西屋公司先进型压水堆核电机组AP1000技术经济特征综述(精)
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AP1000简介汇编.
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000概述
为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就 成为新一代核电技术开发的核心。
如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累 计约4000堆· 年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生 概率达到5×10-4/堆· 年。
这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的； 同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防 和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。
2015-6-12
当前世界的
煤 40%
能源结构
石油 25%
其它 2% 核能 17% 煤 37%
电力
石油 11%
其它 5%
核能 8%
天然气 22%
水力 18%
天然气 15%
总能源
世界能源消费结构（2000年）
核电在世界能源消费中占8%（2000年）
世界电力能源结构（2000年）
核电在世界电力能源中占17%（2000年）
系统的功能要靠部件来实现。 在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触 发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动 态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电 机组等。 无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部 件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一 非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质 量水平，则可不必假设它会发生故障。
2015-6-12
美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员会1974年发表 的《核电站风险报告》WASH-1400报告首次将概率安全分析技 术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方 法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计 基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次 建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。
AP1000核电建设项目风险分析及应对
AP1000核电建设项目风险分析及应对2007年，我国与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同。
AP1000是西屋公司开发出的一种两环路1000MWe的非能动压水堆核电技术，是目前较为先进的第三代堆型，但个别关键设备边研发、边制造，使得机组的整体安全性和先进性仍需要通过工程实施和安全运行来验证。
三门作为全球首个第三代核电自主化依托项目，在建造和运行阶段必将存在较大的风险。
一、AP1000特点非能动的安全简化设计系统和模块化建造技术是AP1000压水反应堆的两大突出特点。
这两项全新技术的应用大量减少了设备数量，极大地提高了运行的安全性和经济性，使其在未来的电力市场中具备与其他能源竞争的优势。
AP1000采用非能动的安全系统。
它利用系统固有的热工水力特性，通过重力、流体的自然对流扩散等天然原理，使核电站的保障安全措施不再依赖泵、风机、安全级柴油机等能动设备的运行。
系统变化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少，使得电站设备投资成本大大降低。
AP1000在建造中大量采用模块化技术。
整个电站共分4种模块类型：结构模块、管道模块、机械设备模块和电气设备模块。
模块化建造技术使建造活动易控，在制作车间便可进行检查，保证建造质量。
平行进行的各个模块大量减少了现场的人员和施工活动，这将缩短建设周期。
二、AP1000核电建设项目的主要风险分析风险是未来的不确定性对企业实现其既定目标的影响。
我国作为全球AP1000技术应用的首堆工程，在商务合同、投资计划、核心设计、技术接口、设备采购、施工调试和工程管理等方面存在较大的风险。
（一）技术风险AP1000项目最大的风险在于三代技术没有参考电站。
技术成熟包括研发设计、首堆工程和市场验证后的成熟。
从技术的可靠性来看，AP1000的部分技术具有原型或未经证实的技术特征，如其非能动性尚未经实践验证确认等。
AP1000-SA技术要求(汉译)
AP1000-SA技术要求(汉译)背景AP1000是一种第三代压水堆核电站技术，由美国公司Westinghouse Electric Company开发，并在全球范围内广泛应用。
在发展核电的过程中，我国积极引进国外先进核能技术，AP1000就是其中之一。
AP1000核电站在核安全、经济性、安全性和环保等方面有很高的评价，是我国未来发展核能产业的主要方向。
技术要求AP1000-SA是针对我国市场需求和地理特点，对AP1000技术做了一定的调整和改进，具备更加良好的可靠性和安全性。
下面是AP1000-SA要求的详细介绍。
核岛AP1000-SA核岛采用RV型反应堆压力容器，设计寿命为60年。
为更好地适应我国地理特点，AP1000-SA芯片排布的密度和长度与原本的AP1000有所不同，更适合我国特定的地震和气候条件。
安全AP1000-SA安全性和可靠性得到了大幅提升。
采用锂铝合金铝化物燃料，降低了核燃料辐射放射性的影响。
同时在核安全设计中增加了防污染和防爆炸设计，从而提高了AP1000-SA的安全性。
经济性AP1000-SA更为经济，从而更具可行性。
在原有20%的缩小基础上，AP1000-SA的设计能够进一步降低成本，从而增强了能源的竞争力和经济性。
可视化AP1000-SA核电站还在设计上增加了可视化的部分。
通过设计操作平台和硬件控制台等，使得人员可以更方便地监控和操作核电站，从而增强了安全性和可靠性。
AP1000-SA是美国先进核能技术AP1000的改进版，采用了更符合我国特定地理条件的设计。
在核安全、经济性、安全性和环保方面均有很高的评价。
AP1000-SA将成为我国未来发展核能产业的主要方向。
第三代核电和西屋公司AP1000评述
第三代核电和西屋公司AP1000评述
臧明昌
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2005(025)002
【摘要】世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献.为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年.由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计.简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估.分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战.如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益.
