AP1000

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File:Sanmen Nuclear Power Station.jpg
三門核電廠是首座採用AP1000技術而正式運行的發電廠。

AP1000[1]（Advanced Passive PWR的簡稱）是西屋電氣公司依照非能動核安全（英語：Passive nuclear safety）概念而設計和銷售的第三代反應堆核電站方案，毛功率1250MWe，淨功率1110MWe[2]。

歷史[編輯]

之前的設計[編輯]

AP1000 的設計可以追溯到之前的兩個設計，即西屋公司的AP600和Combustion Engineering（英語：Combustion Engineering） 的第二代+(Gen II+)的System 80。

System 80 設計由燃燒工程公司（Combustion Engineering（英語：Combustion Engineering））開發，採用雙迴路冷卻系統，每個迴路配備一台蒸汽發生器和兩台反應堆冷卻劑泵，相比於每個迴路配備一台蒸汽發生器和一台反應堆冷卻劑泵的系統（每個迴路包含兩台、三台或四台蒸汽發生器），該系統結構更簡單，成本更低。[3] 美國已建成並運營三座反應堆，韓國已建成並運營四座，使其成為第二代+（Generation II+）反應堆設計中最成功的方案。

ABB集團於1990年收購了燃燒工程公司（Combustion Engineering（英語：Combustion Engineering）） [4] ，並推出了System 80+系統，該系統進行了一系列設計變更和安全改進。[5]作為ABB一系列合併、收購和剝離的一部分，該設計於2000年被西屋電氣公司收購，而西屋電氣公司本身於1999年被英國核燃料有限公司（BNFL）收購。[6]

在整個 20 世紀 90 年代，西屋公司一直在研發一種名為AP600的新型反應堆設計，其設計功率約為 600 兆瓦。這是美國能源部先進輕水反應堆計劃的一部分，該計劃致力於研發一系列第三代反應堆設計。與第二代反應堆相比，AP600 的結構要簡單得多，零部件總數大幅減少，尤其是泵的數量。它還具備被動安全特性，這是第三代反應堆設計的關鍵特徵。[7]

AP600屬於小型反應堆。小型核電站會定期推出，因為它們可以應用於更廣泛的市場，而大型反應堆的功率過大，無法滿足當地市場的需求。此類設計的缺點是，其建造時間和成本與大型設計相比並沒有顯著差異，因此這些小型設計的經濟效益往往較差。AP600通過模塊化建造解決了這個問題，目標是在36個月內完成從澆築混凝土到裝載燃料的整個過程。儘管AP600具有這些吸引人的特點，但西屋公司卻未能售出任何一台AP600。[7]

隨着 BNFL 收購該公司並與 ABB 合併，結合 System 80+ 和 AP600 特性的設計誕生，即 AP1000。BNFL 隨後於 2005 年將西屋電氣出售給了東芝。[8]

AP1000[編輯]

2006年1月27日，美國核管理委員會（NRC）批准AP1000「設計控制文件」（The Design Control Document，簡稱DCD）第15版。[9]這是美國核管理委員會（NRC）收到的最終設計批准的第一個第三代反應堆。[10]這意味着，未來的美國建築商可以在施工開始前申請建設和經營聯合許可證（英語：Combined Construction and Operating License），其有效性是有條件的：工廠要按照設計被建造，和每個AP1000應該完全相同。2006年3月8日，美國電力公司UnStart和田納西河谷管理局(TVA)，向NRC申報建造運行聯合許可證（COL）。NRC要求報送AP1000的設計資料和與建設項目相關資料，包括：與建造運行許可證相關的AP1000的標準設計資料；詳細設計工作中對標準設計的修改;關於標準設計的有關設計控制文件、設計過程、設計方法、設計驗收規範等方面的資料；有關檢驗、試驗、分析和驗收標準等的資料(ITAAC)。[11]

2006年12月中美簽署兩國政府《關於在中國合作建設先進壓水堆核電項目及相關技術轉讓的諒解備忘錄》及2007年7月中國企業與西屋公司簽訂AP1000技術轉讓和依託項目核島工程合同。2008年中國開始建設AP1000-2005的設計的四台機組。

2007年5月，AP1000的設計通過了European Utility Requirements（EUR）審查，其審查結論是有1%的不符合項(non-compliant),限期在18個月內修正,有8%的項目其實是不可實現的高指標(not accessible at this time)。[12]2007年中，AP1000申報英國監管當局的GDA評審，2011年評審計劃到期。

西屋公司繼續對AP1000改進設計，向NRC報送了DCD16版(2007年5月26日)、DCD17版(2008年9月22日)、DCD18版(2010年12月1日)，但這3個版本並不具有法律效力，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。[13]此後，NRC確認DCD19版是唯一有效的版本，用原15版認證證書至2021年2月27日的有效期起止點定為19版的有效期，19版把15版全部覆蓋，15版證書被撤銷。2011年12月NRC決定對AP1000的ITAAC審批推遲到裝料運行之前。2012年2、3月，NRC分別給美國國內的4台機組項目頒發了建造運行聯合許可證（COL）。

2012年2月9日、3月30日，美國核管理委員會分別批准了南方電力在佐治亞州的Vogtle廠址和南卡羅來那電力與燃氣公司（英語：SCANA）在南卡羅來那州的V.C.Summer廠址各兩台AP1000機組的建設運營聯合許可證（COL））。[14]V.C.Summer的兩台機組分別於2013年3月11日和11月4日完成核島底板混凝土澆注。2017年3月，西屋公司根據美國《破產法》第11章申請破產保護。2017年6月10日和7月28日，東芝先後發佈聲明，宣佈與Vogtel及V.C Summer項目業主達成協議，將為兩個項目業主分別賠償36.8億美元和21.68億美元。2017年7月31日，分別持有V.C.Summer核電項目55%與45%股份的業主南卡羅來那電力與燃氣公司（英語：SCANA）與Santee Cooper（英語：Santee Cooper）各自發佈聲明，宣佈將停止V.CSummer項目兩台機組的建設。[15]

為遵從EUR標準，AP1000標準設計作了修改，其中一項是把正常餘熱排出系統（normal residual heat removal system， RNS）物理上分為兩個獨立的系統，以改進工廠縱深防禦能力。[16]

2015年3月重新啟動英國監管當局ONR的GDA第二輪評審。2017年3月30日，AP1000的改進設計通過了英國監管當局的GDA評審。[17]

首台AP1000反應堆正在從2009年開始在中國三門縣的三門核電站建造，在經歷各種設計變更、核心設備缺陷如主泵達不到設計標準，延期4年後，終於在2018年9月正式商用。

2026年4月，西屋電氣向美國NRC提交DCD 20，包含中國建造4台中的14000多項改進，已經應用在Vogtle 核電站4號機組。 [18]

設計規範[編輯]

AP1000 是一座壓水反應堆[9]，具有兩個冷卻迴路，計劃淨輸出功率為 1,117MW e。[19] 它是AP600的改進型[19]，本質上是一個功率更大的型號，佔地面積大致相同。[9]

設計目標是通過利用現有技術並減少所需設備（相比擁有三到四個冷卻迴路的競爭設計），降低第三代反應堆設計的建造成本。該設計減少了包括管道、電線和閥門在內的組件數量。標準化和設備製造許可制度（工廠模塊製造和現場建造同步進行）也有助於縮短建造時間和降低成本。由於其設計相比西屋第二代壓水堆更為簡化，AP1000具有以下優勢：[19]

