《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆停堆手段的（）必须足以保证不超出规定限值。

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。 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：反应堆冷却剂压力边界必须设置足够的（）装置，以限制放射性流体的任何流失。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂的设计必须是，对范围广泛的预计运行事件的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆，不必采取超出纵深防御第（）层次的措施。 《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（）的设计和制造必须在材料选择、设计标准、可检查性和加工等方面均具有最高质量。 《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。 《核动力厂设计安全规定》规定：包容反应堆冷却剂的部件，如（）必须能在所有运行状态和设计基准事故下承受预计的静、动载荷。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂的设计必须是,对范围广泛的预计运行事件的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆，不必采取超出纵深防御第（）层次或至多不超过第（）层次的防御。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆压力容器内反应堆堆芯和其他相关的内部部件的设计和装配，必须符合下述要求：在运行状态、设计基准事故和外部事件中所预期到的静、动载荷的作用下，可保持必要的结构（），保证反应堆安全停堆、保持次临界状态和保证堆芯冷却。 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（） 核动力厂非居住区边界里反应堆的距离不得小于（）米。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂安全撤离路线必须符合（）方面的要求。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂的安全设计适用（）原则。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂的设计必须是，对范围广泛的（）的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆，不必采取超出纵深防御第一层次或至多不超出第二层次的措施。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂设计必须考虑发生（）内部灾害的可能性。 《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。 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。