摘自http://www.douban.com/group/topic/5405548/
AP1000的設計理念
在傳統成熟的壓水堆核電技術的基礎上，安全系統采用“非能動” 設計理念。“非能動安全系統” 利用自然物理現象-重力、自然循環(蒸發、冷凝和密度差）以及氣體蓄能驅動流體流動，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需要外部能源。非能動設計理念已有實際應用，技術是成熟的。 非能動設計理念的引入，使核電站的設計發生了根本的變化：
● 系統配置簡化，安全支持系統減少，安全級設備和抗震廠房大幅減少，安全等級和質保等級降低，應急動力電源和很多動力設備被取消，大宗材料需求明顯降低；
● 預防和緩解事故和嚴重事故的操作簡化;
● 安全性能顯著提高； 由于設計簡化、系統簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短、運行和維修簡化等一系列效應，最終使AP1000在安全性能顯著提高的同時，經濟上也具有較強的競爭力。
AP1000總體概括及特點
1. 總體概況
AP1000是西屋公司開發的一種雙環路1000 MW的壓水堆核電機組，其主要特點有：采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、數字化儀空室、容量因子高、易于建造(工廠制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。
西屋公司在開發AP1000之前，已完成了AP600的開發工作，并于1998年9月獲得美國核管會（NRC）的最終設計批準（FDA），1999年12月則獲得NRC的設計許可證，該設計許可證的有效期為15年。西屋公司投入了大量人力，通過大量的實體試驗和眾多聽證與答辯來確保其設計的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核島底座的尺寸，但也作了適當的設計改進以提升AP1000的先進性和競爭力：增加堆芯長度和燃料組件的數目；加大核蒸汽供應系統主要部件的尺寸；適當增加反應堆壓力殼的高度；采用△125的蒸汽發生器；采用大型密封反應堆主泵（裝備有變速調節器）；采用大型的穩壓器；增加安全殼的高度；增加某些非能動安全系統部件的容量；增加汽輪機島的尺寸和容量等。
2. 主要技術特點
反應堆采用西屋成熟的Model314技術，該技術已成功地用于比利時Doel-4、Tihange-3和美國South Texas Project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臺大容量蒸汽發生器和兩臺密封式的冷卻劑泵，此外冷卻系統上還聯接有一臺穩壓器。
采用非能動的安全系統。它采用雙層安全殼，并保留了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。
儀控系統是基于Sizewell B的全數字技術而開發完成的，特別采用了經驗證的數字化安全系統，采用了緊湊型的工作站式的控制室，采用了基于影像技術的人-機接口。
AP1000的經濟性
AP1000 安全系統采用非能動的理念，安全系統配置簡化、安全支持系統減少、安全級設備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統和很多能動設備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000的安全系統及其設備數量得到大量的減少，例如AP1000的安全級泵和閥門分別為6臺（包括4臺主泵）和599臺，EPR則為 88臺和7000臺。再加上模塊化設計和建造新技術的采用，由此派生出了設計簡化、系統設置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運行方便、維修簡單等一系列效應。從長遠觀點來看， AP1000不僅使安全性能得到顯著提高，而且費用和長期的運行費用也得到明顯降低，在經濟上也具有較強的競爭力。這種優勢在批量建造若干臺（譬如8至 10臺）后AP1000核電機組將會越來越明顯。
P1000主要設備簡介
從制造的角度看，除了AP1000特有的主泵和爆破閥等極少量的設備外，主要設備與目前國內制造的2.5代設備相近；
關鍵的制造難點：
◆AP1000的主泵是屏蔽泵，可以避免泄漏，具有很大的優點和吸引力，但與以往的軸封式主泵很不同。加工精度高、配件均是非商品級的，國產化難度大。
◆主管道是鍛件，不是以往的鑄件，其中的主要接管和彎頭與管子合成單件產品，這在我國還是第一次，尚無經驗可談。目前有幾家公司都在緊鑼密鼓地在試制攻關。
◆爆破閥也是AP1000的一個特點，其中的驅動裝置是由炸藥爆炸切斷原來密閉的管道封板，以滿足應急打開要求。
◆重型鍛件的結構、重量和質量有別于2.5代的大鍛件，它必須滿足60年壽命的要求。這里包括反應堆壓力容器的一體化頂蓋、法蘭接管段、蒸發器下封頭，也包括蒸發器的管板等。其中，反應堆壓力容器的一體化上封頭與一體化下法蘭接管段由于需要350噸左右的鋼錠，目前全世界只有日本制鋼可供貨，國產化難度大。蒸發器下封頭型線復雜，需要對3根主管道與兩個人孔對接焊提供沖壓的翻邊，需要更大的鍛造能力、工裝與經驗。
◆其他設備：包括堆內構件和控制棒驅動機構也有別于過去的設備，比如，堆內構件更多采用了焊接方式，需要一定的工藝試驗和攻關；驅動機構與60年壽命相適應的材料、零件與加工工藝相適應；其他二三核級閥門國內制造供貨的經驗也少，即使第五套后也還需要進口。
AP1000主設備設計制造技術的轉讓情況
西屋公司轉讓核島工藝與系統設計，提供主要設備的技術規格書和指導圖，以及核蒸汽關于系統的主設備基礎設計，這部分由西屋公司轉讓。
其他設備，根據SNPTC與WEC商定，由西屋（分包方）聯隊提供設備的設計與制造技術。
主設備
轉讓方
反應堆壓力容器
Doosan（韓國斗山）
蒸汽發生器
Doosan（韓國斗山）
堆內構件
NCMD 西屋公司核部件制造廠
控制棒驅動機構
NCMD 西屋公司核部件制造廠
燃料裝卸料設備
美國ParNuclear
一體化安全殼頂蓋
Ansaldo意大利安莎多
環形吊車
美國ParNuclear
電控爆破閥
美國SPX.
已經或即將進行技術轉讓談判有如下各項:①反應堆壓力容器②蒸汽發生器（南韓斗山）、③反應堆內件與④控制棒驅動機構（WEC下屬的核電設備制造部NCMD)、⑤爆破閥（美國SPX公司)、⑥反應堆冷卻劑泵（美國EMD公司）、⑦環吊與⑧裝卸料機（美國WEC下屬的NuPar 公司）、⑨安全殼一體化頂蓋（意大利ANSALDO)等項。
除了上述9個項目外，國產化難度高的大鍛件、主管道和關鍵核級閥門等不屬轉讓范圍。不轉讓的部分還包括：
1 RCP: 計算機程序－EMD稱用于軍事，較多的關鍵部件和材料屬于第三方制造,諸如：石墨自潤滑軸承，陶瓷密封端子、屏蔽套薄板HASTERLLOY材料、不銹鋼鑄造外殼以及外置冷卻器等。沒有這些材料和部件，設備國產化和供貨還受限制。
2 環吊:電控EX-SAM部套是選項，不在轉讓之列。WEC與SNPTC和第三方機構一起簽訂一個對EX-SAM系統全部技術資料的保管協議。當出現不可抗原因時，由第三方機構向SNPTC提供資料。
3 各類核級閥門:WEC認為在國內已有合資企業生產，只有當合資企業在中國境內不再生產相關產品時向中方進行技術轉讓。目前或一個相當時間內一些關鍵閥門如穩壓器安全閥等，還需從國外購進。
4 主管道:與其他大型鑄鍛件情況一樣，由于WEC聯合體沒有制造能力和技術，其供貨商明確不轉讓鍛件制造技術。WEC聯合體對此表示無能為力，將主管道列為 B類供貨，即由中方采購范圍，不屬于技術轉讓范圍 。解決辦法可能是國內攻關，擇優選擇，來不及時，向國外采購。
5 其他低合金鋼鍛件:國內有幾家緊鑼密鼓的攻關，進行工藝評定與產品評定，可以解決絕大部分的大型鍛件的供貨，少量的特殊鍛件來不及時，可能需要短期采購。
AP1000先進非能動核電技術介紹
AP1000 是由美國西屋公司開發的先進的非能動的壓水堆（Advanced Passive PWR） 。
2002年3月，美國核管會已經完成AP1000設計的預認證審查（Pre-certification Review），AP600有關的試驗和分析程序可以用于AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批準。
AP1000為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統采用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。AP1000主要的設計特點包括：
（1）主回路系統和設備設計采用成熟電站設計
AP1000堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽發生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發生器相似；穩壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環路壓力容器相似，取消了堆芯區的環焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。
（2）簡化的非能動設計提高安全性和經濟性
AP1000主要安全系統，如余熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等，均采用非能動設計，系統簡單，不依賴交流電源，無需能動設備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內，避免放射性釋放。
在AP1000設計中，運用PRA分析找出設計中的薄弱環節并加以改進，提高安全水平。AP1000考慮內部事件的堆芯熔化概率和放射性釋放概率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，遠小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
簡化非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件，與正在運行的電站設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約 50%，35%，80%，70%和45%。同時采用標準化設計，便于采購、運行、維護，提高經濟性。西屋公司以AP600的經濟分析為基礎，對 AP1000作的經濟分析表明，AP1000的發電成本小于3.6美分/kWh，具備和天然氣發電競爭的能力。
（3）嚴重事故預防與緩解措施
AP1000設計中考慮了以下幾類嚴重事故：
堆芯和混凝土相互反應；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。
為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發生反應，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內設計（IVR）。在發生堆芯熔化事故后，將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設計時已進行過IVR的試驗和分析，并通過核管會的審查。對于 AP1000，這些試驗和分析結果仍然適用，但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發生反應。