【总页数】10页(P106-115)
【作者】臧明昌
【作者单位】中国电力国际有限公司,北京,100101
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.9
【相关文献】
1.第三代核电AP1000型机组高压外缸铸件研发 [J], 李永新;郭小强;钱振龙;谢厚霓
2.西屋公司在中国第三代核电技术招标中胜出 [J], 李毅（译）;张炎（校）
3.第三代核电技术AP1000已经成熟——中国将建成最先进的第三代核电站 [J], 胡雪琴
4.第三代核电AP1000机组高压加热器设计及运行特点介绍 [J], 柏烨
5.第三代核电技术——非能动安全先进核电站AP1000 [J], 胡亚蕾
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AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析——三门核电唐锡文
AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析唐锡文（三门核电有限公司，314300，浙江）摘要：本文从电站的成熟性、安全性和经济性三个方面阐述了AP1000反应堆的先进性。
并从AP1000没有参考电站，一些关键设备结构发生了重大改进，并且这种改进的验证工作还未完成；以及设备国产化面临的问题几个方面来说明AP1000的建造风险。
最后，提出了完善AP1000设计，提升电站的规模效益所需要的未来改进。
通过对AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析，有利于我们更好了解目前世界上最先进的压水反应堆技术以及发展水平，促进我国核电技术的发展。
1简介AP1000属于第三代先进压水反应堆，是美国西屋公司开发的一种双环路100千瓦级的先进压水堆核电机组。
与二代反应堆技术相比，AP1000通过采用非能动专设安全系统，提高系统的可靠性；通过简化系统，并采用模块化建造技术缩短建造周期。
通过这些改进，来达到电厂安全性和经济性的有机协调。
AP1000是一个主回路为两环路的压水堆电站。
主回路由一台反应堆压力容器，一台稳压器，两台大容量的蒸汽发生器，4台屏蔽式主泵和4条冷段、2条热段管道组成。
由于主泵入口直接和蒸汽发生器下封头焊接在一起，消除了2代反应堆中蒸汽发生器与主泵入口之间的U型管道，减少了回路的阻力；同时，主管道简化设计，减少焊缝和支撑。
见图1 AP1000反应堆一回路立体布置。
AP1000设计基于AP600，并在此基础上进行了适当的改进。
机组采用单堆布置方式。
为了达到更高的电站功率，一方面，加大了核蒸汽供应系统主要部件的尺寸，包括增加反应堆压力壳的高度、堆芯长度，另一方面，增大蒸汽发生器、稳压器、汽轮机的尺寸和容量以及燃料组件的数目。
为了实现非能动安全系统设计，采用了带变频器的大型屏蔽泵。
此外，AP1000还采用了成熟的数字化仪控系统；反应堆厂房采用内层为钢，外层为混凝土结构的双层安全壳，施工安装过程采用了有利于缩短建造工期的模块化的建造模式。
AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点
AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。
该蒸汽发生器是呈倒U状的。
1 该屏蔽电机的优势APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。
泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。
图1为主泵结构示意图。
APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。
泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。
泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。
为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。
叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。
该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。
虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。
这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。
（1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。
（2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。
AP1000核电厂概述
- 对凝结水品质进行控制 凝结水系统通过与凝结水精处理系统和加药系统的协同 运行及除氧器对凝结水进行处理，保证凝结水的品质满 足电厂运行要求。 - 输送凝结水 凝结水系统将合格的凝结水按合适的流量输送至给水系 统。 - 给水加热 通过低压加热器对凝结水进行加热，以提高电厂的循环 热效率。
主给水系统
• 1999 年12 月西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600的基础上，启动了AP1000 的研究开发工作，历时 5年先后取得了NRC颁发的AP1000标准设计的最终设计 批准书和设计证书。
AP1000核电厂主要特点
• 1 AP1000核电机组上网电功率大约为1250MWe,NSSS 热功率为 3415 MWt.
