根据反应堆事故停堆时安全冷却的需要，希望主发电机机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进行不低于（）的运转。

目前，人类用来发电的反应堆分聚变堆和裂变堆。 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。 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（） 反应堆冷却剂泵 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事故工况的后果的系统称为（）系统。 当反应堆出现紧急停堆掉入“碘坑”后，必须（）方能启堆。 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（） 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全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制放射性物质向外释放的各种设备。例如 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全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制放射性物质向外释放的各种设备。例如： 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。 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。 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。 核反应堆停堆触发系统由（）等部分组成。 《研究堆运行安全规定》规定：任何一名（）都必须拥有充分的职权使用紧急停堆按钮（或等效装置），以便出于安全目的而使反应堆停堆。 动力系统主要由锅炉（反应堆）、汽轮机（水轮机）、发电机、变压器和（）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。 《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。