  • 安全相關閥門減少50%
  • 泵數量減少35%
  • 安全相關管道減少 80%
  • 控制線纜減少 85%
  • 抗震建築體積減少 45%

AP1000的設計在佔地面積上比大多數現有的壓水堆更為緊湊，其混凝土和鋼筋用量不到舊式設計的五分之一。[19] 該電廠的設計採用了概率風險評估方法。這使得風險最小化，並能夠計算電廠的整體安全性。據美國核管理委員會（NRC）稱，這些電廠的安全性將比上一次研究NUREG-1150中的電廠高出幾個數量級。AP1000的最大堆芯損壞頻率為每座電廠每年5.09 × 10⁻⁷次。[20] AP1000產生的乏燃料可以無限期地儲存在電廠現場的水中。[21] 老化的乏燃料也可以像目前美國運行的核電站一樣，儲存在地上乾式乏燃料儲存罐中。 [19]

各種類型的動力反應堆即使在主反應停止後，仍會繼續產生放射性衰變產物產生的熱量，因此必須移除這些熱量以避免反應堆堆芯熔毀。在AP1000反應堆中，西屋公司的被動堆芯冷卻系統利用位於反應堆上方的水箱進行冷卻。當被動冷卻系統啟動時，水會依靠重力流到反應堆頂部蒸發，從而帶走熱量。該系統使用多個爆炸式和直流式閥門，這些閥門必須在啟動後的前30分鐘內運行。即使反應堆操作員不採取任何行動，這些閥門也會自動運行。[22]啟動被動冷卻系統所需的電力系統不依賴外部或柴油動力，閥門也不依賴液壓或壓縮空氣系統。[9][23]採用非能動安全系統，事故工況下72小時內操縱員可不採取任何手動動作，72小時後也僅需少量的廠外援助。[19]該反應堆採用屏蔽主泵（密封式罐裝電機泵），無需反應堆冷卻劑泵密封件，直接安裝在蒸汽發生器底部。這減少了大直徑主迴路管道的數量。[24][25][26]

AP1000 設計的第 15 版採用了一種特殊的安全殼結構，在經過安全評估報告[27] 和設計認證規則[28]審核後，已獲得美國核管理委員會 (NRC) 的批准。 第 17、18 和 19 版也獲得了批准[29] 。

其主要特點歸納為：採用非能動的安全系統，安全相關系統和部件大幅減少、具有競爭力的發電成本、60年的設計壽命、數碼化儀控室、容量因子高、易於建造(工廠模塊製造和現場建造同步進行)等，其設計與性能特點滿足用戶要求文件（URD）的要求。 [30]

File:Chinese ap1000 training.jpg
中國三門核電廠AP1000建設會議

反應堆採用西屋成熟的Model314技術，該技術已成功地用於比利時、美國的多個電站上。 反應堆冷卻系統為二環路設計，每個環路通過冷卻劑管道聯接有一台大容量蒸汽發生器和兩台密封式的冷卻劑泵，此外冷卻系統上還聯接有一台穩壓器。

採用非能動的安全系統。它採用雙層安全殼，並保留了AP600的非能動安全系統的構架，系統設計簡化，安全性大大提高。 儀控系統是基於Sizewell B的全數碼技術而開發完成的，特別採用了經驗證的數碼化安全系統，採用了緊湊型的工作站式的控制室，採用了基於影像技術的人機接口。[31]

世界上首台AP1000核電機組為三門核電站一號機組。[32]2013年中國計劃內陸核電站和今後新開工建設的核電項目將以AP1000堆型為主。[33]

首堆問題[編輯]

  • 屏蔽主泵：一迴路主泵由位於美國賓夕法尼亞州匹茲堡北郊切斯威克（英語：Cheswick, Pennsylvania）的柯蒂斯-萊特流體控制公司電氣-機械分部（EMD）設計製造。[34]重67噸、直徑達2米、高6.5米，採用高慣量飛輪大功率屏蔽電機泵，60年運行期間免維修。主泵的整個轉子組件(包括水力部件和電機轉子)由位於電機兩端的徑向滑動軸承和下部的雙向推力軸承支承；軸承由一迴路水潤滑和冷卻，採用石墨-硬質合金摩擦軸瓦。每套蒸汽發生器安裝兩台主泵。首台主泵於2007—2009年製造。2009年9月12日開始500小時型式試驗，全速運轉挺泵後惰轉時發現問題。[35]2012年4月16日，首台AP1000主泵完成了最後耐久試驗[14]，2012年5月三門核電站的4台主泵從匹茲堡發運中國，三門1號機組預期於2013年底併網發電。[14]2013年1月13日，產品試驗後拆檢時發現葉輪入口葉片部分缺失，調查分析確認是分包商製造的葉輪鑄件的入口葉片補焊時，未按照批准的程序文件進行質量管控；為此已運至三門的4台主泵運返EMD公司更換葉輪和導葉並重新進行出廠試驗。[36]失水試驗發現軸承部件抵抗熱瞬態衝擊能力需要加強，改進後於美國東部時間8月10日至16日做了改進試驗。第2次工程與耐久性試驗時出現推力瓦的卡件局部疲勞斷裂。2015年2月25日開始第3次工程與耐久試驗，包括冷態性能試驗、熱態性能試驗、溫升和電氣平衡試驗(熱停堆)、服役循環試驗、失電試驗、失去外部冷卻水試驗、反轉運行試驗等15項，至5月20日完成試驗。中國沈鼓集團核電泵業公司、哈電集團動力裝備公司是EMD主泵技轉對象，負責中美兩國4套AP1000級組的16台主泵的部分零部件分包製造及2台追加主泵整機的總裝。[37]2015年8月12日，國家核電公司有關方面確認最後一次主泵耐久性試驗後的拆解過程中發現葉輪出現輕微裂痕（主泵葉輪存在「非線性顯示」），美國方面正在出具該裂痕報告。[38]2015年10月主泵通過審查。[39]
  • 主泵供電變頻器（VFD），主泵60Hz，進口版本對中國50Hz電網微小波動容忍不足，中國AP1000機組大修期替換為8套VFD為100%國產版本，並採用4用1備方式消除單點故障 [40]
  • 主泵軸承與推力盤：早期水力不均，存在異常磨損與氣蝕裂紋，後期優化水力流道+國產高強陶瓷/石墨材料，動壓水膜極穩定
  • 穩壓器的波動管冷熱分層，香蕉效應 保持一迴路冷水一直小流量回流到穩壓器中，同時加強監測波動管的上下層溫度監控，溫差超過35度後開啟噴淋
  • 穩壓器加熱器套管與絕緣問題：位於加熱器套管底部的原有電氣接線盒及絕緣護套，對安全殼內部的環境濕度和極端的輻射熱高度敏感。絕緣層的輕微老化偶爾會導致控制室發出虛假的接地故障報警，或是引發加熱元件過早燒毀。
  • ADS-4 閥門驅動與動態水力衝擊：AP1000 穩壓器的頂部密佈着自動降壓系統（ADS 第 1、2、3 級）的巨型閥門，而第 4 級則連接至熱段管道。在嚴苛的排汽模擬和閥門測試過程中，這些閥門的突然開啟引發了巨大的高壓兩相流（蒸汽與液態水）瞬態流動。流體局部方向的急劇改變產生了猛烈的動能衝擊——即所謂的**流體瞬態載荷**——導致管道產生過度振動，並在穩壓器接管嘴處產生了高度的應力集中。

運營機組[編輯]

