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。
核动力厂设计安全规定》（HAF102）规定必须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。考虑的环境条件必须包括预计到的（）期间的变化。
为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常在部件与设备的设计上给出了相当大的设计安全裕度。例如∶核一级容器在设计阶段，所用材料的许用应力强度只保守地取到材料抗拉强度的（）。
核动力厂设计安全规定》（HAF102）规定必须采用设备鉴定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如（）或这些因素的任何可能组合下执行其安全功能的要求。
在核动力厂安全重要物项设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素（如振动、辐照和极端温度）引起的（）效应。
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。
在核动力厂运行寿期内，在（）时，必须对运行限值和条件进行修改。
在核动力厂运行寿期内，必须根据（）对运行限值和条件进行复审。
为了保证核动力厂在设计运行寿期内安全运行，通常部件与设备的设计上给出相当大安全裕度，距容器断裂失效至少还有（）以上的裕度。
若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种失效可能同时影响到若干不同的安全重要物项。这种事件或原因可能是（）或核动力厂内任何其他操作或故障所引起的意外的级联效应。
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。
在核动力厂运行寿期内，必须根据经验的积累、技术和安全的发展以及核动力厂的变更对运行限值和条件进行（）。
核动力厂辐射防护目标不徘除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放；但是，此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合（）。
必须分析假设始发事件，以便确定所有可能影响核动力厂安全的内部事件。这些事件可能包括设备故障或误操作。需要考虑的故障类型取决于所涉及系统和部件的()。
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。
维修活动指由行政管理部门和技术部门共同组织的保持核动力厂的构筑物、系统和部件处于良好运行状态的活动，包括()方面。
（)这一级别的地震动在核动力厂寿期内具有非常低的超越概率，并且是假定的最大地震动。A.SL-1B.SL-2
《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。
核动力厂设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素(如振动、辐照和极端温度)引起的()效应。
《核动力厂设计安全规定》规定：安全重要物项的设备鉴定程序中，必须考虑到设备预期寿期内由各种环境因素（如振动、辐照和极端温度）引起的（）效应。
《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（）
《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。
