辽宁徐大堡核电站官网 核电站历史

核电站历史  

中国核电站的发展历程

中国核电发展历程和成就 通过自主创新与引进消化吸收国外先进核电技术相结合，目前我国核电技术已经具备了接近世界先进水平的研发能力，而核电站建设、运行、管理水平则已经达到世界先进水平；核电设备制造能力也不断提高，设备自主化水平不断增强。

核电为调整能源结构、确保能源安全和环境保护做出了重要贡献。 与改革开放同步发展起来的我国核电工业，走过了一条从无到有，从弱到强，不断跨越的发展之路。

据国家能源局副局长孙勤介绍，改革开放初期，我国做出了自主设计、建造秦山30万千瓦压水堆核电站和引进建设大亚湾100万千瓦压水堆核电站的战略决策。继1991年秦山核电站和1994年大亚湾核电站建成投运后，我国又先后建设了秦山二期、岭澳、秦山三期和田湾核电站，形成浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。

目前我国已经投运的核电机组11台，总装机容量910万千瓦。2008年，核电占全国电力装机总容量的1.3%，核电年发电量683.94亿千瓦时，占全国总发电量的2%左右。

我国已经具备30万—60万千瓦压水堆核电站自主设计能力，基本具备了第二代百万千瓦级核电站设计能力，以及自主批量规模建设的工程设计能力。在核电设备制造方面，60万千瓦和100万千瓦核电站国产化率可达70%以上。

中国核工业集团公司总经理康日新说，我国核电站投入运行以来，核电发电量和上网电量逐年稳步提高，其运行业绩和管理水平均达到世界先进水平。2008年，中核集团核电发电量为376亿千瓦时，相当于当年减少二氧化碳排放3700多万吨，减少二氧化硫排放20多万吨。

环境监测表明，核电厂周围环境的辐射水平仍保持在核电厂建成前的环境水平。 进入新世纪，国家对核工业的发展做出新的战略调整，到2020年，我国核电运行装机容量将突破4000万千瓦，核电装机容量将占电力总装机容量的5%。

而且经过近30年的发展建设，我国基本具备了“中外结合，以我为主，发展核电”的能力。随着浙江三门、山东海阳为代表的第三代核电站的开工建设，我国核电工业的春天已经到来。

“五大看点”透视中国核电之“变”（新华网） 国际金融危机的冲击和蔓延，并没有丝毫迟滞中国核电建设日益鲜明的积极态势。 从果断引进世界最先进三代核电技术，打造全球首个AP1000核电项目，到备受关注的核电发展规划调整……海内外人士已经清楚地注意到：在经过20多年的发展积淀后，中国的核电发展战略正彰显出醒目而深刻的变化，一条崭新的、中国特色的核电自主化发展“路线图”也随之清晰呈现。

“能力之变”引人注目 核电发展的水平，已成为当今一个国家科技创新水平的重要标志。只有掌握核心能力，才能真正“亮剑”，赢得尊敬和未来。

1991年12月15日，一个中国核电发展史上不会被忘记的日子——秦山核电一期首次并网发电，结束了我国大陆无核电的历史。而此时，距离世界上第一座试验核电站的建成，已经过去了近38年的时间。

落后的起步，直接催生出奋起的动力。大亚湾核电站、秦山二期、岭澳、秦山三期、田湾核电站……当时间的车轮滚动至今，浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三大核电基地、共11台912万千瓦核电机组，已经赫然矗立在中国的经济版图和世界的目光中。

比“中国速度”更为引人注目的，是中国核电能力从无到有、由弱转强的跃升。在核电的设计、建造、运营、管理能力，及核燃料保障、装备制造能力上，中国已发展壮大为世界核电业中的一支重要力量。

目前，不仅可以自主设计建造30万千瓦和60万千瓦压水堆核电机组，还具备了以我为主、中外合作建设百万千瓦级压水堆核电机组的能力。核电站运行、管理水平被公认达到了世界先进水平。

“相对于起步的落后，这一变化无疑巨大而深刻。”国际原子能机构原高级专家林诚格说。

更值得关注的是，一项更为强大的“能力”正在中国快速积累、孕育。根据我国确定的核电发展战略，随着世界最先进的三代核电技术AP1000在我国的落地、生根，中国将在数年内全面完成AP1000技术的消化、吸收和自主设计创新，形成具有自主知识产权的CAP1400核电技术，2017年可望建成示范机组。

（权威声音）国家能源局副局长孙勤说：“20多年的发展，中国核电完成的是一个从无到有、从学习到创新的艰难过程，为未来发展奠定了坚实的基础。” “随着三代核电技术引进消化、自主创新、全面推广‘三步走’战略的稳步实施，中国核电水平和能力可望在十年内实现一次巨大跨越，真正进入世界核电自主设计能力的最前沿。”