File:Sanmen Nuclear Power Station.jpg
三門核電站，2018年成為世界第一座商業運營的AP1000

中國建造了4座AP1000反應堆[41] 已經完全投入商用；美國建造了2台機組，已經完全商用，例外兩台機組中途因西屋公司破產而取消。

  • 三門核電站一號機組、二號機組分別於2018年7月2日、2018年8月24日併網發電；[42]
  • 海陽核電站一號機組、二號機組分別於2018年10月22日[43]，2019年1月9日[44]併網發電。

三門一期和海陽一期4台機組原計劃建成價都是約400億元/台，根據2018年的測算結果，兩個項目建成價都在500億元左右。[45]4台機組都推遲4-5年投產，每台機組每年近100(87)億度電左右。

因中美兩國信任關係降低，以及首批機組中的延期與故障，中國在完成首批4台AP1000建設後，其餘的海陽核電站、陸豐核電站、三門核電站、徐大堡核電站的8座核反應堆建設的在2020年左右前期工作已經就緒，但後續都變更為中國版本的CAP1000。

美國南卡羅來納州的維吉爾·C·薩默核電站 2號與3號機組，由於西屋公司近期破產、成本嚴重超支、工期嚴重延誤以及其他問題，該項目在開工四年後的2017年7月被終止。

核電站名稱 編號 類型 淨容量
MWe 		毛容量
MWe 		熱容量
MWt 		開工 臨界 聯網 商用 備註
三門核電站
中國 		1號 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 [46]
2號 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 [47]
海陽核電站
中國 		1號 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 [48]
2號 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 [49]
Vogtle Electric Generating Plant（英語：Vogtle Electric Generating Plant）
美國 		3號 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 [50]
4號 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 [51]


故障[編輯]

三門核電站2號機組在運營後發生主泵故障造成近一年的停機[52][53]，目前機組已經恢復運營。

CAP1000[編輯]

2004年，中國國務院曾培炎決定引進第三代核電技術，成立以陳肇博、孫昌基為首的籌備組以及籌備國家核電技術公司，多次召開國務院會議與專家會議對候選的三個AP1000、法國ERP、俄羅斯VVER進行評比，2004年9月份發標，2006年四季度與西屋公司進行多次商務談判，甚至要求對方調整代表團人員，最後西屋公司CEO及其夥伴Shaw工程公司相關負責人來華談判。[54] 2006年12月中美簽署兩國政府《關於在中國合作建設先進壓水堆核電項目及相關技術轉讓的諒解備忘錄》[55]，2007年7月中國企業與西屋公司簽訂<<中國核電自主化依託項目合作備忘錄>>，此時西屋公司已經30年沒接到過任何訂單，AP1000隻有設計，沒有任何建造，首堆都會存在很多設計缺陷需要不停改動，中國將引進西屋公司AP1000技術，建設四台核電機組，AP1000技術轉讓價格近5億美元，依託項目核島工程合同，耗資近千億人民幣的4台機組，作為該協議的一部分，中國獲得了重達20多噸的75000+技術文檔、工程數據和260個軟件包，以及相關培訓[56]，在設備供應方面，中方只採購兩套主設備（壓力容器、蒸汽發生器等），其餘兩套都由中方按美方轉讓的技術在中國製造，美方提供技術支持，所有輔助設備按美方提出的技術要求由中方製造和採購，從而具備了在國內製造該反應堆核心部件（如主泵和蒸汽發生器）的能力；同時合同中約定中方自己開發的非能動大型壓水堆功率超過135萬千瓦，則中方擁有自主知識產權，可以對第三國出口，但對美國和日本出口，須與西屋公司合作出口；在首批4台完全投入商用前所有設計改動都需要通知中方，轉讓中不包含ABB公司的數碼化儀控技術（DCS）[54]。CAP1000與AP1000在反應堆的基礎設計上本質相同，但它們代表了在所有權歸屬、本土化程度以及供應鏈管理方面所處的不同發展階段。AP1000是第三代+（Gen III+）壓水堆，由美國西屋電氣公司（Westinghouse Electric）設計，而CAP1000則是基於該同一設計，授權給中國並實現本土化的版本。CAP1000知識產權歸中國所有控制，供應鏈主要為中國供應鏈，主要目標是實現能源獨立與技術本土化，只能在中國建造，出口得需要西屋許可。

在首批4台AP1000機組，不採用交鑰匙方式，中方要廣泛參與設計、設備製造、建造和調試。最終達成協議，土建安裝由中方負責，為吸收模塊化施工經驗，中方同意聘請一批美方專家，組建JPMO（聯合項目管理機構）[54]。中國致力於將這些反應堆的供應鏈完全轉移至國內，對引進的技術進行充分的消化吸收、不但要掌握AP1000 是如何設計的（know-how），還要掌握AP1000 是為什麼這麼設計的(know-why)，同時要真正掌握AP1000的設備製造技術、燃料製造技術、工程建造技術等。從2009年開始，由中國核工程有限公司牽頭，一批中國公司參與，國家核電技術公司是核島建造管理的主體責任單位；上海核工程研究設計院提供設計管理、項目採購技術支持和現場施工技術支持；中國核自儀系統工程有限公司提供專業技術人員派遣支持和技術支持；中國核電站運行服務技術公司提供專業技術人員派遣支持、技術支持以及專業技術培訓、專業技能崗位證書培訓。[57] CAP1000正是這項努力的集大成之作——它不僅汲取了從進口 AP1000 機組中獲得的經驗教訓，更完全採用中國的部件、中國的管理模式以及國內的勞動力進行建造。[58] 中國在十餘年中以國家重大專項研發投資超100億元（核心科研賬本）；投資數百億元升級重工業基礎 (如5萬噸擠壓機、整體整鍛件)，組織國內裝備企業進行技術攻關，在設備研發和製造環節投入了大量時間和資源；投資1000+億投資（計劃800+）億元建設首批4台機組；同時還有5年延期的「時間成本」--每台機組每年預計87-100億度電；以及三門2號機組運行一年後在2018年末因主泵故障停機近一年。 [59]

中國團隊從AP1000機組建設過程中學到了很多[60] [61] ：

  • 模塊式建設：AP1000的模塊分為結構模塊、管道模塊和設備模塊。在設計中根據AP1000整體系統結構（包括它們的支撐和部分土建結構）的特點將其歸列為各自的模塊，直接在工廠里按模塊進行預製、組裝，最後在核電站實行總裝。
  • 虛擬建造技術：該技術是利用虛擬現實技術的思想將施工進度計劃管理與三維工廠設計技術結合在一起，以實現對AP1000的建造進行可視化計劃編制和可視化進度仿真及優化的一項新技術。採用這項技術，有可能大幅度地提高核電廠施工現場的 平行施工能力和工作效率，實現模塊化設計和模塊化施工，達到縮短AP1000施工工期的目的。
  • 簡潔的系統：反應堆系統與第二代壓水堆基本相同，採用的是成熟的可靠的傳統的設計思路和技術。反應堆冷卻劑系統，主泵直接安裝在蒸汽發生器下封頭上，主泵採用屏蔽式泵，電機與水泵共用一根轉動軸，其間沒有聯軸器，所有轉動部件均被包容在 與主迴路冷卻劑相連通的承壓殼中。由於屏蔽泵沒有軸封，使主迴路成為一個「封閉的」系統，傳統壓水堆核電站中的軸封LOCA事件在AP1000設計中不會發生。

