核动力厂在分批换料后，反应堆（）都必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。

核动力厂非居住区边界里反应堆的距离不得小于（）米。 对于压水堆，在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统有（） 对反应堆功率达到（）的髙功率研究堆，其设计、运行和严重事故风险管理应参考核动力厂动力堆的规定。 重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有以下几点主要差别（） 《核动力厂设计安全规定》规定：对于采用水池系统贮存已辐照燃料的反应堆，其设计必须提供（）措施。 《核动力厂设计安全规定》规定：设计中必须保证把（）后反应堆发生重返临界或反应性急剧上升的可能性减至最小。 《核动力厂设计安全规定》规定：应急堆芯冷却系统的设计必须能够对重要部件进行定期检查和对系统进行定期试验，以便确认（） 核动力厂营运单位必须根椐（）要求制定装、换料大纲或堆芯管理大纲并上报国家核安全监管部门。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂压力边界必须设置足够的（）装置，以限制放射性流体的任何流失。 核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第（）阶段排出堆芯余热。 重水慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使238U转变为239Pu，使得重水堆核动力厂不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆核动力厂节约天然铀（）％。 核动力厂功率控制系统根据（），操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力相匹配。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂压力边界的设计必须使（）裂纹发生的可能性极小。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂系统必须采取措施，以保证即使在（）下，卸压装置的动作也不得导致核动力厂放射性物质的不可接受的释放。 为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪（）年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。 在核动力厂（）PSA中，集中关注堆芯损坏的可能性，堆芯损坏下事故发展的特性。 核动力厂营运单位必须制定燃料及堆芯部件的（）的技术条件和程序。 核动力厂营运单位必须制定燃料及堆芯部件的采购、装载、使用、卸料和试验的（）条件和程序。 《核动力厂设计安全规定》中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用（）冷反应堆的陆上固定式核动力厂。 快中子堆核动力厂的优点有（）