“体制、路线调整”影响深远 和装机容量和发电数量增长的数字相比，中国核电发展日益显现出的深刻变化无疑具有更为深远的意义。 人们已经清楚地注意到，和以往相比，近年来我国核电发展的一些重大变革正渐次出现： ——2007年，中国《核电中长期发展规划（2005-2020年）》正式发布，规划中首次将“适度发展核电”修改为“积极发展核电”，一词之差，却让所有人捕捉到了中国核电发展战略上的重大变化； ——“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站重大专项研发”成为国家十六个重大科技专项之一； ——战略布局上，。

核电站的发明在历史上有哪些记录

铀原子核在吸收了 1个慢中子后，会发生裂变，释放出2个中子。

这种“盈余”现象，使得链 式反应成为可能。因为放出来的2个中子，如果各自又击中2个新的铀核，使它们都放出2个中子，这样就出现了 4个中子；而这4个中子并非等闲之物，如果再将4个核击中，就会放出8 个中子……如此这般“增殖”下去，没过多久，就会有数以亿计的中子来引起核反应了。

这是因为，核反应从第一代传到第二代原子核，所需的时间间隔只有几百万分之一秒。这样一来，大量原子核发生裂变在顷刻间就会发生，以致造成一次巨大的爆炸。

1千克铀的核爆 炸相当于2万吨炸药的威力。这种新型炸弹就是人们常讲的“核弹”，又被人称作“原子弹”。

在1945年8月，美国为了早日结束战争，在日本广岛和长崎的上空投下了两颗威力无穷的 原子弹。日本受到原子弹的攻击，出现了巨大的人员伤亡和财产损失，不得不投降。

这是核能 的第一次应用。可是，对这种核反应能不能加以控制，让它不快不慢地进行，而把巨大能量一点一点地进行释放呢？这样一来，核的破坏力就会消除，它就不但能应用于战争，还能为人类和平时的事业服 务了。

1942年，正在美国的科学家费米开始对如何控制链式核反应进行细致的研究。首先，要想使规模的链式反应不断延续下去，就得使产生出来的中子发生化学反应，变成慢中子，以利于被铀核吸收。

要使中子“减速”，最好的材料是石墨，一旦链式反应进行得快了，最 佳的方法就是“吃掉”一部分中子。 而镉在诸多元素中，能够起到大量吸收中子的作用。

费米终于想出了一个办法，可以将这三种材料巧妙地组合。他把铀和石墨做成砖块形状， 一一相间地叠起来。

而每块铀和石墨在其中间都有个洞。堆放时使中间的洞呈现出相通的状态，然后将一根根锅棒插入洞中。

这样一个装置，就是人们常常提到的“反应堆”。 实验开始后，铀核的裂变就连续不断地产生，如果链式反应特别强烈，就插入镉棒，让它大 量吸收中子。

这样一来，裂变反应就能不快不慢地、连续不断地进行，它的能量也以热量的方式不断释放出来。如果1克铀产生裂变，最大限度就是放出142 xlO8焦耳的热量，而1克碳在燃烧时最多只 能放出33 x 103焦耳的热量，两者之间竟然相差到40多万倍！这么巨大的热量把它用来加热 水，再用这么多的水蒸气驱动汽轮机发电，就是现代核电站的工作原理。

与火力发电站相比，核电站的优越性更加明显。一座6 xlO8瓦的大型火力发电站，每昼夜 有7200吨煤要燃烧掉，这就要用专门的火车日夜不停地运煤。

而同样规模的核电站，一昼夜只需要用掉2000克的“核燃料”（铀），由于煤、石油的大量燃烧，火力电站会使大气受到严重污 染，核电站却非常干净、卫生，是一种特别清洁的设施。 1954年，俄罗斯的奥布宁斯克核电站开始运行起来，为俄国的经济发展做出了极大的贡献。

这座电站是世界上的第一座实用核电站。纵观未来，可能核电站会成为一种主要发电设施。

时至今日，全世界的核电都得到了很大发展，尤其是法国，在这方面居于世界领先地位。 法国的核电已经占全国发电总量的70%以 上。

中国江苏的秦山核电站、深圳的大亚湾核电站业也建成发电，未来的发展不可限量。

中国核电的发展历史

改革开放初期，我国做出了自主设计、建造秦山30万千瓦压水堆核电站和引进建设大亚湾100万千瓦压水堆核电站的战略决策。继1991年秦山核电站和1994年大亚湾核电站建成投运后，我国又先后建设了秦山二期、岭澳、秦山三期和田湾核电站，形成浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。目前我国已经投运的核电机组11台，总装机容量910万千瓦。2008年，核电占全国电力装机总容量的1.3%，核电年发电量683.94亿千瓦时，占全国总发电量的2%左右。

