系统整定值  正常运行的限值和条件  
参考值  安全限值  安全系统整定值  正常运行的限值和条件  
物项的安全重要性和满足可靠性目标的需要  收集到的系统和设备的经验  已知的故障类型  系统或设备的固有可靠性  设备降级的速度或者在维护时可能产生的后果  
安全限值  安全系统整定值  运行限值和条件  监督要求  

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