2014年，中國第一重型機械集團公司（中國一重）製造了第一台國產AP1000反應堆壓力容器，用於三門核電站2號AP1000機組。[62] 2018年，由瀋陽鼓風機集團核電泵業有限公司（沈鼓核電）和哈電集團哈爾濱電氣動力裝備有限公司（哈電動裝）共同承制的首台AP1000屏蔽電機主泵順利完成全部產品試驗和試驗後拆檢工作，試驗後拆檢工作，屏蔽主泵製造成功。[63] 三門、海陽依託項目4台機組核島設備平均國產化率約為55%，其中三門1號機組核島設備國產化率僅為25%，而海陽2號機組則已超過70%，核島關鍵設備國產化供貨任務全部完成，反應堆壓力容器、蒸汽發生器、主管道、一體化堆頂組件、控制棒驅動機構、核級鋯材、核級電纜、雙向不鏽鋼板等設備和材料研製成功。[45] [64]

首批建造的四座AP1000核電站採用的是2005年第15版設計文件，沒有加強型安全殼結構，因此無法更好地抵禦飛機撞擊[65]；美國的AP1000項目採用的設計文件為第19版，與我國引進時確定的第15版主要差異有19項。針對該主要差異，除「抗商用大飛機撞擊」一項外，其餘在三門、海陽核電廠建設的過程中均已全部採納最新設計，批准了3000餘份設計變更建議並予以實施。[66] 中國在2013年曾正式將AP1000作為內陸核電站的標準。[67] 2017年西屋公司破產後，中國於2019年決定在漳州核電站建造國產的華龍一號核電站，而不是AP1000 。[68]

2019 年之後，所有未來 AP1000 機組的計劃都被CAP1000機組所取代，CAP1000 機組是 AP1000 設計的本地化標準化版本，它降低了成本，並提高了運行和維護性能。[69] 在批量建造情況下，單位千瓦造價可控制在14000人民幣（或者$2,300 - $2,800）以下，而且時間控制在4.5-5.5年；相對美國Vogtle 3號、4號機組的單位千瓦造價$7,900-$10,000，時間10-12年。[45] [56]

中國還利用從首批4台AP1000項目中汲取的工程經驗，開發出了更大規模且完全自主研發的設計方案，特別是CAP1400（亦稱國和一號），這是基於 AP1000 概念演進而成的 1400 兆瓦級（MWe）反應堆。

改進的設計[編輯]

