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。

在()级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。

A.1

B.2

C.3

D.2、3

A．I

B．Ⅱ

C．Ⅲ

D．IV

A．始发事件频率

B．堆芯严重损坏频率（CDF）

C．早期大释放频率（LERF）

D．安全系统失效率

E．系统失效的最小割集

A．设计

B．建造

C．运行

D．维修

E．状态

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。

A.10-3

B.10-4

C.10-5

D.10-6

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．少量燃料元件可能损坏

B．不会严重损坏堆芯

C．不影响堆芯的几何形状

D．一回路的完整性不会受到损坏

E．放射性物质可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境

A．少量燃料元件可能损坏

B．不会严重损坏堆芯

C．不影响堆芯的几何形状

D．一回路的完整性不会受到损坏

E．放射性物质可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境

A．始发事件

B．事件序列

C．基本事件

D．设备不可用度

E．人因失效事件

A．安全壳在堆芯损坏事故下受的载荷

B．安全壳失效模式

C．熔融物质与混凝土的作用

D．放射性物质在安全壳内释放和迁移

E．厂外后果