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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2025年核安全工程师《核安全综合知识》考试题库
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