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在压水堆中，对堆芯损坏频率起主要贡献的是（）的始发事件。

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压水堆反应性控制主要通过改变实现

燃料芯块数量中子注量率慢化剂浓度控制棒在堆芯位置控制棒的数量

导致堆芯严重损坏的初因事件

失水事故后，失去应急堆芯冷却失水事故后，失去再循环失去公用水或失去设备冷却水全厂断电后，未能及时恢复供电一回路系统与其他系统结合部的失水事故增加蒸汽发生器传热管破裂后减压失败

压水堆核电厂的堆功率一般通过测量得到

堆芯中子通量堆芯温度堆外中子泄漏反应堆功率调节系统

压水堆-回路水中加入硼的目的是通过调节含硼浓度而控制堆芯的功率

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

类型频率风险概率

压水堆核电厂系统中压力容器主要不仅用来包容和固定堆芯和堆内构件还作为一回路冷却剂的重要压力边界起着

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分析对保持安全壳完整性起作用的系统分析堆芯损坏

类型频率风险状态

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

类型频率风险状态

始发事件的确定可以采取方法

工程评价演绎分析系统模型堆芯设计结果反算

当压水堆核动力厂停堆后余热排出系统负责载出堆芯全部余热

核能发电厂通常可分为核电厂

压水堆和无压水堆中水堆和冷水堆压水堆和冷水堆压水堆和重水堆

压水堆核动力厂在二回路蒸汽管道破裂时安全注入系统向堆芯注水的主要目的是

重新淹没并冷却堆芯防止堆芯重返临界补偿受影响蒸汽发生器的排热功能，确保堆芯冷却速率防止蒸汽发生器传热管受压差影响而破裂导致的一回路冷却剂流失

压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯的功率

一个概率安全评价的流程从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堆芯损坏严重

始发事件运行事件设计基准事件严重事故

压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯及堆内构件作为一回路冷却剂的重要压力边界起着防止裂变

压水堆核电厂系统中压力容器用来包容和固定堆芯和堆内构件

在一级PSA中集中关注

堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性堆芯熔化物理过程分析安全壳响应特性分析场外应急计划

二级PSA的输出是

各种事故下放射性从安全壳释放的频率堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性各事件序列的发生频率

在核动力厂PSA中集中关注堆芯损坏的可能性堆芯损坏下事故发展的特性

一级二级三级四级

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

一级二级三级四级

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