反应堆压力容器或其顶盖上设计附加的贯穿孔以引出仪表接线，并且这些仪表要设计成至少第一个燃料循环要留在压力容器内。Rev.3建议蒸汽发生器内部构件流致振动的评估和试验。AP1000蒸汽发生器设计包括流致振动的评估，但并不想也没有必要进行其内部构件的振动监测。蒸汽发生器内部构件流致振动的试验可能需要在容器壳体上设计附加的贯穿孔以引出仪表接线。Rev.3中包括了有关核电厂堆芯额定热功率提升和蒸汽发生器更换后进行振动试验的内容，这将内部构件设计的首次验证试验变成了适用于每个机组的验收试验。AP1000标准设计堆内构件振动试验是需要的并计划在其首台机组实施。AP1000的设计和试验大纲满足该导则Rev.2，但没有修改成满足Rev.3。”
APP-GW-GLR-800 Rev.0的结论是：“如果执行RG 1.20 Rev.3，可能会对AP1000标准设计及执照申请文件产生重大影响。西屋公司评估认为，执行RG 1.20 Rev.3带来的设计和试验复杂化远超出其利益。”
审评人员认同“该导则的变化主要是为了解决沸水堆的问题”，但APP-GW-GLR-800 Rev.0的陈述并不完全正确，例如，关于功率提升阶段的堆内构件振动测量，RG 1.20 Rev.3主要是针对沸水堆的，并未建议压水堆也如此去做。不过，制定“功率提升程序（power ascension program）”，RG 1.20 Rev.3认为对于压水堆也是同样很有益处的。再如，Rev.3中确实包含了有关核电厂堆芯额定热功率提升后的振动试验内容，这主要是考虑到流致振动对结构、尺寸、工况等的变化非常敏感，但却没有关于蒸汽发生器更换后进行振动试验的内容。
审评人员认为，总体上来说，在正确理解其内容的基础上参考执行RG 1.20 Rev.3是利大于弊的，当然，作为导则，RG 1.20 Rev.3并不具有强制力。考虑到AP1000的设计许可证有效期为15年，根据美国“Backfit Protection”原则，以及新版的变化主要是针对沸水堆的经验反馈，审评人员认为AP1000采用RG 1.20 Rev.2也是可以接受的。
9. 关于AP1000的抗震设计问题
根据美国现行有效的法律法规，AP1000的设计基准地震中取消了运行基准地震（OBE），或更确切地说，将其OBE确定为不大于安全停堆地震（SSE）的1/3，因此省去了针对OBE的一系列分析论证工作，但这不满足我国国家标准《核电厂抗震设计规范》（GB50267）的要求；另外，AP1000的地震仪表设置也不满足GB50267的要求。
审评人员认为：
1) 虽然GB50267是强制性国标，从技术上来说，美国的有关要求更为合理；
2) 如果核电厂的建造申请所采用的实际设计存在部分安全相关物项采用不同于标准
设计的SSE进行抗震设计，则停堆地震应根据最小的SSE值确定。
10. 关于机械设备的疲劳分析曲线问题（管理导则RG 1.207）
ASME 1级部件疲劳分析所采用的设计疲劳曲线基于常温、空气环境、应变控制的抛磨小试件试验结果，因此没有考虑反应堆冷却剂环境的影响。另外，NRC通过大量的分析认为，目前ASME规范中给出的用于不锈钢的设计疲劳曲线与所取试样和试验方法不匹配，镍铬铁合金钢的疲劳分析使用奥氏体不锈钢疲劳曲线也不恰当。NRC曾于1999年12月1日写信给ASME标准委员会主席要求解决这一问题，但经多年争论ASME标准委员会并未能取得一致意见。因此，在2006年的征求意见稿（DG-1144）的基础上，NRC于2007年3月发布了RG 1.207。NRC认为（DG-1144），“经过大约20年关于环境对疲劳裂纹萌生的恶化作用研究工作，轻水堆环境对金属部件的疲劳寿命具有有害作用已变得非常明显，这对于主要的结构材料种类（即碳钢、低合金钢和奥氏体不锈钢）都是如此”。
据此，审评者要求申请者在疲劳分析中考虑反应堆冷却剂环境的影响。但申请者认为，管理导则不是强制要求，既然NRC已批准了其AP1000标准设计，就说明NRC认可其目前
的做法。审评人员认为，虽然RG 1.207的发布是在NRC批准AP1000的标准设计之后，但却是在三门核电厂和海阳核电厂建造许可证申请之前，既然环境对疲劳的不利作用已经得到确认，申请者在其分析评价中就应该加以考虑。
审评者认为，该问题不影响CP，但建议作为CP条件开展进一步的工作。
