AP1000

AP1000（Advanced Passive PWR的简称）是西屋电气公司依照非能动核安全概念而设计和销售的第三代反应堆核电站方案，毛功率1250MWe，净功率1110MWe。

## 历史

### 之前的设计

AP1000 的设计可以追溯到之前的两个设计，即西屋公司的AP600和Combustion Engineering 的第二代+(Gen II+)的System 80。

System 80 设计由燃烧工程公司（Combustion Engineering）开发，采用双回路冷却系统，每个回路配备一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂泵，相比于每个回路配备一台蒸汽发生器和一台反应堆冷却剂泵的系统（每个回路包含两台、三台或四台蒸汽发生器），该系统结构更简单，成本更低。美国已建成并运营三座反应堆，韩国已建成并运营四座，使其成为第二代+（Generation II+）反应堆设计中最成功的方案。

ABB集团于1990年收购了燃烧工程公司（Combustion Engineering），并推出了System 80+系统，该系统进行了一系列设计变更和安全改进。作为ABB一系列合并、收购和剥离的一部分，该设计于2000年被西屋电气公司收购，而西屋电气公司本身于1999年被英国核燃料有限公司（BNFL）收购。

在整个 20 世纪 90 年代，西屋公司一直在研发一种名为AP600的新型反应堆设计，其设计功率约为 600 兆瓦。这是美国能源部先进轻水反应堆计划的一部分，该计划致力于研发一系列第三代反应堆设计。与第二代反应堆相比，AP600 的结构要简单得多，零部件总数大幅减少，尤其是泵的数量。它还具备被动安全特性，这是第三代反应堆设计的关键特征。

AP600属于小型反应堆。小型核电站会定期推出，因为它们可以应用于更广泛的市场，而大型反应堆的功率过大，无法满足当地市场的需求。此类设计的缺点是，其建造时间和成本与大型设计相比并没有显著差异，因此这些小型设计的经济效益往往较差。AP600通过模块化建造解决了这个问题，目标是在36个月内完成从浇筑混凝土到装载燃料的整个过程。尽管AP600具有这些吸引人的特点，但西屋公司却未能售出任何一台AP600。

随着 BNFL 收购该公司并与 ABB 合并，结合 System 80+ 和 AP600 特性的设计诞生，即 AP1000。BNFL 随后于 2005 年将西屋电气出售给了东芝。

### AP1000

2006年1月27日，美国核管理委员会（NRC）批准AP1000“设计控制文件”（The Design Control Document，简称DCD）第15版。这是美国核管理委员会（NRC）收到的最终设计批准的第一个第三代反应堆。这意味着，未来的美国建筑商可以在施工开始前申请建设和经营联合许可证，其有效性是有条件的：工厂要按照设计被建造，和每个AP1000应该完全相同。2006年3月8日，美国电力公司UnStart和田纳西河谷管理局(TVA)，向NRC申报建造运行联合许可证（COL）。NRC要求报送AP1000的设计资料和与建设项目相关资料，包括：与建造运行许可证相关的AP1000的标准设计资料；详细设计工作中对标准设计的修改;关于标准设计的有关设计控制文件、设计过程、设计方法、设计验收规范等方面的资料；有关检验、试验、分析和验收标准等的资料(ITAAC)。

2006年12月中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》及2007年7月中国企业与西屋公司签订AP1000技术转让和依托项目核岛工程合同。2008年中国开始建设AP1000-2005的设计的四台机组。

2007年5月，AP1000的设计通过了European Utility Requirements（EUR）审查，其审查结论是有1%的不符合项(non-compliant),限期在18个月内修正,有8%的项目其实是不可实现的高指标(not accessible at this time)。2007年中，AP1000申报英国监管当局的GDA评审，2011年评审计划到期。

西屋公司继续对AP1000改进设计，向NRC报送了DCD16版(2007年5月26日)、DCD17版(2008年9月22日)、DCD18版(2010年12月1日)，但这3个版本并不具有法律效力，2011年6月13日向NRC提交了DCD19版。2011年12月22日NRC正式批准了AP1000的DCD19版。此后，NRC确认DCD19版是唯一有效的版本，用原15版认证证书至2021年2月27日的有效期起止点定为19版的有效期，19版把15版全部覆盖，15版证书被撤销。2011年12月NRC决定对AP1000的ITAAC审批推迟到装料运行之前。2012年2、3月，NRC分别给美国国内的4台机组项目颁发了建造运行联合许可证（COL）。

2012年2月9日、3月30日，美国核管理委员会分别批准了南方电力在佐治亚州的Vogtle厂址和南卡罗来那电力与燃气公司在南卡罗来那州的V.C.Summer厂址各两台AP1000机组的建设运营联合许可证（COL））。V.C.Summer的两台机组分别于2013年3月11日和11月4日完成核岛底板混凝土浇注。2017年3月，西屋公司根据美国《破产法》第11章申请破产保护。2017年6月10日和7月28日，东芝先后发布声明，宣布与Vogtel及V.C Summer项目业主达成协议，将为两个项目业主分别赔偿36.8亿美元和21.68亿美元。2017年7月31日，分别持有V.C.Summer核电项目55%与45%股份的业主南卡罗来那电力与燃气公司与Santee Cooper各自发布声明，宣布将停止V.CSummer项目两台机组的建设。

为遵从EUR标准，AP1000标准设计作了修改，其中一项是把正常余热排出系统（normal residual heat removal system， RNS）物理上分为两个独立的系统，以改进工厂纵深防御能力。