本質上是一個「設計去美國化、製造徹底本土化、工藝走向自動化」的過程。

  • 國家標準對接：設計全面符合中國自身的核安全法規和國家標準（如對接 GB 標準體系），公制化改造，完成了極其浩大的「英制轉公制」再設計，根據中國不鏽鋼/碳鋼管材的標準壁厚和公稱通徑，重新進行水力學平衡和應力分析核算，重新選型。使後續批量化建造（如三門二期、海陽二期、廉江等項目）具備極高的標準化和統型優勢。
  • 所有的核心部件均選用完全匹配的國產核級鋼材，全部中國本地製造。
  • 閥門與管件接口統一： 解決了早期首堆建設時，由於進口管道與國內閥門、泵體接口不兼容而造成的「兩張皮」尷尬，使得所有閥門法蘭、彎頭、三通等管件能夠完全在中國本土的重工業工廠中批量化定製生產。
  • 爆破閥與止回閥管段優化： 非能動管道上的核心控制部件是爆破閥（Squib Valve），中國的核能研究機構（主要包括國家核電技術公司 [SNPTC] 和上海核工程研究設計院 [SNERDI]）對火工驅動裝置的殼體結構進行了重新設計。引入了雙重冗餘點火迴路（確保一旦首個引爆觸發裝置失效，第二個裝置能在數毫秒內自動補發指令），並採用了先進的軍用級化學火工藥劑，從而確保在長達60年的全壽命周期內，藥劑性能完全不受熱老化及輻射環境的影響。在CAP1000機組升級時，對爆破閥前後的直管段長度、管道支吊架（Snubber）的剛度進行了重新計算與剛性改造，以確保爆破閥在瞬間引爆開啟時，巨大的流體衝擊力不會導致周邊主管道變形。
  • 反應堆壓力容器（Reactor Pressure Vessel RPV）
    • 焊接工藝特徵：CAP1000 採用整體式集成焊接（Monoblock），而早期的 AP1000 則採用多段式分段焊接。
    • 使用超大型整鍛件技術，實現了一體化頂蓋和一體化下封頭的無縫整鍛，大幅消除了不必要的筒體焊縫。
    • 引入了「概率斷裂力學」（PFM），並將其與定製的斷裂動力學建模相結合。該方法通過數學仿真，模擬容器壁在經歷數十年的高強度中子輻照脆化後將如何表現。分析結果表明，在突發的「加壓熱衝擊」（PTS）事件——例如緊急快速注水——發生時，CAP1000 反應堆壓力容器在抵禦脆性斷裂方面，仍保持着顯著更高的安全裕度。
    • 法蘭與密封：三維重構幾何設計，利用一套綜合性的三維流固熱耦合數據庫，對主螺栓預緊力及金屬 O 形環密封槽的截面輪廓進行了重新優化。這一定製化的設計配置使法蘭本體上的熱應力分佈更為均勻，有效抑制了微量翹曲變形，從而降低了發生微量冷卻劑泄漏的風險。
    • 嚴重事故防禦：強化的堆內滯留（IVR）體系，對位於堆容器下封頭下方的外部堆腔冷卻（ERCC）流道幾何佈局進行了重新設計。這一改進極大地提升了冷卻水的自然循環流動效率。它確保在最極端的堆芯熔毀情景下，熔融堆芯物質（熔融物）能夠通過「堆內滯留」（IVR）機制被完全捕獲並固化在下封頭內部，從而徹底杜絕安全殼底板被熔穿的風險。
  • 蒸汽發生器
    • AP1000 原生設計中，上部至關重要的汽水分離乾燥器採用的是美國 Peerless 公司的專利技術，不包含在當年的技術轉讓（知識產權許可）範圍內。獨立自主研發了國產化的高效乾燥器，突破美國專利的限制，實際測試表明，採用雙鈎波形板CAP1000 國產乾燥器的分離效率和疏水性能甚至優於國外原裝產品，核心專利破局、製造工藝一體化、抗振動疲勞、以及防傳熱管降質等領域進行了多項關鍵改進。[70] [71] [72]
    • 實現了下封頭一體化整體無縫整鍛。更重要的是，在管板與球形下封頭、外殼體連接的焊接工藝上，通過優化焊接坡口與工藝參數，減少了部分大厚壁焊縫的後期局部熱處理（PWHT）需求，避免了多次熱循環帶來的母材性能劣化隱患，也縮短了製造周期。
    • 10025根U形傳熱管，優化了U型彎曲段抗振條（Anti-Vibration Bar）的插入深度、配合間隙與幾何排布。通過微調二次側（殼側）流道的導流板結構，改善了二次側的流場分佈，極大減小了流體對傳熱管的橫向激振力，將振動磨損風險降到最低。[71]
    • 改進了管板上方的吹掃（Blowdown）系統管路佈置與二次側底部的排污沖刷流道設計。提高了吹掃效率，使電廠運行期間能夠更徹底地帶走二次側沉積的鐵磁性泥渣，防止管板處發生局部縫隙腐蝕，確保其堅固履行 60 年的設計壽命。
  • 屏蔽主泵 西屋原版主泵最大的教訓在於「邊設計、邊製造、邊測試」，缺乏全工況極限驗證。中國在哈電集團、沈鼓集團等基地，斥巨資建造了全球規模最大、技術最先進的屏蔽主泵全流量閉式試驗台架。該台架能夠 100% 模擬一迴路真實的高溫（>300℃）、高壓（>15MPa）及放射性水質環境。現在，每一台用於中國批量化建設（如三門二期、海陽二期、廉江核電）的國產屏蔽主泵，出廠前必須在台架上接受數百小時、包含頻繁啟停和惰轉在內的極限耐久性考核，完成了對核電核心設備工程化驗證的閉環。[73] [74]
    • 轉子屏蔽套（Rotor Can）工藝改良：原版屏蔽主泵的電機轉子浸泡在一迴路高壓冷卻水中，依靠一層極薄的高鎳合金屏蔽套進行物理隔離。原版設計在交變電磁力和高頻流體激振下，屏蔽套極易發生微小蠕變，導致環焊縫疲勞開裂，冷卻水入浸燒毀電機。中國改進： 攻克了超薄屏蔽套的精密焊接與拉伸變形控制技術，獨創了「熱套（Shrink-fit）安裝」與過渡/過盈配合工藝，讓屏蔽套緊緊貼合在轉子鐵芯上。這極大地消除了運轉時的不平衡量，將焊縫的交變應力降至安全邊界以下。
    • 水潤滑推力軸承組件與流道優化：原版主泵無常規機械潤滑油，完全依靠一迴路高壓放射性水進行水潤滑（Water-lubricated Bearings）。早期測試中，由於水力設計不合理，軸承內部流道產生局部氣蝕和劇烈渦流，導致推力盤與石墨支撐環異常磨損甚至碎裂。中國改進： 重新建模並優化了軸承內部循環冷卻水的流道拓撲結構，確保在啟停、滿載等全工況下，滑動面之間都能形成一層極其穩定的流體動壓潤滑水膜。同時，開發出高強度核級陶瓷槽楔和新型高密度碳石墨材料，徹底解決了耐磨和氣蝕問題。
    • 葉輪與電機軸的「一體化無縫整鍛」：原早期主泵的葉輪等複雜大件採用焊接拼裝或傳統鑄造，內部容易殘留微小氣孔、砂眼或微觀應力集中，在長期高流速沖刷下易誘發應力腐蝕開裂。中國改進：依託國內萬噸級超大型重型壓機，中國實現了主泵葉輪、電機軸及飛輪支撐環的近淨成型整體無縫整鍛工藝，取消了所有高風險的拼接焊縫。同時，制定了遠超國外的超聲波及射線無損探傷（NDT）驗收標準，杜絕了宏觀組織缺陷。
    • 泵變頻器（VFD）系統的自主重構：原版屏蔽主泵作為大慣性、高功率電機，對供電質量要求極苛刻。原版進口變頻器工作在60Hz，對外部電網（中國50Hz）的微小電壓閃爍容錯率低，商運初期曾多次因電網波動誤跳閘，單點故障導致反應堆緊急停堆。中國改進：中核、國電投等單位聯合國內電氣巨頭，成功研發出核級高壓大容量主泵變頻器，並在大修中實現了已有AP1000機組的國產化整體替代。中方對控制算法進行了容錯和濾波升級，使其更加適配中國電網的實際運行環境。並使用四用一備方式，無縫切換，解決VFD故障導致停堆。[40]
  • 穩壓器改進
    • 連接穩壓器的波動管改進，消除冷熱分層導致的上下受熱不均變形的香蕉效應，採用超大型不鏽鋼錠，通過萬噸級壓機實現了「整體無縫整鍛」（彎頭與直管一體化成型）。新管道徹底取消了所有中間焊縫，消除了因熱分層導致的焊縫開裂風險，在役檢查（ISI）點位驟減。壓器的熱水（約 345℃）和來自一迴路熱管段的相對冷的水（約 315℃）在管道內無法充分混合，形成明顯的「上熱下冷」分層。
    • 優化了底部加熱器穿孔的空間間距和方向。通過改變間距而不降低總加熱千瓦容量，技術人員在運行中檢查 (ISI) 期間可以更方便地使用工具和傳感器。此外，內部噴淋總管的結構也得到了加強，從而徹底消除了連續旁路噴淋引起的流動誘導振動 (FIV)。
    • 改進了穩壓器頂部的法蘭和支撐結構。這優化了重型ADS閥門直接傳遞到組件主要結構支撐的載荷分佈，從而降低了地震事件或快速閥門動作衝擊（動態推力）期間噴嘴頸部所承受的機械應力。
  • DCS系統
    • 原來AP1000中，非安全級控制系統運行在艾默生（Emerson）的 Ovation 平台上；而安全相關防護系統則運行在西屋公司自有的 Common Q 平台上。CAP1000中使用國核自儀系統工程公司( State Nuclear Power Automation System (SNPAS) Engineering Company)以FPGA為基礎研製的反應堆保護系統NuPAC(Nuclear Protection and Control)、控制系統平台NuCON、多樣化驅動系統平台NuBAC、核電站全範圍模擬機NuSIM、核電站特殊監控系統和地震監測系統NuTEC、堆內測量和堆外核測系統NuNIS、輻射監控系統NuRAD、棒控棒位系統NuRIC；其中基於可編程邏輯器件FPGA的NuPAC是與洛克希德·馬丁公司聯合研製，雙方都擁有完全知識產權，已經獲得美國NRC認證和中國國家核安全局 (NNSA) 認證。[75] [76] [77][78]
