AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率＜（）／堆年。

A.1017

B.1117

C.1217

D.1317

A.1×10-4

B.1×10-5

C.1×10-6

D.1×10-7

A.10-4

B.10-5

C.10-6

D.10-7

A.堆芯

B.蒸汽发生器

C.主泵

D.二回路

A、能动的安全系统

B、非能动的安全系统

C、堆芯安全系统

A.堆芯熔融物扩散收集区的设计

B.减少应力腐蚀

C.加大再淹没的静压头

D.降低堆压力壳的中子通量

A.堆芯补水箱

B.安注箱

C.内置换料水箱

D.A与C

A.钠冷快堆

B.气冷快堆

C.重水堆

D.熔盐堆

A.造型符合设计要求

B.堆塑尺寸准确

C.平整

D.A+B

A.一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检测系统；

B.设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组；

C.一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统；

D.核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）。