一些研究试验堆和快中子堆要求富集度更高的燃料。高通量的材料试验堆则需要富集到（）%以上的高浓铀。

快中子反应堆可将铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，对我国核电持续稳定发展具有战略意义。我国第一座快中子反应堆“中国实验快堆”的研究设计单位是（） 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. 中国高通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆，它采用髙浓铀多层套管型燃料元件，水作慢化剂和冷却剂I（）作反射层，热功率125MW。 中国高通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆，它采用髙浓铀多层套管型燃料元件，（）作慢化剂和冷却剂，铍作反射层，热功率125MW 快中子堆裂变可使铀资源的利用率提高()倍 钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在（）℃左右髙温液态钠池内进行。 以239Pu作为燃料的快中子反应堆具有非常优秀的增值性能，其增值比有可能达到（） 使堆芯中子通量展平的方法包括（）。 中国髙通量工程试验反应堆是一座压力壳型研究反应堆，它來用的^{235U浓缩度为（）} 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（）％。 德国于1959年开始建造球床高温气冷反应堆（即AVR）初期采用高富集度铀燃料，后期改为低富集度铀燃料，燃耗达到（）MWd／tU。 中子通量分布的形状只取决于反应堆（）0 在快中子反应堆中，无慢化剂，但中子通过与（）非弹性散射能量也会有所降低。 研究堆和动力堆均可采用单一MBA（核材料平衡区）结构，对于双堆或多堆核电厂，并且每个堆分别设置新燃料贮存库和乏燃料贮存水池，则将每个堆划分为（）个MBA为好。 在热中子反应堆内，快中子的慢化时间比热中子扩散时间要（）得多，相差约（）个数通级。 压水堆燃料布置时的归一化功率分布，通常（）区的燃料富集度是最低的，该区的乏燃料换出来进入乏燃料储存池。 研究堆的中子箱照应用系统包括（） 在某功率下反应堆中子通量分布的绝对值应该是中子通量分布乘以一个待定常数，它由（）决定。 轻水反应堆中，快中子慢化到中能区时，必然有一部分要被238U（），其余的中子继续慢化。 我国核能发展史上具有理程碑意义的"863"计划能源领域重大项目―――中国实验快堆工程建设.快堆、全称快中子反应堆、又称为什么（）