11.控制棒驱动系统的安全分级和抗震分类问题
鉴于控制棒驱动系统执行“反应堆停堆”这一基本安全功能，审评者认为应将其划分为安全相关、抗震I类物项；目前国内的审评实践中该系统也属于安全相关的物项（反应堆冷却剂压力边界为安全1级）。但AP1000的控制棒驱动系统中除了反应堆冷却剂压力边界为安全1级外，其余部分均为安全无关、非抗震I类物项。
审评人员认为，目前尚没有充分理由放弃目前关于控制棒驱动系统的安全分级和抗震类别要求。
12.关于反应堆压力容器压热冲击问题
AP1000反应堆压力容器压热冲击采用了10CFR50.61给出的鉴别准则。审评人员认为该准则是依据对现有核电厂的风险评估建立的，而AP1000是新设计的堆型，其设计瞬态与现有电厂有所不同，因此要求申请者对10CFR50.61给出的鉴别准则仍然适用于AP1000压力容器的压热冲击进行说明。但是在审评与对话中，西屋给出的解释是新提出的10CFR50.61a仅适用于在役压水堆，而不适用于新设计的堆型，因此10CFR50.61适用于先进压水堆的设计。并未对适用性进行分析说明。审评人员就此问题与NRC的专家进行了咨询和讨论，NRC的专家对10CFR50.61仍然适用于AP1000给出了以下的解释：
1) 10 CFR 50.61给出的PTS验收准则是基于对核电厂的风险评估建立的，使用大量
的保守假设，并且考虑了大量的瞬态，这些保守因素已在10CFR50.61a.中详细的讨论；
2) AP1000反应堆压力容器使用了更好的材料，对反应堆压力容器辐照区Cu, Ni, P.的
含量进行了严格的限制；
3) AP1000反应堆压力容器与目前运行的压水堆核电厂所用压力容器结构相似； 4) AP1000反应堆压力容器辐照区没有环向和纵向焊缝； 5) 拥有附加的中子屏蔽层；
6) 虽然西屋按照60年进行计算，但是NRC是按40年批准的。
通过咨询和讨论，审评人员认为将10CFR50.61的鉴别准则用于AP1000的反应堆压力容器的压热冲击是可以接受的。
13.关于主泵飞轮在役检查问题
在三门核电厂和海阳核电厂的初步安全分析报告中说明不对AP1000主泵飞轮进行在役检查。由于主泵飞轮的失效可能对反应堆冷却剂压力边界的完整性产生影响，为此审评人员要求在PSAR中补充对飞轮断裂韧性、役前检查和在役检查的相关要求。并要求针对主泵飞轮对反应堆冷却剂压力边界完整性的影响进行评估。根据西屋的答复，审评人员认为基于以下的认识不对主泵飞轮进行在役检查是可以接受的。
1) 对主泵飞轮的材料技术条件的规定和制造期间进行的无损检验可以保证飞轮的制
造质量；
2) 在制造期间对主泵飞轮进行的125%的超速旋转试验可以对飞轮的质量进行验证； 3) 飞轮组件被包容在包壳中，即使在飞轮失效的情况下，飞轮周围的结构能承受碎片
的能量，使碎片都包容在包壳中，不会对压力边界造成损害。
14. 主泵与蒸汽发生器的连接问题
主泵与蒸汽发生器直接焊接连接是AP1000与以往传统的压水堆核电厂不同的设计。审评人员比较关注的问题有主泵与蒸汽发生器作为组合部件的振动分析和抗震分析等。西屋公司说明对主泵和蒸汽发生器的振动分析和抗震分析进行了计算，并认为初步的分析结果可以满足ASME规范的相关应力准则。审评者认为，在PSAR阶段该问题是可以接受的，但鉴于目前对蒸汽发生器抗震和振动的分析计算为初步分析计算，西屋正在修改计算，预计到2009年第一季度末完成，届时审评人员还将对此继续跟踪。
15.超功率瞬态线功率密度限值的裕量问题
以往传统的核电厂设计中，与防止燃料中心熔化的线功率密度限值相比，超功率瞬态线功率密度限值留有较大的裕量，而AP1000的超功率瞬态线功率密度限值没留裕量（两者相同）。对此问题，审评双方至今没达成共识。审评人员认为，该问题可不影响CP，可作为CP条件，要求申请者提供进一步的解释和详细的分析报告，包括详细的分析模型假设（如选用的瞬态、燃料棒内的功率分布、燃料物性的保守选择等）和计算结果以及不确定性分析。
16.燃料元件制造工艺问题
AP1000燃料元件制造工艺和以往常规压水堆燃料元件制造工艺有所不同，AP1000燃料棒在包壳内充氦前并不抽真空，留有分压为1个大气压的空气。对此问题，审评双方至今没达成共识。审评人员认为，该问题可不影响CP，可作为CP条件，要求申请者进一步说明燃料棒内空气组分对燃料元件性能的影响。