• 7 与相同容量的现有压水堆相比，该电厂需要的部件更少 特别是安全级部件更少。 • 8 在无需替换反应堆压力容器的前提下，核电厂的设计寿 命为60年，压力容器60年的设计寿命本身就是一个保守
的假定。其他大型部件可以更换，包括蒸汽发生器。
• 9 用于功率转换的大型部件的设计—例如蒸汽发生器，反 应堆冷却剂泵，燃料，堆内构件，汽轮机和发电机—是基
• 系统功能 - 开始冷却水系统的功能是为闭式冷却水系统提供冷却， 通过闭式冷却水热交换器将闭式冷却水系统的热量带出， 并传递给循环冷却水系统。
闭式冷却水系统
• 系统功能 - 汽机房闭式水系统向汽机房内的与核安全无关的热交换 器提供除盐水来带走热量，在板式热交换器内将热量传 递给开式冷却水系统。
AP1000核电厂常规岛主要设备简介
辅助蒸汽系统
• 系统功能 - 辅助蒸汽系统由主蒸汽系统或辅助锅炉提供蒸汽，并将 符合要求的蒸汽分配至各辅助蒸汽用户。辅助蒸汽系统 用户主要为： 电厂热水系统； 除氧器（电厂试运行期间或除氧器失去加热蒸汽时）； 汽轮机轴封系统； 化学专业用汽； 核岛用汽； MSR、给水加热器保养用汽。
浅析AP1000 非能动安全系统技术特点
Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第14期·95·文章编号：2095－6835（2018）14－0095－02浅析AP1000非能动安全系统技术特点李国壮（华北水利水电大学，河南郑州450000）摘要：AP1000作为近年来发展迅速且技术较为成熟的先进三代堆型，其非能动安全系统的应用也是人们所密切关注的，同时我国已经引进4台AP1000堆型核电站，并在2018-04得到了装料批准。
由此可见，我国也在通过引进新技术来对原有堆型进行更新和发展。
首先简要介绍AP1000非能动安全系统的设计理念，其次浅析其针对不同的堆芯事故又有怎样的技术特点，从其经济性和安全性两方面解析非能动安全系统在现在第三代核电站的应用及将来可能的发展方向，最后提出“非能动安全系统必须与能动系统相结合”这一观点。
关键词：AP1000；非能动安全系统；技术特点；断电事故中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.14.0951绪论AP1000是西屋电气公司以AP600为基础，改进研发的非能动先进压水堆，经历了十余年的设计、制造、审核和评估，最终于2004-09正式发布“最终安全评估报告”。
非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点，受到了核电发达国家的重视，欧洲的EPP1000、日本的SPWR 、俄罗斯的WWER1000等都有非能动安全系统的应用。
除此以外，目前在现役核电站中也采用了非能动安全技术，比如中压安全注射箱（ACC ）等。
在我国，于2009年正式动工，分别在三门、海阳、台山、田湾和阳江5处建设了AP1000机组，已经在2018-04得到了装料批准，缘于这一次对AP1000堆型的使用，其非能动安全技术也在国内受到了广泛关注。
AP1000与常规压水堆堆型最大的不同在于其专设的非能动安全系统，系统主要包括应急堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统和非能动余热排出系统等[1]，非能动安全系统依靠自然的物理规律，凭借如重力、自然循环流和对流等自然力来达到保证核电站安全的目的，这样就从根本上解决了动力来源不稳定或动力暂时无法提供等问题。
核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较
环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率， 减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的 产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电 力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将 减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将 逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采 用非能动的安全系统，安全相关系统和部 件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子 高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进 行)等，其设计与性能特点满足用户要求文 件（URD）的要求。
相对简单性能比 较
安全性——设计理念
• AP1000安全系统采用“非能动”的设计理 念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系 统利用物质的自然特性：重力、自然循环、 压缩气体的能量等简单的物理原理，不需 要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及 相应的通风、冷却水等支持系统，大大简 化了安全系统（它们只在发生事故时才动 作），大大降低了人因错误。“非能动”安全 系统的设计理念是压水堆核电技术中的一 次重大革新。