《核动力厂设计安全规定》规定：安全构筑物以及对系统的密封性有影响的设备和部件的设计和施工，必须适应贯穿件在全部安装完毕后在（）下进行泄漏率测试的要求。
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核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的（），使得安全功能得到执行。
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《核动力厂设计安全规定》（HAFl02）规定在对核动力厂进行安全分析中必须采用（）分析方法。
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核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的（）。
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《核动力厂设计安全规定》HAF102（2004）给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项包括：应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到（）状态或减轻它们的后果。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102），核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的（），以保护人员、社会和环境免受危害。
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根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102），核动力厂核安全总目标是在核动力厂中建立并保持对（）的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
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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（）。
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核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的性能、技术规范和材料成分，并把（）作为首要任务。
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核动力厂的安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的（）承受所有确定的假设始发事件。
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核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修必须使其()与这种分级相适应”。
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《核动力厂设计安全规定》规定：安全壳排热系统必须实现在发生任何髙流体排放的（）后，降低安全壳内的压力和温度的安全功能，并使之保持在可接受的低水平。
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《核动力厂设计安全规定》规定：为提高系统的可靠性可在设计中保持（）独立性特征。
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《核动力厂设计安全规定》规定：划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于（）方法。
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《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆保护系统所具有的多重性和独立性至少必须足以保证（）不会导致保护功能的丧失。
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《核动力厂设计安全规定》规定：在为响应某一假设始发事件而需要立即采取可靠行动时，必须采取措施自动启动所需的安全系统，在不需要立即动作的情况下，可允许手动启动系统或操纵员的其他行动，条件是需要有足够的时间来判断这种行动的（）和确定合适的规程。
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《核动力厂设计安全规定》规定核动力厂总的核安全目标是（）
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核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，.包辑仪表和控制软件，然后根据其（）分级。
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《核动力厂设计安全规定》规定：必须在不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的（）设计，以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不会蔓延到划分为较高级别的系统。
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《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂的设计必须是，对范围广泛的预计运行事件的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆，不必采取超出纵深防御第（）层次的措施。
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《核动力厂设计安全规定》规定：总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，（）措施一起保证对电离辐射危害的防御。
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《核动力厂设计安全规定》规定：在诸如（）之类的低功率和停堆状态下，安全系统的可用性可能降低，在设计中必须考虑此时发生事故的可能性，并且必须规定对安全系统不可用性的适当限制。
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《核动力厂设计安全规定》规定：安全壳系统设计必须考虑严重事故下保持安全壳（）的措施。
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《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆停堆手段必须至少由（）个不同的系统组成，以提供多样性。
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国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。阀门设计、制造许可活动范围表中的能力特征参数（）应结合申请单位的实际能力、模拟件规格、以往供货业绩以及核动力厂的实产品参数确定。