工况（）事故引起反应堆中受损伤的燃料元件不大于某一小的比例，不影响堆芯的几何形状，以便能适当保持堆芯冷却：

核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ事故不得导致具有（）功能的系统损坏，反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。 裂变产生的能量中（）在反应堆停闭以后很长一段时问内仍能继续释放，因此，必须考虑停堆后对燃料元件进行长期的冷却，对乏燃料发热也要引起足够的重视。 燃料增值就是经过核反应堆的辐照，将反应堆中的铀-238转化为铀-235，从而实现“燃料越烧越多”的过程。 燃料增值就是经过核反应堆的辐照，将反应堆中的铀-238转化为铀-235，从而实现燃料越烧越多的过程（） 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。 核反应堆主要由反应堆压力容器，燃料组件，堆内构件和控制棒驱动机构等组成。 在现代热中子反应堆中，除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外，轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料，其中235u的丰度约为（）％。 根据燃料类型，核反应堆可分为（）。 核反应堆的燃料一般由裂变材料制成（）形式。 反应堆的安全评价必须包括分析反应堆对一系列可能导致预计运行事件或事故工况的假设始发事件的响应，也应包括实验装置本身的安全及其对反应堆的影响。在制定（）时，若条件许可，也应利用这些分析。 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。 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。 反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用（）这一物理量能衡量。 一般燃料组件大约在反应堆内使用（）年的时间。 能引起发生核动力厂场外应急的时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤，例如：对予一个热功率为3000mw的反应堆大于（）的堆芯。 核反应堆的堆芯部分主要包括燃料棒和控制棒 —般压水堆燃料组件大约在反应堆内使用（）年的时间。 反应堆第一次装入堆内的裂变燃料远比最小临界质量多得多。这样，反应堆在初始时K有效>1，需要用（）来抵消过剩反应性。 压水堆核电厂的三道屏障是燃料元件包壳、反应堆压力容器以及一回路压力边界和安全壳。 喷气燃料要求水反应试验界面分离情况不大于（）