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进 一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站 的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低 一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体 剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年 （5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的 平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电 网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人 口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机 组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料 （5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再 富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。 这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目 标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应 堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。
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西屋公司先进型压水堆核电机组AP1000技术经济特征综述A Summary of the Main Technical and Economic Characteristics ofWestinghouse Advanced Pressurized Water Reactor AP1000顾军扬陈芳吴迪忠（中国广东核电集团苏州核电研究所，江苏苏州，215004）摘要对西屋公司开发并正接受美国核管会（NRC）审查的先进非能动型压水堆核电机组AP1000的主要技术和经济特征作了综述，特别对其安全性、经济性、仪控系统构架、模块化建造以及厂址适宜性作了重点描述与分析。
关键词先进型非能动 AP1000压水堆机组技术经济特征Abstract：This article sums up the main technical and economic characteristics of the advanced passive pressurized water reactor AP1000 which is developed by Westinghouse and being reviewed by US NRC. The safety， economics， I&C architecture， modularization construction and site accommodation are described and particularly analyzed in details.Key words：Advanced Passive AP1000 PWR unit Technical and economic characteristics1 AP1000的总体概况和研发进程1.1 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，在逻辑上是AP600的延伸，保持了AP600的基本设计：堆芯尺寸基本不变，采用非能动的安全系统，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC 的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
在为期7年的AP600的开发中，西屋公司投入了大量设计与计算的人力，并做了大量的实体试验，召开了众多听证与答辩会，因此AP600无论是其设计还是执照申请都是成熟的。
随着解除电力市场的管制，世界电力市场已发生重大变化，为提升竞争力，核电新的目标电价降为3美分/kWh，AP600已无法满足这个要求，为此西屋公司启动了AP1000的开发工作，以期通过如下改进来达到提升竞争力的目的。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，并在AP600的基础上作了如下设计改进（两种堆型的比较见表1）：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器，每环路为50万kW；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
1.2 研发进程1999年12月AP600获得美国NRC的设计许可证后，西屋公司依据电力市场的变化，即启动了AP1000的研发工作。
由于AP1000设计的指导思想是在AP600的基础上作最小修改以产生1000 MW以上的电力，故AP600的许多设计与试验结果被直接用于AP1000，AP1000相对于AP600的改进，则应用了西屋公司经验证的技术，因此其研发进程大大加快。
2002年3月28日，西屋公司向美国NRC提交了AP1000的认证申请，其具体的研发进程如表2所示。
此最新的AP1000取证时间表中，西屋公司的目标进度与NRC较保守的目标进度有一年的差距，但是目前NRC与西屋公司对于完成安全评估报告草案的时间完全一致。
西屋公司已要求NRC进一步缩短其完成最终安全评估报告的里程碑时间。
NRC已表示所留的时间过长，他们将努力压缩这一年的差异。
