核动力厂功率控制系统根据（），操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节反应堆的功率，使其与汽轮发电机组的出力相匹配。

核电厂功率调节系统根据汽轮机冲动级的压力和反应堆冷却剂的平均温度，操纵控制棒在堆芯中的位置，以调节（），使其与汽轮发电机组的出力相匹配。 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。 在核动力厂（）PSA中，集中关注堆芯损坏的可能性，堆芯损坏下事故发展的特性。 核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第（）阶段排出堆芯余热。 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：由（）对核动力厂的非居住区行使有效的控制。 快中子堆核动力厂的优点有（） 《核动力厂设计安全规定》规定：为严密控制出入口，必须以适当的（）的布置方式，使核动力厂与其周围相隔离。 为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪（）年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。 《核动力厂环境辐射防护规定》规定：核动力厂必须按每堆实施放射性流出物（）的控制。 压水堆控制棒的上部连成一体成为（）式的控制棒束。 核动力厂营运单位必须制定处理有缺陷燃钭棒或控制棒的（），以使一回路冷却剂或气态排出流中裂变产物和活化产物的数量降到最小。 核动力厂营运单位必须制定燃料及堆芯部件的（）的技术条件和程序。 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。 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：反应堆保护系统必须具有（）功能。 《核动力厂设计安全规定》规定：故障安全设计原则必须恰当地考虑，并贯彻到核动力厂安全重要系统和部件的设计中。核动力厂系统必须设计成在该系统或其部件发生故障时（）而使核动力厂进入安全状态。 当核动力厂一回路系统的管道或设备发生破损事故后，通过（）向堆芯紧急注入（），防止堆芯因失水而造成烧毁。 《核动力厂设计安全规定》适用于核动力厂（）