导致堆芯严重损坏的初因事件（）

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。 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。 —级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（） （）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。 —级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（），给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。 因事故导致严重的外部出血，应该()。 因事故导致严重的外部出血，应该（） 因事故导致严重的外部出血时，应（） 因事故导致严重的外部出血时，应(  ) 因事故导致严重的外部出血时，应当（） 因事故导致严重的外部出血时，应（）。 因事故导致严重的外部出血时，应（） 因事故导致严重的外部出血时，应( ) 因事故导致严重的外伤出血时，应（） 因事故导致严重的外部出血时，应采用（） 因事故导致严重的外部出血时，应（Ｂ）（） 因事故导致严重的外部出血时，应采用（）的方法。 因事故导致严重的外部出血时，应采用的方法（） 概率安全评价（PSA）在事件序列定量化分析中，利用事件树和故障树技术对核动力厂堆芯损坏情景分析，集中估计出（） （）PSA的输出是各种事故下放射性从安全壳释放的频率，该级分析可以对各种堆芯损坏事件序列造成放射性释放的严重性作出分析。