国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标，请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同？
国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标，请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同？
相关考题：
国际原子能机构（IAEA）在（）基础上，并结合其他成员国的质量保证活动的经验，颁布了《核电厂安全的质量保证》（50-C-QA）。A、美国联邦法规《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》B、美国国家标准协会《核电厂质量保证大纲要求》C、美国军方标准《质量大纲要求》D、以上三者均包含
1986年，（）发生重大核事故，堆芯严重损毁、大量放射性物质向环境释放，成为“人类历史上最为严重的核事故”之一（）。A、切尔诺贝利核电站B、美国DavisBessee核电厂C、日本福岛核事故D、大亚湾核电站
我国核设施质量保证法规的名称是《核电厂质量保证安全规定》，可简称为“质保规定”，此法规是国家核安全局根据国际原子能机构制订的IAEA（）翻译并稍加修改而成的。A、50-C-QAB、50-C-QCC、50-A-QAD、50-A-QC
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：（）。A、失水事故后失去应急堆芯冷却B、失水事故后失去再循环C、全厂断电后未能及时恢复供电D、一回路系统与其他系统结合部的失水事故E、蒸汽发生器传热管破裂后减压失败F、失去公用水或失去设备冷却水
必须完成核动力厂的概率安全分析，以达到（）目的。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G、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H、各项分析结果与放射性的验收准则和设计限值的比较I、评价核动力厂应急规程的充分性J、核实是否符合概率目标
（），美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。A、1977年3月B、1978年3月C、1979年3月
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（）。A、稀有事故B、超设计基准事故C、熔堆事故D、未能紧急停堆的预计瞬态
单选题1986年，（）发生重大核事故，堆芯严重损毁、大量放射性物质向环境释放，成为“人类历史上最为严重的核事故”之一（）。A切尔诺贝利核电站B美国DavisBessee核电厂C日本福岛核事故D大亚湾核电站
单选题（），美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。A1977年3月B1978年3月C1979年3月
单选题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（）。A稀有事故B超设计基准事故C熔堆事故D未能紧急停堆的预计瞬态
单选题研究分析发现，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。A类型B设计C运行D堆工