2015年3月重新启动英国监管当局ONR的GDA第二轮评审。2017年3月30日，AP1000的改进设计通过了英国监管当局的GDA评审。

首台AP1000反应堆正在从2009年开始在中国三门县的三门核电站建造，在经历各种设计变更、核心设备缺陷如主泵达不到设计标准，延期4年后，终于在2018年9月正式商用。

2026年4月，西屋电气向美国NRC提交DCD 20，包含中国建造4台中的14000多项改进，已经应用在Vogtle 核电站4号机组。

## 设计规范

AP1000 是一座压水反应堆，具有两个冷却回路，计划净输出功率为 1,117MW e。它是AP600的改进型，本质上是一个功率更大的型号，占地面积大致相同。

设计目标是通过利用现有技术并减少所需设备（相比拥有三到四个冷却回路的竞争设计），降低第三代反应堆设计的建造成本。该设计减少了包括管道、电线和阀门在内的组件数量。标准化和设备制造许可制度（工厂模块制造和现场建造同步进行）也有助于缩短建造时间和降低成本。由于其设计相比西屋第二代压水堆更为简化，AP1000具有以下优势：

- 安全相关阀门减少50%
- 泵数量减少35%
- 安全相关管道减少 80%
- 控制线缆减少 85%
- 抗震建筑体积减少 45%

AP1000的设计在占地面积上比大多数现有的压水堆更为紧凑，其混凝土和钢筋用量不到旧式设计的五分之一。该电厂的设计采用了概率风险评估方法。这使得风险最小化，并能够计算电厂的整体安全性。据美国核管理委员会（NRC）称，这些电厂的安全性将比上一次研究NUREG-1150中的电厂高出几个数量级。AP1000的最大堆芯损坏频率为每座电厂每年5.09 × 10⁻⁷次。AP1000产生的乏燃料可以无限期地储存在电厂现场的水中。老化的乏燃料也可以像目前美国运行的核电站一样，储存在地上干式乏燃料储存罐中。

各种类型的动力反应堆即使在主反应停止后，仍会继续产生放射性衰变产物产生的热量，因此必须移除这些热量以避免反应堆堆芯熔毁。在AP1000反应堆中，西屋公司的被动堆芯冷却系统利用位于反应堆上方的水箱进行冷却。当被动冷却系统启动时，水会依靠重力流到反应堆顶部蒸发，从而带走热量。该系统使用多个爆炸式和直流式阀门，这些阀门必须在启动后的前30分钟内运行。即使反应堆操作员不采取任何行动，这些阀门也会自动运行。启动被动冷却系统所需的电力系统不依赖外部或柴油动力，阀门也不依赖液压或压缩空气系统。采用非能动安全系统，事故工况下72小时内操纵员可不采取任何手动动作，72小时后也仅需少量的厂外援助。该反应堆采用屏蔽主泵（密封式罐装电机泵），无需反应堆冷却剂泵密封件，直接安装在蒸汽发生器底部。这减少了大直径主回路管道的数量。

AP1000 设计的第 15 版采用了一种特殊的安全壳结构，在经过安全评估报告 和设计认证规则审核后，已获得美国核管理委员会 (NRC) 的批准。第 17、18 和 19 版也获得了批准。

其主要特点归纳为：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、数字化仪控室、容量因子高、易于建造(工厂模块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。

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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、美国的多个电站上。

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。

世界上首台AP1000核电机组为三门核电站一号机组。2013年中国计划内陆核电站和今后新开工建设的核电项目将以AP1000堆型为主。

### 首堆问题

- 屏蔽主泵：一回路主泵由位于美国宾夕法尼亚州匹兹堡北郊切斯威克的柯蒂斯-莱特流体控制公司电气-机械分部（EMD）设计制造。重67吨、直径达2米、高6.5米，采用高惯量飞轮大功率屏蔽电机泵，60年运行期间免维修。主泵的整个转子组件(包括水力部件和电机转子)由位于电机两端的径向滑动轴承和下部的双向推力轴承支承；轴承由一回路水润滑和冷却，采用石墨-硬质合金摩擦轴瓦。每套蒸汽发生器安装两台主泵。首台主泵于2007—2009年制造。2009年9月12日开始500小时型式试验，全速运转挺泵后惰转时发现问题。2012年4月16日，首台AP1000主泵完成了最后耐久试验，2012年5月三门核电站的4台主泵从匹兹堡发运中国，三门1号机组预期于2013年底并网发电。2013年1月13日，产品试验后拆检时发现叶轮入口叶片部分缺失，调查分析确认是分包商制造的叶轮铸件的入口叶片补焊时，未按照批准的程序文件进行质量管控；为此已运至三门的4台主泵运返EMD公司更换叶轮和导叶并重新进行出厂试验。失水试验发现轴承部件抵抗热瞬态冲击能力需要加强，改进后于美国东部时间8月10日至16日做了改进试验。第2次工程与耐久性试验时出现推力瓦的卡件局部疲劳断裂。2015年2月25日开始第3次工程与耐久试验，包括冷态性能试验、热态性能试验、温升和电气平衡试验(热停堆)、服役循环试验、失电试验、失去外部冷却水试验、反转运行试验等15项，至5月20日完成试验。中国沈鼓集团核电泵业公司、哈电集团动力装备公司是EMD主泵技转对象，负责中美两国4套AP1000级组的16台主泵的部分零部件分包制造及2台追加主泵整机的总装。2015年8月12日，国家核电公司有关方面确认最后一次主泵耐久性试验后的拆解过程中发现叶轮出现轻微裂痕（主泵叶轮存在“非线性显示”），美国方面正在出具该裂痕报告。2015年10月主泵通过审查。
- 主泵供电变频器（VFD），主泵60Hz，进口版本对中国50Hz电网微小波动容忍不足，中国AP1000机组大修期全部替换为为100%国产版本VFD，并采用4用1备方式消除单点故障，任意一台主泵变频器故障，热备用变频器可在360ms-700ms内快速自动接管。
- 主泵轴承与推力盘：早期水力不均，存在异常磨损与气蚀裂纹，后期优化水力流道+国产高强陶瓷/石墨材料，动压水膜极稳定
- 稳压器的波动管冷热分层，香蕉效应 保持一回路冷水一直小流量回流到稳压器中，同时加强监测波动管的上下层温度监控，温差超过35度后开启喷淋
- 稳压器加热器套管与绝缘问题：位于加热器套管底部的原有电气接线盒及绝缘护套，对安全壳内部的环境湿度和极端的辐射热高度敏感。绝缘层的轻微老化偶尔会导致控制室发出虚假的接地故障报警，或是引发加热元件过早烧毁。
- ADS-4 阀门驱动与动态水力冲击：AP1000 稳压器的顶部密布着自动降压系统（ADS 第 1、2、3 级）的巨型阀门，而第 4 级则连接至热段管道。在严苛的排汽模拟和阀门测试过程中，这些阀门的突然开启引发了巨大的高压两相流（蒸汽与液态水）瞬态流动。流体局部方向的急剧改变产生了猛烈的动能冲击——即所谓的流体瞬态载荷——导致管道产生过度振动，并在稳压器接管嘴处产生了高度的应力集中。

