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。

《核动力厂设计安全规定》规定:核动力厂核安全的技术安全目标是保证（）的事故发生的概率极低。 核动力厂少量燃料元件包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高，蒸汽发生器传热管有泄漏等，但未超过规定的最大允许值，属于（）类工况。 对于较快核动力厂一回路水体积的负荷变化，如每分钟±（）％额定功率的线性功率变化，或±（）％额定功率的功率阶跃改变，化容系统与稳压器共同承担容积补偿。 核动力厂设备冷却水系统的冷却功能是为核动力厂（）提供冷却水，并将其热负荷通过重要厂用水系统传到海水中。 《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（） 核动力厂营运单位必须制定处理有缺陷燃钭棒或控制棒的（），以使一回路冷却剂或气态排出流中裂变产物和活化产物的数量降到最小。 我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则，事故分析现在釆用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况（）事件,一回路压力小于110%设计值。 核动力厂余热排出系统还可能有一些辅助功能，如在反应堆从冷停堆开始加热过程中，控制一回路平均温度，保证升温速率在（）之内。 在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度（）而引起冷却剂（）时，安全注入系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位。 《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。 《核动力厂设计安全规定》适用于核动力厂（） 核动力厂定期安全审查必须考虑核动力厂的（） 当核动力厂或其邻近地区发生重木火灾时，应宣布（） 当核动力厂发生放射性气体或液体异常释放时，应宣布（） 我国还没有法规文件规定核动力厂各类工况的验收准则，事故分析现在采用的是美国和法国通常应用的准则。对于工况III及工况IV事件,一回路座力小于（）％设计值。,。 矿井应有双回路供电电源。当任一回路发生故障停电时，另一回路应能担负矿井（）负荷。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂设计必须考虑发生（）内部灾害的可能性。 矿井应有两回路线路。当任一回路发生故障停止供电时，另一回路应能担负负荷（） 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：在核动力厂厂址选择时，应考虑核动力厂放射性废物的安全（）