除设计基准外,设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。这些评价所使用的假设和方法可以()为基础。
A、运行限值
B、安全分级
C、工程经验
D、最佳估算
A、运行限值
B、安全分级
C、工程经验
D、最佳估算
A、A.确认核动力厂运行限值和条件符合核动力厂正常运行设计的假设和要求 B、B.适合于核动力厂设计和厂址假设始发事件的特征 C、C.源自假设始发事件的事件序列的分析和评价 D、D.各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较 E、E.设计基准的制定和确认 F、F.论证通过安全系统的自动响应结合所规定的操纵员动作能够管理预计运行事件和设计基准事故 H、G.提供系统性的分析,以确信设计符合总的安全目标 I、H.提供系统性的分析,以确信设计符合总的安全目标 J、I.确认核动力厂参数小的偏离不会引起核动力厂性能严重异常 K、J.评价核动力厂应急规程的充分性
A、提供系统性的分析,以确信设计符合总的安全目标 B、证明整个设计是平衡的 C、确认核动力厂参数小的偏离不会引起核动力厂性能严重异常 D、设计基准的制定和确认 E、提供发生堆芯严重损坏状态的概率评价以及要求厂外早期响应的(特别是与安全壳早期失效相关的)放射性物质向厂外大量释放的风险的评价 F、提供外部灾害事件(特别是核动力厂厂址特有的那些灾害)发生概率和后果的评价 H、鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系 I、各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较 J、评价核动力厂应急规程的充分性 K、核实是否符合概率目标
A、A.能导致高辐射剂量释放的核动力厂状态的发生概率极低 B、B.能导致大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低 C、C.具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小潜在的放射性后果 D、D.具有大的发生概率的核动力厂状态没有潜在的放射性后果 E、E.发生极限事故(设计基准事故)的概率极低