（）PSA可以帮助分析设计中的弱点和指出防止堆芯损坏的途径。

在压水堆中，对堆芯损坏频率起主要贡献的是（）的始发事件。 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。 导致堆芯严重损坏的初因事件（） 分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘电厂对特定始发事件响应的（） 在压水堆中，堆芯初始装载用（）作为可燃毒物棒装入堆芯。 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，一回路的完整性不会受到损坏。 研究堆反应堆堆芯设计要求包括（） 在压水堆中，堆芯初始装载时用（〉作为可燃毒物棒装入堆芯。 《研究堆设计安全规定》规定：应急堆芯冷却系统必须能在所有停堆工况下将堆芯（）保持在规定的安全限值内。 研究堆燃料的操作和贮存设施的设计必须考虑防止发生燃料的丢失和损坏，必须考虑（）问题。 压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯和堆内构件，作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。 压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯和堆内构件，作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用（） AP1000反应堆压力容器的（）没有贯穿件，减少了贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。 《核动力厂设计安全规定》规定：在运行状态和设基准事故中必须对（）反应堆引入量及其引入速率加以限制，以保证不致引起反奕堆压力边界失效，保持冷却能力和不会发生反堆堆芯显著损坏。 压水堆核电厂系统中反应堆压力容器包容和固定堆芯及堆内构件，作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。 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。 用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故的后果的系统称为（）系统。 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。 压水堆由（）个燃料组件拼装成压水堆的堆芯，堆芯宏观上为（） 水表出口应安装截止阀防止水倒流损坏表芯（）