AP1000资料.docx

AP1000的设计理念
在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。 非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：
● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；
● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;
● 安全性能显著提高； 由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点
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，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。
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。西屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：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；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。
2. 主要技术特点
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。
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。
采用非能动的安全系统。它采用双层安全壳，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。
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，采用了基于影像技术的人-机接口。
AP1000的经济性
AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为 88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看， AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。
P1000主要设备简介
　　从制造的角度看，除了AP1000特有的主泵和爆破阀等极少量的设备外，主要设备与目前国内制造的2.5代设备相近；
　　关键的制造难点：
　　◆AP1000的主泵是屏蔽泵，可以避免泄漏，具有很大的优点和吸引力，但与以往的轴封式主泵很不同。加工精度高、配件均是非商品级的，国产化难度大。
　　◆主管道是锻件，不是以往的铸件，其中的主要接管和弯头与管子合成单件产品，这在我国还是第一次，尚无经验可谈。目前有几家公司都在紧锣密鼓地在试制攻关。
　　◆爆破阀也是AP1000的一个特点，其中的驱动装置是由炸药爆炸切断原来密闭的管道封板，以满足应急打开要求。
　　◆重型锻件的结构、重量和质量有别于2.5代的大锻件，它必须满足60年寿命的要求。这里包括反应堆压力容器的一体化顶盖、法兰接管段、蒸发器下封头，也包括蒸发器的管板等。其中，反应堆压力容器的一体化上封头与一体化下法兰接管段由于需要350吨左右的钢锭，目前全世界只有日本制钢可供货，国产化难度大。蒸发器下封头型线复杂，需要对3根主管道与两个人孔对接焊提供冲压的翻边，需要更大的锻造能力、工装与经验。
　　◆其他设备：包括堆内构件和控制棒驱动机构也有别于过去的设备，比如，堆内构件更多采用了焊接方式，需要一定的工艺试验和攻关；驱动机构与60年寿命相适应的材料、零件与加工工艺相适应；其他二三核级阀门国内制造供货的经验也少，即使第五套后也还需要进口。
AP1000主设备设计制造技术的转让情况
　　西屋公司转让核岛工艺与系统设计，提供主要设备的技术规格书和指导图，以及核蒸汽关于系统的主设备基础设计，这部分由西屋公司转让。
　　其他设备，根据SNPTC与WEC商定，由西屋（分包方）联队提供设备的设计与制造技术。
主设备
转让方
反应堆压力容器
Doosan（韩国斗山）
蒸汽发生器
Doosan（韩国斗山）
堆内构件
NCMD 西屋公司核部件制造厂
控制棒驱动机构
NCMD 西屋公司核部件制造厂
燃料装卸料设备
美国ParNuclear
一体化安全壳顶盖
Ansaldo意大利安莎多
环形吊车
美国ParNuclear
电控爆破阀
美国SPX.
　　已经或即将进行技术转让谈判有如下各项:①反应堆压力容器②蒸汽发生器（南韩斗山）、③反应堆内件与④控制棒驱动机构（WEC下属的核电设备制造部NCMD)、⑤爆破阀（美国SPX公司)、⑥反应堆冷却剂泵（美国EMD公司）、⑦环吊与⑧装卸料机（美国WEC下属的NuPar 公司）、⑨安全壳一体化顶盖（意大利ANSALDO)等项。
　　除了上述9个项目外，国产化难度高的大锻件、主管道和关键核级阀门等不属转让范围。不转让的部分还包括：
　　1 RCP: 计算机程序－EMD称用于军事，较多的关键部件和材料属于第三方制造,诸如：石墨自润滑轴承，陶瓷密封端子、屏蔽套薄板HASTERLLOY材料、不锈钢铸造外壳以及外置冷却器等。没有这些材料和部件，设备国产化和供货还受限制。
　　2 环吊:电控EX-SAM部套是选项，不在转让之列。WEC与SNPTC和第三方机构一起签订一个对EX-SAM系统全部技术资料的保管协议。当出现不可抗原因时，由第三方机构向SNPTC提供资料。
　　3 各类核级阀门:WEC认为在国内已有合资企业生产，只有当合资企业在中国境内不再生产相关产品时向中方进行技术转让。目前或一个相当时间内一些关键阀门如稳压器安全阀等，还需从国外购进。
　　4 主管道:与其他大型铸锻件情况一样，由于WEC联合体没有制造能力和技术，其供货商明确不转让锻件制造技术。WEC联合体对此表示无能为力，将主管道列为 B类供货，即由中方采购范围，不属于技术转让范围 。解决办法可能是国内攻关，择优选择，来不及时，向国外采购。
　　5 其他低合金钢锻件:国内有几家紧锣密鼓的攻关，进行工艺评定与产品评定，可以解决绝大部分的大型锻件的供货，少量的特殊锻件来不及时，可能需要短期采购。
AP1000先进非能动核电技术介绍
　　AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Passive PWR） 。
　　2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
　　AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：
　　（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
　　AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
　　（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性
　　AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
　　在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
　　简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约 50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对 AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。
　　（3）严重事故预防与缓解措施
　　AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：
　　堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。
为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于 AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。
