核燃料在反应堆内发生各种核反应后，除了仍剩有新燃料中原有元素外，还有锕系产物和（）

在整个核燃料循环过程中，铀的浓缩、元件制造、乏燃料运输、贮存和后处理过程是核材料最易流失的环节，应严加防范。对于核反应堆工程，则更多的是（）。

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在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用（）的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。

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在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆（）的任何重大损坏；辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。

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快中子堆是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能力为（）Mev以上的快中心引起的反应堆。

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根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》（HAF001），国务院核安全监管部门通过核安全（）制度对核电厂、研究性核反应堆、核燃料元件制造厂、乏燃料后处理厂等的设计、建造、调试及运行实施严格的核安全监督管理。

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核动力厂机组运行模式是指核蒸汽供应系统的装载燃料的反应堆压力容器与（）因素的任何一种组合。

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UF6的化学性质比较活泼。在一般条件下，可与（）发生反应。

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为补偿反应堆的后备（剩余）反应性，在堆芯内必须引入适量的可随意调节的负反应性。此种受控的应性可用于（）。

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下列关于反应堆内的后备（剩余）反应性说法错误的是（）。

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