《核动力厂设计安全规定》HAF102（2004）给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项包括：应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到（）状态或减轻它们的后果。
为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常在部件与设备的设计上给出了相当大的设计安全裕度。例如∶核一级容器在设计阶段，所用材料的许用应力强度只保守地取到材料抗拉强度的（）。
《核动力厂设计安全规定》HAF102（2004）给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项有：（）。
设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件。这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过（）来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。
对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。
为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（）以上的裕度。
在HAF102《核动力厂设计安全规定》中还明确指出，在概率安全评价中，对于严重事故采用（）分析方法；而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，分析中应采用（）分析方法。
核动力厂在各种失水事故(包括主管道双端断裂在内的整个事故谱)工况下的辐射源()。
核动力厂在建造或运行方面，纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证，这些分析和验证文件也被称为()文件。
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
核动力厂在为响应某一假设始发事件而需要立即采取可靠行动时，必须采取措施自动启动所需的安全系统，以防止发展成可能威胁()的更严重工况。
AP1000核动力厂满足URD要求，其设计大量早期释放频率<5.94×（)/堆年。A.10-5B.10-6C.10-7D.10-8
AP1000核动力厂非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统，例如()以及有关抗震厂房来放置这些部件。
接点片采用了非对称结构的设计，左侧接点片略长于右侧接点片，使接点环在动作过程中做定向转动，减少动接点环局部过量磨损（）
核动力厂在分批换料后，反应堆（）都必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。
AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）的安全注入安全功能是在（）破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供堆芯冷却和卸压。。
核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）规定对于改进型核动力厂在（）的事故下，至少在2h时间内不会发生燃料损坏。
《核动力厂设计安全规定》提出了进行（）安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
《核动力厂设计安全规定》规定：针对严重事故序列的确定可接受的方法应该基于（）
《核动力厂设计安全规定》规定：安全壳系统设计必须考虑严重事故下保持安全壳（）的措施。
在AP1000平衡循环的低泄漏装载方式中，采用两种富集度是为了提高燃料的利用效率并得到更好的（）功率分布。
AP1000在事故情况下，堆芯补水箱（CMT）依靠（）向反应堆注水，冷却堆芯。
AP1000核动力厂满足URD要求，其设计机组可利用率≥（）%。
AP1000由于采用了非能动的安全系统，主回路管道数量相比于同容量的在运核电机组减少了（)。
