轻水堆核电站冷却剂在堆内的工作状态不同可分为（）。
蒸汽发生器传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要位置，约占非计划停堆事故的（），可靠性比较低。
到2011年年底为止，世界商用核动力厂发生过严重事故的是（）。
轻水（反应）堆
到2011年年底为止，世界商用核动力厂共有（）个反应堆发生堆芯熔化或解体。
核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆。（）
确定论评价方法用来研究核动力厂有关屏障和安全系统的（）。
轻水堆有哪两种堆型？
所有发展核电的国家的制造商、运营单位、研究单位、专家以及管理当局已在核动力厂（）方面广泛地采用了概率安全评价（PSA）技术，并逐步发展为进行安全评价和安全决策的标准工具。
沸水堆是以沸腾轻水为（）和（）并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
2004年国家核安全局修订了（《核动力厂运行安全规定》），在经验评价、经验研究、国内国际信息共享等方面对营运单位的运行事件分析及经验反馈工作提出更明确、具体的要求。（）。
我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（）
核动力厂余热排出系统的主要功能包括反应堆在冷停期问，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于()。
俄罗斯ПОБ-88《核动力厂安全保障总则》从()等方面对基本安全保障原则作了规定。
轻水堆核动力厂汽轮机蒸汽体积流量大，蒸汽容积流量比同功率的高参数汽轮机约大（)%。A.50-90B.60-1
对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围，通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA对核动力厂()系统进行可靠性分析。
《核动力厂环境辐射防护规定》规定：运行状态下，热功率3000MW的轻水反应堆，气载放射性流出物中氚的年度控制值是（）Bq/a。
轻水堆转换比接近（）
《核动力厂环境辐射防护规定》规定：运行状态下，核动力厂必须按每堆实施放射性流出物（）的控制。
传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要地位，约占非计划停堆事故的（），可靠性比较低。
在轻水堆和重水堆中，（）反应产生14C。
《关于进一步加强商用核动力厂建造阶段核安全管理的通知》（国核安发[2010]11号）规定：核动力厂核岛工程总承包单位对其承接的核动力厂核岛工程活动负直接责任，并按照（）的约定，履行相关责任和义务。
年10月，美国核管理委员会发表的《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400）是第一次使用（）风险方法评价核动力厂安全性的报告。
下列选项中，不是轻水堆一回路辅助系统主要作用的是（）
