AP1000核动力厂非能动堆芯冷却系统的安全功能是（）

AP1000技术和EPR技术，满足了（）文件对下一代核动力厂的要求。 以下哪项不是AP1000非能动安全注入系统的水源（） 下列哪些属于AP1000非能动安全注射系统的非能动注射水源（）。 《核动力厂设计安全规定》规定：反应堆保护系统必须具有（）功能。 核动力厂余热排出系统的主要功能包括在停堆后第（）阶段排出堆芯余热。 核动力厂设备冷却水系统的冷却功能是为核动力厂（）提供冷却水，并将其热负荷通过重要厂用水系统传到海水中。 《核动力厂设计安全规定》规定：为了在冷却剂丧失事故中使燃料损伤最少和限制裂变产物的外逸，必须设置应急堆芯冷却系统。所提供的冷却必须保证（） 重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有以下几点主要差别（） AP1000堆芯有（）组燃料组件，EPR堆芯有（）组燃料组件。 核动力厂定期安全审查必须考虑核动力厂的（） 《核动力厂设计安全规定》适用于核动力厂（） 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂核安全的技术安全目标是（） 《核动力厂设计安全规定》规定核动力厂总的核安全目标是（） 具体到核动力厂的设计，技术安全目标可以归纳为对（）等基本核安全功能的保证。 《核动力厂设计安全规定》规定：故障安全设计原则必须恰当地考虑，并贯彻到核动力厂安全重要系统和部件的设计中。核动力厂系统必须设计成在该系统或其部件发生故障时（）而使核动力厂进入安全状态。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施（）核动力厂事故。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂的安全设计适用（）原则。 在核动力厂（）PSA中，集中关注堆芯损坏的可能性，堆芯损坏下事故发展的特性。 《核动力厂设计安全规定》规定：核动力厂核安全的辐射防护目标是（） 为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分。第一代是指20世纪（）年代建成的试验堆和原型堆核动力厂。