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。

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。

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INSAG建议的大规模放射性释放的频率：对现有核动力厂为（）／堆年。

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INSAG建议的大规模放射性释放的频率：对未来核动力厂为（）／堆年。

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研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的（）特征有十分密切的关系。

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（）即堆芯严重损坏事故，有可能破坏安全壳的完整性，从而造成环境放射性污染，产生十分巨大的损失。

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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（）。

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研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是：（）。

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在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用（）的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。

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在INSAG-3中，概率安全目标是“要求早期厂外应急响应的大规模放射性释放频率小于（）／堆年”。

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