AP1000核电技术查看源代码讨论查看历史
AP1000核电技术， AP1000是一种先进的非能动型压水堆核电技术，用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。[1]
简介
AP1000核电技术，中国第三代核电自主技术，中国引进消化吸收再创新和自 主创新，在世界上率先掌握了第三代核电AP1000的五大核心关键技术，为推进中国核电产业技术水平的整体跨越，为实现中国第三代核电AP1000的自主化、批量化建设打下了坚实的基础。AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。
原理特点
工作原理 AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在 “反应堆”的 设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。 核心技术
核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。 主要特点 1、AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。
2、进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
3、AP1000在建设过程中，可利用模块化技术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。
发展历程
AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性”为特点的设计最早始于1991年，西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全水平两方面都提升到一个新高度， 保持自己在核电领域的技术领先优势。AP600在1998年获得美国核管会的“最终设计批准”，但随着世界电力市场的不断变化，核电新的目标电价降至每度3美分，AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动了AP1000的开发工作，目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术，以提升其在核电市场的竞争力。 由于AP1000脱胎于AP600，因此研发进程大大加快，通过设计改进达到增容目的，显著提高发电功率，同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从 AP600到AP1000，经过了15年的开发和完善。史睿智特意提到，在多年的开发工作中，不少中国工程技术人员也参与其中。AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术，应用到中国核电机组建设中，对于中美双方是真正的双赢合作。中国将依托先进核电技术，更好地满足日益增加的能源需求。而与中国合作，一方面为美国创造大量就业岗位，同时也为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。
技术特点
1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站 (保守概率风险评估 (PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10- 7 )。
2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站。
3、基于标准的西屋压水反应堆 (PWR)技术，该技术已实现了超过2500反应堆年次的成功的运营。
4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想。
5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量。
6、更经济的运营 (更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更少的安装、检测和维护 )。
7、 更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 )。
8、 符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。
关键技术
筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术 2009年3月31日14时06分，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成，4月20日混凝土养护取得成功。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的先进技术，中国成为首个成功掌握此项技术的国家。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分，其大体积混凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形，具有无接口、防渗好等技术优点，特别适合安全性能要求较高的核电施工。但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。该项技术的成功实施，可以有效缩短工期，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。
核岛钢制安全壳底封头成套制造技术 2009年12月21日15时28分，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位，这一底封头的钢材制造、弧形钢板压制、现场拼装焊接、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的。AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构，是非能动安全系统中的重要设备之一。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采用整体模压一次成型技术，尚属世界性难题。中方企业攻克了一系列世界性的技术难题和工艺难关，提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平。
模块化设计与制造技术 2009年6月29日，三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20模块成功吊装就位，开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。CA20模块的工厂化预制和现场拼装、组焊、整体吊装的顺利完成，标志着AP1000技术的模块化设计和施工的先进理念已经从理论变成了现实。CA20模块是AP1000的最大一个结构模块，长20.5米，宽14.2米，高20.7米，近7层楼高，由18个房间构成，包括32个墙体子模块和40个楼板子模块，结构总重达749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨，相当于700多辆小汽车的重量。使用模块化建造方法，可以实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工，能大大缩短核电站的工程建设周期。通过模块的工厂化预制，可有效提高工程建造的质量。
主管道制造关键技术 2010年1月11日，中国AP1000自主化依托项目国产化主管道采购合同在北京签订。国核工程公司与中国第二重型机械集团公司(德阳)重型装备股份公司签订了主管道采购合同。核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是压水堆核电站的核一级关键设备之一。AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术，材质要求高、加工制造难度大，堪称目前世界核电主管道制造难度之最。AP1000主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。中国二重集团等国内多家企业通过为时两年的科研攻关，自主突破了AP1000主管道制造的技术难关，制造的主管道1:1模拟件综合技术指标已完全符合美国西屋公司的设计技术标准，大幅降低了主管道的采购成本。 [1]
关键设备大型锻件制造技术 2009年12月22日，中国一重承担的三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻件研制取得成功，在先前实现AP1000核岛反应堆压力容器锻件完全国产化的基础上，再次实现了蒸汽发生器锻件的完全国产化，一举攻克了制约我国核电发展的重大技术难关，大幅提升了中国核电装备制造的整体水平和技术能力，打破了国外企业在高端大型铸锻件市场的垄断。以前中国的大型铸锻件企业因制造能力和技术上的差距，使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断，尤其是在核电大型铸锻件上，国外更是实行技术封锁。除大型锻件外，目前反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均取得实质性进展，确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展。