压水堆核电厂中有哪三方面因素影响压力容器完整性？
设计基准地震动分两个级别SL—1和SL—2，SL—2又称SSE为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基础地震动。年超越概率（概率风险水平值），我国取值（）
我国第一座压水堆原型核电厂（秦山核电厂）在（）年开始施工。
核动力厂设计安全规定》（HAF102）规定必须采用（）的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。
为了确保压水反应堆核电站安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施，包括“四道屏障”、“多重保护”和“专设安全设施”。以下属于多重保护的是（）
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的压力为：（）
压水堆核电厂三道实体屏障中，（）能包容高温和高压的反应堆冷却剂，防止有放射性的冷却剂外泄。
在核动力厂运行寿期内，部件可能受到多种影响，其单一和组合结果对核电厂运行寿期的影响是难以按核安全所要求的精确度预测的。最重要的影响是应力、温度、辐照、氢吸附、腐蚀、振动和磨蚀，所以这些影响都取决于（）。
核电厂厂址选择安全规定，（HAF101）的宗旨是（）那些与厂址有关的而且必须考虑的因素，以保证核动力厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成（）的风险。
世界第一座商用压水堆核电厂是（）建成的希平港核电厂，功率6万千瓦。
核电站压水堆型的反应堆压力容器和蒸汽发生器中的所有部件都属于核I级部件。（）
压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成的回路，叫（）
压水堆核电站中的控制捧其主要功能是调节反应堆的功率。
压水堆核电厂是利用控制棒控制反应堆功率，控制棒的主要材料是（）。
SL-1水平的地震在核电厂寿期内可能发生，一旦发生必须（)。A.降功率B.停堆C.全面检查D.维修
SL-1水平的地震在核电厂寿期内可能发生，一旦发生必须停堆对（)进行全面检查和维修，此后才能恢复运行。
压水堆核电厂主设备反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的封头、筒节、法兰和管板锻件等主要采用的是()钢。
《核电厂厂址选择安全规定》规定：必须评价核电厂所在区域内影响核电厂安全的自然因素和人为因素在其预计寿期内可预见的演变，并在核电厂整个寿期内也必须监控这些因素，特别是（）
核动力厂（）类工况事故发生频率为10_4/堆年∽l0_2/堆年，是核电厂寿期内发生频率很低的事故。
《核电厂质量保证安全规定》规定：正确地标明核电厂物项（）状态的记录，必须在该物项从制造直到贮存、安装及运行的有效寿期内，由营运单位或由其指定的部门保存。
《核电厂厂址选择安全规定》规定：必须评价核电厂所在区域内影响核电厂安全的自然因素和人为因素在其设计寿期内可预见的演变，并在核电厂整个寿期内也必须监控这些因素，特别是（）
（）这一级别的地震动是在核电厂寿期内具有非常低的超越概率，并且是假定的最大地籐动。
目前我国运行的压水堆核电厂，一回路参数的范围大体是：冷却剂在反应堆进口温度为（）℃,出口温度为（）℃。
第二代压水堆反应堆压力容器长期工作在高温（）°C左右。
