AP1000，顧名思義，就是一種“先進(jìn)的（A）、非能動（P）”核電廠，電功率約為1000MWe。
20世紀(jì)80年代，美國西屋公司開始了電功率為600MWe的AP600型壓水堆設(shè)計工作。該項目從一開始，就制定了以下戰(zhàn)略開發(fā)目標(biāo)：充分采用非能動系統(tǒng)設(shè)計和固有安全特性，盡量降低風(fēng)險，提高安全性，加快執(zhí)照審批過程；盡量降低比造價，力爭每千瓦造價與現(xiàn)有壓水堆核電廠相當(dāng)；采用模塊化和標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)，縮短施工周期，確保建造進(jìn)度；采用工程上成熟的堆芯和部件設(shè)計，提高可靠性；盡量簡化系統(tǒng)，改進(jìn)電廠可利用率，降低職業(yè)輻射劑量。
為了適應(yīng)電力用戶日益增長的電網(wǎng)規(guī)模，提高經(jīng)濟(jì)性方面的競爭力，在AP600的基礎(chǔ)上又啟動了AP1000的開發(fā)工作。AP1000的設(shè)計以AP600獲得的許可證為基礎(chǔ)，保留了AP600的設(shè)計結(jié)構(gòu)，充分利用成熟設(shè)備，反應(yīng)堆主要部件的容量有所增大。AP1000于2005年12月30日獲得了美國核管會頒發(fā)的設(shè)計證書。
AP1000的安全性
衡量核電安全性有兩個重要的指標(biāo)，一個是發(fā)生反應(yīng)堆堆芯熔化的概率，一個是發(fā)生大量放射性逸出廠區(qū)以致需要采取臨時應(yīng)急措施的概率。我國核安全局發(fā)表的政策聲明《新建核電廠設(shè)計中幾個重要安全問題的技術(shù)政策》中，提出新建核電廠運行的安全目標(biāo)是：堆芯熔化概率為10-5/堆年；大量放射性釋放概率為10-6/堆年。AP1000預(yù)測的堆芯熔化概率為5×10-7/堆年，大量放射性釋放概率為6×10-8/堆年，比法規(guī)目標(biāo)還安全一個量級以上。
AP1000的經(jīng)濟(jì)性
AP1000由于簡化了安全系統(tǒng)配置，采用模塊化的設(shè)計與建造技術(shù)等，使得建設(shè)造價降低，提高了燃料的燃耗深度，延長了換料周期和設(shè)計壽命等，使燃料費用和運行費用降低。首批4臺依托項目機(jī)組平均的建造比投資低于2000$/kW。從第5臺開始，由我方自主設(shè)計和建造，每臺機(jī)組造價的比投資可減少300~400$/kW。從第9臺開始，由于國產(chǎn)化和批量化的效應(yīng)，每臺機(jī)組造價的比投資還可減少，可以達(dá)到1500$/kW左右的水平。AP1000的發(fā)電成本具有更大的潛在競爭力，其全壽期的經(jīng)濟(jì)性更具優(yōu)勢。
AP1000的技術(shù)成熟性
AP1000反應(yīng)堆、冷卻劑系統(tǒng)和非能動安全系統(tǒng)的技術(shù)成熟性為AP1000核電廠的技術(shù)成熟性奠定了基礎(chǔ)。AP1000的反應(yīng)堆設(shè)計基于314型反應(yīng)堆，而314型反應(yīng)堆已經(jīng)具有二十年以上的運行經(jīng)驗。AP1000核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和設(shè)備如蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等，都是在已有的運行實踐基礎(chǔ)上選用或改進(jìn)設(shè)計的，包括備受關(guān)注的屏蔽電機(jī)泵，其供應(yīng)商也已為軍方和石化行業(yè)提供了約1500臺屏蔽電機(jī)泵，并創(chuàng)造了服役40余年免維修和免在役檢查的佳績。AP1000非能動安全系統(tǒng)的功能成熟性已歷經(jīng)試驗驗證，通過了核安全部門的審評；非能動安全系統(tǒng)設(shè)備和部件經(jīng)過大量工程驗證，也是成熟技術(shù)。
