什么是反应堆的固有安全性

为了反应堆的安全运行，研究堆营运单位必须备有反应堆（）的基本资料。 浓缩铀反应堆和天然铀反应堆是目前普遍使用的、和平利用的反应堆。（） 反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率（） 第四代裂变反应堆是目前正在设计和研发的、在反应堆概念和燃料循环方面有重大创新的反应堆，其主要特征是可防止核扩散、具有更好的经安全性高和废物产生量小，是未来核能重要发展方向，主要包括（）等候选技术 核反应堆按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。常见的气冷反应堆包括（）冷却反应堆。 在《研究堆设计安全规定》中，术语“反应堆厂房”包括反应堆厂房的（）以及任何其他起重要包容功能的设施。 固有安全性是指 固有安全性是指 固有安全性 反应堆总的反应性控制需要量应当等于剩余反应性与停堆余量之（） 反应堆压力容器属于核安全设备（） 轻水反应堆中，氙中毒造成的反应性量约为（） 反应堆热停堆的Keff（） 反应堆冷停堆的Keff（） 反应堆状态分为（）。 引起反应堆裂变 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. 快中子反应堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆。 在研究堆的运行和实验期间，反应性控制系统或反应堆保护系统出现影响安全的故障的事例包括（） 反应堆控制堆内中子数目以改变反应堆的核裂变数的控制方法最常釆用的是（）