## 运营机组

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中国建造了4座AP1000反应堆 已经完全投入商用；美国建造了2台机组，已经完全商用，例外两台机组中途因西屋公司破产而取消。

- 三门核电站一号机组、二号机组分别于2018年7月2日、2018年8月24日并网发电。
- 海阳核电站一号机组、二号机组分别于2018年10月22日，2019年1月9日并网发电。

三门一期和海阳一期4台机组原计划建成价都是约400亿元/台，根据2018年的测算结果，两个项目建成价都在500亿元左右。4台机组都推迟4-5年投产，每台机组每年近100(87)亿度电左右。

因中美两国信任关系降低，以及首批机组中的延期与故障，中国在完成首批4台AP1000建设后，其余的海阳核电站、陆丰核电站、三门核电站、徐大堡核电站的8座核反应堆建设的在2020年左右前期工作已经就绪，但后续都变更为中国版本的CAP1000。

美国南卡罗来纳州的维吉尔·C·萨默核电站 2号与3号机组，由于西屋公司2017年破产、成本严重超支、工期严重延误以及其他问题，该项目在开工四年后的2017年7月被终止，2026年又在数据中心建设大潮中计划重新启动建设，2号机组已经完成60%～80%的建设。

核电站名称｜编号｜类型｜净容量 MWe｜毛容量 MWe｜热容量 MWt｜开工｜临界｜联网｜商用｜备注

三门核电站 中国｜1号｜AP1000｜1157｜1251｜3400｜2009年4月19日｜2018年6月21日｜2018年6月30日｜2018年9月31日

2号｜AP1000｜1157｜1251｜3400｜2009年12月15日｜2018年8月17日｜2018年8月24日｜2018年11月5日

海阳核电站 中国｜1号｜AP1000｜1170｜1250｜3415｜2009年9月24日｜2018年8月8日｜2018年8月17日｜2018年10月22日

2号｜AP1000｜1170｜1250｜3400｜2010年6月20日｜2018年9月29日｜2018年10月13日｜2019年1月9日

沃格特勒发电厂 美国｜3号｜AP1000｜1117｜1250｜3400｜2013年3月12日｜2023年3月1日｜2023年3月31日｜2023年7月31日

4号｜AP1000｜1117｜1250｜3400｜2013年11月19日｜2024年2月14日｜2024年3月6日｜2024年4月29日

萨默尔核电厂 美国｜2号｜AP1000｜1117｜1250｜3400｜2013年3月12日｜中止建设｜不适用｜不适用

3号｜AP1000｜1117｜1250｜3400｜2013年3月12日｜中止建设｜不适用｜不适用

### 故障

三门核电站2号机组在运营后发生主泵故障造成近一年的停机，目前机组已经恢复运营。

## CAP1000

2004年，中国国务院曾培炎决定引进第三代核电技术，成立以陈肇博、孙昌基为首的筹备组以及筹备国家核电技术公司，多次召开国务院会议与专家会议对候选的三个AP1000、法国ERP、俄罗斯VVER进行评比，2004年9月份发标，2006年四季度与西屋公司进行多次商务谈判，甚至要求对方调整代表团人员，最后西屋公司CEO及其伙伴Shaw工程公司相关负责人来华谈判。

