核动力厂非居住区边界里反应堆的距离不得小于（）米。

《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。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆停堆手段的（）必须足以保证不超出规定限值。 核动力厂在分批换料后，反应堆（）必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求。 《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。 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。 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。 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（） 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂压力边界必须设置足够的（）装置，以限制放射性流体的任何流失。 《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。 对反应堆功率达到（）的髙功率研究堆，其设计、运行和严重事故风险管理应参考核动力厂动力堆的规定。 《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：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。 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（） 核动力厂规划限制区半径不得小于（）千米。 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（）％。 《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。 《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（）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。 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：核动力厂规划限制区半径不俱小于（）km。