在LOCA下，AP1000非能动堆芯冷却系统利用（）实现注入。

AP1000先进燃料装载技术的堆芯采用（）区燃料装载方式。 AP1000核动力厂非能动主控制室应急可居留系统执行的功能有（） AP1000反应堆压力容器的（）没有贯穿件，减少了贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。 AP1000非能动系统被设计成能满足（），并且采闱概率安全分析评价来验证他们的可靠性。 中国引进的西屋公司AP1000属于（）反应堆 AP1000核电厂中非能动安全注入系统由（）以及相连的阀门和管道组成。 AP1000反应堆压力容器简体壁厚（）mm。 《研究堆设计安全规定》规定：应急堆芯冷却系统必须能在所有停堆工况下将堆芯（）保持在规定的安全限值内。 AP1000核电厂中，一个非能动余热排出的热交换器（PRHRHX）的容量是（）％。 AP1000反应堆冷却剂泵电机设置（）个重钨合金飞轮，以提高泵的转动惯量。 AP1000反应堆冷却剂泵电机设置两个重（）飞轮，以提髙泵的转动惯量。 AP1000技术抗震设计的安全停堆地震水平加速度为（）g。 AP1000核动力厂安全系统包括（） AP1000非能动主控制室应急可居留系统功能之一是保持主控制室相对于周围区域有一个（） AP1000氢气浓度监测系统有（）个监测器。 AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳设计压力为（）MPa。 AP1000核动力厂满足URD要求，其设计大量早期释放频率＜5.94×（）/堆年。 AP1000氢气点火子系统有（）个氢气点火器。 AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳主要受压元件材料为（） AP1000采用了（）安全壳。