針對高壓熔堆事故，AP1000主回路設置了4列可控的自動卸壓系統（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施，能可靠地降低一回路壓力，從而避免發生高壓熔堆事故。
針對氫氣燃燒和爆炸的危險，AP1000在設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統逸出的通道遠離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時在環安全殼內部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。
對于蒸汽爆炸事故，由于AP1000設置冗余多樣的自動卸壓系統，避免了高壓蒸汽爆炸發生。而在低壓工況下，由于IVR技術的應用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發生。
對于由于喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統的兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處于故障安全位置，同時設置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故后長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術，不會發生堆芯熔融物和混凝土底板的反應，避免了產生非凝結氣體引起的安全殼超壓事故。
針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進安全殼隔離系統設計、減少安全殼外LOCA發生等措施來減少事故的發生。
（4）儀控系統和主控室設計
AP1000儀控系統采用成熟的數字化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統和信息提供、操作避免發生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術，人機接口設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。
（5）建造中大量采用模塊化建造技術
AP1000在建造中大量采用模塊化建造技術。模塊建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模塊類型，其中結構模塊122個，管道模塊154個，機械設備模塊55個，電氣設備模塊11個。模塊化建造技術使建造活動處于容易控制的環境中，在制作車間即可進行檢查，經驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模塊建造大量減少了現場的人員和施工活動。
AP1000總參數
電廠設計壽命 60年 反應堆熱功率 2400MWt
設計地震烈度(地面加速度) 0.3g 電廠效率(凈) 32.7%
電廠輸出電功率(毛) 1200MWe 電廠可利用率 93%
電廠輸出電功率(凈) 1117MWe 堆芯熔化頻率 5.08*107l/ry
核蒸汽供應系統功率 3415MWt 大量早期釋放頻率 5.94*108l/ry
AP1000開發情況
1、1985年西屋公司開始了非能動先進壓水堆AP600的開發研究工作，對非能動安全系統進行了大量的試驗研究，對西屋公司原有的設計和安全分析程序進行了改造，開發了適用于非能動先進壓水堆設計和安全分析程序，前后共花了13年的時間，于1998年9月3日NRC頒布了AP600最終設計批準書。花費了1300人年，完成了12,000份設計文件，耗資近6個億美元。
2、西屋公司在已開發的非能動先進壓水堆AP600的基礎上，于1999 年12 月啟動了AP1000 的研究開發工作，歷時5年開發了AP1000。
AP1000和EPR的安全性的比較
由于AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念AP1000和EPR的安全性有較大的差別。
AP1000在發生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍，大量放射性釋放概率為5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的設備可靠性數據均比較保守）；
核電站發生事故后，AP1000操作員可不干預時間高達 72小時，而EPR為半小時；
AP1000在發生堆芯熔化事故時，能有效地防止反應堆壓力容器（第二道屏障）熔穿，將堆芯放射性熔融物保持在反應堆壓力容器內，使放射性向環境釋放的概率降到最低；而EPR不防止反應堆壓力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暫時滯留在堆腔內，然后采取措施延緩熔融物和安全殼（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全殼底板熔穿。
AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000明顯優于EPR。
AP1000的成熟性
AP1000的最大特點是安全系統采用了非能動技術，西屋公司為此做過大量試驗、計算和驗證工作，這些試驗結果已全部被美國核管會接受，非能動安全系統已達到成熟性的要求。反應堆和反應堆冷卻劑系統設計采用與第二代核電站相似的成熟技術。AP1000的冷卻劑屏蔽電機泵的功率比過去屏蔽電機泵產品都大，屬于首次設計的大型泵，但它們的功率已相當接近。EMD屏蔽電機泵制造廠EMD公司有豐富的制造經驗，生產過大量（約1500臺）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于軍工、早期的核電站和其他工業部門，取得了很好的使用業績,設計和制造技術是成熟、可信的。可以說，目前AP1000屏蔽電機泵主要問題是加快首臺泵制造進度和進行工程性驗證。
AP1000主要特點—簡化
事故運行簡化—大大降低人因錯誤
● 在發生事故之后，至少在72小時內，操作員不必采取手動動作；
● 在72小時以外，僅需要操縱員簡單的動作和少量的廠外援助；
● 在嚴重事故情況下，安全殼特性滿足廠外放射性劑量限值的要求，至少72小時內，不需要廠外應急援助；在72小時以外，僅需少量的廠外援助；
第三代核電站與AP1000
一、世界核電站可劃分為四代
第一代核電站：
自50年至60年代初蘇聯、美國等建造的第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲 (Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示范形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。
第二代核電站：
第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′′也屬于Model 312，Model 414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標準核電站。
第二代核電站是目前世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。
第三代核電站:
對于第三代核電站類型有各種不同看法。
美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為下一代（第三代）核電站的主力堆型，這類典型的核電站見下表：
第三代核電站
美國
歐洲
能動核電站：
System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR，ESBWR
EPR
非能動核電站：
AP1000
EP1000
第三代核電站的安全性和經濟性都將明顯優于第二代核電站。由于安全是核電發展的前提，世界各國除了對正在運行的第二代機組進行延壽與補充性建一些二代加的機組外，接下來新一批的核電建設重點是采用更安全、更經濟的先進第三代核電機組。我國國家引進的美國非能動AP1000核電站以及廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站都屬于第三代核電站。
第四代核能系統:
第四代核能系統概念（有別于核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見于1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的設想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發表了“九國聯合聲明” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，擬于2-3年內定出相關目標和計劃；這項計劃總的目標是在 2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。
第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。
目前，世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。
第四代核電能系統包括三種快中子反應堆系統和三種熱中子反應堆系統：
第四代核能系統
代號
中子能譜
燃料循環
鈉冷快堆系統(Sodium Cooled Fast Reactor System)
SFR
快
閉式
鉛合金冷卻快堆系統(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System)
LFR
快
閉式
氣冷快堆系統(Gas-Cooled Fast Reactor System)
GFR
快
閉式
超高溫堆系統(Very High Temperature Reactor System)
VHTR
熱
一次
超臨界水冷堆系統(Supercritical Water Cooled Reactor System)
SCWR
熱和快
一次／閉式
熔鹽堆系統(Molten Salt Reactor System)
MSR
熱
閉式
二、第三代核電站的特點以及與第二代核電站的主要差別
1、第三代核電站的特點
世界各國在回顧三十余年第二代核電站的建造和運行經驗，尤其總結了美國三哩島核電站和切爾諾貝利核電站事故的經驗教訓之后，為使今后建造的核電站在安全性、經濟性、安全審評穩定性以及保護核電業主投資等方面有大的改進，首先是美國電力公司發起建立先進輕水堆（ALWR）設計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水堆(ALWR)，推行一項先進輕水堆ALWR計劃，編制了一份美國核電用戶要求文件(URD)，繼而歐洲10家核電公司也編寫了歐洲核電用戶要求 (EUR)文件。
URD和EUR規范了第三代核電站的設計技術基礎，其要點如下：
1）ALWR計劃的目標：為未來的ALWR提供一整套設計的綜合要求、穩定的審批基準、支持ALWR電廠的發展。
2）ALWR的14條政策：簡單化、設計裕量、人因、安全、設計基準與安全裕量、管理穩定性、標準化、成熟技術、可維護性、可建造性、質量保證、經濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。
3）ALWR高層安全設計要求，其要點如下：
