核设施退役涉及技术( )。
ABCE
暂无解析
压水堆核岛中的设备系统主要有（）。
下列关于反应堆保护系统说法正确的有（）。
重水吸收热中子几率比轻水低（）多倍，吸收中子最弱。
工艺主机级联中大量气相UF6本身不存在核临界问题，但铀水混合达到一定条件就会发生临界( )。
核材料管制的例行检查，一般由局组织、日常检查和非例行检查由()负责。