2006年12月中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，2007年7月中国企业与西屋公司签订>，此时西屋公司已经30年没接到过任何订单，AP1000只有设计，没有任何建造，首堆都会存在很多设计缺陷需要不停改动，中国将引进西屋公司AP1000技术，建设四台核电机组，AP1000技术转让价格近5亿美元，依托项目核岛工程合同，耗资近千亿人民币的4台机组，作为该协议的一部分，中国获得了重达20多吨的75000+技术文档、工程数据和260个软件包，以及相关培训，在设备供应方面，中方只采购两套主设备（压力容器、蒸汽发生器等），其余两套都由中方按美方转让的技术在中国制造，美方提供技术支持，所有辅助设备按美方提出的技术要求由中方制造和采购，从而具备了在国内制造该反应堆核心部件（如主泵和蒸汽发生器）的能力；同时合同中约定中方自己开发的非能动大型压水堆功率超过135万千瓦，则中方拥有自主知识产权，可以对第三国出口，但对美国和日本出口，须与西屋公司合作出口；在首批4台完全投入商用前所有设计改动都需要通知中方，转让中不包含ABB公司的数字化仪控技术（DCS）。CAP1000与AP1000在反应堆的基础设计上本质相同，但它们代表了在所有权归属、本土化程度以及供应链管理方面所处的不同发展阶段。AP1000是第三代+（Gen III+）压水堆，由美国西屋电气公司（Westinghouse Electric）设计，而CAP1000则是基于该同一设计，授权给中国并实现本土化的版本。CAP1000知识产权归中国所有控制，供应链主要为中国供应链，主要目标是实现能源独立与技术本土化，只能在中国建造，出口得需要西屋许可。

在首批4台AP1000机组，不采用交钥匙方式，中方要广泛参与设计、设备制造、建造和调试。最终达成协议，土建安装由中方负责，为吸收模块化施工经验，中方同意聘请一批美方专家，组建JPMO（联合项目管理机构）。中国致力于将这些反应堆的供应链完全转移至国内，对引进的技术进行充分的消化吸收、不但要掌握AP1000 是如何设计的（know-how），还要掌握AP1000 是为什么这么设计的(know-why)，同时要真正掌握AP1000的设备制造技术、燃料制造技术、工程建造技术等。从2009年开始，由中国核工程有限公司牵头，一批中国公司参与，国家核电技术公司是核岛建造管理的主体责任单位；上海核工程研究设计院提供设计管理、项目采购技术支持和现场施工技术支持；中国核自仪系统工程有限公司提供专业技术人员派遣支持和技术支持；中国核电站运行服务技术公司提供专业技术人员派遣支持、技术支持以及专业技术培训、专业技能岗位证书培训。CAP1000正是这项努力的集大成之作——它不仅汲取了从进口 AP1000 机组中获得的经验教训，更完全采用中国的部件、中国的管理模式以及国内的劳动力进行建造。中国在十余年中以国家重大专项研发投资超100亿元（核心科研账本）；投资数百亿元升级重工业基础 (如5万吨挤压机、整体整锻件)，组织国内装备企业进行技术攻关，在设备研发和制造环节投入了大量时间和资源；投资1000+亿投资（计划800+）亿元建设首批4台机组；同时还有5年延期的“时间成本”--每台机组每年预计87-100亿度电；以及三门2号机组运行一年后在2018年末因主泵故障停机近一年。

中国团队从AP1000机组建设过程中学到了很多：

- 模块式建设：AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。在设计中根据AP1000整体系统结构（包括它们的支撑和部分土建结构）的特点将其归列为各自的模块，直接在工厂里按模块进行预制、组装，最后在核电站实行总装。
- 虚拟建造技术：该技术是利用虚拟现实技术的思想将施工进度计划管理与三维工厂设计技术结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的 平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。
- 简洁的系统：反应堆系统与第二代压水堆基本相同，采用的是成熟的可靠的传统的设计思路和技术。反应堆冷却剂系统，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在 与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中不会发生。

2014年，中国第一重型机械集团公司（中国一重）制造了第一台国产AP1000反应堆压力容器，用于三门核电站2号AP1000机组。

2018年，由沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司（沈鼓核电）和哈电集团哈尔滨电气动力装备有限公司（哈电动装）共同承制的首台AP1000屏蔽电机主泵顺利完成全部产品试验和试验后拆检工作，试验后拆检工作，屏蔽主泵制造成功。三门、海阳依托项目4台机组核岛设备平均国产化率约为55%，其中三门1号机组核岛设备国产化率仅为25%，而海阳2号机组则已超过70%，核岛关键设备国产化供货任务全部完成，反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道、一体化堆顶组件、控制棒驱动机构、核级锆材、核级电缆、双向不锈钢板等设备和材料研制成功。

首批建造的四座AP1000核电站采用的是2005年第15版设计文件，没有加强型安全壳结构，因此无法更好地抵御飞机撞击；美国的AP1000项目采用的设计文件为第19版，与我国引进时确定的第15版主要差异有19项。针对该主要差异，除“抗商用大飞机撞击”一项外，其余在三门、海阳核电厂建设的过程中均已全部采纳最新设计，批准了3000余份设计变更建议并予以实施。中国在2013年曾正式将AP1000作为内陆核电站的标准。2017年西屋公司破产后，中国于2019年决定在漳州核电站建造国产的华龙一号核电站，而不是AP1000。

2019 年之后，所有未来 AP1000 机组的计划都被CAP1000机组所取代，CAP1000 机组是 AP1000 设计的本地化标准化版本，它降低了成本，并提高了运行和维护性能。在批量建造情况下，单位千瓦造价可控制在14000人民币（或者$2,300 - $2,800）以下，而且时间控制在4.5-5.5年；相对美国Vogtle 3号、4号机组的单位千瓦造价$7,900-$10,000，时间10-12年。

