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。
各个核电发展国家希望核动力厂发生严重事故的频率达到（）／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。
研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是：（）。
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。
INSAG建议的大规模放射性释放的频率：对未来核动力厂为（）／堆年。
INSAG建议的大规模放射性释放的频率：对现有核动力厂为（）／堆年。
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。
核动力厂的分类工况中的工况II-中等频率事件（预计运行事件）由于设计时已采取适当的措施，当系统参数达到设定的安全系统整定值时，保护系统能够关闭反应堆，可防止事故的进一步扩大，不会（）。
导致堆芯严重损坏的初因事件（）
实现核动力厂核安全目标，使用的主要手段是纵深防御原则。纵深防御原则一般可描述为五层防线。第三层防线是在严重异常情况下，反应堆正常控制和保护系统动作，防止()造成事故。
在严重异常情况下，反应堆正常控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。属于核动力厂纵深防御原则的第()条防线。
从《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400)的结果看出，由小破口和瞬态事故引起的堆芯熔化的概率
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
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。
为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料，必须在装料前预先规定()的先决条件。
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。
核动力厂功率控制系统根据（），操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
（）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。
能引起发生核动力厂场外应急的时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤，例如：对予一个热功率为3000mw的反应堆大于（）的堆芯。
—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。
