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。
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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。
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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。
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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）发生频率大于（）/堆年。
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核动力厂进入场区、场外应急状态应通知（）。
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核动力厂的工程安全设施可能严重失效，安全水平发生重大降低，事故后果扩大到整个场区，但除了场区边界附近，场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平，应进入（）状态。
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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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核动力厂风险研究中指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素，而（）是引起堆芯熔化的主要原因。
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出现可能危及核动力厂安全的某些特定工况或事件，表明核动力厂安全水平处于（）的应急状态称为应急待命。
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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。
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当核动力厂的安全水平（），但预计事件的后果仅限于场区的局部区域，不会对场外产生威胁。核动力厂应进入厂房应急状态。
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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。
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当核动力厂的安全水平有实际的或潜在的较大的降低，但预计事件的后果仅限于场区的局部区域，不会对场外产生威胁。核动力厂应进入（）状态。
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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
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在核动力厂场外应急响应期间，省级场外应急指挥部在场外核应急指挥中心()场外所有应急响应行动。
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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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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。
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能引起发生核动力厂场区应急的事件示例包括()。
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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。
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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。
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核动力厂莨布进入场区应急状态时，场外的应急组织应处于（）状态。
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核动力厂功率控制系统根据（），操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力相匹配。
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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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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。
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