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.适合于核动力厂设计和厂址假设始发事件的特征
C.源自假设始发事件的事件序列的分析和评价
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.设计基准的制定和确认
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
G.提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标
H.提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标
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
J.评价核动力厂应急规程的充分性

A.安全性
B.有效性
C.适用性
D.正当性

A.配置的重大变动
B.运行经验
C.技术知识的进步
D.物理现象的了解
E.人员的变动

A.需采用各种计算机程序进行分析计算
B.有关核电安全的实验，用实验结果来直接预测核动力厂事故的后果
C.确定论评价方法从系统失效的角度，假定事件已确定发生
D.确定论评价方法可以分析计算整个核动力厂系统的响应，直接得出假定事件引起的放射性

A.不可燃的和低烟低毒
B.不可燃的或阻燃的和耐热
C.不可燃的或阻燃的和无毒
D.低烟无卤阻燃耐火

A.破裂
B.误动作
C.无反应
D.意外操作
E.出现故障

A.防止发生火灾
B.及时地探测和扑灭火灾
C.火灾发生时及时上报有关部门并组织灭火
D.迅速组织灭火并组织无关人员及时撤离
E.防止火灾的蔓延

A.批准审查
B.风险分析
C.书面批准
D.详细调研

A.火灾封锁
B.防火分区
C.防火小区
D.火灾危害性分析
E.布置要求

A.布置要求
B.防火区
C.火灾封锁法
D.火灾扑灭法
E.火灾和灭火系统的二次效应
F.火灾危害性分析