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（）

核动力厂（）类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆（）的设计必须在整个核动力厂运行寿期内能对其进行充分的检查和试验。 INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率：对未来核动力厂为（）／堆年。 INSAG建议的反应堆堆芯严重损坏的频率：对现有核动力厂为（）／堆年。 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：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：反应堆停堆手段必须至少由（）个不同的系统组成，以提供多样性。 《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：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。 《核动力厂设计安全规定》觌定：反应堆停堆手段必须至少由（）个不同的系统组成，以提供多样性。 对于压水堆，保证反应堆和回路系统正常运行的系统有（） 核动力厂（）类工况事故的事例如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂。 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（）％。 在美国三里岛核事故后，在原来压水堆技术基础上，开发更安全、更经济的先进轻水堆核电技术，形成了非能动安全的先进压水堆（）和下一代欧洲压水堆（），满足了《核动力厂用户要求》文件对下一代核动力厂的要求。 《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。 核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ极限事故发生的频率为（）/堆年，是核动力厂的寿期内极不可能发生的事故。 核动力厂（）类工况发生频率大于10—2/堆年。 当核动力厂一回路系统的管道或设备发生破损事故后，通过（）向堆芯紧急注入（），防止堆芯因失水而造成烧毁。 快中子堆核动力厂的优点有（） 《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。