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型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第（）卷NB分卷MC级设备。 AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第III卷（）分卷MC级设备。 在LOCA下，AP1000非能动堆芯冷却系统利用（）实现注入。 AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳属于ASME标准第三卷NE分卷（）级设备。 下列哪些属于AP1000非能动安全注射系统的非能动注射水源（）。 AP1000非能动安全壳冷却包括（）个过程。 美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，代替传统的一台轴密封泵。将屏蔽泵应用于核电厂，主要基于它的（）优势。 AP1000核动力厂非能动堆芯冷却系统的安全功能是（） AP1000非能动堆芯冷却系统提供了自动降压系统（）个阶段的降压。 我国《核电厂设计安全规定》定义核电厂状态分为（）。 AP1000核动力厂安全系统包括（） 核电厂一回路补给水系统由（）部分组成。 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。 目前，我国沿海建设的核电站为第二代AP1000核电技术。（） AP1000采用了（）安全壳。 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（） 下列选项中，不属于AP1000安全系统的是（） 核电厂安全监督包括（） 国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标，请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同？ 国际原子能机构通常用发生堆芯严重损坏的概率来评价核电厂的安全指标，请问这一安全指标的量级对老核电厂、新核电厂及新设计的核电厂各有什么不同