抗事故能力：所有工況下都具有負的功率反應性系數、采用最好的材料及水質、改進的人機界面系統、采用成熟的診斷監測技術、須留給操縱員足夠的時間（30分鐘或更長時間)來防止設備的損壞及防止導致較長停堆的電廠工況等。
防止堆芯損壞：防止堆芯損壞的專設安全系統應滿足執照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率小于1×10-5/堆年等。
緩解事故能力：堅固而大容積的安全殼和相應的專設安全系統；采用現實源項分析；控制可燃氫氣的濃度；在累積發生頻率大于10-6／堆年的嚴重事故條件下，在廠址邊界處(離開反應堆大約0.5英里)，公眾個人的全身劑量小于25雷姆等要求。
4）第三代壓水堆核電站有兩種類型：改進型電廠（如EPR）和非能動型電廠(如AP1000)。URD對兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點如下：
改進型核電廠：更簡化的專設安全系統；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網相連；至少三十分鐘時間內，不考慮操縱員的干預；在喪失全部給水，至少在2小時內不應有燃料損壞；在喪失廠內外交流電源的8小時內，燃料沒有損壞等。
非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至少72小時內，不需要操作員干預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃等。
以上概括了第三代核電站的特點，我國國家引進的美國非能動AP1000核電站屬于第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站屬于第三代核電站的改進性核電廠。AP1000和EPR基本上都滿足了上述URD和EUR的相關要求。
2、第二代核電核電站與第三代核電站的主要技術差異
美國、法國、俄羅斯等國都是在吸取20年前的切爾諾貝利嚴重事故的慘痛教訓后，認識到預防和緩解嚴重事故的極端重要性，花大力氣進行研究開發預防和緩解嚴重事故的對策和措施，經過了十多年的努力，才達到了工程應用的程度。為此，國際原子能機構頒發了新的安全法規（第二版）對預防和緩解嚴重事故提出了嚴格要求，我國國家核安全局也頒布了新的安全法規，對預防和緩解嚴重事故提出了新的要求。
第二代核電技術在安全上不滿足國際原子能機構安全法規（第二版）對預防和緩解嚴重事故的要求，也不符合我國新頒布的安全法規對預防和緩解嚴重事故的要求，當然也不滿足URD和EUR的要求，但第三代核電技術能滿足這些要求的。這是第二代核電核電站與第三代核電站在技術上的主要差異。
例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率（CDF）分別為5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性釋放概率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，遠比第二代核電站低一至二數量級。
第二代核電核電站與第三代核電站技術上存在差異還體現在：先進的燃料管理技術、先進的反應堆設計技術、先進的人因工程、先進的數字化儀表控制系統和控制室、寬裕的操作員可不干預時間以及、模塊化設計和建造技術等方面。
三、AP1000和EPR的性能比較
1、AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念
AP1000安全系統采用“非能動”的設計理念，更好地達到“簡化”的設計方針。安全系統利用物質的自然特性：重力、自然循環、壓縮氣體的能量等簡單的物理原理，不需要泵、交流電源、1E級應急柴油機，以及相應的通風、冷卻水等支持系統，大大簡化了安全系統（它們只在發生事故時才動作），大大降低了人因錯誤。“非能動”安全系統的設計理念是壓水堆核電技術中的一次重大革新。
EPR安全系統在傳統第二代壓水堆核電技術的基礎上，采用“加”的設計理念，即用增加冗余度來提高安全性。安全系統全部由兩個系列增加到四個系列， EPR在增加安全水平的同時，增加了安全系統的復雜性。核電站安全系統的設計基本上屬于第二代壓水堆核電技術，是一種改良性的變化。
2、AP1000和EPR的安全性的比較
由于AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念AP1000和EPR的安全性有較大的差別。
AP1000在發生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍，大量放射性釋放概率為 5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的設備可靠性數據均比較保守）；
核電站發生事故后，AP1000操作員可不干預時間高達 72小時，而EPR為半小時；
AP1000在發生堆芯熔化事故時，能有效地防止反應堆壓力容器（第二道屏障）熔穿，將堆芯放射性熔融物保持在反應堆壓力容器內，使放射性向環境釋放的概率降到最低；而EPR不防止反應堆壓力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暫時滯留在堆腔內，然后采取措施延緩熔融物和安全殼（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全殼底板熔穿。
AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000明顯優于EPR。
3、 成熟性
AP1000的最大特點是安全系統采用了非能動技術，西屋公司為此做過大量試驗、計算和驗證工作，這些試驗結果已全部被美國核管會接受，非能動安全系統已達到成熟性的要求。反應堆和反應堆冷卻劑系統設計采用與第二代核電站相似的成熟技術。AP1000的冷卻劑屏蔽電機泵的功率比過去屏蔽電機泵產品都大，屬于首次設計的大型泵，但它們的功率已相當接近。 EMD屏蔽電機泵制造廠EMD公司有豐富的制造經驗，生產過大量（約1500臺）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于軍工、早期的核電站和其他工業部門，取得了很好的使用業績,設計和制造技術是成熟、可信的。可以說，目前AP1000屏蔽電機泵主要問題是加快首臺泵制造進度和進行工程性驗證。
EPR 最大特點是加大反應堆的熱功率以及增加安全系統的冗余度和多樣性。設計理念是成熟的；EPR加大了反應堆的熱功率和尺寸，主要設備（反應堆壓力容器、堆內構件、蒸汽發生器和主冷卻劑泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核設備（反應堆壓力容器和堆內構件、蒸汽發生器、主冷卻劑泵等）的試驗還未完成，都有待在試驗臺架上和現場進行工程性試驗和驗證。
兩者的成熟性比較是不相上下的。
4、經濟性
AP1000 安全系統采用非能動的理念，安全系統配置簡化、安全支持系統減少、安全級設備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統和很多能動設備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000的安全系統及其設備數量得到大量的減少，例如 AP1000的安全級泵和閥門分別為6臺（包括4臺主泵）和599臺，EPR則為88臺和7000臺。再加上模塊化設計和建造新技術的采用，由此派生出了設計簡化、系統設置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運行方便、維修簡單等一系列效應。從長遠觀點來看， AP1000不僅使安全性能得到顯著提高，而且費用和長期的運行費用也得到明顯降低，在經濟上也具有較強的競爭力。這種優勢在批量建造若干臺（譬如8至 10臺）后AP1000核電機組將會越來越明顯。
EPR是通過增加安全系統冗余度和系統配置來提高安全性；但由于單機容量大，廠址利用率高，提高了它的經濟性。
5、安全審評
AP1000安全審評情況：西屋公司于2002年3月28日向美國核管會提交AP1000 標準設計的“標準設計證書”申請，該申請包括AP1000設計控制文件、PSA報告等。美國核管會 于 2002年7月25受理該申請，并據聯邦法規10 CFR Part 52 及相關法規、嚴重事故政策等進行了審評，于2004年9月正式發布了“最終安全評價報告（FSER）”。9月23日，西屋公司獲得了NRC 關于AP1000 的最終設計批準書（FDA）。根據美國有關法律舉行聽證會后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司頒發了AP－1000 標準設計的“標準設計證書”。
EPR的安全審評情況：芬蘭已從法國引進EPR, 在芬蘭建造OL3 核電廠。芬蘭核安全當局已完成EPR 初步安全分析報告的審評，并于2005年2月17日頒發“OL3 核電廠建造許可證”。據稱芬蘭核安全當局已把審評中未關閉的問題列入建造許可證條件。
根據目前掌握的資料，結合初步工程判斷，AP1000或EPR在核安全許可證申請和審評中，不會出現重大問題。 ,AP1000系統的熱效率為36.6%,而1000MW超超臨界火電機組電廠熱效率可達45%以上。
一、背景
1. AP1000的設計特點
與以往傳統的壓水堆設計相比，AP1000的主要特點在于采用了非能動的安全理念，包括非能動的余熱排出系統、非能動的應急堆芯冷卻系統（包括堆芯補水箱、安注箱和內置換料水箱）、自動降壓系統、非能動的安全殼冷卻系統和非能動的主控室可居留性系統。這些非能動安全系統僅依靠重力、自然循環和蓄壓工作，非能動安全系統投運時只要相關閥門的一次性切換，不需要機械設備的連續運轉，不需要外部動力供應，也不需要支持系統。期望通過這些非能動系統設計的使用，提高安全系統的可靠性水平。同時，AP1000的主泵采用屏蔽泵，沒有反應堆冷卻劑泵軸封系統，消除了全廠斷電狀態下主泵軸封破口的風險；屏蔽泵與蒸汽發生器直接連接，沒有蒸汽發生器與主泵之間的中間管段。此外，AP1000采取了多項嚴重事故緩解措施，包括：非能動的氫氣復合器系統和堆芯熔融物在壓力容器內的保持能力（IVR）。
2. 美國核管會有關AP1000的審評情況
美國西屋電力公司（WEC）于2002年3月28日根據聯邦法規10CFR52向美國核管會（NRC）提交了AP1000標準設計認證申請。在AP1000標準設計審評過程中，WEC為解決NRC提出的審評問題，多次對設計控制文件進行了升版，至2005年9月7日WEC提交了設計控制文件的第15版。
NRC于2004年9月13日發布了針對AP1000（設計控制文件第14版）的最終安全評價報告NUREG-1793，于2005年12月發布NUREG-1793補充1（這是針對AP1000設計修改DCD15版修改內容的評價意見）。
NRC于2006年1月27日在71FR4464中發布最終的AP1000標準設計證書。美國聯邦法規10CFR52附錄D記載了AP1000標準設計證書，其中明確目前認可的AP1000設計控制文件版本是第15版。
此處需要說明的是，美國10CFR52中引入了兩項新的關鍵內容：COL行動項，以及用于驗證設計和驗證建造符合設計要求的ITAAC（監督、試驗、分析和驗收準則）。NRC針對AP1000的標準設計審查內容不包括特定電廠有關的設計內容，NRC已將這些內容列入COL行動項（見NUREG-1793附錄F），要求COL申請者在COL階段完成并通過審查認可。在COL申請階段，只有在完成所有COL行動項的條件下（有些COL行動項可以轉換為ITAAC內容），NRC才會頒發COL。在電廠建造和調試期間，只有在完成所有ITAAC內容并得到NRC審查認可和通過公眾聽證等行政程序后NRC才會向COL持有者發布允許首次裝料的指令。
