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更多“分析人员可用（）来求解这些事故序列事故树，以求得它们的最小割…”相关的问题
《核动力厂设计安全规定》HAF102，2004给出，针对严重事故设计中必须考虑的事项有，()。
A.使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事件序列
B.对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑
C.对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施
D.应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的能力和预期的运行工况下使用某些系统，安全系统和非安全系统，和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用
E.对于多堆厂址，可以考虑使用其他机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行
F.对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规定
在新型反应堆设计中利用概率安全评价(PSA)有()优点。
A.能够从风险角度评价各种不同的设计选择方案
B.识别和解决电站设计中弱点
C.识别系统间的相关性和潜在的共因失效
D.找出与人员错误密切相关的事故情景和操作员行
E.在事故预防和事故减缓解之间建立综合平衡
F.从安全和可用度角度优化系统和部件
G.定性了解各系统和部件对事件序列的贡献
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
概率安全评价(PSA)的概率安全分析工作的形成的文档通常包括()。
A.PSA输入
B.所有故障树和事件树分析过程和结果
C.支配性事故序列和对它们有贡献的最小割集
D.电厂总的CDF(堆芯严重损坏频率)和来自不同始发事件和事故类别的贡献
E.CDF(堆芯严重损坏频率)的不确定性分布
F.重要度分析结果
G.敏感性研究的结果
A.稀有事故
B.严重事故
C.极严重事故
D.极限事故
超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态，可能由()而引起，并导致堆芯明显恶化，它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为严重事故。
A.安全系统单一故障
B.安全系统多重故障
C.保护系统单一故障
D.保护系统多重故障
