AP1000非能动安全壳冷却包括（）个过程。

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型压水堆核电厂的CV安全壳主要受压元件材料为（） AP1000核动力厂非能动安全注入系统的水源有（） 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。 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。 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。 AP1000核动力厂安全系统包括（） 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。 EPR安全壳为双层安全壳，非能牢固。安全壳内壳力（）结构，外壳为（）结构。 AP1000非能动堆芯冷却系统（PXS）的反应堆冷却剂系统应急补给和硼化安全功能是在（）事故下当化容系统的补给失效或不足时提供补给。 安全壳喷淋系统主要功能是：从安全壳顶部喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的（），保证安全壳完整性。 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堆型是（） 《核动力厂设计安全规定》规定：贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界组成部分的或直接与安全壳空间相通的管线上必须至少（）个合适的安全壳隔离阀。 《核动力厂设计安全规定》规定：贯穿安全壳但既非反应堆冷却剂压力边界的组成部分，又不直接与安全壳相通的管线，必须至少设置（）个合适的安全壳隔离阀。 AP1000的设计是一个（）核电厂。 AP1000氢气浓度监测系统有（）个监测器。