2006年3月8日，美國NuStart能源開發公司和西屋公司聯合向NRC提交了用于COL申請目的的一些技術專題報告，涉及內容包括：
1) 用于完全或部分關閉一些適用于所有核電廠址的通用COL行動項；
2) 隨著設計深入導致的標準設計修改；
3) 對那些在AP1000DCD中僅給出了設計過程和方法以及設計接受準則的領域提供相關的標準設計信息；
4) 把有些COL行動項轉成電廠建造期間的監督、試驗和分析要求（ITAAC）。
WEC于2007年5月26日向NRC提出AP1000標準設計修改申請，并提交了設計控制文件第16版，其中包含了上述技術專題報告中建議的一些設計修改。此外，美國田納西谷管理局（Tennessee Valley Authority）于2007年10月30日向NRC提交了Bellefonte核電廠3、4號機組采用AP1000技術的聯合執照（COL，建造和運行聯合執照）申請，此后，還有四家美國核電廠業主也向NRC提出了采用AP1000技術的COL申請（包括Levy County units 1&2, Shearon Harris units 2&3, Virgil C. Summer units 2&3, William States Lee Units 1&2）。需要說明的是，在美國所有這些AP1000機組的COL申請都是基于NRC正在審評的AP1000標準設計修改申請基礎上的，Bellefonte Units 3&4號機組COL作為標準COL（RCOL），將作為后續COL申請（SCOL）的參考。對后續COL申請，NRC將只審查特定電廠的差異部分（如廠址特性、應急準備等）。
針對AP1000標準設計修改申請和COL申請，根據美國聯邦法規10CFR52，NRC并不針對AP1000進行全面審查。對沒有修改的AP1000設計內容，美國聯邦法規10CFR50.109不允許NRC使用最新的法規、導則和標準等的要求去重新評價AP1000設計的可接受性（維持執照穩定性）；審評工作集中在AP1000標準設計修改部分以及特定廠址有關的內容和COL申請者需完成的工作內容，對這些設計修改和新的內容，NRC將參照最新有效的法規、導則和標準等開展審評工作。至今為止，美國NRC針對AP1000標準設計修改申請和COL申請的審評工作都在進行中。
針對AP1000標準設計修改申請，按照NRC的審評計劃，將在2009年6月完成開天窗（需要申請者提供進一步資料）的安全評價報告。目前有些專題仍在審評過程中，包括屏蔽墻結構的連接、主控制室的通風和人員劑量分析、以及安全殼地坑濾網堵塞問題的解決方案（GSI-191）等。由于WEC又向NRC提供了AP1000設計控制文件第17版，鑒于其修改范圍超出了NRC的預期，NRC有關AP1000標準設計修改申請的審評計劃將重新調整，預計至少比原進度推遲6個月，這樣，針對AP1000設計修改申請的審評工作最早將于2010年9月完成。
針對美國第一個AP1000的COL申請，按照NRC的審評計劃，將在2009年9月完成開天窗（需要申請者提供進一步資料）的安全評價報告，整個審評工作預計將于2011年3月完成。
3. 國內有關AP1000核電廠的審評情況
中美兩國于2007年7月24日在北京簽訂了我國核電自主化依托項目核島合同（引進4臺AP1000機組的框架協議），其中兩臺作為三門核電廠1&2號機組，另外兩臺作為海陽核電廠1&2號機組。2007年12月31日，全球首個AP1000技術核電工程正式啟動。
三門核電有限公司于2008年2月27日向國家核安全局提交了三門核電廠1&2號機組建造許可證申請，并提交了申請的支持性文件，包括初步安全分析報告。三門核電廠計劃于2009年3月開始澆灌第一灌混凝土，于2013年9月并網。
山東核電有限公司于2008年5月26日向國家核安全局提交了海陽核電廠1&2號機組建造許可證申請，并提交了申請的支持性文件，包括初步安全分析報告。海陽核電廠計劃于2009年9月開始澆灌第一灌混凝土，于2014年3月并網。
三門核電廠初步安全分析報告和海陽核電廠初步安全分析報告基本上都是在AP1000標準設計DCD第二層文件16版的基礎上針對本核電廠的具體情況做了局部修改（廠址特性和特定系統設計）后編制而成的，絕大部分內容與AP1000標準設計DCD第二層文件16版一致。
國家核安全局組織了由環境保護部核與輻射安全中心、中國核動力研究設計院、北京核安全審評中心、機械科學研究總院核設備安全與可靠性中心、蘇州核安全中心等單位組成的共182位技術人員組成的聯合審評隊伍。整個審評項目由環境保護部核與輻射安全中心技術總負責，組織和協調其它參審單位開展審評工作。審評項目組分別對三門核電廠的PSAR和海陽核電廠的PSAR同時開展了審評工作，并分別制定了審評進度計劃。
目前針對三門核電廠初步安全分析報告的審評工作已完成兩輪審評交流工作（審評問題及回答以及審評對話、工作單及回答），目前審評工作已進入收尾階段。在審評過程中，西屋公司堅持認為其AP1000標準設計已經NRC審評認可，滿足了AP1000標準設計申請時有效的美國核安全法規要求，具有15年的有效期，原則上新的法規標準等不適用于AP1000，因此，三門核電廠和海陽核電廠的AP1000設計與中美兩國現行有效的法律、法規、導則、標準和工程實踐等存在若干差異。
鑒于上述情況，國家核安全局有必要制訂針對AP1000安全審評的技術見解，用于指導安全審評工作的順利進行。
二、國家核安全局針對AP1000安全審評的技術見解
1. 審評的基礎和政策
三門核電一期工程和海陽核電一期工程是我國核電自主化依托項目，采用從美國引進的AP1000技術。
AP1000是在AP600的基礎上經過適當改進確定的一種采用非能動安全理念設計的革新型核電廠反應堆堆型。美國NRC已對AP600和AP1000開展了長達16年以上的安全審評工作，并制定了大量針對非能動安全設計的政策性文件。AP1000于2006年1月27日獲得美國NRC頒發的最終設計證書。
由于我國在非能動安全技術領域基礎相對薄弱，在針對AP1000安全審評的技術準備方面相對不足，要在短時間內完成針對三門核電廠和海陽核電廠初步安全分析報告的審評工作，必須充分借鑒美國NRC多年的審評經驗和審評結論。
國家核安全局認為，針對三門核電廠和海陽核電廠初步安全分析報告審評，由于其設計基本上是NRC認可的AP1000標準設計，在滿足我國核與輻射安全總體要求的前提下，采用NRC審評AP1000時所采用的法規和標準，開展獨立的安全審評工作。對AP1000最新的設計修改，由于許多方面尚未固化，在不影響基本審評結論的前提下，可在今后的核安全監管過程中加以跟蹤。
2. AP1000標準設計控制文件最新版本的跟蹤
考慮到美國NRC正在開展針對AP1000標準設計修改以及COL申請的審評工作，隨著設計和審評的深入，西屋公司也在不斷地更新AP1000的標準設計控制文件。NRC認為目前AP1000設計控制文件的有效版本仍是第15版，在NRC批準AP1000標準設計修改申請（預計NRC將于2010年底之前完成技術審評工作）并認可新版（目前是第17版，也可能會出更高版）之后第15版將作廢。為保持在我國建造的AP1000核電機組與美國AP1000標準設計基本一致，在核電廠建造期間，三門核電廠和海陽核電廠應跟蹤美國有關AP1000標準設計修改以及COL申請的審評工作進展情況，在AP1000設計控制文件新版獲得NRC認可后，三門核電廠和海陽核電廠應比較本電廠設計與最新AP1000標準設計之間的差異，并論證其在三門核電工程和海陽核電工程中的適用性。
3.審評依據的法律、法規和標準
1）我國發布的有關環境保護和核電廠安全的所有現行有效的法律、行政法規均須遵照執行。我國已頒布的有關的現行有效的強制性國家標準均須遵照執行。國家核安全局發布的、或與國務院其它部門聯合發布的部門規章，所有現行有效的核安全法規原則上遵照執行。國家核安全局發布的、或與國務院其它部門聯合發布的現行有效的核安全導則屬于指導性文件，應參照執行。如在實際工作中采用不同于導則所規定的方法和方案，必須向國家核安全局證明所采用的方法和方案滿足安全要求。
2）遵照執行美國法律和聯邦法規中適用于AP1000的條款；針對與AP1000標準設計（DCD第15版）保持一致的初步安全分析報告內容，遵照執行美國NRC審查批準AP1000標準設計時所采用的管理導則、規范和標準；參照執行美國NRC審查AP1000所采用的政策性文件；針對與AP1000標準設計（DCD第15版）存在設計修改的初步安全分析報告內容，以及與COL行動項有關的內容，遵照執行在三門核電廠和海陽核電廠申請時美國最新有效的適用于AP1000的管理導則、規范和標準，參照執行美國核管會（NRC）最新發布的適用于AP1000的政策性文件。
4. 有關COL行動項和ITAAC的要求
在針對三門核電廠和海陽核電廠的審評過程中，應積極借鑒美國一步法的精華如COL工作項和ITAAC，業主應按10CFR52的要求完成并提交與COL工作項和ITAAC的相關內容，以充分利用NRC對AP1000的審評經驗和審評結論，提高AP1000設計在中國的執照申請的審評效率。
1）NRC針對AP1000的標準設計審查內容不包括具體電廠有關的設計內容，NRC已將這些內容列入COL工作項，要求COL申請者在COL階段完成并通過審查認可。
三門核電廠和海陽核電廠應根據10CFR52的要求提供COL工作項，確認并保證申請者提供的申請資料達到美國COL申請提供資料的詳細程度。國家核安全局認為，在PSAR階段，申請者至少應提供所有COL工作項目的完成計劃，國家核安全局將對這些COL工作項的完成情況進行跟蹤審評。在FSAR階段應確認所有這些COL工作項目都已完成。
2）在10CFR52中引入了一個新的關鍵內容ITAAC，以確保建造與運行的核電廠與設計相符，通過試驗驗證理論分析模型和計算結果的正確性。在美國只有在所有ITAAC內容都已完成并得到美國NRC審查認可后，才允許首次裝料。
為充分利用NRC對AP1000的審評經驗和審評結論，確保在國內有關AP1000機組的安全審評的范圍和深度與美國相當，國家核安全局認為三門核電廠和海陽核電廠應根據10CFR52的要求提供ITAAC及其工作進度計劃，在PSAR階段可以是初步的，在FSAR階段應提供完整的ITAAC，國家核安全局將對這些ITAAC工作的完成情況進行跟蹤審評，在FSAR階段必須完成所有的ITAAC方面的審查。
5. 關于核島廠房防商用飛機惡意撞擊的問題
防御大型商用飛機撞擊是作為一種超設計基準事件考慮。美國NRC相關標準（NRC-2007-0009）尚未正式頒布。雖然西屋公司在AP1000標準設計DCD第16版對設計進行了修改也編制了專題報告，但由于缺乏正式的設計與審評依據，因此NRC尚未對專題報告正式受理。
考慮到西屋公司所做的與此相關的設計修改主要是加強了核島廠房防御外部沖撞的能力，廠房結構的承載力比NRC已批準的AP1000標準設計DCD第15版有所提高，在我國也沒有相應要求和標準的情況下，對于三門核電廠和海陽核電廠在廠房結構承載能力不低于原版設計的前提下，目前的設計變更是可以接受的。如果將來NRC相關標準正式頒布，我國也相應增加此項要求，針對于防御大型商用飛機撞擊的分析應進一步予以審評，復核該項設計的可接受性。
6. 關于AP1000標準設計向土層廠址的延伸問題。
美國NRC已經批準了AP1000的標準設計DCD第15版，目前三門核電廠與海陽核電廠的PSAR 是基于AP1000的標準設計DCD第16版編制的。第16版與第15版在廠址與結構方面的主要差異是AP1000標準設計由硬質基巖廠址向軟質基巖和土層廠址的延伸。關于土層設計參數取值和相關設計分析的可接受性，NRC目前尚在審評之中，尤其是在結構整體穩定性分析中對于持力層的承載力、基底摩擦系數、側墻的主動、被動土壓力系數等取值問題正在進行審評。NRC尚未正式接受由此帶來的設計變更。
