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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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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根据核动力厂（），核动力厂的安全分析必须不断更新，并必须与当时的状态或竣工状态相一致。
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下列关于核动力厂确定论安全分析说法错误的是（）。
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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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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的基本原则是（）。
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核动力厂进入厂房应急状态，营运单位应按照通知程序向（）报告事件的性质和严重程度。
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核动力厂的应急计划都是按四个应急状态制定的。其他核设施则根据其具体情况，大多数情况下，可能不涉及（）状态。
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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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确定论评价方法用来研究核动力厂有关屏障和安全系统的（）。
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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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核动力厂确定论安全分析必须包括：（）。
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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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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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核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应说明核动力厂应急指挥部与场外应急组织，包括()的接口。
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核动力厂事故期间，应急监测组应根据事故及气象情况，按应急计划中预先制定的方案迅速起动应急监测系统，重点是了解()。
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核动力厂营运单位和核动力厂所在省的核应急组织所准备的应急支援力量与物资器材，在其他核设施发生核事故或发生其他辐射紧急情况时，()亦将根据需要调用，实施应急支援。
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核动力厂应急计划区通常分力（）应急计划区。
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核动力厂慢化剂温度（密度）反应性系数取后果最大的寿期的数值，甚至取为零值，如对于确定寿期的分析，则取±（）％不确定性。
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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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核动力厂核应急设施的（）应是一个预先设计好的设施，无序考虑可居留性要求，可以设置在核动力厂所在场区意外，一般位于烟羽应急计划区之外的地方。
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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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《核动力厂设计安全规定》规定：在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析，以便确定所有照射的来源，丼评估（）可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。
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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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