当今可以满足未来发电需求的清洁能源----核能
摘要：随着世界人口的不断增长，对于电力的需求自然也是节节攀高。同样，我们对于能源需求的不断增加也逐步变成对于新技术的需求的不断增加以及对于能带来更多附加能源的扩展性技术的需求的不断增加。这种需求的趋势会持续的在发达国家和发展中国家显现。在大多数国家，化石燃料供给了整个国家存在和经济发展的能源需求。但是，由于化石燃料的储备的萎缩和污染带来的不良影响以及全球持续变暖的影响，寻找对于世界能源需求的问题更好的解决方案已经成乐当务之急。对于我们现在绝大数的能源需求，持续的对于化石燃料的依赖，这一解决方案虽然是当下简便可行的但是不是持续现实可行的。放眼世内，这一问题一直在扩大。到2020年，随着二十亿人口的预期增加，对于能源的需求，化石燃料已经不能在不进一步危害环境的基础上去充分满足对于能源的需求。然而，可再生能源仍处于起步阶段，也同样是一个不切实际的基荷发电的方法。我们应该意识到当今的发电的要求是要安全的，能充分供给的，经济的，清洁的。所以，核能是当今对于源需求的新一代发电的不二选择。
世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010。年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计。
已经被验证的拥有成熟技术和创新的非能动安全系统，西屋AP1000TM压水反应堆可以实现在不排放温室气体和不进一步破坏环境的基础上在生产成本方面很有竞争力。西屋电气公司是核能方面的先驱，再次设置一个与AP1000相对应的新行业标准。在全球范围内商业市场，AP1000是最安全，最经济的核电站，在全球范围内商业市场，并且是唯一一个从美国核管理委员会（NRC）接受三代+反应堆接收设计认证的反应堆模式。 AP1000的已有的设计比起其他的设计有三种明显的优势： 1.无与伦比的安全性 2.经济上的可竞争性 3.改良的更有效的效操作
根据近20年的研究和发展，AP1000是建立在西屋已有的电厂使用的主要组成部分的设计作为基础，并继续改善，如蒸汽发生器，数字仪表和组件控制，燃料，密封胶，和反应器容器，这些设计都在当今世界各地发电站使用运行多年，是可以证明其优越性并有可靠的运行经历，。在历史上，西屋电气厂师承全世界各类前沿核电厂的技术和设计。如今，全世界世界440核工厂中的接近50%都是基于西屋的技术。西屋会在全球核工业的领导者为位置上走的更远。
第三代+是能源命名部对于第三代拥有先进的轻水反应堆以提高经济性和安全性的设计的命名。
AP1000TM使用双回路压水反应堆（PWR），PWR使用一个简化的，创新性和有效的安全措施。有着大约是3,415的额定功率热（MWT），，AP1000的INAL净电输出标称值为1117瓦电（兆瓦），具有157燃料组件堆芯，是理想的新的基荷发电。标准化反应堆设计符合先进轻水堆电力公司要求文件（URD）。在2004年9月，AP1000取得美国NRC最终设计批准，加上2005年12月的设计认证，AP1000是第一个也是唯一的三代+反应堆从NRC接收这样的认证。此外，欧洲电力公司（EUR）组织认证了AP1000压水堆成功地通过了所有的分析步骤符合欧洲用户要求，确认了AP1000可以在欧洲成功部署。 精简设备设计
简化设备是AP1000的主要设计目标。在整个安全系统，常规操作系统，控制室，建造技术，以及仪器仪表和控制系统的简化提供一种更容易，并且可建立，运行和维护成本更低的设备。设备的简化使率更少的组件，电缆，和防震建筑物体积，所有这些都有助于大大节省资金投入，并降低操作和维修成本。 与此同时，AP1000的安全系数也大大增加了目前经营工厂的数量。 新技术
AP1000是由从50年成功经营核电站的经验中提炼的许多设计改进的组件组成的。反应器容器及其内部，蒸汽发生器，燃料和加压器的设计是那些在当前所有经营西屋PWC设
计中的改进版本.压水堆，反应堆冷却剂泵是屏蔽泵，这些类型在许多其他的工业应用中都是可靠的并且符合长使用的这一最重要的要求。 授权非能动性安全系统
AP1000的独特之处在于使用自然力-自然循环，重力，对流和压缩气体-在发生事故的可能性极低的时候可以工作，而不是依赖于操作员操作和交流电源。即使没有操作员操作，当场的所有电力完全丧失，而AP1000可以安全地关闭反应堆并维持其温度在较低水平。因为自然力被充分应用，并在大量模拟测试中可以工作，所有实验都是符合规定和设计理念的。西屋先进的非能动性反应器的设计经历了由美国核管理委员会进行的进行及其彻底的前期建设许可证的审查。 极高的安全系数