考慮到第16版與第15版在將AP1000標準設計由硬質基巖廠址向軟質基巖和土層廠址延伸的問題上，主要是通過增加結構設計對廠址條件的包絡性來實現，對于硬質基巖廠址的適宜性沒有影響。三門核電廠與海陽核電廠的廠址條件較好，均為硬質基巖廠址，因此就三門核電廠和海陽核電廠的廠址情況，AP1000標準設計的設計、分析結果是可以接受的；國家核安全局將繼續關注美國NRC對此方面的審評進展情況，并將繼續開展相關的跟蹤審評工作。
7. 屏蔽構筑物結構類型變化問題
美國NRC已經為AP1000標準設計DCD第15版頒發了設計證書，而目前三門核電廠與海陽核電廠的PSAR 是基于AP1000標準設計DCD第16版編制的。第16版與第15版在構筑物設計方面的主要差異是，為了加強核島廠房防御外部沖撞的能力，屏蔽構筑物的結構類型由常規的鋼筋混凝土結構變更為帶有單側或雙側鋼板的型鋼-混凝土結構。美國NRC正在對與此項變更相關的內容進行審評。對于這項變更，審評人員認為：
1) 此項變更是在考慮核島廠房防御大型商用飛機惡意撞擊的前提下提出的，如前所述，三門核電廠和海陽核電廠AP1000設計不考慮此項要求，因此在變更后屏蔽構筑物的承載能力不低于原版設計的前提下，目前的設計變更是可以接受的；
2) 對于由此變更引起的常規混凝土結構與型鋼-混凝土結構的連接問題，西屋公司應在施工進展到相關節點之前提供足夠的資料，說明設計的安全性；
3) 在型鋼-混凝土結構設計分析依據方面，NRC已經認可了在AP1000的標準設計DCD第15版中有關安全殼內部結構中剪力墻結構模塊和樓板結構模塊的設計分析方法與結果。對于型鋼-混凝土結構在屏蔽構筑物殼體結構設計中應用的理論依據，西屋公司還應在施工進展到相關節點之前提供足夠的論證資料，說明此項應用的保守性。
8.關于國內AP1000型核電廠應用新版RG 1.20的問題
在三門核電廠PSAR審評過程中，鑒于申請者在第1.9節中引用的部分管理導則（RG）和NUREG文件的版本比較老，而目前美國NRC已發布了許多新的版本，審評者要求補充AP1000是否滿足這些最新的管理導則等的論證資料。申請者在形審問題SMNPP-PLQ0-1.9-7的回答中提供了西屋的報告“AP1000 Assessment of Revised and New U.S. Nuclear Regulatory Guides”（APP-GW-GLR-800，Rev.0），其中給出了AP1000對升版和新發布管理導則符合性的分析說明。其中關于RG 1.20 Rev.3的內容如下：
“執行Rev.3對AP1000標準設計具有重大影響。該導則的變化主要是為了解決沸水堆的問題，而壓水堆并不需要。壓水堆沒有經歷過該導則變化部分所要求解決的振動有關的問題。AP1000堆內構件振動評價滿足RG 1.20 Rev.2，使用Rev.3 并不會提高AP1000的安全性。Rev.3指出試驗要在功率提升階段而不是熱態功能試驗期間進行，這可能需要在反應堆壓力容器或其頂蓋上設計附加的貫穿孔以引出儀表接線，并且這些儀表要設計成至少第一個燃料循環要留在壓力容器內。Rev.3建議蒸汽發生器內部構件流致振動的評估和試驗。AP1000蒸汽發生器設計包括流致振動的評估，但并不想也沒有必要進行其內部構件的振動監測。蒸汽發生器內部構件流致振動的試驗可能需要在容器殼體上設計附加的貫穿孔以引出儀表接線。Rev.3中包括了有關核電廠堆芯額定熱功率提升和蒸汽發生器更換后進行振動試驗的內容，這將內部構件設計的首次驗證試驗變成了適用于每個機組的驗收試驗。AP1000標準設計堆內構件振動試驗是需要的并計劃在其首臺機組實施。AP1000的設計和試驗大綱滿足該導則Rev.2，但沒有修改成滿足Rev.3。”
APP-GW-GLR-800 Rev.0的結論是：“如果執行RG 1.20 Rev.3，可能會對AP1000標準設計及執照申請文件產生重大影響。西屋公司評估認為，執行RG 1.20 Rev.3帶來的設計和試驗復雜化遠超出其利益。”
審評人員認同“該導則的變化主要是為了解決沸水堆的問題”，但APP-GW-GLR-800 Rev.0的陳述并不完全正確，例如，關于功率提升階段的堆內構件振動測量，RG 1.20 Rev.3主要是針對沸水堆的，并未建議壓水堆也如此去做。不過，制定“功率提升程序（power ascension program）”，RG 1.20 Rev.3認為對于壓水堆也是同樣很有益處的。再如，Rev.3中確實包含了有關核電廠堆芯額定熱功率提升后的振動試驗內容，這主要是考慮到流致振動對結構、尺寸、工況等的變化非常敏感，但卻沒有關于蒸汽發生器更換后進行振動試驗的內容。
審評人員認為，總體上來說，在正確理解其內容的基礎上參考執行RG 1.20 Rev.3是利大于弊的，當然，作為導則，RG 1.20 Rev.3并不具有強制力。考慮到AP1000的設計許可證有效期為15年，根據美國“Backfit Protection”原則，以及新版的變化主要是針對沸水堆的經驗反饋，審評人員認為AP1000采用RG 1.20 Rev.2也是可以接受的。
9. 關于AP1000的抗震設計問題
根據美國現行有效的法律法規，AP1000的設計基準地震中取消了運行基準地震（OBE），或更確切地說，將其OBE確定為不大于安全停堆地震（SSE）的1/3，因此省去了針對OBE的一系列分析論證工作，但這不滿足我國國家標準《核電廠抗震設計規范》（GB50267）的要求；另外，AP1000的地震儀表設置也不滿足GB50267的要求。
審評人員認為：
1) 雖然GB50267是強制性國標，從技術上來說，美國的有關要求更為合理；
2) 如果核電廠的建造申請所采用的實際設計存在部分安全相關物項采用不同于標準設計的SSE進行抗震設計，則停堆地震應根據最小的SSE值確定。
10. 關于機械設備的疲勞分析曲線問題（管理導則RG 1.207）
ASME 1級部件疲勞分析所采用的設計疲勞曲線基于常溫、空氣環境、應變控制的拋磨小試件試驗結果，因此沒有考慮反應堆冷卻劑環境的影響。另外，NRC通過大量的分析認為，目前ASME規范中給出的用于不銹鋼的設計疲勞曲線與所取試樣和試驗方法不匹配，鎳鉻鐵合金鋼的疲勞分析使用奧氏體不銹鋼疲勞曲線也不恰當。NRC曾于1999年12月1日寫信給ASME標準委員會主席要求解決這一問題，但經多年爭論ASME標準委員會并未能取得一致意見。因此，在2006年的征求意見稿（DG-1144）的基礎上，NRC于2007年3月發布了RG 1.207。NRC認為（DG-1144），“經過大約20年關于環境對疲勞裂紋萌生的惡化作用研究工作，輕水堆環境對金屬部件的疲勞壽命具有有害作用已變得非常明顯，這對于主要的結構材料種類（即碳鋼、低合金鋼和奧氏體不銹鋼）都是如此”。
據此，審評者要求申請者在疲勞分析中考慮反應堆冷卻劑環境的影響。但申請者認為，管理導則不是強制要求，既然NRC已批準了其AP1000標準設計，就說明NRC認可其目前的做法。審評人員認為，雖然RG 1.207的發布是在NRC批準AP1000的標準設計之后，但卻是在三門核電廠和海陽核電廠建造許可證申請之前，既然環境對疲勞的不利作用已經得到確認，申請者在其分析評價中就應該加以考慮。
審評者認為，該問題不影響CP，但建議作為CP條件開展進一步的工作。
11.控制棒驅動系統的安全分級和抗震分類問題
鑒于控制棒驅動系統執行“反應堆停堆”這一基本安全功能，審評者認為應將其劃分為安全相關、抗震I類物項；目前國內的審評實踐中該系統也屬于安全相關的物項（反應堆冷卻劑壓力邊界為安全1級）。但AP1000的控制棒驅動系統中除了反應堆冷卻劑壓力邊界為安全1級外，其余部分均為安全無關、非抗震I類物項。
審評人員認為，目前尚沒有充分理由放棄目前關于控制棒驅動系統的安全分級和抗震類別要求。
12.關于反應堆壓力容器壓熱沖擊問題
AP1000反應堆壓力容器壓熱沖擊采用了10CFR50.61給出的鑒別準則。審評人員認為該準則是依據對現有核電廠的風險評估建立的，而AP1000是新設計的堆型，其設計瞬態與現有電廠有所不同，因此要求申請者對10CFR50.61給出的鑒別準則仍然適用于AP1000壓力容器的壓熱沖擊進行說明。但是在審評與對話中，西屋給出的解釋是新提出的10CFR50.61a僅適用于在役壓水堆，而不適用于新設計的堆型，因此10CFR50.61適用于先進壓水堆的設計。并未對適用性進行分析說明。審評人員就此問題與NRC的專家進行了咨詢和討論，NRC的專家對10CFR50.61仍然適用于AP1000給出了以下的解釋：
1) 10 CFR 50.61給出的PTS驗收準則是基于對核電廠的風險評估建立的，使用大量的保守假設，并且考慮了大量的瞬態，這些保守因素已在10CFR50.61a.中詳細的討論；
2) AP1000反應堆壓力容器使用了更好的材料，對反應堆壓力容器輻照區Cu, Ni, P.的含量進行了嚴格的限制；
3) AP1000反應堆壓力容器與目前運行的壓水堆核電廠所用壓力容器結構相似；
4) AP1000反應堆壓力容器輻照區沒有環向和縱向焊縫；
5) 擁有附加的中子屏蔽層；
6) 雖然西屋按照60年進行計算，但是NRC是按40年批準的。
通過咨詢和討論，審評人員認為將10CFR50.61的鑒別準則用于AP1000的反應堆壓力容器的壓熱沖擊是可以接受的。
13.關于主泵飛輪在役檢查問題
在三門核電廠和海陽核電廠的初步安全分析報告中說明不對AP1000主泵飛輪進行在役檢查。由于主泵飛輪的失效可能對反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性產生影響，為此審評人員要求在PSAR中補充對飛輪斷裂韌性、役前檢查和在役檢查的相關要求。并要求針對主泵飛輪對反應堆冷卻劑壓力邊界完整性的影響進行評估。根據西屋的答復，審評人員認為基于以下的認識不對主泵飛輪進行在役檢查是可以接受的。
1) 對主泵飛輪的材料技術條件的規定和制造期間進行的無損檢驗可以保證飛輪的制造質量；
2) 在制造期間對主泵飛輪進行的125%的超速旋轉試驗可以對飛輪的質量進行驗證；
3) 飛輪組件被包容在包殼中，即使在飛輪失效的情況下，飛輪周圍的結構能承受碎片的能量，使碎片都包容在包殼中，不會對壓力邊界造成損害。
14. 主泵與蒸汽發生器的連接問題
主泵與蒸汽發生器直接焊接連接是AP1000與以往傳統的壓水堆核電廠不同的設計。審評人員比較關注的問題有主泵與蒸汽發生器作為組合部件的振動分析和抗震分析等。西屋公司說明對主泵和蒸汽發生器的振動分析和抗震分析進行了計算，并認為初步的分析結果可以滿足ASME規范的相關應力準則。審評者認為，在PSAR階段該問題是可以接受的，但鑒于目前對蒸汽發生器抗震和振動的分析計算為初步分析計算，西屋正在修改計算，預計到2009年第一季度末完成，屆時審評人員還將對此繼續跟蹤。
15.超功率瞬態線功率密度限值的裕量問題
以往傳統的核電廠設計中，與防止燃料中心熔化的線功率密度限值相比，超功率瞬態線功率密度限值留有較大的裕量，而AP1000的超功率瞬態線功率密度限值沒留裕量（兩者相同）。對此問題，審評雙方至今沒達成共識。審評人員認為，該問題可不影響CP，可作為CP條件，要求申請者提供進一步的解釋和詳細的分析報告，包括詳細的分析模型假設（如選用的瞬態、燃料棒內的功率分布、燃料物性的保守選擇等）和計算結果以及不確定性分析。
16.燃料元件制造工藝問題
AP1000燃料元件制造工藝和以往常規壓水堆燃料元件制造工藝有所不同，AP1000燃料棒在包殼內充氦前并不抽真空，留有分壓為1個大氣壓的空氣。對此問題，審評雙方至今沒達成共識。審評人員認為，該問題可不影響CP，可作為CP條件，要求申請者進一步說明燃料棒內空氣組分對燃料元件性能的影響。
17.設計基準事故工況下安全殼最高壓力不滿足10％裕量要求
