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。
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。
核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时（）其后果。
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。
涉及放射性的人类活动被划分为实践和干预，需要实施干预的主要情况有核事故、辐射事故或辐射突发事件引起的需要采取（）的（）情况，例如核动力厂事故。
确定论法将核动力厂事故分为“可信”与“不可信”两类。对压水堆核动力厂来说，将（）作为最大可信事故。
核动力厂的分类工况可以分为工况I、II、III、IV，（）工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。
典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对紧邻核动力厂的正常个体成员来说，由于反应堆事故所导致立即死亡的风险不应该超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡风险总和的（）。
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（）。
冷却剂丧失事故失水事故 loss-of-coolant accident 〔LOCA)
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。
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()。
在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的一回路辅助系统有()。
当反应堆功率运行时，主循环泵因动力电源故障或机械故障而被迫停止运行，使冷却剂流量减少，降低堆芯的传热能力。该事故称为()。
核安全2级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下()的各种设备。
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。
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。
《核动力厂环境辐射防护规定》规定：设计基准事故分为（）类。
工况（）事故引起反应堆中受损伤的燃料元件不大于某一小的比例，不影响堆芯的几何形状，以便能适当保持堆芯冷却：
《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。
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。