AP1000满足美国核管理委员会确定的安全性和概率风险标准，并且有很高的安全系数。安全分析记录在AP1000设计控制文件（DCD）和概率风险评估（PRA）。有害生物风险分析的结果表明堆芯损坏频率（CDF）很低并且在运行中的设备中1/20的CDF和1/100的CDF也是目前最新的国际组织可接受的的先进反应堆设计。由此可见，在很严重的事故中大量释放目标的可能下，AP1000也改了先进反应堆设计，以保持反应容器内的熔融芯。 随时的可安装性
在收到设计认证之后，AP1000与其他工厂相比是具有最高程度的第三代+工厂完整设计。西屋对于AP1000工厂设计表现出了极大的信心并且也在准备实施中，一些美国公用事业在其应用到美国核管理委员会联合建造和运行许可证（COL）之后选择了AP1000设计。此外，中国正在建造四组AP1000s并且第一台机组计划于在2013年上线。 无与伦比的安全性
AP1000TM压水反应堆是基于一个简单的概念：在发生基于设计的事故时，例如一个主冷却剂管道破裂，该厂设计成在没有工作人员操作下实现和保持安全关机，且无需交流电源或泵。并不是依靠能动组件，如柴油发电机和泵，AP1000是依靠自然力 - 重力，自然循环和压缩气体 - 可以阻止堆芯和组件的过热。
在事故发生之后，AP1000提供了多层次的可以阻止事或者阻止事故进一步恶化的防范机制可以（纵深防范），可以使堆芯损坏概率极大的降低，同时尽量减小容器溢出，加压，升温情况的发生。防范机制在AP1000设计中处处可以体现，包括许多发电厂选择合适的反应物质；在设计和建造工厂的时候保证质量，训练有素的操作人员和先进的控制系统以及工厂的设计保证了在安全范围内工厂运营可以获得大量收益。此外这些保护，AP1000的防范机制纵深与以下情况相关： 非安全系统
非安全相关系统是可以随时响应日常发电厂短暂的波动的变化。如果某事件发生可能导致堆芯过热，这些高度可靠的非安全系统自动激活运作提供第一水平防御，以减少不必要的运作和可能的安全相关系统的操作。 非能动相关安全系统
AP1000的安全相关的非能动系统和设备足以无限期完成以下设计基准事件自动建立和维持堆芯冷却和安全壳的完整性，假设最重要的限制单一故障，没有操作动作，没有任何交流电源。附加水平的防范机制通过所包含的非能动安全型内多样缓解功能提供相关系统。 容器内保留堆芯的损害
在堆芯过热时，AP1000被设计为排出高容量安全壳内换料贮水箱（IRWST）水到反应器腔中。这在反应器容器的外部，这可以冷却防止反应器容器失败和随后的溢出熔融芯碎片进入容器。由于前管道严重意外的现象，如熔融的芯材与混凝土的相互作用。碎片在容器保持显著降低的不确定性，在评估壳失效和放射性释放到环境中。 裂变物质泄漏
燃料包壳在放射性物质泄漏突发事件时提供第一屏障。反应堆冷却剂压力边界，特别是反应堆压力容器和反应器冷却剂管道，提供独立的障碍防止辐射释放。此外，在与周围的屏蔽配合建筑，钢铁密闭容器通过建立第三个提供了额外的保护障并通过提供自然对流的空气流来冷却钢容器。该自然对流冷却可以通过使水被增强与蒸发冷却从一个大水箱位于在屏蔽建筑物顶部漏到钢容器。 非安全相关的能动防范机制系统
许多能动安全相关系统在现有的和进化压水堆设计被保持在AP1000但是被指定为无安全相关。AP1000活跃的非安全相关系统的支持正常操作，也是第一线防范瞬态或发电机组冷门的事件。虽然这些系统未记中的安全分析评价，通过添加冗余层和多样性它们提供了附加的防范深度。除了有助于非常低的堆芯损坏频率（CDF），非安全相关，有源系统需要较少的运行检查，少测试和维护，并且不包括在简化的技术规范。对于防范纵深，大部分计划内维护这些非安全系统可以在工厂运行执行。
提供防范的纵深能力，AP1000设计的非安全相关系统的例子包括化学和容积控制系统，正常余热排出系统，并启动（辅助）给水系统。这些系统利用非安全支持系统，如备用柴油
发电机，所述组件冷却水系统，并且服务水系统。该AP1000还包括其他活跃的非安全相关系统，例如在加热，通风和空气调节（HVAC）系统，该系统由仪器仪表和控制（I＆C）柜室和主带走热量控制室。这些都是体现在简单形式的AP1000，这在目前的压水堆使用熟悉的系统作为安全系统。在AP1000，这些空调系统是防范的简化非安全第一线，它的终极防范是非能动安全级系统进行备份。
防范纵深类的系统包括安全壳氢气控制系统，它由氢气监控系统，被动自动催化氢复合器，和氢气引燃器（由电池供电）。 概率分析评估（PRA）
2004年7月20日咨询委员会反应堆主席保障美国NRC就其对反应堆安全保障报告主席的西屋电气公司申请了AP1000的认证方面非能动工厂设计的信中写到：“AP1000设计认证的应用程序包含按照监管部门的有害生物风险分析要求。PRA是做得很好，使用严谨的方法。我们发现，PRA是可以接受的并用于认证目的。风险度量的平均值的估计是： CDF 5*10-7/年 LRF 6*10-8/年
