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。
1979年美国三哩岛核动力厂事故的主要原因是由于人们对过度工况和（）的现象缺乏充分的了解，造成因操纵员的误判断而操作一再失误。
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。
核动力厂的分类工况中的工况III-稀有事故发生频率在（）/堆年，是核动力厂寿期内发生频率很低的事故。
根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102），可以认为核动力厂工况按其发生频率分类为（）。
下列关于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）说法正确的有（）。
核动力厂的分类工况可划分为：（）。
核动力厂安全重要物项的环境鉴定对安全壳内的设备要求进行（）等模拟正常工况试验、事故辐照试验、失水事故等模拟事故工况试验。
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。
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）发生频率大于（）/堆年。
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）的典型事例有：（）。
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。
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（）。
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。
在INSAG-3中，概率安全目标是“要求早期厂外应急响应的大规模放射性释放频率小于（）／堆年”。
目前在运行的压水堆核动力厂变工况时，反应堆一回路冷却剂平均温度变化允许的最大温差（)。A.10-15B
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()。
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
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
我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则，事故分析现在釆用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况（）事件,一回路压力小于110%设计值。
核动力厂（）类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。
《核动力厂环境辐射防护规定》规定：设计基准事故分为（）类。
《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。
《核动力厂环境辐射防护规定》规定：在发生选址假想事故的整个持续期间内，厂址半径（）km范围内公众群体通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径接受的集体有效剂量应小于2×10<sup>4人.Sv。
