在核动力厂应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应有概要的描述，在程序中应说明堆芯损伤状况与

A.放射性核素比活度

B.安全壳γ辐射水平

C.堆芯裸露时间

D.以上三者均包含

A.堆芯余热排出

B.应急堆芯冷却

C.安全壳隔离

D.安全壳喷淋

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（)/堆年。A.1×10-4B.1×10-5C.1×10-6D.1×10-7

AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<()/堆年。

A.1×10-4

B.1×10-5

C.1×10-6

D.1×10-7

A.堆芯

B.一回路压力边界

C.厂房

D.场区

E.场外

A.1×10^-4

B.1×10^-5

C.1×10^-6

D.1×10^-7

A.一级

B.二级

C.三级

D.四级

A.堆芯

B.热功率

C.燃料元件活度

D.放射性物质含量

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。

A.10-3

B.10-4

C.10-5

D.10-6

A.堆芯

B.一回路压力边界

C.厂房

D.场区

E.场外