　　针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。
　　针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。
　　对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。
　　对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。
　　针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
　　（4）仪控系统和主控室设计
　　AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
　　（5）建造中大量采用模块化建造技术
　　AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。
AP1000总参数
电厂设计寿命 60年 反应堆热功率 2400MWt
设计地震烈度(地面加速度) 0.3g 电厂效率(净) 32.7%
电厂输出电功率(毛) 1200MWe 电厂可利用率 93%
电厂输出电功率(净) 1117MWe 堆芯熔化频率 5.08*107l/ry
核蒸汽供应系统功率 3415MWt 大量早期释放频率 5.94*108l/ry
AP1000开发情况
　　1、1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作，对非能动安全系统进行了大量的试验研究，对西屋公司原有的设计和安全分析程序进行了改造，开发了适用于非能动先进压水堆设计和安全分析程序，前后共花了13年的时间，于1998年9月3日NRC颁布了AP600最终设计批准书。花费了1300人年，完成了12,000份设计文件，耗资近6个亿美元。
　　2、西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上，于1999 年12 月启动了AP1000 的研究开发工作，历时5年开发了AP1000。
AP1000和EPR的安全性的比较
由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000和EPR的安全性有较大的差别。
AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；
核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时，而EPR为半小时；
AP1000在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000明显优于EPR。
AP1000的成熟性
AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。
AP1000主要特点—简化
　　事故运行简化—大大降低人因错误
● 在发生事故之后，至少在72小时内，操作员不必采取手动动作；
● 在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助；
● 在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；
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。
　　美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：
第三代核电站
美国
欧洲
能动核电站：
System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR，ESBWR
EPR
非能动核电站：
AP1000
EP1000
　　第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。
　　第四代核能系统:
　　第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明” 。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在 2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。
　　第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
　　目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。
　　第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：
第四代核能系统
代号
中子能谱
燃料循环
钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System)
SFR
快
闭式
铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)
LFR
快
闭式
气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System)
GFR
快
闭式
超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System)
VHTR
热
一次
超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System)
SCWR
热和快
一次／闭式
熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System)
MSR
热
闭式
　　二、第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别
　　1、第三代核电站的特点
世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求 (EUR)文件。
　　URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：
　　1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。
　　2）ALWR的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。
　　3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：
　　抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。
　　防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。
　　缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
　　4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：
　　改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。
　　非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。
　　以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。
　　2、第二代核电核电站与第三代核电站的主要技术差异
　　美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。
　　第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。
　　例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，远比第二代核电站低一至二数量级。
