《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆压力容器内反应堆堆芯和其他相关的内部部件的设计和装配，必须符合下述要求：在运行状态、设计基准事故和外部事件中所预期到的静、动载荷的作用下，可保持必要的结构（），保证反应堆安全停堆、保持次临界状态和保证堆芯冷却。

《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：必须在实际可行的范围内采用各种设计技术，如（）以防止反应堆保护功能的丧失。 《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》规定：设计中必须保证把（）后反应堆发生重返临界或反应性急剧上升的可能性减至最小。 研究堆反应堆堆芯设计要求包括（） 《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。 反应堆压力容器 《核动力厂设计安全规定》规定：在运行状态和设基准事故中必须对（）反应堆引入量及其引入速率加以限制，以保证不致引起反奕堆压力边界失效，保持冷却能力和不会发生反堆堆芯显著损坏。 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》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。 髙温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆的反应堆压力容器要（），且形状比较（）^ 核动力厂非居住区边界里反应堆的距离不得小于（）米。 反应堆压力容器属于核安全设备（） 《核动力厂设计安全规定》规定：在（）的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆（）的设计和制造必须在材料选择、设计标准、可检查性和加工等方面均具有最高质量。 《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。 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：包容反应堆冷却剂的部件，如（）必须能在所有运行状态和设计基准事故下承受预计的静、动载荷。 反应堆压力容器常用材料是（）