中国还利用从首批4台AP1000项目中汲取的工程经验，开发出了更大规模且完全自主研发的设计方案，特别是CAP1400（亦称国和一号），这是基于 AP1000 概念演进而成的 1400 兆瓦级（MWe）反应堆。

### 改进的设计

本质上是一个“设计去美国化、制造彻底本土化、工艺走向自动化”的过程。

- 国家标准对接：设计全面符合中国自身的核安全法规和国家标准（如对接 GB 标准体系），公制化改造，完成了极其浩大的“英制转公制”再设计，根据中国不锈钢/碳钢管材的标准壁厚和公称通径，重新进行水力学平衡和应力分析核算，重新选型。使后续批量化建造（如三门二期、海阳二期、廉江等项目）具备极高的标准化和统型优势。
- 所有的核心部件均选用完全匹配的国产核级钢材，全部中国本地制造。
- 阀门与管件接口统一：解决了早期首堆建设时，由于进口管道与国内阀门、泵体接口不兼容而造成的“两张皮”尴尬，使得所有阀门法兰、弯头、三通等管件能够完全在中国本土的重工业工厂中批量化定制生产。
- 爆破阀与止回阀管段优化：非能动管道上的核心控制部件是爆破阀（Squib Valve），中国的核能研究机构（主要包括国家核电技术公司 SNPTC 和上海核工程研究设计院 SNERDI）对火工驱动装置的壳体结构进行了重新设计。引入了双重冗余点火回路（确保一旦首个引爆触发装置失效，第二个装置能在数毫秒内自动补发指令），并采用了先进的军用级化学火工药剂，从而确保在长达60年的全寿命周期内，药剂性能完全不受热老化及辐射环境的影响。在CAP1000机组升级时，对爆破阀前后的直管段长度、管道支吊架（Snubber）的刚度进行了重新计算与刚性改造，以确保爆破阀在瞬间引爆开启时，巨大的流体冲击力不会导致周边主管道变形。
- 反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel RPV）
- 焊接工艺特征：CAP1000 采用整体式集成焊接（Monoblock），而早期的 AP1000 则采用多段式分段焊接。
- 使用超大型整锻件技术，实现了一体化顶盖和一体化下封头的无缝整锻，大幅消除了不必要的筒体焊缝。
- 引入了“概率断裂力学”（PFM），并将其与定制的断裂动力学建模相结合。该方法通过数学仿真，模拟容器壁在经历数十年的高强度中子辐照脆化后将如何表现。分析结果表明，在突发的“加压热冲击”（PTS）事件——例如紧急快速注水——发生时，CAP1000 反应堆压力容器在抵御脆性断裂方面，仍保持着显著更高的安全裕度。
- 法兰与密封：三维重构几何设计，利用一套综合性的三维流固热耦合数据库，对主螺栓预紧力及金属 O 形环密封槽的截面轮廓进行了重新优化。这一定制化的设计配置使法兰本体上的热应力分布更为均匀，有效抑制了微量翘曲变形，从而降低了发生微量冷却剂泄漏的风险。
- 严重事故防御：强化的堆内滞留（IVR）体系，对位于堆容器下封头下方的外部堆腔冷却（ERCC）流道几何布局进行了重新设计。这一改进极大地提升了冷却水的自然循环流动效率。它确保在最极端的堆芯熔毁情景下，熔融堆芯物质（熔融物）能够通过“堆内滞留”（IVR）机制被完全捕获并固化在下封头内部，从而彻底杜绝安全壳底板被熔穿的风险。
- 蒸汽发生器
- AP1000 原生设计中，上部至关重要的汽水分离干燥器采用的是美国 Peerless 公司的专利技术，不包含在当年的技术转让（知识产权许可）范围内。独立自主研发了国产化的高效干燥器，突破美国专利的限制，实际测试表明，采用双钩波形板CAP1000 国产干燥器的分离效率和疏水性能甚至优于国外原装产品，核心专利破局、制造工艺一体化、抗振动疲劳、以及防传热管降质等领域进行了多项关键改进。
- 实现了下封头一体化整体无缝整锻。更重要的是，在管板与球形下封头、外壳体连接的焊接工艺上，通过优化焊接坡口与工艺参数，减少了部分大厚壁焊缝的后期局部热处理（PWHT）需求，避免了多次热循环带来的母材性能劣化隐患，也缩短了制造周期。
- 10025根U形传热管，优化了U型弯曲段抗振条（Anti-Vibration Bar）的插入深度、配合间隙与几何排布。通过微调二次侧（壳侧）流道的导流板结构，改善了二次侧的流场分布，极大减小了流体对传热管的横向激振力，将振动磨损风险降到最低。
- 改进了管板上方的吹扫（Blowdown）系统管路布置与二次侧底部的排污冲刷流道设计。提高了吹扫效率，使电厂运行期间能够更彻底地带走二次侧沉积的铁磁性泥渣，防止管板处发生局部缝隙腐蚀，确保其坚固履行 60 年的设计寿命。
- 屏蔽主泵 西屋原版主泵最大的教训在于“边设计、边制造、边测试”，缺乏全工况极限验证。中国在哈电集团、沈鼓集团等基地，斥巨资建造了全球规模最大、技术最先进的屏蔽主泵全流量闭式试验台架。该台架能够 100% 模拟一回路真实的高温（>300℃）、高压（>15MPa）及放射性水质环境。现在，每一台用于中国批量化建设（如三门二期、海阳二期、廉江核电）的国产屏蔽主泵，出厂前必须在台架上接受数百小时、包含频繁启停和惰转在内的极限耐久性考核，完成了对核电核心设备工程化验证的闭环。进口主泵工作在60Hz，需要泵变频器（VFD）一直工作，新的版本重新设计能匹配我国电网的50Hz。
- 转子屏蔽套（Rotor Can）工艺改良：原版屏蔽主泵的电机转子浸泡在一回路高压冷却水中，依靠一层极薄的高镍合金屏蔽套进行物理隔离。原版设计在交变电磁力和高频流体激振下，屏蔽套极易发生微小蠕变，导致环焊缝疲劳开裂，冷却水入浸烧毁电机。中国改进：攻克了超薄屏蔽套的精密焊接与拉伸变形控制技术，独创了“热套（Shrink-fit）安装”与过渡/过盈配合工艺，让屏蔽套紧紧贴合在转子铁芯上。这极大地消除了运转时的不平衡量，将焊缝的交变应力降至安全边界以下。
