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。

《核动力厂设计安全规定》规定：贯穿安全壳但既非反应堆冷却剂压力边界的组成部分，又不直接与安全壳相通的管线，必须至少设置（）个合适的安全壳隔离阀。 《核动力厂设计安全规定》规定：贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界组成部分的或直接与安全壳空间相通的管线上必须至少（）个合适的安全壳隔离阀。 《核动力厂设计安全规定》规定：贯穿安全壳，但既非反应堆冷却剂压力边界的组成部分，又不直接与安全壳空间相通的管线，必须至少设置（）个合适的隔离阀。隔离阀必须位于安全壳（）侧，并尽可能靠近安全壳。 《核动力厂设计安全规定》规定：安全壳系统设计必须考虑严重事故下保持安全壳（）的措施。 安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物，既承受内压又承受外压的竖固建筑物。安全壳用于保证（） （）PSA的输出是各种事故下放射性从安全壳释放的频率，该级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。 《核动力厂设计安全规定》规定：贯穿安全壳但既非反应堆冷却剂应力边界的组成部分.又不直接与安全壳相通的管线，必须至少设置一个合适的安全壳隔离阀。隔离阀必须（） EPR的安全壳为双层安全壳，内、外壳的厚度都是（）m。 —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。 AP1000发生一回路破口事故时，用安全壳喷淋系统降低安全壳压力。 AP1000发生一回路破口事故时，用安全壳喷淋系统降低安全壳压力（） 切尔诺贝利核电站发生爆炸的反应堆没有安全壳 大亚湾压水堆核电厂安全壳的设计（绝对）压力为（）MPa。 沸水堆为了避免可燃气体燃烧或燃爆，设有安全壳惰性系统和大气稀释系统，在正常功率运行期间维持一次安全壳惰性的N2气氛和保证氧浓度小于（）%。 （）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。 在沸水堆中，为了避免一次安全壳内可燃气体燃烧或爆炸，设有（） 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。 《核动力厂设计安全规定》规定：为保证设计基准事故下释放到环境中的放射性物质低于规定限值，必须设置安全壳系统。根据设计要求，安全壳系统可包括（） 安全壳钢衬里执行安全功能（） EPR安全壳内装有氢复合器，保证了安全壳内氢的总体积含量小于（）％。