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第1题
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（）。
A.重新淹没并冷却堆芯
B.防止堆芯重返临界
C.补偿受影响蒸汽发生器的排热功能，确保堆芯冷却速率
D.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
第2题
在核电厂安全性能指标核查中，对7000临界小时非计划功率改变核查的数据来源为（）。
A.定期试验及检查报告
B.机组运行事件报告
C.要求降功率进行的定期试验或维修报告
D.应对外部事件（如台风、海生物入侵等），应急处置情况相关报告
E.机组日常功率运行变化曲线
第3题
为保证反应堆的传热安全，在压水堆的设计中引入DNBR，含义为（）。
A.临界热流密度与最大热流密度之比
B.临界热流密度与实际热流密度之比
C.最大热流密度与平均热流密度之比
D.平均热流密度与临界热流密度之比
第6题
核电厂反应堆首次临界控制点核安全检查前应具备的条件是，营运单位确认反应堆首次临界准备工作的各项管理及技术活动满足要求，已向（）提出释放反应堆首次临界控制点的申请，并根据检查通知中的要求提交了自查报告。
A.国家核安全局
B.地区监督站
C.技术支持单位
D.设计单位
第7题
《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》规定，本条例适用于（）等民用核设施的安全监督管理。
A.核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）
B.核动力厂以外的其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）
C.核燃料生产、加工、贮存及后处理设施
D.放射性废物的处理和处置设施
E.高浓缩铀制备厂