17.设计基准事故工况下安全壳最高压力不满足10％裕量要求
AP1000安全壳设计压力是0.407 MPa(表压)，分析结果表明，在反应堆冷却剂主管道双端断裂的工况下，事故期间安全壳内的最高压力为0.399MPa，距验收准则的裕量仅为1.966%，这不满足SRP6.2.1.1A 和IAEA文件NS-G-1.10关于建造许可证审查阶段核电厂安全壳设计压力至少有10%裕量的要求。
对此，西屋公司解释：AP1000有一套正式的设计变更程序，该程序不允许在设计变更时对当前设计中规定的和PSAR中描述的安全裕量的影响。任何导致计算的峰值压力超过设计压力的设计变更将不会得到设计变更审查委员会的批准。
通过中美核安全合作途径，NRC也对该问题作出了解释：
1) 以往由于核蒸汽供应系统设计和安全壳设计是由不同的设计单位完成，由于两者之
间存在接口问题，且在PSAR阶段设计尚为完成，所以要求在PSAR阶段安全壳最高压力应至少有10％的裕量。而AP1000的核蒸汽供应系统和安全壳都由西屋公司设计，且AP1000已获得了标准设计证书。因此，PSAR阶段留10％裕量已没有必要。
2) 目前提供的计算结果是基于保守模型和方法分析得到的，若采用现实的分析方法，
计算结果将有足够的裕量。
因此，审评人员认为，AP1000核电厂在设计基准事故工况下的安全壳压力响应分析结果是可以接受的。
18.有关应急堆芯冷却系统的设备和部件的安全分级问题
根据中国的核安全法规和导则以及美国RG1.26等要求，压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设备和部件应是质量B组（对应于ASME2级），但AP1000核电厂PSAR表3.2-3表明，
其非能动堆芯冷却系统的许多部件（如安注箱、内置换料水箱、从一回路压力边界至安注箱和内置换料水箱的安注管道、以及连接再循环地坑和内置换料水箱安注管道的再循环管道）属于质量C组（对应于ASME3级），不满足核安全导则要求。此外，审评者认为，与传统的压水堆核电厂相比，AP1000的安注箱设计功能和安放位置并没有改变。传统的压水堆核电厂的安注箱是质量B组，但AP1000核电厂的安注箱为质量C组，需要合理解释。
对此，WEC解释，ASME分级与发生泄漏或压力边界破裂的概率相关。1级最低，3级最高。在AP1000设计中定义反应堆冷却剂系统压力边界为质量A组，安全壳及安全壳隔离系统为质量B组，其它安全相关系统为质量C组。在正常运行工况下安注箱与反应堆冷却剂系统之间有两个冗余的ASME1级隔离阀，安注箱的泄漏不会导致RCS的泄漏，把安注箱划分为ASME3级足以保证其有能力执行缓解设计基准事故和安全停堆功能。WEC认为AP1000的安全分级原则已经美国NRC和国际用户代表审查并得到认可；此外，WEC设计人员也曾向WEC内部的ASME委员会委员征求对AP1000安全分级原则的意见，也得到认可。
审评者就安注箱的安全分级问题向NRC专家进行了咨询，NRC专家认为：
1) 质量C组和质量B组相比，除了在核电厂建造期间的监督要求和核电厂运行期间
的在役检查要求较宽松之外，其它方面在本质上是相当的；
2) 安注箱位于安全壳内，所以其泄漏的放射性物质都被包容在安全壳内； 3) 小的泄漏不会导致这些部件丧失执行其功能的能力；
4) 对安注箱和内置换料水箱的水位有连续监测，能探测可能的泄漏。
申请者在PSAR3.2.2.5节中承诺在建造期间针对这些管道的端头焊接焊缝将采用ASME Code, Section III, ND-5222做全范围的放射检查。申请者还承诺在建造期间对这些部件采用与ASME2级相当的检查。
因此，NRC认为，这些非能动安注系统的部件为ASME3级是可以接受的。
审评者认为，基于申请者的解释和承诺，以及NRC的技术见解，AP1000核电厂非能动安注系统的部分部件为ASME3级是可以接受的。
19.有关AP1000地坑滤网设计问题
有关核电厂地坑滤网设计，在早期的核电厂设计中，按照RG1.82第0版考虑的地坑滤网堵塞率为50％。后来NRC发布RG1.82第1版，已要求对安全壳地坑滤网碎片堵塞的可能性进行全面的机理性评估，但最新对地坑滤网堵塞问题的研究结果表明：
1) 高能管道断裂产生的碎片数量会更多，碎片会更细小（这样更易于迁移）；
