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在核动力厂的概念设计/初步设计、最终设计和运行阶段均可利用概率安全评价(PSA)来评价核动力厂的安全，给出()结果。
A.确定支配性的事故序列
B.确定安全重要的系统、部件和人员行动
C.评价重要的相关性
D.鉴别新的安全问题
E.超设计基准事故或严重事故的分析评价
F.设计改进
G.确定安全研究的重点和优先性次序
H.确定核动力厂的物项变更
A.基础开挖后，通过仔细观察和测绘地下岩土材料的露头并与设计条件对照，如有必要，可以利用基础开挖补充进行原位试验
B.我国现行的做法是在核电厂建造之前，国务院核安全监管部门派核安全检查工作组到现场进行基础开挖后的例行检查
C.营运单位提供反应堆厂房的地质编录，该检查结果作为发放建造许可证的条件之一
D.国务院核安全监管部门对地质编录做出了明确的规定
A.换料间隔
B.试验间隔
C.在役检查间隔
D.允许停役时间
E.操纵员干预时间
对轻水堆，概率安全评价(PSA)所考虑的内部始发事件可粗分为冷却剂丧失事故(LOCA)和瞬态两大类。瞬态始发事件是指需要反应堆()的所有事件。
A.降功率
B.停堆
C.降功率和停堆并随后排出衰变热
D.降功率或者停堆并随后排出衰变热
概率安全评价(PSA)在()阶段只作简化评价。
A.概念设计
B.初步设计
C.最终设计
D.设计修改
A.始发事件
B.事件序列
C.基本事件
D.设备不可用度
E.人因失效事件
概率安全评价(PSA)定量化过程在实质上是利用可靠性数据和人员可靠性分析结果对事件树和故障树模型进行集成，使我们估计出事件序列的()。
A.过程
B.后果
C.频率
D.状态
A.保证LOCA下无堆芯裸露风险
B.大大降低了堆芯熔化概率
C.有利于堆厂房的小型化
D.减少了在役检查的工作量
E.检修时工作人员所受放射性剂量大幅度降低