- 水润滑推力轴承组件与流道优化：原版主泵无常规机械润滑油，完全依靠一回路高压放射性水进行水润滑（Water-lubricated Bearings）。早期测试中，由于水力设计不合理，轴承内部流道产生局部气蚀和剧烈涡流，导致推力盘与石墨支撑环异常磨损甚至碎裂。中国改进：重新建模并优化了轴承内部循环冷却水的流道拓扑结构，确保在启停、满载等全工况下，滑动面之间都能形成一层极其稳定的流体动压润滑水膜。同时，开发出高强度核级陶瓷槽楔和新型高密度碳石墨材料，彻底解决了耐磨和气蚀问题。
- 叶轮与电机轴的“一体化无缝整锻”：原早期主泵的叶轮等复杂大件采用焊接拼装或传统铸造，内部容易残留微小气孔、砂眼或微观应力集中，在长期高流速冲刷下易诱发应力腐蚀开裂。中国改进：依托国内万吨级超大型重型压机，中国实现了主泵叶轮、电机轴及飞轮支撑环的近净成型整体无缝整锻工艺，取消了所有高风险的拼接焊缝。同时，制定了远超国外的超声波及射线无损探伤（NDT）验收标准，杜绝了宏观组织缺陷。
- 泵变频器（VFD）系统的自主重构：原版屏蔽主泵作为大惯性、高功率电机，对供电质量要求极苛刻，配套的原版进口变频器工作在60Hz，对外部电网（中国50Hz）的微小电压闪烁容错率低，商运初期曾多次因电网波动、电气配件故障跳闸，单点故障导致反应堆紧急停堆。中国改进：中核、国电投等单位联合国内电气巨头，成功研发出核级高压大容量主泵变频器，对控制算法进行了容错和滤波升级，使其更加适配中国电网的实际运行环境，并在大修中实现了首批4台AP1000机组的8套国产化整体替代，并使用四用一备方式，无缝切换，解决VFD故障导致停堆。对后续的CAP1000机组直接使用50Hz主泵方案。
- 稳压器改进
- 连接稳压器的波动管改进，消除冷热分层导致的上下受热不均变形的香蕉效应，采用超大型不锈钢锭，通过万吨级压机实现了“整体无缝整锻”（弯头与直管一体化成型）。新管道彻底取消了所有中间焊缝，消除了因热分层导致的焊缝开裂风险，在役检查（ISI）点位骤减。压器的热水（约 345℃）和来自一回路热管段的相对冷的水（约 315℃）在管道内无法充分混合，形成明显的“上热下冷”分层。
- 优化了底部加热器穿孔的空间间距和方向。通过改变间距而不降低总加热千瓦容量，技术人员在运行中检查 (ISI) 期间可以更方便地使用工具和传感器。此外，内部喷淋总管的结构也得到了加强，从而彻底消除了连续旁路喷淋引起的流动诱导振动 (FIV)。
- 改进了稳压器顶部的法兰和支撑结构。这优化了重型ADS阀门直接传递到组件主要结构支撑的载荷分布，从而降低了地震事件或快速阀门动作冲击（动态推力）期间喷嘴颈部所承受的机械应力。
- DCS系统
- 原来AP1000中，非安全级控制系统运行在艾默生（Emerson）的 Ovation 平台上；而安全相关防护系统则运行在西屋公司自有的 Common Q 平台上。CAP1000中使用国核自仪系统工程公司( State Nuclear Power Automation System (SNPAS) Engineering Company)以FPGA为基础研制的反应堆保护系统NuPAC(Nuclear Protection and Control)、控制系统平台NuCON、多样化驱动系统平台NuBAC、核电站全范围模拟机NuSIM、核电站特殊监控系统和地震监测系统NuTEC、堆内测量和堆外核测系统NuNIS、辐射监控系统NuRAD、棒控棒位系统NuRIC；其中基于可编程逻辑器件FPGA的NuPAC是与洛克希德·马丁公司联合研制，双方都拥有完全知识产权，已经获得美国NRC认证和中国国家核安全局 (NNSA) 认证。
- 实现了芯片与元器件的全面国产化兼容。
- 网络安全与网络架构升级：实施了一套高度先进、多层次的“纵深防御”网络安全架构。该架构在安全相关防护系统（1E 级）与非安全级控制系统之间，设置了单向光电隔离间隙（即“数据二极管”）。这一设计确保了运行数据能够单向流出至监控系统，从而杜绝了任何数字信号或恶意软件逆向回传的可能性，有效防止其干扰反应堆的停堆保护功能。
- 人机界面 (HMI) 与主控室 (MCR) 优化：基于全球首批 AP1000 机组（三门 1 号机组和海阳 1 号机组）的实际运行与调试反馈，中国对操作员体验进行了彻底的重新设计。配备了先进的智能报警管理系统。其 DCS（分散控制系统）利用集成逻辑算法抑制次生及伴随性报警，仅向操作员突出显示作为根本原因的主故障信息。此外，大型显示屏 (LDP) 和工作站图形界面均依据人机工程学原理进行了重新布局与优化，旨在提升操作员的态势感知能力，并降低在紧张的应急处置流程中发生人为失误的概率。避免AP1000 主控室在厂房快速瞬态变化期间常遭遇“报警泛滥”问题——操作员被数百条同时涌现的数字化警报淹没，难以准确定位问题的根本原因。
- 验证与确认 (V&V) 及软件可靠性：安全关键系统中的软件缺陷是监管审批面临的一大主要障碍。采用的 NuCON 平台在开发过程中，运用了严谨且自动化的形式化方法进行软件验证。通过数学证明，该平台中的安全关键代码完全不存在运行时错误或逻辑死锁问题。该平台已成功通过了中国国家核安全局 (NNSA) 严格的型号鉴定与安全审查，充分证明了其绝对的可靠性。
- 常规岛改进
- 汽轮发电机组：从刚性转子到高效气动型线叶片，采用了一种高度现代化、半速（1500转/分）的整体锻造转子汽轮机。其低压汽轮机叶片采用了先进的3D气动型线长叶片设计（末级叶片尺寸达到54英寸或更大）。这种几何结构优化了蒸汽膨胀过程，消除了传统设计中存在的微振动现象，并在结构上将汽轮机的内效率提升了近1%。
- 采用了高度优化的单壳体集成式汽水分离再热器（MSR）布局。中国热工工程师重新设计了内部波纹板结构和管束，在最大化传热面积的同时，将流体阻力（压降）大幅降低了 15% 以上。这一设计确保了进入低压汽轮机的蒸汽具有更高的干度和焓值，从而直接提升了电厂的净发电出力。
