一些研究试验堆和快中子堆要求富集度更高的燃料a髙通量的材料试验堆则需要富集到（）％以上的髙浓铀。

快中子反应堆可将铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，对我国核电持续稳定发展具有战略意义。我国第一座快中子反应堆“中国实验快堆”的研究设计单位是（） 核电站所用的反应堆主要有轻水堆（压水堆及沸水堆）、重水堆、气冷堆及快中子反应堆等. 在热中子反应堆内，快中子的慢化时间比热中子扩散时间要（）得多，相差约（）个数通级。 快中子堆裂变可使铀资源的利用率提高()倍 以239Pu作为燃料的快中子反应堆具有非常优秀的增值性能，其增值比有可能达到（） 中国髙通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆，它來用的^{235U浓缩度为（）} 在现代热中子反应堆中，除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外，轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料，其中235u的丰度约为（）％。 在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。 德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆（即AVR）初期采用高富集度铀燃料，后期改为低富集度铀燃料，燃耗达到（）MWd／tU。 研究堆和动力堆均可采用单一MBA（核材料平衡区）结构，对于双堆或多堆核电厂，并且每个堆分别设置新燃料贮存库和乏燃料贮存水池，则将每个堆划分为（）个MBA为好。 研究堆的中子箱照应用系统包括（） 压水堆燃料布置时的归一化功率分布，通常（）区的燃料富集度是最低的，该区的乏燃料换出来进入乏燃料储存池。 轻水反应堆中，快中子慢化到中能区时，必然有一部分要被238U（），其余的中子继续慢化。 我国核能发展史上具有理程碑意义的"863"计划能源领域重大项目―――中国实验快堆工程建设.快堆、全称快中子反应堆、又称为什么（） 我国核能发展史上具有理程碑意义的"863"计划能源领域重大项目——中国实验快堆工程建设快堆，全称快中子反应堆，又称为什么（）   中国高通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆，它采用髙浓铀多层套管型燃料元件，水作慢化剂和冷却剂I（）作反射层，热功率125MW。 中国高通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆，它采用髙浓铀多层套管型燃料元件，（）作慢化剂和冷却剂，铍作反射层，热功率125MW 反应堆稳定运行情况下，功率髙，中子通量水平也髙，平衡氣毒浓度将（） 对于半径为R髙度为L圆柱形均匀裸堆，其热中子通量分布在高度上为（） 低富集铀燃料的反应堆，关于温度系数说法正确的是（）