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。

《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆压力容器内反应堆堆芯和其他相关的内部部件的设计和装配，必须符合下述要求：在运行状态、设计基准事故和外部事件中所预期到的静、动载荷的作用下，可保持必要的结构（），保证反应堆安全停堆、保持次临界状态和保证堆芯冷却。 —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。 山东石岛湾核电站模块式高温气冷堆反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不起过（）℃。 《核动力厂设计安全规定》规定：在运行状态和设基准事故中必须对（）反应堆引入量及其引入速率加以限制，以保证不致引起反奕堆压力边界失效，保持冷却能力和不会发生反堆堆芯显著损坏。 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为（） 我国先进核能研究团队在（）反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了（）反应堆核心技术自主掌握。 AP1000反应堆压力容器的（）没有贯穿件，减少了贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。 《核动力厂设计安全规定》规定：在（）的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。 在反应堆中用中子照射靶核制备（　） 反应堆堆型是核电厂分类的重要依据，目前我国主要使用的是。（） INSAG又指出，核安全文化是 INSAG又指出，核安全文化是 反应堆压力容器属于核安全设备（） 快中子反应堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆。 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，集中估计出堆芯严重损坏频率CDF/早期大释放频率LERF。在这种分析中，要做到（） 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。 —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。 核反应堆堆型按冷却剂和慢化剂的类型可分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆。 核反应堆堆型按冷却剂和慢化剂的类型可分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆（）