AP1000安全殼設計壓力是0.407 MPa(表壓)，分析結果表明，在反應堆冷卻劑主管道雙端斷裂的工況下，事故期間安全殼內的最高壓力為0.399MPa，距驗收準則的裕量僅為1.966%，這不滿足SRP6.2.1.1A 和IAEA文件NS-G-1.10關于建造許可證審查階段核電廠安全殼設計壓力至少有10%裕量的要求。
對此，西屋公司解釋：AP1000有一套正式的設計變更程序，該程序不允許在設計變更時對當前設計中規定的和PSAR中描述的安全裕量的影響。任何導致計算的峰值壓力超過設計壓力的設計變更將不會得到設計變更審查委員會的批準。
通過中美核安全合作途徑，NRC也對該問題作出了解釋：
1) 以往由于核蒸汽供應系統設計和安全殼設計是由不同的設計單位完成，由于兩者之間存在接口問題，且在PSAR階段設計尚為完成，所以要求在PSAR階段安全殼最高壓力應至少有10％的裕量。而AP1000的核蒸汽供應系統和安全殼都由西屋公司設計，且AP1000已獲得了標準設計證書。因此，PSAR階段留10％裕量已沒有必要。
2) 目前提供的計算結果是基于保守模型和方法分析得到的，若采用現實的分析方法，計算結果將有足夠的裕量。
因此，審評人員認為，AP1000核電廠在設計基準事故工況下的安全殼壓力響應分析結果是可以接受的。
18.有關應急堆芯冷卻系統的設備和部件的安全分級問題
根據中國的核安全法規和導則以及美國RG1.26等要求，壓水堆核電廠應急堆芯冷卻系統的設備和部件應是質量B組（對應于ASME2級），但AP1000核電廠PSAR表3.2-3表明，其非能動堆芯冷卻系統的許多部件（如安注箱、內置換料水箱、從一回路壓力邊界至安注箱和內置換料水箱的安注管道、以及連接再循環地坑和內置換料水箱安注管道的再循環管道）屬于質量C組（對應于ASME3級），不滿足核安全導則要求。此外，審評者認為，與傳統的壓水堆核電廠相比，AP1000的安注箱設計功能和安放位置并沒有改變。傳統的壓水堆核電廠的安注箱是質量B組，但AP1000核電廠的安注箱為質量C組，需要合理解釋。
對此，WEC解釋，ASME分級與發生泄漏或壓力邊界破裂的概率相關。1級最低，3級最高。在AP1000設計中定義反應堆冷卻劑系統壓力邊界為質量A組，安全殼及安全殼隔離系統為質量B組，其它安全相關系統為質量C組。在正常運行工況下安注箱與反應堆冷卻劑系統之間有兩個冗余的ASME1級隔離閥，安注箱的泄漏不會導致RCS的泄漏，把安注箱劃分為ASME3級足以保證其有能力執行緩解設計基準事故和安全停堆功能。WEC認為AP1000的安全分級原則已經美國NRC和國際用戶代表審查并得到認可；此外，WEC設計人員也曾向WEC內部的ASME委員會委員征求對AP1000安全分級原則的意見，也得到認可。
審評者就安注箱的安全分級問題向NRC專家進行了咨詢，NRC專家認為：
1) 質量C組和質量B組相比，除了在核電廠建造期間的監督要求和核電廠運行期間的在役檢查要求較寬松之外，其它方面在本質上是相當的；
2) 安注箱位于安全殼內，所以其泄漏的放射性物質都被包容在安全殼內；
3) 小的泄漏不會導致這些部件喪失執行其功能的能力；
4) 對安注箱和內置換料水箱的水位有連續監測，能探測可能的泄漏。
申請者在PSAR3.2.2.5節中承諾在建造期間針對這些管道的端頭焊接焊縫將采用ASME Code, Section III, ND-5222做全范圍的放射檢查。申請者還承諾在建造期間對這些部件采用與ASME2級相當的檢查。
因此，NRC認為，這些非能動安注系統的部件為ASME3級是可以接受的。
審評者認為，基于申請者的解釋和承諾，以及NRC的技術見解，AP1000核電廠非能動安注系統的部分部件為ASME3級是可以接受的。
19.有關AP1000地坑濾網設計問題
有關核電廠地坑濾網設計，在早期的核電廠設計中，按照RG1.82第0版考慮的地坑濾網堵塞率為50％。后來NRC發布RG1.82第1版，已要求對安全殼地坑濾網碎片堵塞的可能性進行全面的機理性評估，但最新對地坑濾網堵塞問題的研究結果表明：
1) 高能管道斷裂產生的碎片數量會更多，碎片會更細小（這樣更易于遷移）；
2) 與相同數量的單一種類碎片相比，不同種類碎片（如纖維狀物質和顆粒狀物質）的組合能導致更大的壓頭損失；
3) 地坑水中也可能由于化學反應產生大量顆粒狀或絮狀的化學物質，更增大了地坑濾網堵塞的風險；
4) 地坑濾網結構強度、位于地坑濾網下游的堆芯或ECCS再循環流道狹窄處的碎片堵塞等都是PWR的潛在問題。
為此，NRC把地坑濾網問題列入通用安全問題GSI-191，于2003年6月9日發布通告BL-2003-01，隨后發布了RG1.82第3版，于2004年9月13日發布公開信GL-2004-02，要求美國國內所有核電廠運行執照持有者限期做出響應，評估電廠地坑濾網設計，采取必要的設計改進和管理措施，以滿足法規要求。
在AP1000標準設計（設計控制文件第15版）中，在LOCA事故后再循環長期冷卻分析中采用了RG1.82第2版，從目前的認知水平認為其對于在地坑濾網上的碎片堆積所產生的不利影響方面的考慮不夠全面，不能確保充分地評估AP1000電廠對此不利影響的敏感性。
WEC和NRC都已認識到這個問題，在AP1000標準設計修改中，地坑濾網設計改進是一項重要的設計變更。西屋公司已基于AP1000安全殼內可能的碎片源項和所采用的地坑濾網結構，開展了試驗驗證工作。此外，鑒于AP1000采用了非能動安全系統設計，同時AP1000的碎片可能存在旁路地坑濾網直接從破口進入堆芯的路徑，為此，WEC也針對AP1000開展了地坑濾網下流效應的試驗驗證工作。
審評者認為，三門核電廠和海陽核電廠已針對地坑濾網問題，提交了專題報告，表明其已對地坑濾網問題做了比較大的設計改進，也完成了相應的理論分析和實驗驗證工作，在目前階段是可以接受的，相關問題的解決將作為建造許可證條件。
20.非能動的主控室可居留系統啟動條件下操縱員健康條件和呼吸條件
根據分析，在非能動的主控室可居留系統（VES）投入運行后，主控室溫度將緩慢上升，在72h時可達到29度左右。此外，在VES運行時，其供氣流量不滿足GB50019-2003中關于建筑物室內人員所需最小新風量的要求。
對此問題，西屋公司認為AP1000的VES設計滿足美國軍標的要求，并已得到美國NRC的審評認可。
針對該問題，申請者與NRC專家進行了技術咨詢。NRC專家解釋：
1) VES不是通風系統，設置VES的目的不是為了使操縱員感覺舒服，而是為了能使操縱員能留在主控室內繼續工作，因此，VES不需要滿足有關標準的人員健康和呼吸要求；
2) 在事故工況下，為維持主控制室的可居留性，首先預期投運的是主控制室應急通風系統，只有在其不可用（如喪失廠外電，同時備用柴油機又啟動失效）的情況下才需要VES投運；
3) 在VES啟動條件下，主控室人員可能會感到不舒服，但在AP1000設計中，要求操縱員采取的行動很少，主要是系統和設備狀態的確認。
因此，審評者認為，AP1000的非能動的主控室可居留系統設計是可以接受的。
21.事故后監測變量的選擇
依據RG 1.97第3版的要求反應堆壓力容器水位和安全殼氫氣濃度均為1級變量，但在AP1000核電廠中這些變量均為非1級變量。
1）對于壓力容器水位監測
RG 1.97 第3 版中要求冷卻劑裝量的量程是從熱段的底部到反應堆壓力容器的頂部，該變量應為1級變量。在AP1000電站中，采用穩壓器液位和熱段液位來監測反應堆冷卻劑的裝量，其中穩壓器液位監測為1級變量，熱段液位為2級變量。
鑒于AP1000的設計特性(主要是非能動的安注系統和自動降壓系統的設計)能夠保證堆芯在任何假想故障模式下堆芯不會裸露, 即AP1000的關鍵安全功能監測不依賴反應堆壓力容器熱段液位。因此，可采用熱段液位(2級)來實現對壓力容器水位的監測，作為對其他堆芯冷卻監測變量的后備信息。在正常運行期間應設置可不完全滿足單一故障準則的兩個冗余的熱段液位監測通道，該設備應滿足相應的環境鑒定和抗震鑒定。
2）安全殼氫氣濃度監測
在RG1.97第3版中要求設置事故后安全殼氫氣濃度監測儀表（1類），但AP1000設置的該儀表為3類儀表，主要用于嚴重事故監測。
美國聯邦法規10CFR50.44（1996年）要求在設計基準事故工況下測量安全殼氫氣濃度。但此后大量研究結果表明，對于安殼內氫氣的產生而言，設計基準LOCA不是最嚴重的工況，因此在采用了risk-informed方法的10CFR50.44（2003年）中沒有提及對設計基準LOCA下對安全殼氫氣濃度的監測要求。對于AP1000的設計，安全殼氫氣濃度監測為事故后監測3級變量，且該設計已被美國NRC所接受。
因此，審評人員認為，AP1000核電廠僅設置事故后安全殼氫氣濃度監測儀表（3類），主要用于嚴重事故監測，是可接受的。
22.實現ATWS功能的設備的抗震分類
依據GB/T15474-1995 “核電廠儀表和控制系統及其供電設備安全分級”的要求，實現ATWS功能的設備應滿足抗震要求。但在AP1000 設計中，實現ATWS的設備不要求抗震。
根據美國聯邦法規，ATWS事件被認為是超設計基準事故。由于ATWS系統是反應堆保護系統的補充，因此要求ATWS系統應以可靠的方式執行其功能，ATWS設備被認為是非安全級設備，可不滿足抗震要求。因此，NRC認為，AP1000的ATWS系統的設計是可接受的。
此外，我國GB/T 15474-1995正在修訂過程中，修訂版主要是依據IEC 61226-2005《核電廠安全重要儀表功能分類》，并對原標準名稱進行修改，刪除了原標準中的附錄A。因此，對ATWS設備要求抗震將不再具有相關的標準基礎。
因此，審評者認為，AP1000核電廠實現ATWS功能的設備不要求抗震是可以接受的。
23.廠內備用柴油機為非1E級的問題
以往傳統的核電廠均設置廠內應急交流電力系統，由兩臺1E級應急柴油發電機組分別向兩列冗余獨立的應急交流負荷供電。AP1000的設計采用了非能動的安全設施用于設計基準事故工況下的堆芯和安全殼冷卻，不要求廠內交流電源執行安全功能，大大降低了對交流電力系統的依賴。在AP1000的設計中，不設置1E級應急柴油機組，而是大大增加了蓄電池組的容量，采用24小時和72小時蓄電池組和不間斷電源系統為安全相關負荷供電。
AP1000廠內備用柴油發電機組及其支持系統被劃分為 AP1000 D級，主要用于為啟動給水系統和正常余熱排出系統及其支持系統供電，起到縱深防御的作用，并為事故后監測和1E級直流蓄電池充電器供電。
美國NRC已接受這種設計，基于目前我們的認識，我們認為這種設計是可以接受的。
24.乏池冷卻系統、廠用水系統和設冷水系統的安全分級
在以往傳統的PWR核電廠設計中，乏池冷卻系統、廠用水系統和設冷水系統都具有安全功能，屬于安全3級。但AP1000采用了非能動的安全系統設計理念，其乏池冷卻系統、廠用水系統和設冷水系統都不承擔安全功能，屬于非安全相關的系統。
AP1000乏池安全相關的冷卻功能是由池水完成的。乏池冷卻系統是非安全相關的系統，在正常運行情況下為乏池提供冷卻和凈化能力。在乏池冷卻系統喪失的情況下，乏池通過池水的蒸發和沸騰以及乏池表面與大氣之間的自然傳熱來排出熱量，在必要時可由非能動安全殼噴淋系統水箱PCCST依靠高度差向乏池補水。PCCST能夠在長期全廠斷電的情況下提供乏池補水。
AP1000的設冷水系統（CCS）和廠用水系統（SWS）都是非安全相關的系統，因為AP1000所有依賴CCS和SWS排出熱量的設備都不是安全相關的。廠用水系統/設冷水系統或部件的失效不會影響到安全相關的系統執行其功能。廠用水系統/設冷水系統作為縱深防御/投資保護系統，依據美國NRC的RTNSS (regulatory treatment of non-safety systems)的要求設計、建造、試驗和運行。在AP1000設計中，CCS和SWS起到縱深防御的作用，可用于降低核電廠對非能動安全系統功能的需求。
基于AP1000的非能動余熱排出設計特性，審評者認為乏池冷卻系統、廠用水系統和設冷水系統的安全分級是可以接受的。