- 凝汽器与真空系统：先进的防腐钛合金管材；凝汽器位于低压汽轮机下方，利用外部冷却水（海水或河水）将排汽冷凝回纯净水。统一采用全钛焊接管材及钛包覆管板。冷却水室的结构布局经过重新塑形，以优化水流分布，从而消除了局部高速冲刷点，并确保在长达 60 年的整个设计寿期内，二回路系统均能保持零泄漏运行。
- 给水系统布局：增强型数字化变频调速控制；主给水泵负责在高压工况下，将数百万加仑的水输送回蒸汽发生器。采用数字化变频驱动（VFD）取代传统的机械式液力耦合器，从而优化了厂用电的节能效果。
- 安全厂房改进 中国对 CAP1000 安全厂房的改进，是一次“吃透力学边界后的全方位重构”。中方利用自身在超大型土木工程与重工业钢结构领域的统治级实力，将西屋原版偏向理想化的结构蓝图，改造成了能够完美抵御地震、海啸、内涝以及恶意飞机撞击的现代化“末日堡垒”，彻底解除了非能动核电在土木结构安全上的最后防线。
- 屏蔽建筑（Shield Building）：从“普通双层墙”到“SC双面钢板剪力墙”。原版 AP1000 屏蔽建筑部分采用了非传统的模块化组合结构。但在早期，由于这种结构在极端应力下的动态响应（抗震及防撞击性能）未能完全说服美国核监管局（NRC），曾导致西屋被迫数次修改设计（如 DCD 改版），拖延了大量工期。原版在某些高负荷区域的钢筋排布极其密集，在实际浇筑混凝土时极易产生空洞或蜂窝缺陷。中国全面引入并固化了“钢-混凝土-钢（SC，Steel-Concrete-Steel）”双面钢板三明治剪力墙结构。它取消了内部错综复杂的传统钢筋网，直接用两层高强度外部钢板作为“外壳兼模板”，中间浇筑自密实高性能混凝土。极大地增强了屏蔽建筑的刚度与抗冲击吸能效率。在模拟“大型商业客机直接撞击”的极端工况下，SC 结构能够通过局部剥落与变形吸收绝大部分动能，确保内部的一回路系统和非能动高位水箱（PCS）绝对安全。同时，由于模块化免除了现场绑扎钢筋的工序，施工工期大幅缩短。
- 厂房基础底板（Basemat）：从“分块孤立”到“整体大底板抗震加固”。安全厂房底板承载着数万吨的核岛总重量，是抗震抗剪切的核心。原版底板设计相对精简，其主要基于美国本土较为稳定的地质条件。但在中国部分沿海地震带或软弱地基上，原版底板在遭遇极限安全地震（SSE）时，边缘应力集中问题较突出，抗倾覆和抗滑移边际在严苛的中国核安全新标下显得偏紧。中方对 CAP1000 的核岛基底进行了重新力学建模，将核岛关键厂房（反应堆厂房、辅助厂房、插接式厂房）的基础底板进行了整体化连通与加厚加固设计。形成了更坚固的“整体刚性箱基”。在发生 0.3g（甚至更高加速度）的极限强震时，整个安全厂房能够作为一个整体协同震动，消除了各辅助厂房之间因相对位移产生的“撕裂剪切力”，地基沉降更加均匀，大幅提升了抗震安全边际。
- 防内涝与水密性升级：汲取福岛教训的实体物理隔离。水淹（Internal & External Flooding）是导致核电厂全厂断电（SBO）的致命隐患。西屋原版 AP1000 缺陷：早期原版设计在防内部水淹（如一回路大管道破裂、喷淋误动）的逻辑上，过分依赖非能动地漏和排水阀门的动作，而在实体厂房房间之间的绝对水密物理隔离上做得不够彻底。中国 CAP1000 改进：中国在新版安全厂房内实施了更加严苛的“纵深防御水淹分区”。对安全级 DCS 电子设备间、电池室、应急供水泵房等核心功能区，加装了高达数米的实体抗压防水密门和贯穿件水密密封。即使某个安全厂房内部发生极端管道爆裂或外部海啸灌入，积水也会被死死限制在单一受损分区内，绝不会漫延到隔壁的冗余安全通道。这确保了在极端水淹工况下，至少有一组控制和仪表系统能够持续存活。
- 非能动安全壳冷却储水箱（PCS）的优化：安全厂房顶部顶着一个巨大的、装有大约三千吨水的非能动冷却水箱（PCS Tank），用于在事故时利用重力向安全壳外壁喷淋冷却。西屋原版 AP1000 缺陷： “头重脚轻”是 AP1000 结构设计的一大特点。三千吨的水箱高悬于厂房顶部，在地震发生时会产生剧烈的液体晃动（Sloshing Effect），这种巨大的动态流体荷载会对下方的安全厂房承重墙产生严重的剪切破坏。中国 CAP1000 改进：中方在水箱内部增设了多组精心设计、符合流体力学性能的防荡消能格栅（Baffles），并对水箱底座与不锈钢内衬的应力重构，支撑水箱的锥形过渡段墙体进行了局部加厚与变截面结构强化。地震时，防荡格栅能迅速打破液体的共振晃动，将流体对水箱壁的瞬态冲击力降低了 40% 以上，极大地减轻了顶部超重对下方安全厂房的结构负担。采取了“工厂化预制 + 地面整体组装 + 整体大吊装”的先进工艺：将整个钢头盖、不锈钢水箱板、内部走道、喷淋管线以及通风管道，在地面拼装成一个重达1000多吨的超大型复合模块；随后然后使用3200吨级履带起重机进行一次性整体吊装。这一改进将该阶段的现场施工周期缩短了40%以上，大幅提升了建造成本效益。极端气候下的“防冻与保温”改进：进了外部空气进风口和排风口的导流设计，并在内部增加了主动/非能动结合的伴热加热系统与高密度保温层；优化了水箱内的温度监测矩阵（增加了多点三维温度传感器）；确保在零下 20℃ 至 30℃ 的极端严寒天气下，水箱内的冷却水不会结冰，且顶部通风百叶窗不会因冰雪结冻而堵塞，保障了系统在任何极端天气下的可用性。
- 施工工艺升级：全面推行“数智化模块预制”，安全厂房的建造质量直接决定了其防护寿命。从 FOAK 到标准化流水线：西屋原版在三门首堆时，很多安全厂房模块是在现场搭设的临时厂房里进行拼装和焊接的，质量控制受天气影响大。中国在 CAP1000 项目中，建立了一体化的核岛大型结构模块（如 CA20、CA01 模块）现代化工业总装车间。所有安全厂房的结构墙体、钢板、内部管道总成均在车间内通过工业机器人完成精密焊接与自动探伤，然后整体吊装。这不仅让安全厂房的钢结构焊缝合格率逼近 100%，也让核岛建造周期（FCD）大幅缩短。