    • 實現了晶片與元器件的全面國產化兼容。
    • 網絡安全與網絡架構升級：實施了一套高度先進、多層次的「縱深防禦」網絡安全架構。該架構在安全相關防護系統（1E 級）與非安全級控制系統之間，設置了單向光電隔離間隙（即「數據二極管」）。這一設計確保了運行數據能夠單向流出至監控系統，從而杜絕了任何數碼訊號或惡意軟件逆向回傳的可能性，有效防止其干擾反應堆的停堆保護功能。
    • 人機界面 (HMI) 與主控室 (MCR) 優化：基於全球首批 AP1000 機組（三門 1 號機組和海陽 1 號機組）的實際運行與調試反饋，中國對操作員體驗進行了徹底的重新設計。配備了先進的智能報警管理系統。其 DCS（分散控制系統）利用集成邏輯算法抑制次生及伴隨性報警，僅向操作員突出顯示作為根本原因的主故障信息。此外，大型顯示屏 (LDP) 和工作站圖形界面均依據人機工程學原理進行了重新佈局與優化，旨在提升操作員的態勢感知能力，並降低在緊張的應急處置流程中發生人為失誤的概率。避免AP1000 主控室在廠房快速瞬態變化期間常遭遇「報警泛濫」問題——操作員被數百條同時湧現的數碼化警報淹沒，難以準確定位問題的根本原因。
    • 驗證與確認 (V&V) 及軟件可靠性：安全關鍵系統中的軟件缺陷是監管審批面臨的一大主要障礙。採用的 NuCON 平台在開發過程中，運用了嚴謹且自動化的形式化方法進行軟件驗證。通過數學證明，該平台中的安全關鍵代碼完全不存在運行時錯誤或邏輯死鎖問題。該平台已成功通過了中國國家核安全局 (NNSA) 嚴格的型號鑑定與安全審查，充分證明了其絕對的可靠性。
  • 常規島改進
    • 汽輪發電機組：從剛性轉子到高效氣動型線葉片，採用了一種高度現代化、半速（1500轉/分）的整體鍛造轉子汽輪機。其低壓汽輪機葉片採用了先進的3D氣動型線長葉片設計（末級葉片尺寸達到54英寸或更大）。這種幾何結構優化了蒸汽膨脹過程，消除了傳統設計中存在的微振動現象，並在結構上將汽輪機的內效率提升了近1%。
    • 採用了高度優化的單殼體集成式汽水分離再熱器（MSR）佈局。中國熱工工程師重新設計了內部波紋板結構和管束，在最大化傳熱面積的同時，將流體阻力（壓降）大幅降低了 15% 以上。這一設計確保了進入低壓汽輪機的蒸汽具有更高的干度和焓值，從而直接提升了電廠的淨髮電出力。
    • 凝汽器與真空系統：先進的防腐鈦合金管材；凝汽器位於低壓汽輪機下方，利用外部冷卻水（海水或河水）將排汽冷凝回純淨水。統一採用全鈦焊接管材及鈦包覆管板。冷卻水室的結構佈局經過重新塑形，以優化水流分佈，從而消除了局部高速沖刷點，並確保在長達 60 年的整個設計壽期內，二迴路系統均能保持零泄漏運行。
    • 給水系統佈局：增強型數碼化變頻調速控制；主給水泵負責在高壓工況下，將數百萬加侖的水輸送回蒸汽發生器。採用數碼化變頻驅動（VFD）取代傳統的機械式液力耦合器，從而優化了廠用電的節能效果。
  • 安全廠房改進 中國對 CAP1000 安全廠房的改進，是一次「吃透力學邊界後的全方位重構」。中方利用自身在超大型土木工程與重工業鋼結構領域的統治級實力，將西屋原版偏向理想化的結構藍圖，改造成了能夠完美抵禦地震、海嘯、內澇以及惡意飛機撞擊的現代化「末日堡壘」，徹底解除了非能動核電在土木結構安全上的最後防線。
    • 屏蔽建築（Shield Building）：從「普通雙層牆」到「SC雙面鋼板剪力牆」。原版 AP1000 屏蔽建築部分採用了非傳統的模塊化組合結構。但在早期，由於這種結構在極端應力下的動態響應（抗震及防撞擊性能）未能完全說服美國核監管局（NRC），曾導致西屋被迫數次修改設計（如 DCD 改版），拖延了大量工期。原版在某些高負荷區域的鋼筋排布極其密集，在實際澆築混凝土時極易產生空洞或蜂窩缺陷。中國全面引入並固化了「鋼-混凝土-鋼（SC，Steel-Concrete-Steel）」雙面鋼板三明治剪力牆結構。它取消了內部錯綜複雜的傳統鋼筋網，直接用兩層高強度外部鋼板作為「外殼兼模板」，中間澆築自密實高性能混凝土。極大地增強了屏蔽建築的剛度與抗衝擊吸能效率。在模擬「大型商業客機直接撞擊」的極端工況下，SC 結構能夠通過局部剝落與變形吸收絕大部分動能，確保內部的一迴路系統和非能動高位水箱（PCS）絕對安全。同時，由於模塊化免除了現場綁紮鋼筋的工序，施工工期大幅縮短。
    • 廠房基礎底板（Basemat）：從「分塊孤立」到「整體大底板抗震加固」。安全廠房底板承載着數萬噸的核島總重量，是抗震抗剪切的核心。原版底板設計相對精簡，其主要基於美國本土較為穩定的地質條件。但在中國部分沿海地震帶或軟弱地基上，原版底板在遭遇極限安全地震（SSE）時，邊緣應力集中問題較突出，抗傾覆和抗滑移邊際在嚴苛的中國核安全新標下顯得偏緊。中方對 CAP1000 的核島基底進行了重新力學建模，將核島關鍵廠房（反應堆廠房、輔助廠房、插接式廠房）的基礎底板進行了整體化連通與加厚加固設計。形成了更堅固的「整體剛性箱基」。在發生 0.3g（甚至更高加速度）的極限強震時，整個安全廠房能夠作為一個整體協同震動，消除了各輔助廠房之間因相對位移產生的「撕裂剪切力」，地基沉降更加均勻，大幅提升了抗震安全邊際。
    • 防內澇與水密性升級：汲取福島教訓的實體物理隔離。水淹（Internal & External Flooding）是導致核電廠全廠斷電（SBO）的致命隱患。西屋原版 AP1000 缺陷： 早期原版設計在防內部水淹（如一迴路大管道破裂、噴淋誤動）的邏輯上，過分依賴非能動地漏和排水閥門的動作，而在實體廠房房間之間的絕對水密物理隔離上做得不夠徹底。中國 CAP1000 改進：中國在新版安全廠房內實施了更加嚴苛的「縱深防禦水淹分區」。對安全級 DCS 電子設備間、電池室、應急供水泵房等核心功能區，加裝了高達數米的實體抗壓防水密門和貫穿件水密密封。即使某個安全廠房內部發生極端管道爆裂或外部海嘯灌入，積水也會被死死限制在單一受損分區內，絕不會漫延到隔壁的冗餘安全通道。這確保了在極端水淹工況下，至少有一組控制和儀表系統能夠持續存活。
    • 非能動安全殼冷卻儲水箱（PCS）的優化：安全廠房頂部頂着一個巨大的、裝有大約三千噸水的非能動冷卻水箱（PCS Tank），用於在事故時利用重力向安全殼外壁噴淋冷卻。西屋原版 AP1000 缺陷： 「頭重腳輕」是 AP1000 結構設計的一大特點。三千噸的水箱高懸於廠房頂部，在地震發生時會產生劇烈的液體晃動（Sloshing Effect），這種巨大的動態流體荷載會對下方的安全廠房承重牆產生嚴重的剪切破壞。中國 CAP1000 改進：中方在水箱內部增設了多組精心設計、符合流體力學性能的防蕩消能格柵（Baffles），並對水箱底座與不鏽鋼內襯的應力重構，支撐水箱的錐形過渡段牆體進行了局部加厚與變截面結構強化。地震時，防蕩格柵能迅速打破液體的共振晃動，將流體對水箱壁的瞬態衝擊力降低了 40% 以上，極大地減輕了頂部超重對下方安全廠房的結構負擔。採取了「工廠化預製 + 地面整體組裝 + 整體大吊裝」的先進工藝：將整個鋼頭蓋、不鏽鋼水箱板、內部走道、噴淋管線以及通風管道，在地面拼裝成一個重達1000多噸的超大型複合模塊；隨後然後使用3200噸級履帶起重機進行一次性整體吊裝。這一改進將該階段的現場施工周期縮短了40%以上，大幅提升了建造成本效益。極端氣候下的「防凍與保溫」改進：進了外部空氣進風口和排風口的導流設計，並在內部增加了主動/非能動結合的伴熱加熱系統與高密度保溫層；優化了水箱內的溫度監測矩陣（增加了多點三維溫度傳感器）；確保在零下 20℃ 至 30℃ 的極端嚴寒天氣下，水箱內的冷卻水不會結冰，且頂部通風百葉窗不會因冰雪結凍而堵塞，保障了系統在任何極端天氣下的可用性。
    • 施工工藝升級：全面推行「數智化模塊預製」，安全廠房的建造質量直接決定了其防護壽命。從 FOAK 到標準化流水線： 西屋原版在三門首堆時，很多安全廠房模塊是在現場搭設的臨時廠房裏進行拼裝和焊接的，質量控制受天氣影響大。中國在 CAP1000 項目中，建立了一體化的核島大型結構模塊（如 CA20、CA01 模塊）現代化工業總裝車間。所有安全廠房的結構牆體、鋼板、內部管道總成均在車間內通過工業機械人完成精密焊接與自動探傷，然後整體吊裝。這不僅讓安全廠房的鋼結構焊縫合格率逼近 100%，也讓核島建造周期（FCD）大幅縮短。

