保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果是核动力厂核安全的（）。
核动力厂核安全的技术安全目标是对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故要以（）保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。
概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（PRA）是20世纪（）年代以后发展起来的一种系统工程方法。
当紧急状态的评价表明放射后果可能仅限于核动力厂场区的局部区域时，应宣布（），这种紧急状况可能引起安全系统自动动作，也可能要求运行人员采取纠正行动。
所有发展核电的国家的制造商、运营单位、研究单位、专家以及管理当局已在核动力厂（）方面广泛地采用了概率安全评价（PSA）技术，并逐步发展为进行安全评价和安全决策的标准工具。
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。
核动力厂运行安全监督包括检查和处理、处罚、强制命令，简称对核动力厂运行安全的检查和（）。
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（）。
在安全评价时分析过的事故中，预计其辐射后果不会超越出（）的局部区域的哪些事故会导致核动力厂厂房应急状态。
在HAF102《核动力厂设计安全规定》中还明确指出，在概率安全评价中，对于严重事故采用（）分析方法；而对于具有相对较高发生可能性的假想事故，分析中应采用（）分析方法。
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（）。
2004年国家核安全局修订了（《核动力厂运行安全规定》），在经验评价、经验研究、国内国际信息共享等方面对营运单位的运行事件分析及经验反馈工作提出更明确、具体的要求。（）。
核动力厂概率安全分析通常的三个级别，1级概率安全分析工作包括（）
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
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。
在安全评价时分析过的事故中，预计其辐射后果不会超越出（）的局部区域的那些事故会导致核动力厂厂房应急状态。
核动力厂维修、试验、监督和检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求，并且还必须根据()进行重新评价。
对一个核动力厂概率安全分析的整个研究范围，通常认为分析有三个不同的级别。一级PSA对核动力厂()系统进行可靠性分析。
在提交国务院核安全监管部门以前，核动力厂营运单位必须保证由（）对安全评价进行独立验证。
在核动力厂试验和运行期间，发生（）时，营运单位应该向国务院核安全监管部门及其派出机构报告。
《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证（）任何事故的放射性后果。
对于一个特定的始发事件，必须描绘核动力厂对始发事件的响应，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用（）来完成这种分析。
（）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。
《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。
