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。

快中子堆核动力厂的优点有（） 核动力厂（）类工况事故的事例如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂。 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（） 与压水堆核电厂相比，沸水堆核动力厂的主要缺点是（） 《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。 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：极限事故是指在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故，下列说法错误的是（） 为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪（）年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。 在核动力厂（）PSA中，集中关注堆芯损坏的可能性，堆芯损坏下事故发展的特性。 核动力厂事故工况下主要辐射源是（） 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。 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：稀有事故是指在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故，下列说法错误的是（） 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：对于不同堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量控制值（） 在核动力厂停堆后，主要的辐射源是来自（）的γ辐射。 《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。 《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。 当核动力厂一回路系统的管道或设备发生破损事故后，通过（）向堆芯紧急注入（），防止堆芯因失水而造成烧毁。 年10月，美国核管理委员会发表的《商用轻水堆核动力厂安全研究》（WASH-1400）是第一次使用（）风险方法评价核动力厂安全性的报告。 《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。 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。