運行機組[編輯]

正在建設的CAP1000機組合計有11台，規劃中還有3台，包括原來準備採用AP1000的機組海陽核電站、陸豐核電站、三門核電站、徐大堡核電站的8座核反應堆建設的前期工作早在2020年前已經就緒。

核電站名稱 編號 類型 淨容量
MWe 		毛容量
MWe 		熱容量
MWt 		開工 臨界 聯網 商用 備註
海陽核電站
(山東) 		3號 CAP1000 1161 1253 3400 2022-6-7 [79]
4號 CAP1000 1161 1253 3400 2023-4-22 [80]
5號 CAP1000 1161 1253 3400 2026-4-16
6號 CAP1000 1161 1253 3400 2027-2
陸豐核電站
(浙江) 		1號 CAP1000 1160 1254 3400 2025-2-24 [81]
2號 CAP1000 1160 1254 3400 2025-12-22 [82]
三門核電站
(浙江) 		3號 CAP1000 1163 1254 3400 2022-6-28 [83]
4號 CAP1000 1163 1254 3400 2023-3-22 [84]
徐大堡核電站
(遼寧) 		1號 CAP1000 1000 1290 2905 2023-12-3 [85]
2號 CAP1000 1000 1000 2905 2024-7-17 [86]
5號 CAP1000 1160 1254 3400
6號 CAP1000 1160 1254 3400
白龍核電站
(廣西) 		1號 CAP1000 1160 1254 3400 2025-12-22 [87]
2號 CAP1000 1160 1254 3400
廉江核電站
(廣東) 		1號 CAP1000 1160 1254 3400 2023-9-27 [88]
2號 CAP1000 1160 1254 3400 2024-4-26 [89]

參見[編輯]

參考文獻[編輯]

