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。

[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

[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

[单选题]目前在运行的压水堆核动力厂变工况时，反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差（）。A.10-15B.17-25C.32-45D.40-55

[单选题]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。A.余热排出系统高硼冷却水B.余热排出系统NaO

[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

[单选题]AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（）／堆年。A.1×10-4B.1×10-5C.1×10-6D.1×10-7

[单选题]核动力厂（）类工况事故下，少量元件可能损坏，但受损伤的燃料元件数不大于某一小的比例，不会严重损坏堆芯，不影响堆芯的几何形状，以便能适当保持堆芯冷却，一

[多选题]《核动力厂设计安全规定》规定：为了在冷却剂丧失事故中使燃料损伤最少和限制裂变产物的外逸，必须设置应急堆芯冷却系统。所提供的冷却必须保证（）。A.系统中

[单选题]压水堆核动力厂中，面积占一回路承压边界面积的80%左右的是（）。A.压力容器B.蒸汽发生器C.稳压器D.堆内构件

[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