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。

[单选题]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.1B.2C.3D.2、3

[单选题]始发事件发生后，对核动力厂正常运行形成扰动，并且有可能导致堆芯损坏的事件，它究竟能否造成堆芯损坏，依赖于核动力厂（）。A.设计是否符合概率安全目标B.

[单选题]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.10-3B.10-4C.10-5D.10-6

[单选题]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.10-3B.10-4C.10-5D.10-6

[单选题]核动力厂（）类工况事故下，少量元件可能损坏，但受损伤的燃料元件数不大于某一小的比例，不会严重损坏堆芯，不影响堆芯的几何形状，以便能适当保持堆芯冷却，一

[多选题]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LER

[多选题]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（）。A.始发事件频率B.堆芯严重损坏频率（

[多选题]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LER

[单选题]对比以考虑单一故障为特征的设计基准事故，按照《核动力厂设计安全规定》对核动力厂事故的分类，严重事故是造成了堆芯严重损坏的又称为（）。A.稀有事故B.超

[单选题]—级PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事件系列，并作出定量化分析，求出各事件序列的发生频率，给出反应堆每运行年发生堆