  1. ↑ Westinghouse Electric Company LLC. AP1000 Pressurized Water Reactor. Westinghouse Electric Company LLC. [2018-10-24]. （原始內容存檔於2018-10-24） （English）. 
  2. ↑ Westinghouse Electric Company LLC. AP1000 Nuclear Power Plant Design. Westinghouse Electric Company LLC. [2018-10-24]. （原始內容存檔於2018-10-24） （English）. 
  3. ↑ The System 80 互聯網檔案館的存檔，存檔日期December 30, 2007，.
  4. ↑ Combustion To Merge With ABB. The New York Times. November 14, 1989. 
  5. ↑ Matzie, R.A.; Ritterbusch, S.E. System 80+ standard plant: Design and operations overview. International symposium on evolutionary water cooled reactors. International Atomic Energy Agency. 1999. 
  6. ↑ Goodbye to BNFL. Nuclear Engineering International. August 9, 2016. 
  7. ↑ 7.0 7.1 Gangloff, W. Westinghouse AP600 Advanced Nuclear Plant Design (PDF) (技術報告). IAEA. 
  8. ↑ Toshiba Acquires Westinghouse From BNFL. BusinessWire. February 6, 2006. 
  9. ↑ 9.0 9.1 9.2 9.3 T.L. Schulz. Westinghouse AP1000 advanced passive plant (web). Nuclear Engineering and Design; Volume 236, Issues 14–16, August 2006, Pages 1547–1557; 13th International Conference on Nuclear Energy, 13th International Conference on Nuclear Energy. ScienceDirect. [2008-01-21]. （原始內容存檔於2008-01-24）. 
  10. ↑ AP 1000 Public Safety and Licensing. Westinghouse. 2004-09-13 [2008-01-21]. （原始內容 (web)存檔於2007-08-07）. 
  11. ↑ 馮建平 ， 李學法 ， 包宸夕 ， 馮延飛: 對美國核管會監督ITAAC項目的初步研究,《核安全》 , 2013 , 12 (s1) :67-71
  12. ↑ "European utilities certify Westinghouse's AP1000", in World Nuclea News, 17 May 2007. [2017-08-05]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  13. ↑ 国家核电技术公司专家委员会办公室主任陈章华如是作答——AP1000核电站：中国与美国同等安全，《科技日报》2015年3月23日第3版. [2017年8月5日]. （原始內容存檔於2017年8月5日）. 
  14. ↑ 14.0 14.1 14.2 世界首台AP1000核电主泵成功完成最终耐久试验, 人民网, 2012-04-17. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  15. ↑ 美国首台AP1000核电项目宣布停工，国内项目将迎来关键节点,财经网 2017-08-01. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  16. ↑ C.Queral， J.Mon tero-Mayorga：「Risk reduction due to modification of normal residual heat removal system of AP1000® reactor to meet European Utility Requirements」，in《Annals of Nuclear Energy》,Volume 91, May 2016, Pages 65-78
  17. ↑ GDA decisions and SoDA: AP1000® nuclear power station design by Westinghouse Electric Company. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  18. ↑ Westinghouse Establishes Standard AP1000® Plant for Fleet-Scale Deployment in U.S.. Westinghouse. 2026-4-6 [2026-5-29]. 
  19. ↑ 19.0 19.1 19.2 19.3 19.4 19.5 Adrian Bull, The AP1000 Nuclear Power Plant - Global Experience and UK Prospects (PDF), Westinghouse UK (Nuclear Institute), November 16, 2010 [May 14, 2011], （原始內容 (presentation)存檔於July 22, 2011） 
  20. ↑ [1] 互聯網檔案館的存檔，存檔日期May 14, 2013，. Westinghouse AP 1000 Step 2 PSA Assessment
  21. ↑ Westinghouse certain of safety, efficiency of nuclear power 互聯網檔案館的存檔，存檔日期April 1, 2009，., Pittsburgh Post-Gazette, March 29, 2009
  22. ↑ UK AP1000 Pre-Construction Safety Report (PDF). UKP-GW-GL-732 Revision 2 explains the design of the reactor safety systems as part of the process of seeking approval for construction in the UK. Westinghouse Electric Company. [February 23, 2010]. （原始內容 (PDF)存檔於July 17, 2011）. 
  23. ↑ R.A. and Worrall, A. "The AP1000 Reactor the Nuclear Renaissance Option." Nuclear Energy 2004.
  24. ↑ Schulz, T. L. (2006). Westinghouse AP1000 advanced passive plant. Nuclear Engineering and Design, 236(14-16), 1547–1557. doi:10.1016/j.nucengdes.2006.03.049 10.1016/j.nucengdes.2006.03.049
  25. ↑ Schene, Roger. The Westinghouse Advanced Passive Pressurized Water Reactor, AP1000TM (PDF). International Atomic Energy Agency. March 2009. （原始內容存檔 (PDF)於15 Dec 2021）. 
  26. ↑ Status report 81 - Advanced Passive PWR (AP 1000) (PDF). International Atomic Energy Agency: Advanced Reactors Information System. 4 April 2011. （原始內容存檔 (PDF)於27 Aug 2023）. 
  27. ↑ NRC: Issued Design Certification - Advanced Passive 1000 (AP1000). www.nrc.gov. 
  28. ↑ Issued Design Certification - Advanced Passive 1000 (AP1000), Rev. 15 Design Certification Rule for the AP1000 Design. 
  29. ↑ Design Certification Application Review - AP1000 Amendment. 
  30. ↑ 关于AP1000的资料. [2013-04-20]. （原始內容存檔於2013-05-11）. 
  31. ↑ 关于AP1000的资料. [2013-04-20]. （原始內容存檔於2013-04-09）. 
  32. ↑ 全球首台AP1000核电机组主泵开始原型试验. [2013-04-20]. （原始內容存檔於2013-06-22）. 
  33. ↑ 三代核电依托项目三门核电核岛工程合同在京签订-国家核电. [2013-04-20]. （原始內容存檔於2013-05-01）. 
  34. ↑ 国家发展改革委副主任、国家能源局局长努尔·白克力调研了位于美国匹兹堡的西屋公司和EMD公司主泵工厂. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-04）. 
  35. ↑ 項京鋒 ， 郭鵬 ， 周新華: AP1000屏蔽式主泵的製造難點及國產化，中國核能行業協會中國核能可持續發展論壇 , 2010
  36. ↑ AP1000依托项目首两台主泵从美国发运，国家核电网站 2013/8/19. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  37. ↑ AP1000核电主泵工程与耐久试验成功, 国家核电技术公司 2015/6/16. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  38. ↑ 《三代核电技术遇波折 主泵试验现裂痕》，中国经营报 2015-08-15. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  39. ↑ 历经四次试验 三代核电AP1000主泵通过审查,财新网2015年10月29日. [2017-08-04]. （原始內容存檔於2017-08-05）. 
  40. ↑ 40.0 40.1 三代核电新突破！首台主泵变频器国产化改造完成. 中國核電網. 2024-9-26 [2026-5-30]. 
  41. ↑ Second Summer AP1000 under construction. World Nuclear News. 6 November 2013 [2021-03-11]. （原始內容存檔於2021-01-26）. 
  42. ↑ Second Sanmen AP1000 connected to grid. World Nuclear News. 24 August 2018 [27 August 2018]. （原始內容存檔於2021-03-02）. 
  43. ↑ China's Haiyang-1 Becomes Second Westinghouse AP1000 to Begin Commercial Operation. [2021-03-11]. （原始內容存檔於2019-01-11）. 
  44. ↑ Fourth Chinese AP1000 enters commercial operation. World Nuclear News. 9 January 2019 [9 January 2019]. （原始內容存檔於2020-12-24）. 
  45. ↑ 45.0 45.1 45.2 关于AP1000造价、后续项目和设备问题，国家核电这样回应！. 中國核電信息網. 2018-09-12 [2026-4-27]. 
  46. ↑ PRIS - Reactor Details SAMMEN-1. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  47. ↑ PRIS - Reactor Details SAMMEN-2. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  48. ↑ PRIS - Reactor Details HAIYANG-1. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  49. ↑ PRIS - Reactor Details HAIYANG-2. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  50. ↑ PRIS - Reactor Details VOGTLE-3. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  51. ↑ PRIS - Reactor Details VOGTLE-4. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  52. ↑ Made-in-China Reactor Gains Favor at Home, U.S. Tech Falters. Bloomberg L.P. 2019-04-01 [2019-04-12]. （原始內容存檔於2019-04-13） （English）. 
  53. ↑ Curtiss-Wright Provides Update on AP1000 Reactor Coolant Pumps. Curtiss-Wright Corporation. 2019-04-01 [2019-04-12]. （原始內容存檔於2019-04-13） （English）. 
  54. ↑ 54.0 54.1 54.2 陳肇博. 亲历中国引进第三代核电技术始末①. 人民日報. [2026-5-28]. 
  55. ↑ 中美签署先进压水堆核电技术转让谅解备忘录. 國家原子能機構. 2006-12-19. 
  56. ↑ 56.0 56.1 三代核电：AP1000 与华龙一号的跷跷板游戏. 中國核電信息網. 2018-11-05 [2026-4-27]. 
  57. ↑ 国家核电四企业联手打造三代核电技术AP1000平台. 中國核電信息網. 2009-8-19 [2026-4-27]. 
  58. ↑ 陳肇博. 亲历中国引进第三代核电技术始末③. 人民日報. [2026-5-28]. 
  59. ↑ 三问AP1000核电项目经济性. 人民網. 2018-8-6 [2026-5-29]. 
  60. ↑ AP1000核电技术特点：模块化建设. 中國核電信息網. 2009-8-25 [2026-4-27]. 
  61. ↑ AP1000核电技术特点之二：简洁的系统. 中國核電信息網. 2009-8-27 [2026-4-27]. 
  62. ↑ China produces first AP1000 vessel. World Nuclear News. June 11, 2014 [August 6, 2014]. 
  63. ↑ 首台国产化AP1000屏蔽主泵制造成功. 中國核電信息網. 2018-09-12 [2026-4-27]. 
  64. ↑ AP1000依托工程四台机组第一个燃料周期运行结果均符合设计要求. 中國核電信息網. 2020-03-11 [2026-4-27]. 
  65. ↑ Mark Hibbs, Pakistan Deal Signals China's Growing Nuclear Assertiveness, Nuclear Energy Brief (Carnegie Endowment for International Peace), April 27, 2010 [February 25, 2011], （原始內容存檔於January 17, 2011） 
  66. ↑ AP1000技术在中国的实践??走近三门与海阳. 2018-02-09 [2026-4-27]. 
  67. ↑ Li Qiyan. U.S. Technology Picked for Nuclear Plants. Caijing. September 11, 2008 [October 29, 2008]. （原始內容存檔於October 15, 2008）. 
  68. ↑ Permits issued for construction of new Chinese plant. World Nuclear News. October 15, 2019 [October 15, 2019]. 
  69. ↑ China Nuclear Power | Chinese Nuclear Energy - World Nuclear Association. world-nuclear.org. [2022-12-19]. （原始內容存檔於2022-12-13）. 
  70. ↑ CAP1000核电站蒸汽发生器干燥器研发成功. 發電企業協作網. [2026-5-29]. 
  71. ↑ 71.0 71.1 哈电重装：CAP1000蒸汽发生器传热管与抗振条搭接位置的涡流检测. 中國核技術網. 2025-11-18 [2026-5-29]. 
  72. ↑ 重大专项十周年系列报道（三）装备制造、大国重器. 上海核工程研究設計院股份有限公司. 2018-09-19 [2026-5-29]. 
  73. ↑ AP1000核电主泵工程与耐久试验成功. 中國核能行業協會. 2015-6-17 [2026-5-29]. 
  74. ↑ 中国核电新突破：自主化“心脏”60年免检. 第一財經. 2018-9-12 [2026-5-29]. 
  75. ↑ CAP1400核电站数字化仪控系统研发成功. 搜狐. 2017-9-14 [2026-5-28]. 
  76. ↑ Cooperative Development of Safety Platform for Reactor Protection System and Reactor Protection System (PDF). nrc.gov. 2012-1-19 [2026-5-28]. 
  77. ↑ Lockheed opens joint R&D base. World Nuclear News. 2014-6-24 [2026-5-28]. 
  78. ↑ 陳肇博. 亲历中国引进第三代核电技术始末④. 人民網. [2026-5-28]. 
  79. ↑ PRIS - Reactor Details HAIYANG-3. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  80. ↑ PRIS - Reactor Details HAIYANG-4. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  81. ↑ PRIS - Reactor Details LUFNEG-1. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  82. ↑ PRIS - Reactor Details LUFNEG-2. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  83. ↑ PRIS - Reactor Details SAMMEN-3. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  84. ↑ PRIS - Reactor Details SAMMEN-4. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  85. ↑ PRIS - Reactor Details XUDAPU-1. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  86. ↑ PRIS - Reactor Details NINGDE-2. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  87. ↑ PRIS - Reactor Details BAILONG-1. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  88. ↑ PRIS - Reactor Details LIANJIANG-1. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 
  89. ↑ PRIS - Reactor Details FANGCHENGGANG-2. pris.iaea.org. [2026-04-26]. 

外部連結[編輯]

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