　　第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。
　　三、AP1000和EPR的性能比较
　　1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念
　　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。
　　EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列， EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。
　　2、AP1000和EPR的安全性的比较
　　由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000和EPR的安全性有较大的差别。
　　AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为 5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；
　　核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时，而EPR为半小时；
　　AP1000在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。
　　AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000明显优于EPR。
　　3、 成熟性
　　AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。　　EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。
　　EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。
　　两者的成熟性比较是不相上下的。
　　4、经济性
　　AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如　　AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看， AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。
　　EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。
　　5、安全审评
　　AP1000安全审评情况：西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、PSA报告等。美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，并据联邦法规10 CFR Part 52 及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER）”。9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的最终设计批准书（FDA）。根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000 标准设计的“标准设计证书”。
　　EPR的安全审评情况：芬兰已从法国引进EPR, 在芬兰建造OL3 核电厂。芬兰核安全当局已完成EPR 初步安全分析报告的审评，并于2005年2月17日颁发“OL3 核电厂建造许可证”。据称芬兰核安全当局已把审评中未关闭的问题列入建造许可证条件。
　　根据目前掌握的资料，结合初步工程判断，AP1000或EPR在核安全许可证申请和审评中，不会出现重大问题。
,AP1000系统的热效率为36.6%,而1000MW超超临界火电机组电厂热效率可达45%以上。
一、背景
1. AP1000的设计特点
与以往传统的压水堆设计相比，AP1000的主要特点在于采用了非能动的安全理念，包括非能动的余热排出系统、非能动的应急堆芯冷却系统（包括堆芯补水箱、安注箱和内置换料水箱）、自动降压系统、非能动的安全壳冷却系统和非能动的主控室可居留性系统。这些非能动安全系统仅依靠重力、自然循环和蓄压工作，非能动安全系统投运时只要相关阀门的一次性切换，不需要机械设备的连续运转，不需要外部动力供应，也不需要支持系统。期望通过这些非能动系统设计的使用，提高安全系统的可靠性水平。同时，AP1000的主泵采用屏蔽泵，没有反应堆冷却剂泵轴封系统，消除了全厂断电状态下主泵轴封破口的风险；屏蔽泵与蒸汽发生器直接连接，没有蒸汽发生器与主泵之间的中间管段。此外，AP1000采取了多项严重事故缓解措施，包括：非能动的氢气复合器系统和堆芯熔融物在压力容器内的保持能力（IVR）。
2. 美国核管会有关AP1000的审评情况
美国西屋电力公司（WEC）于2002年3月28日根据联邦法规10CFR52向美国核管会（NRC）提交了AP1000标准设计认证申请。在AP1000标准设计审评过程中，WEC为解决NRC提出的审评问题，多次对设计控制文件进行了升版，至2005年9月7日WEC提交了设计控制文件的第15版。
NRC于2004年9月13日发布了针对AP1000（设计控制文件第14版）的最终安全评价报告NUREG-1793，于2005年12月发布NUREG-1793补充1（这是针对AP1000设计修改DCD15版修改内容的评价意见）。
NRC于2006年1月27日在71FR4464中发布最终的AP1000标准设计证书。美国联邦法规10CFR52附录D记载了AP1000标准设计证书，其中明确目前认可的AP1000设计控制文件版本是第15版。
此处需要说明的是，美国10CFR52中引入了两项新的关键内容：COL行动项，以及用于验证设计和验证建造符合设计要求的ITAAC（监督、试验、分析和验收准则）。NRC针对AP1000的标准设计审查内容不包括特定电厂有关的设计内容，NRC已将这些内容列入COL行动项（见NUREG-1793附录F），要求COL申请者在COL阶段完成并通过审查认可。在COL申请阶段，只有在完成所有COL行动项的条件下（有些COL行动项可以转换为ITAAC内容），NRC才会颁发COL。在电厂建造和调试期间，只有在完成所有ITAAC内容并得到NRC审查认可和通过公众听证等行政程序后NRC才会向COL持有者发布允许首次装料的指令。
2006年3月8日，美国NuStart能源开发公司和西屋公司联合向NRC提交了用于COL申请目的的一些技术专题报告，涉及内容包括：
1) 用于完全或部分关闭一些适用于所有核电厂址的通用COL行动项；
2) 随着设计深入导致的标准设计修改；
3) 对那些在AP1000DCD中仅给出了设计过程和方法以及设计接受准则的领域提供相关的标准设计信息；
4) 把有些COL行动项转成电厂建造期间的监督、试验和分析要求（ITAAC）。
WEC于2007年5月26日向NRC提出AP1000标准设计修改申请，并提交了设计控制文件第16版，其中包含了上述技术专题报告中建议的一些设计修改。此外，美国田纳西谷管理局（Tennessee Valley Authority）于2007年10月30日向NRC提交了Bellefonte核电厂3、4号机组采用AP1000技术的联合执照（COL，建造和运行联合执照）申请，此后，还有四家美国核电厂业主也向NRC提出了采用AP1000技术的COL申请（包括Levy County units 1&2, Shearon Harris units 2&3, Virgil C. Summer units 2&3, William States Lee Units 1&2）。需要说明的是，在美国所有这些AP1000机组的COL申请都是基于NRC正在审评的AP1000标准设计修改申请基础上的，Bellefonte Units 3&4号机组COL作为标准COL（RCOL），将作为后续COL申请（SCOL）的参考。对后续COL申请，NRC将只审查特定电厂的差异部分（如厂址特性、应急准备等）。
针对AP1000标准设计修改申请和COL申请，根据美国联邦法规10CFR52，NRC并不针对AP1000进行全面审查。对没有