2) 与相同数量的单一种类碎片相比，不同种类碎片（如纤维状物质和颗粒状物质）的
组合能导致更大的压头损失；
3) 地坑水中也可能由于化学反应产生大量颗粒状或絮状的化学物质，更增大了地坑滤
网堵塞的风险； 4) 地坑滤网结构强度、位于地坑滤网下游的堆芯或ECCS再循环流道狭窄处的碎片堵
塞等都是PWR的潜在问题。
为此，NRC把地坑滤网问题列入通用安全问题GSI-191，于2003年6月9日发布通告BL-2003-01，随后发布了RG1.82第3版，于2004年9月13日发布公开信GL-2004-02，要求美国国内所有核电厂运行执照持有者限期做出响应，评估电厂地坑滤网设计，采取必要的设计改进和管理措施，以满足法规要求。
在AP1000标准设计（设计控制文件第15版）中，在LOCA事故后再循环长期冷却分析中采用了RG1.82第2版，从目前的认知水平认为其对于在地坑滤网上的碎片堆积所产生的不利影响方面的考虑不够全面，不能确保充分地评估AP1000电厂对此不利影响的敏感性。
WEC和NRC都已认识到这个问题，在AP1000标准设计修改中，地坑滤网设计改进是一项重要的设计变更。西屋公司已基于AP1000安全壳内可能的碎片源项和所采用的地坑滤网结构，开展了试验验证工作。此外，鉴于AP1000采用了非能动安全系统设计，同时AP1000的碎片可能存在旁路地坑滤网直接从破口进入堆芯的路径，为此，WEC也针对AP1000开展了地坑滤网下流效应的试验验证工作。
审评者认为，三门核电厂和海阳核电厂已针对地坑滤网问题，提交了专题报告，表明其已对地坑滤网问题做了比较大的设计改进，也完成了相应的理论分析和实验验证工作，在目前阶段是可以接受的，相关问题的解决将作为建造许可证条件。
20.非能动的主控室可居留系统启动条件下操纵员健康条件和呼吸条件
根据分析，在非能动的主控室可居留系统（VES）投入运行后，主控室温度将缓慢上升，在72h时可达到29度左右。此外，在VES运行时，其供气流量不满足GB50019-2003中关于建筑物室内人员所需最小新风量的要求。 对此问题，西屋公司认为AP1000的VES设计满足美国军标的要求，并已得到美国NRC的审评认可。
针对该问题，申请者与NRC专家进行了技术咨询。NRC专家解释：
1) VES不是通风系统，设置VES的目的不是为了使操纵员感觉舒服，而是为了能使
操纵员能留在主控室内继续工作，因此，VES不需要满足有关标准的人员健康和呼吸要求； 2) 在事故工况下，为维持主控制室的可居留性，首先预期投运的是主控制室应急通风
系统，只有在其不可用（如丧失厂外电，同时备用柴油机又启动失效）的情况下才需要VES投运；
3) 在VES启动条件下，主控室人员可能会感到不舒服，但在AP1000设计中，要求
操纵员采取的行动很少，主要是系统和设备状态的确认。
因此，审评者认为，AP1000的非能动的主控室可居留系统设计是可以接受的。
21.事故后监测变量的选择
依据RG 1.97第3版的要求反应堆压力容器水位和安全壳氢气浓度均为1级变量，但在AP1000核电厂中这些变量均为非1级变量。
1）对于压力容器水位监测
RG 1.97 第3 版中要求冷却剂装量的量程是从热段的底部到反应堆压力容器的顶部，该变量应为1级变量。在AP1000电站中，采用稳压器液位和热段液位来监测反应堆冷却剂的装量，其中稳压器液位监测为1级变量，热段液位为2级变量。
鉴于AP1000的设计特性(主要是非能动的安注系统和自动降压系统的设计)能够保证堆芯在任何假想故障模式下堆芯不会裸露, 即AP1000的关键安全功能监测不依赖反应堆压力容器热段液位。因此，可采用热段液位(2级)来实现对压力容器水位的监测，作为对其他堆芯冷却监测变量的后备信息。在正常运行期间应设置可不完全满足单一故障准则的两个冗余的热段液位监测通道，该设备应满足相应的环境鉴定和抗震鉴定。
2）安全壳氢气浓度监测
在RG1.97第3版中要求设置事故后安全壳氢气浓度监测仪表（1类），但AP1000设置的该仪表为3类仪表，主要用于严重事故监测。
美国联邦法规10CFR50.44（1996年）要求在设计基准事故工况下测量安全壳氢气浓度。但此后大量研究结果表明，对于安壳内氢气的产生而言，设计基准LOCA不是最严重的工况，因此在采用了risk-informed方法的10CFR50.44（2003年）中没有提及对设计基准LOCA