核动力厂余热排出系统还可能有一些辅助功能，如在反应堆从冷停堆开始加热过程中，控制一回路平均温度，保证升温速率在（）之内。

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。 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。 《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》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。 《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》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。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆冷却剂压力边界的设计必须使（）裂纹发生的可能性极小。 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。 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。 《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。 重水慢化的反应堆，中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使238U转变为239Pu，使得重水堆核动力厂不但能用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆核动力厂节约天然铀（）％。 核动力厂（）类工况事故的事例如蒸汽发生器一根传热管破裂、反应堆冷却剂系统小管道破裂。 美国核管会提出了核动力厂运行的定量安全目标：反应堆事故对核动力厂附近的个人或居民群体可能产生的晚期（癌症）死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的（）%。 美国核管会提出了核动力厂运行的定量安全目标：反应堆事故对核动力厂附近的个入或居民群体可能产生的晚期（癌症）死亡风险不应超过由于所有其他原因产生的癌症风险的（）%。 核动力厂的分类工况中的工况Ⅳ事故不得导致具有（）功能的系统损坏，反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。 核动力厂分类工况中的工况IV事故不得导致具有（）功能的系统损坏，反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。 核动力厂（）类工况事故的事例如反应堆冷却剂丧失事故、控制棒组件弹出事故。 核动力厂分类工况中的工况（）事故不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏，反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到进一步的损伤。