25.啟動給水系統的安全分級
在以往傳統的PWR核電廠設計中，在許多設計基準事故工況期間及之后，都需要通過蒸汽發生器、輔助給水系統以及蒸汽排放系統聯合作用排出反應堆冷卻劑系統顯熱和堆芯余熱，直至把反應堆冷卻劑系統帶到余熱排出系統投入起到余熱排出功能為止。因此，以往傳統的PWR核電廠的輔助給水系統都是安全2級系統。
AP1000排出堆芯余熱的安全功能由非能動的余熱排出系統擔任，AP1000的蒸汽發生器、啟動給水系統和蒸汽排放系統不再承擔事故后排出堆芯余熱的安全功能。因此，AP1000的啟動給水系統為非安全相關的系統。
在主給水流量喪失后，包括喪失廠外電時，啟動給水系統將自動啟動，向蒸汽發生器提供給水，以排出反應堆冷卻劑系統顯熱和堆芯余熱。雖然AP1000啟動給水系統是非安全相關的系統，但在某些事故工況下啟動給水系統的啟動可以避免觸發安全相關的非能動堆芯冷卻系統，起到縱深防御的作用。
鑒于AP1000的非能動余熱排出設計特性，審評者認為啟動給水系統的安全分級是可以接受的。
26.排氣煙囪高度問題
在AP1000核電廠設計PSAR中，其排氣煙囪高度低于附近主建筑物安全殼廠房高度，這與我國核電廠的實踐不符。
對此問題，WEC認為，AP1000廢氣排放可以滿足GB16297的要求，即在煙囪不滿足高于周圍200m建筑5m高度的情況下，可以滿足50m高度煙囪排放速率減半的要求。根據國家核安全局審評要求，西屋公司考慮的設計修改方案有三：1）增加煙囪高度至高于反應堆廠房5m；2）順反應堆廠房構筑物增加煙囪高度至高于反應堆廠房5m；3）單獨建排氣煙囪。西屋公司認為三個方案都不可取，前兩個方案需重新做結構評價，并帶來大量的工作量以及產生非標準化的AP1000。
審評人員也就此問題向美國NRC進行了咨詢，NRC專家認為，AP1000廢氣排放的放射性含量較低，作地面源排放模式評價結果可以接受，因此對煙囪高度沒有限制要求。
針對這一情況，由于國內缺乏專門針對核電廠煙囪設計的規范標準，審評人員查閱了相關規范標準的相關條款規定，情況如下：
1) EJ/T 938-95 《核燃料后處理廠通風與空氣凈化設計規定》：“5.5.4可能含有放射性物質的空氣由建筑物頂部直接排放時，排出口的高度應高于附近50m內最高建筑物3m”；
2) 文獻：“核電站鈾燃料元件廠通風系統設計”，郭先懷，《核電工程與技術》Vol.15 No.3：“3.3排風系統（12）……對可能含有放射性物質或化學有害物質的空氣需就地排放時，其出口高度應高于周圍200m內最高建筑物3m，且不應低于15m”；
3) GB16297-1996 《大氣污染物綜合排放標準》：“7.1 排氣筒高度除須遵守表列排放速率標準值外，還應高出周圍200m半徑范圍的建筑5m以上，不能達到該要求的排氣筒，應按其高度對應的表列排放速率標準值嚴格50%執行”。
審評者認為，國內外目前還未見有關核電廠排氣煙囪高度的行業標準，GB16297標準是非放大氣污染物綜合排放標準，審評者認為不太適合核電廠。但我國核行業標準（EJ標準，分別是“元件廠”和“后處理廠”通風設計標準）中有對煙囪高度設計提出要求（煙囪高度需高于周圍50m范圍最高建筑物3m），雖不是針對核電廠，但畢竟是針對核設施的，審評者認為可參考或參照執行。關于建筑物的范圍(50m~200m)，由于內陸核電廠多采用二次循環冷卻，且冷卻塔高度都在百米以上，若冷卻塔包括在200m范圍內，則排氣煙囪將會很高，不利于AP1000的標準化設計，因此50m范圍比較合適，有利于AP1000在內陸的建設。
因此，審評者通過對國內有關標準的研究，認為AP1000核電廠排氣煙囪的高度應高于附近50m內最高建筑物3m。
該問題將可能導致AP1000安全殼屏蔽墻結構設計的重大修改，可能對CP產生影響。
27.關于職業照射個人劑量約束
個人劑量約束，對源可能造成的個人劑量預先確定的一種限制，它是源相關的，被用作對所考慮的源進行防護和安全最優化時的約束條件。對于職業照射, 劑量約束是一種與源相關的個人劑量值, 用于限制最優化過程所考慮的選擇范圍。
按照《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中關于防護與安全的最優化的要求，對于來自一項實踐中的任一特定源的照射，應使防護與安全最優化, 使得在考慮了經濟和社會因素之后，個人受照劑量的大小、受照射的人數以及受照射的可能性均保持在可合理達到的盡量低水平；這種最優化應以該源所致個人劑量和潛在照射危險分別低于劑量約束和潛在照射危險約束為前提條件。
目前，三門核電廠和海陽核電工程的輻射防護設計中，均未明確對于職業照射的個人劑量約束值。由于GB18871-2002中并未明確給出職業照射的個人劑量約束值，審評人員基于我國對第二代改進型核電項目的安全審管實踐，認為輻射防護設計要求應不低于《第二代改進型核電項目核安全審評原則》（國核安函〔2007〕28號）的要求，申請者應
1) 提出職業照射劑量約束的建議值；
2) 從防護和安全的角度對設計進行優化分析，確定屏蔽設計劑量目標值。
建議該問題作為建造許可證條件。
28.關于輻射工作場所的分區
在中國GB-18871（2002）中明確規定，應把輻射工作場所分為控制區和監督區。在控制區，需要和可能需要專門的防護手段或安全措施，確定控制區的邊界時，應考慮預計的正常照射的水平，另外，應采取實體邊界劃定控制區，運用實體屏障限值進出控制區。有關控制區的細分，在GB-18871（2002）中沒有明確規定。在監督區，通常不需要專門的防護手段或安全措施，但需要經常對職業照射條件進行監督和評價。
美國聯邦法規10 CFR 20中將輻射工作場所分為限制區（相當于中國的控制區）和控制區（相當于中國的監督區）。限值區是限制工作人員進入，以免其遭受過度照射。控制區是在廠區內及限制區外。為了方便起見，下面的敘述采用中國的輻射分區名稱：監督區和控制區。
I區是監督區，AP1000給定的I區劑量率上界是2.5μSv/h，并認為在此區沒有逗留限制，也就是說每星期工作40小時，每年50周，即每年工作2000小時人員的輻射劑量不超過5 mSv，相當于中國規定的職業年劑量限值的1/4。符合我國對監督區劑量限制的上限要求，并認為監督區不需采取特殊的防護措施。
II區屬于控制區，AP1000給定的II區劑量率上界是25μSv/h，并認為在此區的逗留對職業照射工作人員沒有什么限制。也就是說每星期工作40小時，每年50周，即每年工作2000小時的職業人員的輻射劑量不超過50 mSv（相當于美國10 CFR 20規定的職業年劑量限值），這顯然不符合中國GB-18871（2002）的職業照射人員劑量限值20 mSv/a的要求，II區的劑量率邊界必須降低到10μSv/h才能滿足職業工作人員無限制逗留要求。該問題作為許可證條件予以解決。
III區也屬于控制區，AP1000給定的III區劑量率上界是150μSv/h，并限制任何人員在此區的逗留時間，然而，AP1000對III區沒有劃分實體邊界和采取實體屏障措施，僅在III區中劑量率大于50μSv/h的區域設立警示牌。按照GB-18871（2002）的要求，首先應采用實體邊界劃定控制區，采用實體邊界不現實時也可以采用其它適當的手段。此問題可以在后續的審評中，進一步論證采取實體邊界不現實的，并采用的其他控制手段是適當的。
29.關于輻射防護設計使得職業照射為可合理達到的盡量低（ALARA）
核電廠控制個人劑量最有效的方法之一是將減少劑量所考慮的事項貫穿于電站設計和建設過程中。在過去的幾年中，人們在電站運行各個環節對電站人員的輻射照射的意識方面顯著增強。現在多數核電廠把維持個人劑量可合理達到的低（ALARA）看作一種有益的商業實踐，這樣可以降低運行成本和提高電廠的可靠性。
認識到這個事實，AP1000 應將ALARA原則應用于工程當中，并提供輻射防護設計確保職業照射保持ALARA的論證文件。該文件的目的是為核電廠、建筑師/工程師（A/E）和設備及系統設計者提供輻射照射處理信息、技術和指導方針，這些文件可以用于實現合理可行盡量低的職業輻射照射（ORE）。需要強調的是，為實現這個目標，需要核電廠、電廠設計者和建筑師/工程師們的共同努力。
美國核管會已經在管理導則8.8、8.10和8.19中概述了為維持個人劑量合理可行盡量低的理論體系和指導方針。另外，管理導則1.70要求核電廠在其安全分析報告中論證一個對合理可行盡量低體系的管理承諾。產業界趨向于更嚴格的電站和個人劑量控制。最近提出的管理導則8.8修訂本通過大篇幅的實踐和程序強調了這個產業趨勢，要求核電行業采納該導則作為指導方針。當前的10CFR20規定每個許可證持有者應該采用一定的可執行程序和工程控制措施以確保劑量是合理可行盡量低的，并要求制訂一個輻射防護計劃。
1979年，核動力運行協會（INPO）成立，以協助核電廠追求卓越。協會中輻射防護部門的主要目標是降低電站的集體劑量。為實現此目標，已經對電站輻射防護和ALARA計劃進行了詳細的評估，從這些評估中獲得的信息被記錄在輻射經驗手冊當中。INPO已經出版了RP（輻射防護）指導方針，其中包括為實現ALARA劑量目標所采取的很好的實踐。這些行動同樣也支持了更嚴格的輻射劑量控制的發展趨勢。
在EPRI ALWR Requirements (URD)文件中已經提出了在電廠平均壽期少于每年100人-雷姆（1人Sv）的設計目標。然而，少于每年70人-雷姆（0.7人Sv）這么一個更高的目標已經被AP1000設計團隊所采納，并作為整個電廠設計的一個主要目標。隨著設計改進和反饋信息變得可以利用，這些信息和電廠設計職業輻射照射目標將可以得到進一步優化。
綜上所述，對于AP1000的集體劑量目標值控制在0.7人Sv/a以下是可以接受的。
30.AP1000嚴重事故源項與應急計劃區的測算
根據《核電廠營運單位的應急準備和響應》（HAF002/01）要求，在核動力廠設計建造階段，應對核動力廠事故類型（包括嚴重事故）及其后果作出分析，給出應急計劃區范圍的初步測算。
確定煙羽應急計劃區大小范圍時，應遵循如下準則：
1) 在煙羽應急計劃區外，所考慮的后果最嚴重的事故序列使公眾個人可能受到的最大預期劑量不應超過國家主管部門提出的發生嚴重確定性效應劑量閾值（在數值上等于任何情況下預期均應進行干預的急性照射劑量行動水平）。
2) 在煙羽應急計劃區外，對于各種設計基準事故和大多數嚴重事故序列，相應于特定防護行動的可防止的劑量一般應小于國家主管部門提出的相應通用干預水平，即一般不需要采取隱蔽、撤離等緊急防護行動。
確定食入應急計劃區大小范圍時，應遵循的準則如下：在食入應急計劃區外，大多數嚴重事故序列所造成的食品或飲用水污染水平不應超過國家主管部門提出的食品和飲水通用行動水平。
通過對三門核電廠和海陽核電廠初步安全分析報告的審評，審評者發現，AP1000嚴重事故源項還未最終確定，尚不能完成對應急計劃區的測算。
建議把該問題作為建造許可證條件，要求申請者跟蹤嚴重事故源項的確定，盡快提供應急計劃區的分析報告。
31.反應堆緊急停堆時控制棒組件落棒時間沒有考慮地震等的不利影響
在很多以往傳統的PWR核電廠（特別是國內的PWR核電廠）事故分析中，保守地考慮了安全停堆地震對控制棒落棒時間帶來的不利影響。然而，AP1000核電廠事故分析中所采用的落棒時間與技術規格書規定的落棒時間限值相同，即沒有考慮地震的不利影響，而且在失流工況下還考慮了堆芯冷卻劑流量降低帶來的有利影響。這樣，與國內其它PWR核電廠相比，雖然AP1000控制棒下落的距離最長，但是AP1000事故分析所采用的落棒時間最短。
在國內外與事故分析相關的法規、導則和標準中，沒有明確要求事故分析中的落棒時間疊加考慮地震影響，美國NRC也沒有此項要求，除非該項要求被列入核電廠執照申請的基礎之中。申請者認為事故疊加地震的發生概率極低，在確定論的事故分析中不需要考慮地震對控制棒落棒時間的影響。
