在向堆芯注水用来冷却燃料组件避免包壳破裂，注入水含有的哪种元素可以制止链式反应（）。
非能动的安全性
钢轨探伤车GTC-1000系统嵌入系统AP、DP：（）
GTC-1000系统柜机内AP板的作用是（）。
应急堆芯冷却系统 emergency core cooling system
探伤车AP板、DP板和RP板这三种系统构成了SYS-1000系统的核心。（)
AP1000核动力厂满足URD要求，其设计堆芯损伤频率<（)/堆年。A.1×10-4B.1×10-5C.1×10-6D.1×10-7
AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置（)区。A.低富集度B.高富集度C.高、低富集度D.富集度从低到高
AP1000核动力厂非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统，例如()以及有关抗震厂房来放置这些部件。
AP1000核动力厂在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，取消了()。
钢轨探伤车GTC－1000系统嵌入系统AP、DP（)。
核电厂的设备按其对核电厂的安全所起的作用可分为安全重要系统和非安全重要系统,反应堆保护系统属于非安全系统的一部分。（)
EPR安全壳排热系统的启动，允许在堆芯熔化后有（）小时宽限期。
核反应堆中，链式裂变反应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过（）等方式传递给燃料原件周围的冷却剂，再由冷却剂带载到堆芯外，通过热力系统转化为所需的动力-
核电厂功率调节系统根据反应堆轴向功率偏差信号，手动或自动调节冷却剂的硼酸浓度，调整控制棒在堆芯中的位置，以调节（）
AP1000堆芯有（）组燃料组件，EPR堆芯有（）组燃料组件。
（）PSA对核动力厂运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事件系列，并作出定量化分析,求出各事件序列的发生频率给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。
工况（）事故引起反应堆中受损伤的燃料元件不大于某一小的比例，不影响堆芯的几何形状，以便能适当保持堆芯冷却：
AP1000先进燃料装载技术的堆芯采用（）区燃料装载方式。
AP1000安全系统可以在无须操纵人员行动或交流电支持的情况下建立并长期地维持（）
《研究堆设计安全规定》规定：应急堆芯冷却系统的设计必须有足够的可靠性，能在该系统发生（）事件时完成其预定的设计功能。
AP1000在事故情况下，堆芯补水箱（CMT）依靠（）向反应堆注水，冷却堆芯。
“员工要认识到保持临界安全这一设计功能的重要性，如堆芯和乏燃料的冷却。”这是核安全文化中个人对安全的承诺的（)特征。
AP1000由于采用了非能动的安全系统，主回路管道数量相比于同容量的在运核电机组减少了（)。
