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。

核动力厂在分批换料后，反应堆（）必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。 核动力厂在分批换料后，反应堆（）都必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。 核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第（）阶段排出堆芯余热。 AP1000核动力厂非能动堆芯冷却系统的安全功能是（） 核动力厂营运单位必须制定燃料及堆芯部件的（）的技术条件和程序。 重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有以下几点主要差别（） 当核动力厂一回路系统的管道或设备发生破损事故后，通过（）向堆芯紧急注入（），防止堆芯因失水而造成烧毁。 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。 快中子堆核动力厂的优点有（） 核动力厂营运单位必须制定燃料及堆芯部件的采购、装载、使用、卸料和试验的（）条件和程序。 （）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。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂设计必须考虑发生（）内部灾害的可能性。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂压力边界的设计必须使（）裂纹发生的可能性极小。 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：多堆厂址是指五个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于（）km的核动力厂厂址。 与压水堆核电厂相比，沸水堆核动力厂的主要缺点是（） 核动力厂（）类工况发生频率大于10—2/堆年。 能引起发生核动力厂场外应急的时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤，例如：对予一个热功率为3000mw的反应堆大于（）的堆芯。 （）级PSA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。找出设计上的弱点，并对减缓堆芯损坏后事故后果的途径和事故处理提出具体意见。 为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪（）年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。 导致堆芯严重损坏的初因事件（）