表1 AP1000和AP600主要技术参数参数AP1000堆芯参考电站比利时Doel-4/Tihange-3AP600AP1000净电功率，MWe 985 6101117反应堆功率，MWt 2988 19333400热段温度，℃330 316 321燃料组件数157 145157燃料组件类型17×1717×1717×17活化燃料长度，cm 426.7 365.8426.7线功率密度，W/cm 164.7 134.5187.3压力容器内径，cm 398.8 398.8398.8蒸汽发生器表面积，m26317 6968 11613稳压器体积，m3 39.6 45.359.5表2 AP1000设计研发进程里程碑时间西屋公司提交AP1000认证申请2002/03/28 美NRC正式立案审查2002/06/252002/07美NRC发出审查进度表2002/09美NRC提出补充资料（RAI）要求2002/12/02 西屋公司送交全部补充资料给美NRC2003/02/28 NRC确定安全分析报告草案中的待解决项2003/04/15 西屋公司回答或解决相关待解决项2003/06/16NRC提出安全评估报告初稿预计2004/08反应堆安全专家委员会评审意见预计2004/09NRC发出最终安全评估报告（FSER）预计2004/10NRC颁发最终设计批准（FDA）预计2005/07NRC颁发设计许可证（DC）据此估计首台AP1000机组具备开工建设的时间为2005年。
2 AP1000的技术特点AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同时运用了一些已经验证的技术，其主要的技术特点如下：2.1 AP1000的反应堆AP1000的反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
其重要工艺设备的主要特点如下：2.1.1反应堆压力容器采用西屋公司三环路反应堆压力容器：？157英尺（398.8 cm）压力容器内径，157个燃料组件（17×17），？环形锻件结构，堆芯区域无焊缝，？采用改进材料，达到60年寿期，？西屋-CE堆芯围筒替代原先的径向反射层，？顶部安装的堆内I&C系统，测点位置固定，数据在线读出，保证压力容器底部无贯穿件。
2.1.2燃料组件采用西屋Performance+燃料组件：？包壳、格架、嵌环采用ZirloTM材料，？抗碎片特性材料，？中间搅混格架，？一体化可燃吸收体，？较大的裂变气体空腔，？可拆装的低钴顶部喷嘴。
AP1000用157个Performance +XL组件，活化区长度为426.7 cm（14英尺）。
AP600用145个Performance+组件，活化区长度为365.8 cm（12英尺）。
2.1.3堆内构件从反应堆压力容器顶盖安装堆芯测量装置，用西屋-CE堆芯围筒代替原先的径向反射层。
2.2 反应堆冷却系统AP1000的反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。
AP1000反应堆冷却系统的重要工艺设备的主要特点如下：2.2.1蒸汽发生器？采用经验证的△125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于South Texas Project-1、-2和Arkansas-2等机组，？设计特点，—Inconel 690 TT管，—不锈钢支撑板，—改进的入口，？良好的运行业绩，？超过1200年的累积运行时间，总的管道堵塞率小于0.1%。
2.2.2主冷却剂泵采用已用于海军和西屋公司在运商用堆上的大型密封电动泵。
2.2.3稳压器相对于同容量的在运核电机组，加大了50%的水装量，以改善瞬态响应特性。
2.2.4主回路管道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70%。
2.3 安全系统AP1000采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高，其系统构成和特点如下：2.3.1非能动堆芯冷却系统？系统容量增加以适应高的功率要求，—堆芯补水箱（CMT）容积增加25%，—换料水箱（IRWST）容积增加80%，—底坑注入量增加110%，—自动降压系统（ADS）容量增加90%，—非能动余热导出容量增加72%，？系统功能的保持，—小破口情况下堆芯不裸露，—对燃料芯块中心温度（PCT）有大的裕量。
2.3.2非能动安注系统？保持了AP600的系统构架，？加大的堆芯补水箱及其流动分配孔板，？加大的换料水箱、再循环管和4路自动卸压系统的管道尺寸。
2.3.3非能动的余热导出系统？保持了AP600的系统构架，？尺寸基于AP600的试验而定，？与换料水箱相联，？采用经验证的蒸汽发生器技术，—采用蒸汽发生器类同的平直管束及其联接方式，—3/4英寸Inconel 690管，—采用蒸汽发生器管的检查方法。
2.3.4非能动的安全壳冷却系统？设置有非能动安全壳水储存箱，—提供72小时冷却水供应，—冷却水流出量随时间而减小，？非能动安全壳冷却水流动速率，—高的初始流量：快速形成水膜，有效降低安全壳压力，—随后流量随衰变热产生的大小而变化，？增加了第三种不同形式的排水通道。
2.4 仪控系统的主要特征？AP1000的仪控系统是基于Sizewell B的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，？采用了紧凑型的工作站式的控制室，？采用了先进的基于影像技术的人-机接口，？依照NRC的审查准则而提出的AP1000人因工程设计，已作了完整的计划并已部分完成。
3 AP1000的安全性3.1 AP1000的安全裕量见表3。
表3 AP1000的安全裕量典型电厂AP600AP1000相对于DNBR限值的失流裕量1%~5% 15.8%19%给水管破口的过冷裕量>-18℃77℃60℃蒸汽发生器管破损操纵员要求在10分钟内动作操纵员不需任何动作同AP600小破口LOCA ≤3英寸LOCA堆芯不裸露，PCT约1500°F≤8英寸LOCA堆芯不裸露同AP600大破口LOCA时PCT （具有不确定性）1093~1204℃913℃1162℃3.2 AP1000的堆芯熔化概率见表4。
表4 AP1000的堆芯熔化概率美国NRC要求在运电厂URD要求AP10001×10-4/堆年5×10-5/堆年1×10-5/堆年3×10-7/堆年4 AP1000的经济性AP1000是AP600的增容版，相对于AP600所作改进，也都是采用一些经验证的部件与技术，因此AP1000是一种成熟的设计，它是可以确保投资保护的。