用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故的后果的系统称为（）系统。

《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆压力容器内反应堆堆芯和其他相关的内部部件的设计和装配，必须符合下述要求：在运行状态、设计基准事故和外部事件中所预期到的静、动载荷的作用下，可保持必要的结构（），保证反应堆安全停堆、保持次临界状态和保证堆芯冷却。 模块式高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳的（）传给反应堆外舱室混凝土墙表面的（） 反应堆功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号；手动或自动调节冷却剂中的硼酸温度，调整控制棒在堆芯中的位置’以调节反应堆（） 反应堆功率调节系统根据反应堆（）信号，手动或自动调节冷却剂中的硼酸温度，调整控制棒在堆芯中的位置,以调节反应堆轴向率分布。 当反应堆出现紧急停堆掉入“碘坑”后，必须（）方能启堆。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆停堆手段的（）必须足以保证不超出规定限值。 对于压水堆，保证反应堆和回路系统正常运行的系统有（） 模块式高温气冷堆根据（）原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统。 核安全2级主要指反应堆（）不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限值放射性物质向外释放的各种设备。 《核电厂运行安全规定附件一核电厂换料、修改和事故停堆管理》适用于（）型热中子反应堆核电厂运行期间的换料、修改和事故停堆。 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。 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。 核动力厂余热排出系统还可能有一些辅助功能，如在反应堆从冷停堆开始加热过程中，控制一回路平均温度，保证升温速率在（）之内。 核反应堆停堆触发系统由（）等部分组成。 《研究堆设计安全规定》规定：反应堆停堆系统的（）必须使所规定的限值和条件不会被超过。 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. 研究堆反应堆堆芯设计要求包括（） 反应堆功率运行的Keff（） 模块式高温气冷堆中子扩散长度较长，为了保证反应堆的运行，由（）来进行反应性控制。 《研究堆运行安全规定》规定：必须在（）之前编制和颁发反应堆安全运行和使用的运行规程。