在向堆芯注水用来冷却燃料组件避免包壳破裂，注入水含有的哪种元素可以制止链式反应（）。
快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（）Mev以上的快中心引起的反应堆。
研究分析发现，导致堆芯严重损坏的主要初因事件与核电厂的设计特征有十分密切的关系。但归纳起来，共同的主要初因事件大致是：（）。
在压水堆堆芯中，用以实现功率调节和停堆功能的为下列哪一组件：（）
核动力厂风险研究中指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境释放的主要因素，而（）是引起堆芯熔化的主要原因。
（），美国三哩岛核电厂发生了堆芯部分熔毁的严重事故，但由于有压力容器、安全壳等安全屏障，没有造成大量放射性物质外泄。该事故没有造成任何人员伤亡。
世界曾三次发生重大核事故:1979年美国三哩岛堆芯熔化事件,1986年前苏联切尔诺贝利核电站试验爆炸事件和（)311日本福岛有地震和海啸引起的核爆炸事件。
AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（)/堆年。A.1×10-4B.1×10-5C.1×10-6D.1×10-7
能山东石岛湾电站（HTR-PM)模块式高温气冷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超
AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置（)区。A.低富集度B.高富集度C.高、低富集度D.富集度从低到高
◑下面哪种核电品牌采用的是重水堆技术()。◑A、AP1000◑B、CANDU6◑C、EPR
EPR安全壳排热系统的启动，允许在堆芯熔化后有（）小时宽限期。
《研究堆首次装料批准书》的申请者必须在研究堆首次向堆芯装入核燃料前向国家核安全局提交《研究堆首次装料申请书》，并同时提交有关文件。具体提交时限为：I类研究堆提前（）个月。
核反应堆中，链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过（）等方式传递给燃料原件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过热力系统转化为所需的动力-
AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）的安全注入安全功能是在（）破口的泄漏和破裂的情况下实施安全注射，提供堆芯冷却和卸压。。
在分析堆芯传热中，研究对流体换热的目的有两个，一是为了得到冷却剂通道内的温度分布，从而保证冷却剂的温度低于许可极限温度;二是为了找到决定()的关键因素，以便于选择材料和流动参数使得()。
《研究堆首次装料批准书》的申请者必须在研究堆首次向堆芯装入核燃料前向国家核安全局提交《研究堆首次装料申请书》，并同时提交有关文件。具体提交时限为：（）类研究堆提前6个月。
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：
AP1000先进燃料装载技术的堆芯采用（）区燃料装载方式。
《研究堆设计安全规定》规定：应急堆芯冷却系统的设计必须有足够的可靠性，能在该系统发生（）事件时完成其预定的设计功能。
采用或含有（）燃料的元组件称为MOX燃料元（组）件。
（）必须负责并组织有关堆芯管理和厂区燃料装卸的全部活动，以保证燃料在反应堆中的安全使用及其在厂区转移和贮存期间的安全。
AP1000在事故情况下，堆芯补水箱（CMT）依靠（）向反应堆注水，冷却堆芯。
“员工要认识到保持临界安全这一设计功能的重要性，如堆芯和乏燃料的冷却。”这是核安全文化中个人对安全的承诺的（)特征。
