INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率：对未来核动力厂为（）／堆年。
在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用（）的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。
风险度等于危害事件发生的可能性与严重性的乘积。分析危害及影响后果的严重性主要从哪些方面分（）。
个人发现导致或者可能导致严重伤害或死亡的医疗器械不良事件该如何上报？
核电厂严重事故的初因事件中如考虑外部事件，还应加上（）。
风险度等于危害事件发生的可能性与严重性的乘积。分析危害事件的可能性主要从哪些方面分析（）。
导致严重伤害、可能导致严重伤害或死亡的事件，使用单位应于发现或者知悉 之日起（）个工作日内，填写《可疑医疗器械不良事件报告表》，向所在地的省（区、市）医疗器械不良事件监测技术机构报告。
核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型，即高压熔化过程和低压熔化过程。高压过程一般以（）为先导事件。
导致严重伤害、可能导致严重伤害或可能导致死亡的事件于发现或者知悉之日起（）个工作日内报告
收到导致严重伤害事件、可能导致严重伤害或死亡事件的首次报告后，于（）个工作日内在《可疑医疗器械不良事件报告表》上填写初步分析意见，报国家药品不良反应监测中心
为了得出适当的核电厂设计基准，应确定核电厂外部人为事件的（），并评价其可能导致危害现象的严重性。
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（）。
核动力厂风险研究中指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素，而（）是引起堆芯熔化的主要原因。
医疗器械生产经营企业、使用单位发现或者知悉医疗器械导致严重伤害、可能导致严重伤害或死亡的事件，应当在几个工作日向所在地省级医疗器械不良事件监测技术机构报告（）
导致堆芯严重损坏的初因事件（）
（），美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。
INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率：对现有核动力厂为（）／堆年。
核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为（）个不同的类型。
概率安全评价(PSA)在完成事件序列进行定量分析中，不仅要给出堆芯严重损坏频率(CDF)点估计值，还应进行()分析。
导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现（）工况的事件，核电厂营运单位应该向国家核安全局和所在地区监督站报告。
（）PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事件系列，并作出定量化分析,求出各事件序列的发生频率给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。
—个概率安全评价的流程从（）开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。
分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘电厂对特定始发事件响应的（）
按照国际核与辐射事件分级表（INES），核装置明显损坏，这类事故可能包括造成重大厂内修复困难的核装置损坏。例如：动力堆的局部堆芯熔化和非皮应堆设施的可比拟的事件。为（）级事故。
