当核动力厂一回路系统的管道或设备发生破损事故后，通过（）向堆芯紧急注入（），防止堆芯因失水而造成烧毁。

[多选题]在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的一回路辅助系统有（）。A.安全注入系统B.安全壳喷淋系统C.补给水系统D.余热排出系统E.取样分析

[多选题]保证反应堆和一回路系统正常运行的核动力厂一回路辅助系统有（）。A.化学和容积控制系统B.硼和水补给系统C.主循环泵轴密封水系统D.安全注入系统E.停堆

[多选题]为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的一回路辅助系统系统有（）。A.设备冷却水系统B.重要厂用水系统C.余热排出系统(也称为停堆冷却系统)D

[单选题]以下不属于轻水反应堆核动力厂一回路辅助系统的是（）。A.化学和容积控制系统B.设备冷却水系统C.余热排出系统D.除氧器系统

[单选题]在（）时，安全注入系统向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。A.一回路小破口失水事故B.一回路

[多选题]核动力厂一回路辅助系统的主要作用是（）。A.保证反应堆能正常运行及调节B.保证一回路系统正常运行及调节C.为一些重大的事故提供必要的安全保护D.防止放

[单选题]核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第二阶段，即在一回路温度降到（）以下、绝对压力降到（）MPa以下时，排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运

[单选题]在核动力厂应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应有概要的描述，在程序中应说明堆芯损伤状况与一回路冷却剂中（）参数的关系。A.放射性核素比活度B.安全壳

[单选题]从《商用轻水堆核动力厂安全研究》(WASH-1400)的结果看出，大破口失水事故引起堆芯熔化的概率约占堆芯总熔化概率的（）％。A.6B.17C.45D

[单选题]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。A.一级B.二级C.三级D.四级