压水堆燃料元件弹簧所在空间有（）MP压力的氦气。

压水堆核电厂使用低富集度的铀，核燃料是高温烧结的（）二氧化铀陶瓷燃料芯块。

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对于工况III及工况IV事件，燃料元件可保持冷却状态，通用的判断标准为长时间高温（燃料包壳峰值温度）PCT＜（）℃。

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对于工况III及工况IV事件，燃料元件可保持冷却状态，通用的判断标准为短时间高温（燃料包壳峰值温度）PCT＜（）℃。

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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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在目前运行的大型压水堆核电厂中主要采用（）作为主循环泵。

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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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安全限值的概念是以防止核动力厂发生不可接受的（）为依据的，这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。

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（）的概念是以防止核动力厂发生不可接受的放射牲物质释放为依据的，这是通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限制来实现的。

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