在《研究堆设计安全规定》中，术语“反应堆厂房”包括反应堆厂房的（）以及任何其他起重要包容功能的设施。

《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。 反应堆厂房内单壁可拆卸保温外壳材料为的不锈钢板，反应堆厂房外可拆卸保温外壳材料为0mm的铝板（） 反应堆厂房内单壁可拆卸保温外壳材料为的不锈钢板，反应堆厂房外可拆卸保温外壳材料为1.0mm的铝板（） 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。（） 核反应堆中的生产堆主要包括（）。 《研究堆设计安全规定》规定：保护系统的设计必须确保在保护系统出现（）时使反应堆处于安全状态。 反应堆功率调节系统的目的是使反应堆的功率（） 保温用不锈钢外壳只在反应堆厂房内使用（） 核电站所用的反应堆主要有轻水堆（压水堆及沸水堆）、重水堆、气冷堆及快中子反应堆等. 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（） 反应堆热停堆的Keff（） 反应堆冷停堆的Keff（） 正常运行情况下，为了防止泄漏，沸水堆反应堆厂房维持负压，相当（）英寸水位。 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。 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（）^ 引起反应堆裂变 反应堆状态分为（）。 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（） 快中子反应堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为（）以上的快中子引起的反应堆。