### 运行机组

正在建设的CAP1000机组合计有11台，规划中还有3台，包括原来准备采用AP1000的机组海阳核电站、陆丰核电站、三门核电站、徐大堡核电站的8座核反应堆建设的前期工作早在2020年前已经就绪。

核电站名称｜编号｜类型｜净容量 MWe｜毛容量 MWe｜热容量 MWt｜开工｜临界｜联网｜商用｜备注

海阳核电站 (山东)｜3号｜CAP1000｜1161｜1253｜3400｜2022-6-7

4号｜CAP1000｜1161｜1253｜3400｜2023-4-22

5号｜CAP1000｜1161｜1253｜3400｜2026-4-16

6号｜CAP1000｜1161｜1253｜3400｜2027-2

陆丰核电站 (浙江)｜1号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400｜2025-2-24

2号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400｜2025-12-22

三门核电站(浙江)｜3号｜CAP1000｜1163｜1254｜3400｜2022-6-28

4号｜CAP1000｜1163｜1254｜3400｜2023-3-22

徐大堡核电站(辽宁)｜1号｜CAP1000｜1000｜1290｜2905｜2023-12-3

2号｜CAP1000｜1000｜1000｜2905｜2024-7-17

5号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400

6号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400

白龙核电站(广西)｜1号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400｜2025-12-22

2号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400

廉江核电站(广东)｜1号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400｜2023-9-27

2号｜CAP1000｜1160｜1254｜3400｜2024-4-26

## 外部链接

- (Westinghouse AP1000 brochure).
- The AP1000 advanced 1000 MWe nuclear power plant
- Advanced Pressurized Water Reactor (APWR) simulator
- AP1000 design review documents
- Fairewinds Associates Presentation