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一 、反應堆系統

    AP1000的堆芯由157個14英尺的Robust 燃料組件構成，其名義熱功率為3400MWt。AP1000的堆芯設計基本上保持了傳統 PWR 堆芯設計的思想。在堆芯構造、設計準則、分析方法以及運行保護值的確定等方面，AP1000的設計完全遵循傳統 PWR 的設計理念。

   AP1000的燃料組件是由西屋公司在有實際運行經驗的17×17 XL Robust燃料組件的基礎上結合一些經過驗證的成熟技術設計形成。改進設計后的燃料組件在熱工水力和燃耗方面的性能得到進一步提高并且更便于維修。對于可燃毒物西屋公司提供了IFBA和釓兩種建議。

    AP1000堆芯核設計依據與第二代壓水堆基本相同。具備不調硼負荷跟隨能力；從初始堆芯開始就實現18個月長燃料循環；設計工具先進；設計方法和設計內容與第二代壓水堆相比有一定改進；達到第三代壓水堆的要求。是世界上先進的堆芯核設計之一。

   AP1000的堆芯熱工水力設計采用的是成熟的可靠的傳統的設計思路和技術；西屋公司提供的堆芯功率、系統壓力、冷卻劑流量和溫度等數據與堆芯 DNBR裕量是相互自洽匹配的，這些數據是可信的；AP1000沿襲西屋的設計傳統留有足夠的堆芯DNBR裕量（19%）且滿足URD關于15%的熱工裕量的要求；AP1000降低一次側溫度為保證堆芯熱工裕量帶來了比較大的貢獻但導致二次側主蒸汽參數降低。

　　二、反應堆冷卻劑系統

AP1000反應堆冷卻劑系統的主要功能與傳統壓水堆核電站的功能要求相同，因而兩者的設計基準、主要設備的安全分級、制造質量要求、抗震要求以及選材方面的考慮也基本相同。但由于AP1000安全系統的非能動化，降低了冷卻劑系統及其相連系統的某些安全功能的要求，因而在冷卻劑系統及其設備的設計上均有許多不同的特點兩臺蒸汽發生器對稱布置，系統管路由兩個主冷卻劑環路構成。每個環路的冷端完全相同，并采用了大半徑彎管使管路流動阻力降低，并為調節冷熱管不同的膨脹率提供柔韌性。管子整體鍛造，消除焊縫，既降低成本，也減少在役檢查的工作量。管路結構和材料的選擇顯著降低了管子的應力。主泵采用屏蔽式泵，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 與主回路冷卻劑相連通的承壓殼中。由于屏蔽泵沒有軸封，使主回路成為一個“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。

另外，主泵直接安裝在蒸汽發生器下封頭上，可使泵與蒸汽發生器采用同一個支撐，大大簡化了支撐系統與主回路相連的接口減少，壓力邊界的完整性得到更可靠的保障。在AP1000設計中，與主回路相連的系統主要包括正常余熱排出系統和化容系統。這些系統與主回路間至少有兩重的隔離設施，且主冷卻劑壓力邊界限制在安全殼以內，降低了安全殼旁路風險。正常余熱排出系統的設計壓力高于傳統設計，在安全殼以內的管道設計壓力與主回路相同，在安全殼以外管道的極限承載能力不低于主回路運行壓力。化容系統的換熱器及凈化設施移到安全殼內，實際上已構成主冷卻劑系統的一部分，并由主泵提供驅動壓頭。而包括補水泵等設備在內的其它部分位于安全殼外，正常運行時不需要連續運行，間歇期內與主回路隔離。在非能動專設安全設施中，一些管道的隔離閥不再是反應堆冷卻劑系統的壓力邊界，這類閥門的誤動作或隔離失效不會危及到冷卻劑壓力邊界的完整性，例如：堆芯補水箱和非能動換熱器的隔離閥。

AP1000壓力邊界隔離設施除了傳統的高可靠性閥門外，如：安全閥和前三級自動卸壓閥，還采用了高可靠性的無泄漏的隔離邊界爆破閥（Squib Valve）。