研究堆反应堆堆芯设计要求包括（）

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。 ？研究堆反应堆停堆系统设计中至少采用（）套停堆系统。 山东石岛湾核电站模块式高温气冷堆反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不起过（）℃。 核反应堆的堆芯部分主要包括燃料棒和控制棒 在《研究堆设计安全规定》中，术语“反应堆厂房’’包括反应堆厂房的构筑物、通风系统和贯穿件以及任何其他起重要（）功能的设施。 中国先进研究堆CARR为（）反应堆。 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。 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。 为了反应堆的安全运行，研究堆营运单位必须备有反应堆设计、建造、调试和运行的基本资料。在运行期间必须及时更新这些资枓，这些资料包括（） 核反应堆堆型按冷却剂和慢化剂的类型可分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆。 核反应堆堆型按冷却剂和慢化剂的类型可分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆（） 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。 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。 我国先进核能研究团队在（）反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了（）反应堆核心技术自主掌握。 《研究堆设计安全规定》规定：保护系统的设计必须确保在保护系统出现（）时使反应堆处于安全状态。 核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆（） 《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。 《研究堆设计安全规定》规定：反应堆厂房的设计必须能可靠地控制（）工况下放射性物质的释放。 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。