基于上述原因，審評者認為，在AP1000核電廠事故分析有關緊急停堆時控制棒組件落棒時間不考慮地震影響是可以接受的。同時，審評者認為，反應堆緊急停堆時控制棒組件落棒時間是事故分析中的關鍵參數，取值應該足夠保守。對AP1000核電廠，為了確保事故分析所采用的落棒時間的保守性，在首次裝料和每次堆芯換料或堆芯物理布置改變后，應充分驗證在主泵運行以及停運等不同系統狀態下的落棒時間，此外，申請者也應該充分考慮其它各種不確定性對落棒時間的不利影響（如美國NRC信息公告IN-88-47），在事故分析中留有足夠的裕量。
建議該問題作為CP條件。
32.設計基準事故分析采用非安全級系統和設備
根據HAD102/17的要求和事故分析的傳統假設，設計基準事故的分析原則之一是只能用安全級系統和設備緩解事故后果，非安全級系統的緩解作用被認為是不可信的。然而在AP1000核電廠的設計基準事故分析中，考慮了如下幾個非安全級的備用保護系統或設備用于緩解事故后果：主給水泵跳閘、MSIV備用保護閥門和穩壓器加熱器閉鎖。
審評者曾就此問題向NRC進行了咨詢和交流，NRC認為是可以接受的，其原因是這些非安全級系統和設備的動作是簡單的、可靠的以及在技術規格書中加入了監督要求和運行限制條件，而且在燃料元件和冷卻劑系統屏障的完整性分析中沒有采用這些非安全級系統和設備的緩解作用。
NRC對于安全相關系統的審評原則是10CFR50.2，即：對于緩解設計基準事故以保證反應堆壓力邊界完整性、保證反應堆的停堆能力、保證反應堆處于安全停堆狀態等只允許依賴安全相關系統。非安全級系統和設備只用于安全相關的問題，對此NRC列出三個工況：（1）未能緊急停堆的預期運行瞬變（ATWS）（10CFR50.62）；（2）全廠斷電（STATION BLACKOUT）（10CFR50.63）；（3）蒸汽管道斷裂事故（SLB）（NUREG-0138）。
審評者認為，鑒于在AP1000安全分析報告15章針對特定的事故分析時，實際上也沒有考慮上述非安全系統的功能，其與以往傳統PWR核電廠相應事故分析的考慮基本一致，只是在AP1000安全分析報告15.0節中明確了這種起備用作用的非安全級系統對事故的緩解功能。因此，審評者認為，在目前階段該問題是可以接受的。但該問題應作為CP條件，需要申請者提供進一步的論證資料，以便審評雙方能達成共識，為今后FSAR審評工作奠定基礎。
33.SGTR事故的分類和驗收準則
AP1000根據ANSI18.2將電站工況進行分類，但是沒有給出每類事件的具體發生頻率范圍。AP1000 PRA表明，SGTR發生概率較高(3.88′10-3)，高于小破口LOCA的發生概率(5′10-4)，而小破口LOCA屬于III類工況。因此，審評者認為，SGTR劃分為IV類工況是不合適的。
審評者就此問題與NRC專家進行了咨詢和交流，NRC專家認為，對于熱工水力評價，SGTR屬于III類工況還是歸為IV類工況沒有什么區別。從反應堆冷卻劑系統角度來看，審評的準則在于SG滿溢和用于放射性后果計算的放射性物質釋放量。對于SGTR事故，最小DNBR只要大于DNBR限值就沒有燃料棒損壞。而在放射性后果分析方面，美國的法規導則（如RG1.195）對特定事故有特定的驗收準則，而沒有區分SGTR事故的工況分類。此外，NRC專家也解釋，當初NRC也已意識到SGTR工況分類問題，但經過評價后認為即使把SGTR工況作為III類工況也能滿足安全要求，所以沒有考慮進一步的行動。
審評者認為，由于我國對事故放射性后果的要求（驗收準則與工況分類相關）與美國存在差異，如果SGTR劃分為III類工況，放射性后果也應該滿足中國標準，如GB-6249-86。
我國嶺澳核電廠曾遇到過類似問題，最后通過進一步分析表明其SGTR事故放射性后果也能滿足作為三類工況的驗收準則。
因此，審評者認為本問題可作為CP條件，要求申請者開展進一步的分析論證工作。
34.不確定性統計學處理方法的應用
與傳統的包絡性方法相比，應用統計學方法處理參數的不確定，可以獲得較大的計算裕量，但是包絡程度有所下降。在應用統計學方法時，對各項參數的不確定性有著特定的要求，例如，在采用均方根方法處理不確定性時，要求各項參數的不確定性符合正態分布，必須是隨機的和獨立的，不能是相關的或者有傾向性的。對此問題，申請者已提供了有關的專題報告，審評雙方已經過多次交流，但至今沒有達成共識。審評者已就此問題向NRC進行了咨詢和討論，NRC認為可以接受。審評者認為，在核電廠安全分析中更多地采用不確定性統計學處理方法將是一個必然的發展趨勢，該問題在PSAR階段可以關閉，但建議將該問題（特別是大破口失水事故將采用的ASTRUM方法，即不確定性方法的自動統計處理）作為CP條件，要求申請者提供進一步的資料和論證，以便審評雙方能達成共識，為今后FSAR審評工作奠定基礎。
35.放射性后果分析中關于控制室有效非過濾滲入從5 cfm降到1.5 cfm的論證問題
AP1000核電廠PSAR（Table 15.6.5-2）中的LOCA事故源項計算中，在安全殼泄漏途徑中，假定由于阻塞作用有80%的氣溶膠的可以去除。對此，審評人員表示質疑，并經與美國NRC咨詢，認為氣溶膠的阻塞作用對氣溶膠去除的假定是不可接受的。WEC也在回答單中說明了NRC對此假定不予信任的肯定性結論。
基于上述結論需要重新估算主控室的劑量，為保證主控室劑量在可接受的水平上，在控制室有效非過濾滲入的計算中，申請者考慮了從門廊到附屬廠房門的作用，將控制室有效非過濾滲入從5 cfm降到1.5 cfm，從而降低計算的劑量結果。而對此設計變更，NRC正在審評當中。
因此，審評者建議認為此問題列入許可證條件，要求申請者提供詳細的、可接受的論證報告。
36.針對特定廠址的外部事件PSA報告的提交
根據《核動力廠設計安全規定》（HAF102，2004年4月18日發布）和國家核安全局發布的《核動力廠概率安全評價報告的標準格式和內容（一級、內部事件）》（HAF·J0088，2008年1月4日發布），新建核動力廠必須完成概率安全分析，概率安全分析應該反映核動力廠實際的情況（廠址特有的外部災害事件、實際的設計和相關規程等）。美國聯邦法規10 CFR 52.47要求設計許可證申請者須進行針對特定設計（design-specific）的PRA分析；對于COL申請者，要求考慮特定廠址（site specific）信息和特定電廠（plant-specific）信息（包括詳細設計、電廠特定應急操作規程和設計修改等）完成對特定設計PRA報告的修改更新工作。
三門核電廠和海陽核電廠都向國家核安全局提交了AP1000 PSAR階段的PRA報告。該報告針對與電廠特定廠址有關的信息或事件（如：喪失廠外電、喪失取水口構筑物，以及臺風、地震、海嘯和飛機墜落等外部事件）取用了美國ALWR URD的數據和NuStart能源開發公司針對外部事件的調查信息進行的分析；對于與電廠詳細設計、建造布置、操作規程和設計修改等有關的分析（如：人因事件、內部火災分析、內部水淹事故分析等），AP1000 PRA報告采用了通用數據庫的數據以及AP1000標準設計的信息。因此，審評者要求申請者提供詳細的分析報告證明三門核電廠特定的廠址特征對PRA分析結果影響很小，并要求申請者提供針對三門核電廠特定廠址（site-specific）的外部事件PRA分析報告。
對于涉及到特定廠址信息的事件分析，申請者解釋說明了由于AP1000采用非能動安全系統設計特性，使得喪失廠外電事件和喪失取水口構筑物事件對CDF的影響很有限；對于與廠址特征有關的外部事件，申請者從使用NuStart能源開發公司針對外部事件調查的包絡性和檢查三門廠址特征沒有發現明顯偏離AP1000標準設計兩個方面，說明三門核電廠廠址特征預計對PRA結果影響很小。為了真實反映三門核電廠廠址特征，申請者承諾在2010年底前提交針對廠址特征的外部事件PRA分析報告。
針對電廠特征的PRA分析報告，申請者解釋由于三門核電廠的詳細設計尚未完成，相關的操作規程文件正處于完成完善階段，安全殼內的系統設備布局待建成后最后確定，系統和設備失效的數據相對缺乏，在FSAR階段將提供針對三門核電廠實際的PRA報告。
因此，審評者認為申請者對該問題的解決基本可以接受。
37.PRA模型中有關數字化儀控系統軟件可靠性評價問題
采用數字化儀表與控制系統是先進型反應堆的一個特征。但計算機軟件的可靠性將成為一個突出的問題，它可能因設計中存在的不足或受到特殊的混合型輸入的觸發而導致失效。AP1000堆型的數字化儀控系統是由復雜的硬件和軟件組成，其中一些類型的軟件失效（單一軟件故障或軟件共模失效），包括：用于保護與監測系統（PMS）和反應堆控制系統（PLS）邏輯芯片的軟件、PMS的專設安全設施（ESF）軟件部分以及PMS的ESF手工輸入多路器軟件等，可能會對CDF估計值產生較大影響。軟件失效概率數值上的不確定性可能會對AP1000 PRA評價結果的可信性帶來影響。因此，審評者要求申請者解釋在AP1000 PRA模型中如何考慮數字化儀控系統軟件的可靠性，并論證這樣考慮的合理性。
申請者解釋，AP1000數字化儀控系統的PRA建模方法與模擬儀控的建模方法是類似的。數字化儀控系統仍然模擬成一個支持功能來觸發前沿系統。在支持功能連接到前沿系統方面沒有區別。通常需要考慮的兩個問題是：當需要時不能動作和誤動作。由于缺乏系統級的統計數據，傳統的故障樹方法仍是一個適合該問題的有效方法。事實上，美國NASA采用故障樹方法來解決數字化儀控已經多年了。在AP1000 PRA中，數字儀控觸發邏輯通過用子樹與總的模型相連接。這些子樹直接與設備的支持動作信號連接。每個子樹的成功或失效由組成它的部件狀態、硬件或軟件、成功或失效的邏輯輸出推導而來。
在失效數據方面，AP1000 PRA是基于美國軍標的一個大型數據庫而得到。共因失效（CCF）通過審查硬件和軟件來決定在類似環境下是否存在相似“部件”功能來解決。這個過程與解決硬件CCF的過程類似。通過審查在一個“AND”門下的軟件和硬件來決定是否涉及CCF。如果涉及CCF，則增加代表CCFs 的基本事件。比較特別的是進行由于使用同類型面板的硬件CCF的審查。定量化與其它硬件處理方法如MGL方法相同。同一系統內部件之間的CCF和不同系統間部件的CCF都要考慮。一般軟件的CCF 以模塊級別來評價。對于CCF，組成模塊的相同理念在“AND”門下采用類似的語言來評價。為了避免在模塊級上可能丟失的CCF，對出現跨接所有類型的軟件模塊，其軟件失效分配一個總的CCF。還應該注意的是AP1000 儀控設計中考慮了使CCF的可能性最小化。除了冗余性外，多樣性是AP1000設計理念的一部分。例如，DAS與PMS有完全不同的軟硬件，所以這兩個系統間的CCF認為是不可信的。
審評者認為，計算機軟件的失效（包括：個體失效和共因失效）與硬件設備失效情況差別很大，因此在分析軟件失效時借鑒硬件失效的處理方法，并非十分合適。計算機軟件的可靠性與軟件的開發過程及測試情況有關，每一個軟件基本上是唯一的，利用其他軟件產品的統計數據來類推AP1000數字化儀控系統軟件的失效數據并不太合適。但是，鑒于目前對計算機軟件失效模式和失效機理的認識和研究，以及對軟件失效數據的分析，選用恰當的方法并較準確地定量化AP1000數字化儀控系統軟件的可靠性是非常困難的。申請者在借鑒NASA對數字化儀控處理經驗的基礎上，選擇故障樹分析的方法和基于美國軍標一個大型數據庫的失效數據作為處理方式，可能是目前情況下較好的選擇。
對于AP1000數字化儀控系統軟件的失效概率數值方面的不確定性問題，相關的敏感性研究表明：AP1000 PRA結果對它有較小的敏感性；在考慮所有作為縱深防御的非安全相關系統不可信的情況，它對AP1000的CDF有一定敏感性。
綜合以上論述，審評者認為，就目前對計算機軟件的失效模式和失效機理的認識水平，以及軟件可靠性數據可支持的程度而言，申請者對該問題的解決或解釋是基本可以接受的。但對計算機軟件的失效模式、失效機理和共因失效，以及失效數據方面，還需要開展深入的研究工作。
