堆芯测量系统包括（）

在压水堆中，堆芯初始装载时用（〉作为可燃毒物棒装入堆芯。 核反应堆的堆芯部分主要包括燃料棒和控制棒 使堆芯中子通量展平的方法包括（）。 沸水堆的堆芯处于（）工况。 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。 压水堆堆内构件主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。堆芯下部支承构件是堆芯的主要（），它是以（）结构为特征的组合体。 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。 AP1000堆芯有（）组燃料组件，EPR堆芯有（）组燃料组件。 堆芯时间常数 堆芯时间常数 模块式高温气冷堆根据（）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。 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。 AP1000非能动堆芯冷却系统提供了自动降压系统（）个阶段的降压。 能引起发生核动力厂场外应急的时间包括实际或预计的堆芯的严重损伤，例如：对予一个热功率为3000mw的反应堆大于（）的堆芯。 在LOCA下，AP1000非能动堆芯冷却系统利用（）实现注入。 堆芯重新定位机理 堆芯重新定位机理 同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大（）倍左右。 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如： 反应堆冷却剂系统承压边界内不属于核安全1级的各种设备，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种设备。例如