我国已经具备30万—60万千瓦压水堆核电站自主设计能力，基本具备了第二代百万千瓦级核电站设计能力，以及自主批量规模建设的工程设计能力。在核电设备制造方面，60万千瓦和100万千瓦核电站国产化率可达70%以上。

我国核电站投入运行以来，核电发电量和上网电量逐年稳步提高，其运行业绩和管理水平均达到世界先进水平。2008年，中核集团核电发电量为376亿千瓦时，相当于当年减少二氧化碳排放3700多万吨，减少二氧化硫排放20多万吨。环境监测表明，核电厂周围环境的辐射水平仍保持在核电厂建成前的环境水平。

进入新世纪，国家对核工业的发展做出新的战略调整，到2020年，我国核电运行装机容量将突破4000万千瓦，核电装机容量将占电力总装机容量的5%。而且经过近30年的发展建设，我国基本具备了“中外结合，以我为主，发展核电”的能力。随着浙江三门、山东海阳为代表的第三代核电站的开工建设，我国核电工业的春天已经到来。

核电的发展历史是怎样的

核电发展的水平，已成为当今一个国家科技创新水平的重要标志。只有掌握核心能力，才能真正“亮剑”，赢得尊敬和未来。

1991年12月15日，一个中国核电发展史上不会被忘记的日子——秦山核电一期首次并网发电，结束了我国大陆无核电的历史。而此时，距离世界上第一座试验核电站的建成，已经过去了近38年的时间。

落后的起步，直接催生出奋起的动力。大亚湾核电站、秦山二期、岭澳、秦山三期、田湾核电站……当时间的车轮滚动至今，浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三大核电基地、共11台912万千瓦核电机组，已经赫然矗立在中国的经济版图和世界的目光中。

比“中国速度”更为引人注目的，是中国核电能力从无到有、由弱转强的跃升。在核电的设计、建造、运营、管理能力，及核燃料保障、装备制造能力上，中国已发展壮大为世界核电业中的一支重要力量。目前，不仅可以自主设计建造30万千瓦和60万千瓦压水堆核电机组，还具备了以我为主、中外合作建设百万千瓦级压水堆核电机组的能力。核电站运行、管理水平被公认达到了世界先进水平。

“相对于起步的落后，这一变化无疑

核电的发展历史是怎样的

核能来源于核反应时原子核释放的能量。

1942年12月2日美国芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆，产生可控的核裂变链式反应。随后，这种能量被应用于军事和民用领域。

自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有60多年的发展历史。目前，全球有400多个核反应堆，核电占全球整体供电量一成。

作为世界能源支柱之一，核电在保障能源安全、改善环境质量等方面发挥了重要作用。 1954年，苏联建成世界上第一座装机容量为5兆瓦的奥布宁斯克核电站，英、美等国也紧跟其后。

由于核浓缩技术的发展，到1966年，核能发电的成本已低于火力发电的成本，核能发电真正迈入实用阶段。目前，发达国家投产利用的核电站，多数是中东石油危机后建的。

法国虽然不是最早建设核电站的，但通过。

世界核电站发展历程

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

2002年3月，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。

AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。 （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。 通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设。

核电的发展历史是怎样的

核能来源于核反应时原子核释放的能量。

1942年12月2日美国芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆，产生可控的核裂变链式反应。随后，这种能量被应用于军事和民用领域。

自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有60多年的发展历史。目前，全球有400多个核反应堆，核电占全球整体供电量一成。

作为世界能源支柱之一，核电在保障能源安全、改善环境质量等方面发挥了重要作用。 1954年，苏联建成世界上第一座装机容量为5兆瓦的奥布宁斯克核电站，英、美等国也紧跟其后。

由于核浓缩技术的发展，到1966年，核能发电的成本已低于火力发电的成本，核能发电真正迈入实用阶段。目前，发达国家投产利用的核电站，多数是中东石油危机后建的。

法国虽然不是最早建设核电站的，但通过。

核电地发展历史

自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。

截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一 种成熟的能源。

中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整 的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年 的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。

中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。

2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61%和14.39%。田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。

截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。

2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10%的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。

中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要“有限”发展核电产业。而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。

在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。

从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。

国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：日本富士财团的日立―美国通用、日本三井财团的东芝―美国西屋、日本三菱财团的三菱重工―法国阿海珐。日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。

编辑本段核电技术方案 纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即： 第一代核电站 核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。

国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。 第二代核电站 上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。

上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。

第三代核电站 上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。 第四代核电站 2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。

根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。

第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。 中国核电分布 一、秦山核电站（中核） 秦山核电站地处浙江省海盐县。

秦山一期 [1]一期工程，采用中国CNP300压水。

世界核电站发展历程

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

2002年3月，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。

AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。 （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。 通过与前期工程平行开展的按模。