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。

《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂系统必须采取措施，以保证即使在（）下，卸压装置的动作也不得导致核动力厂放射性物质的不可接受的释放。 核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ极限事故发生的频率为（）/堆年，是核动力厂的寿期内极不可能发生的事故。 核动力厂Ⅲ类工况事故发生频率为（）/堆年，是核电厂寿期内发生频率很低的事故。 对于压水堆，在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统有（） 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：多堆厂址是指五个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于（）km的核动力厂厂址。 对反应堆功率达到（）的髙功率研究堆，其设计、运行和严重事故风险管理应参考核动力厂动力堆的规定。 核动力厂（）类工况发生频率大于10—2/堆年。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆保护系统必须具有（）功能。 反应堆冷却剂泵 核动力厂事故工况下主要辐射源是（） 核动力厂（）类工况事故发生频率为10_4/堆年∽l0_2/堆年，是核电厂寿期内发生频率很低的事故。 核动力厂非居住区边界里反应堆的距离不得小于（）米。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆（）的设计必须在整个核动力厂运行寿期内能对其进行充分的检查和试验。 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如： 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆停堆手段的（）必须足以保证不超出规定限值。 核动力厂在分批换料后，反应堆（）必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。 核反应堆按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。常见的气冷反应堆包括（）冷却反应堆。 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。 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。