建筑工程>核安全工程师 > 核安全综合知识 > 4、新型压水反应堆
核安全综合知识 - 相关题库
单选题 编号:2811251
1.AP1000在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时,非能动堆芯余热排出系统(PRHR)可自动投入排出堆芯的余热。该系统主要设备包括一套()%容量非能动余热排出的热交换器(PRHRHX)和相连的管道、阀门。
  • A.50
  • B.100
  • C.150
  • D.200

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