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（）。
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。
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。
核动力厂（）是指放射性物质事故释放的影响扩大到整个场区，但早期的信息和评价表明场外尚不必采取防护措施。
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。
核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为两个不同的类型，即高压熔化过程和低压熔化过程。高压过程一般以（）为先导事件。
典型的定量安全目标是美国核管会所确定的对核动力厂邻近区域的人口来说，由于核动力厂运行所导致的癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致癌症死亡风险总和的（）。
核动力厂辐射防护目标不排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（）状态的核动力厂向环境的排放。
核动力厂风险研究中指出，（）是导致放射性物质向环境释放的主要因素。
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（）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。
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（）。
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。
核电厂堆芯熔化导致大量放射性释放的过程可以分为（）个不同的类型。
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（）。
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
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。
（）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。
《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（）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。
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。
年10月，美国核管理委员会发表的《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400）是第一次使用（）风险方法评价核动力厂安全性的报告。
