核动力厂事故分析釆用的运行参数需考虑不确定性。例如，初始温度±（）
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其源项应经国务院核安全监管部门（）。
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核动力厂设计管理必须考虑确定论安全分析和补充性的概率论安全分析的结果，并通过合适的（）过程以保证适当考虑防止事故的发生及减轻其后果。
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对于发生概率极小的事故，在确定核动力厂应急计划区时可以不予考虑，以免使所确定的应急计划区的范围过大而带来不合理的（）负担。
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确定核动力厂应急计划区应利用（）认可的分析方法与程序来确定所考虑事故的源项与后果。
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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（）。
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在事故处理时，运行人员应确保厂用电系统的正常运行。例如备用电源“自投”不动作，在确认常用电源开关已跳闸时，则允许立即（）。
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纵深防御中整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础的是第（）层次。
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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。
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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。
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设计基准必须规定核动力厂的必备（），以适应在规定的辐射防护要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
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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（）。
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确定核动力厂应急计划区时所考虑的事故及其（）应经国务院核安全监管部门认可。
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设计基准必须规定核动力厂的必备能力，以适应在规定的（）要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
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概率安全评价(PSA)在核动力厂运行中的应用体现在概率安全分析的结果能够为()提供很好的帮助，也能为核动力严重厂事故管理、应急计划的制定和评价提供合理的依据。
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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()。
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核动力厂事故分析采用的初始条件及各项参数均取保守值，为决定如何取保守值，有哪些方面是必须虑及的：()。
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核动力厂在建造或运行方面，纵深防御的主要要求包括严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证，这些分析和验证文件也被称为()文件。
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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。
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核动力厂（）类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。
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变更影响分析需考虑特殊场景、故障场景下的工况，例如现场在凌晨测试时的运行图挂图的特殊场景等（）
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孩动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如，稳压器压力±（）bar。
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（）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。
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《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。
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为确定核动力厂保护参数的动作整定值，必须进行安全分析。其主要步骤有：()。
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