（）级PSA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。找出设计上的弱点，并对减缓堆芯损坏后事故后果的途径和事故处理提出具体意见。

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，要做到结果应反映核电厂的（）的实际情况。 按照国际核与辐射事件分级表（INES），核装置严重损坏，这可能涉及动力堆的堆芯大部分严重损坏，重大临界事故或者引起在核设施内大量放射性释放的重大火灾或煶炸事件为（）级事故。 二级PSA的结果是不同类型放射性物质从安全壳向外释放的总量。这种释放常常按类型分组，构成放射性源项，作为（）级PSA分析的输入。 核安全2级主要指反应堆（）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值放射性物质向外释放的各种设备。 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 一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成（）完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。 在（）PSA中，需要综合安全壳安全系统状态的信息，要在堆芯损坏序列上附加分析安全壳的事件树，描述物理现象的特征，确定安全壳是否会夹效。 一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算（）后果。 导致堆芯严重损坏的初因事件（） 压水堆核电厂的放射性废物有放射性废气、放射性废液和放射性固体废物。 —个概率安全评价的流程从（）开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。 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。 在压水堆中，对堆芯损坏频率起主要贡献的是（）的始发事件。 放射性物品在火灾中造成的大量放射性灰尘（）。 大气中的放射性沉降会造成土壤放射性污染（） 固体放射性废物根据放射性核素的含量分为（）级。 放射性污染主要是指由放射性（）释放的放射线造成的污染 核动力厂风险研究中指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素，而（）和运行瞬变是引起堆芯熔化的主要原因。 放射性物质的包装Ⅰ类可以盛装__的放射性物质（）