AP1000設(shè)計最大的特色是采用了非能動安全系統(tǒng)。非能動，就是利用自然界物質(zhì)固有的規(guī)律來保障安全，即不需要泵、交流電源、應(yīng)急柴油機(jī)等外界能動動力驅(qū)動，而是利用物質(zhì)的重力、慣性以及流體的自然對流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等原理，在事故應(yīng)急時冷卻反應(yīng)堆廠房（安全殼）并帶走堆芯余熱。
按這種思路的設(shè)計，既簡化了系統(tǒng)、減少了設(shè)備和部件，又大大提高了安全性。AP1000核電廠較傳統(tǒng)二代核電廠的閥門減少50％，水泵減少35％，安全級管道減少80％，抗震建構(gòu)筑減少45％，電纜減少70％，廠房建筑和設(shè)備配置也都大幅減少。因而在建造時能夠縮短工期，節(jié)約成本，在核電廠正常運行期間能夠減少試驗、檢查和維護(hù)的工作量。在事故條件下，甚至失去交流電源后72小時以內(nèi)無需操縱員動作，可以保持堆芯的冷卻和安全殼的完整性。
大顯身手“非能動”
AP1000非能動安全系統(tǒng)包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、自動降壓系統(tǒng)、非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)等。
以非能動安全殼冷卻系統(tǒng)為例，系統(tǒng)利用鋼制安全殼殼體作為一個傳熱表面，事故條件下安全殼內(nèi)的蒸汽在安全殼內(nèi)表面冷凝，然后通過導(dǎo)熱將熱量傳遞到鋼殼體。受熱的鋼殼體外表面通過對流、輻射等，被安全殼外壁自然循環(huán)的空氣和水膜帶走熱量。位于安全殼屏蔽構(gòu)筑物頂部的“大水箱”，能夠通過重力自動對安全殼殼體實施外部噴淋冷卻，并形成水膜，大水箱可以連續(xù)3天噴淋并重新補(bǔ)水。
又比如，AP1000的反應(yīng)堆安裝在由混凝土屏蔽墻和絕熱層組成的堆腔內(nèi)。在萬一發(fā)生反應(yīng)堆堆芯熔化的嚴(yán)重事故時，反應(yīng)堆壓力容器壁被堆芯熔融物加熱而急劇升溫。此時，設(shè)置在安全殼內(nèi)的換料水箱靠重力自動地向堆腔注水，水經(jīng)壓力容器外壁和絕熱層之間的流道向上流動，冷卻壓力容器外壁，通過自然循環(huán)將熱量帶走，使壓力容器不被熔穿，從而使堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)。
此外，AP1000的安全殼裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)、主控室可居留系統(tǒng)、消防系統(tǒng)等也都采用了非能動理念。
舉一反三“非能動”
非能動并不神秘。事實上，非能動作為一種技術(shù)手段，從人類嘗試?yán)煤四苤跫幢粦?yīng)用。靠重力使控制棒下落而停堆、主泵惰轉(zhuǎn)技術(shù)、止回閥技術(shù)等一項項非能動技術(shù)的應(yīng)用解決了核電廠中的某一具體問題或替代了某一具體設(shè)備。而AP1000將非能動作為一種理念加以系統(tǒng)應(yīng)用，成為保證核電安全性不可或缺的手段。
非能動的應(yīng)用不止于核電領(lǐng)域。例如在油氣儲運中，采用非能動控制系統(tǒng)實現(xiàn)管道流體輸送的調(diào)節(jié)與控制，不需外設(shè)動力源和能動設(shè)備，能夠適應(yīng)沙漠、河流、海洋、森林、冰雪等惡劣的自然條件。可以預(yù)見，非能動反映了技術(shù)探索過程中簡單、可靠、節(jié)約、本質(zhì)的需要，必將在核電和其他領(lǐng)域得到更為廣泛的應(yīng)用。
（作者系核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)博士 劉志弢）
