专设安全设施和反应堆保护系统在需要时应能及时地正确投入运行。应该尽可能避免这些设施或系统误启动。尤其是安全注入系统和紧急停堆系统突然投入运行后（）

反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率（） 根据反应堆事故停堆时安全冷却的需要，希望主发电机机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进行不低于（）的运转。 为了反应堆的安全运行，研究堆营运单位必须备有反应堆（）的基本资料。 列举反应堆系统中固有安全特性的应用实例 列举反应堆系统中固有安全特性的应用实例 浓缩铀反应堆和天然铀反应堆是目前普遍使用的、和平利用的反应堆。（） 为了反应堆的安全运行，研究堆营运单位必须备有反应堆设计、建造、调试和运行的基本资料。在运行期间必须及时更新这些资枓，这些资料包括（） 核反应堆按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆。常见的气冷反应堆包括（）冷却反应堆。 对于压水堆，保证反应堆和回路系统正常运行的系统有（） 当需要迅速而可靠的动作来响应（）时,研究堆反应堆设计必须设罝自动触发装置，以使必要的安全系统动作。 《研究堆设计安全规定》规定：反应堆停堆系统的（）必须使所规定的限值和条件不会被超过。 当外界破坏了反应堆的平衡时，在一定范围内反应堆能不靠外界干预自行回到原来的状态。反应堆的这种特性成为固有安全性（） 模块式高温气冷堆根据“非能动安全性”原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳的（）传给反应堆外舱室混凝土墙表面的（） ？研究堆反应堆停堆系统设计中至少采用（）套停堆系统。 大亚湾核电站反应堆安全壳氢气控制和监测系统属于（）设备。 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。 核反应堆保护系统完成的任务包括探测电厂变量已迖到（） 反应堆功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号；手动或自动调节冷却剂中的硼酸温度，调整控制棒在堆芯中的位置’以调节反应堆（） 反应堆功率调节系统根据反应堆（）信号，手动或自动调节冷却剂中的硼酸温度，调整控制棒在堆芯中的位置,以调节反应堆轴向率分布。 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设计基准事故的后果的系统称为（）系统。