“这些风险指标对于先进的发电机组来说是完全在机构的预期内的。有害生物风险分析是设计过程的组成部分，分析的结果对于低风险评估来说是显著的。” 非能动安全系统
非能动设备 - 现有的或进化的轻水反应堆（LWRs）的一个主要的安全优势是长期去维持对于事故的缓解处理，而且不需要依靠操作员的人为操作或是场内外的交流电源。
AP1000的运用广泛的分析和测试，非能动安全系统，以改善发电机组的安全性。咨询委员会反应堆保障（ACRS）和美国核管理委员会已经审查这些系统并且裁定裁定，只要符合美国NRC单一故障准则等安全标准，以及其他的标准比如三里岛的经验教训，以及通用的安全问题。
AP1000的非能动安全系统无需操作员行动，以减轻设计基准事故。这些系统只使用自然力，如重力，自然循环和压缩气体实现自己的安全功能。无泵，风机，柴油机，冷水机组或其他活动的机械时，除了少数简单阀，阀的自动对齐和致动被动安全系统。至提供高可靠性，这些阀设计成在丢失它们的移动位置时保障电力或在收到保障措施启动的信号 - 单招搭载多，质量可靠1E级直流电源电池。非能动安全系统并不需要主动动作并且采取措施的大型网络TY支持系统（交流电源，柴油机，暖通空调，泵冷却水）都需要在典型核的工厂。其结果是，在AP1000的情况下，这些积极的支持系统不再必须是安全的类，以及它们或简化或消除这些类。减少了安全级设备，防震容纳安全级设备所需的1类建筑量也大大减少。事实上，大多数的安全设备的现在可以位于内壳，这样能减少密封穿透。 AP1000非能动性安全系统包括： 1.非能动堆芯冷却系统（PXS） 2.容器孤立
3.非能动容器冷却系统（PCS） 4.主控制室紧急可居住系统 非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动堆芯冷却系统主要表现在出两个主要作用： 安全注入液体及反应堆冷却剂的补充从下列来源： 1.堆芯补水箱（CMTs） 2.蓄电池
3.安全壳内换料贮水箱（IRWST） 4.容器非能动持续循环
非能动余热排出（PRHR）利用了： 1.非能动余热排出热交换器(PRHR HX) 2.IRWST
安全注入源直接连接到两个喷嘴，连接专门用于此目的的反应器管道。这些连接中，有已经在重回路设备中使用过的，降低在冷却水泄漏中溢出冷却剂的可能性。 堆芯补给箱的高压安全注入
堆芯供给水箱（CMTS）是瞬变的而正常的补给系统不足或不可用。两个充满硼酸水的堆芯补给箱（CMTS）在两个平行轨道上面，这样的设计能使堆芯冷却系统（RCS）压力仅仅使用重力以及堆芯冷却系统的温度，高度差作为动力。这些罐被设计为满RCS压力，并且位于在RCS循环管路的上方。 如果水位或压力在加压达到设定低的水平，反应器，以及反应器冷却泵失去作用，在CMT排放隔离阀自动打开。水从CMTS再循环然在反应器容器中靠重力流动。 中压安全注射积蓄系统
与目前的压水堆相比，在冷却液大幅度减少情况（LOCAs）时，积蓄池应该要能立刻能使较高的初始供给水流动至补充反应堆容器下腔室以及降液管下面的RCS开始排污。积蓄池被加压到700PSIG并充满氮气。加压累加器和RCS压力的下降之间的压力差最终通常从隔离蓄电池RCS迫使开放式止回阀。两个累加器在两个平行轨道通过快速加气的容器降液管和下腔室设计为完全中断响应最大的RCS管道。累加器继续递送补充至CMT以维持覆盖堆芯。
IRWST的低压反应冷却供给池
长期通过重力从IRWST注入水，IRWST位于容器内并且在高于RCS的高环路上。此箱的压力值是标准大气压力，在注入前，可能会发生CS减压。 AP1000的自动控制使RCS减压至接近大气压力以降低其压力，在该点处重力使IRWST足以克服小的RCS压力，并在注入管提供IRWST的水至反应器时压力降低。 非能动余热排出
AP1000具有非能动余热排出（PRHR）子系统，防止设备瞬变，阻止从主系统出来的正常热量通过蒸汽发生补给水和蒸汽系统排出。非能动RHR子系统满足美国NRC安全标准在给水泄漏，给水管破坏，蒸汽管破坏这些单一故障可能发生时的认证。
该系统包括非能动RHR热交换器，此交换器由100％的容量IRWST内的水箱构成。此热交换器是连接到反应器冷却剂系统中的天然循环回路。从RCS分离该阀环路阀通常是关闭的，但是如果打开或动力丧失，那么仪表信号丢并且开始控制保护系统。温度之间的不同以及入口热水和出口冷水的温差可以驱动所述自然循环回路。如果反应堆冷却剂泵运行，非能动RHR热交换流会增加。
IRWST是非能动RHR热交换器的散热片。IRWST里储存着充足的水，在水开始沸腾前，它的水容量足够吸收两个小时的衰变热。在水沸腾之后，从IRWST里蒸发出来的水蒸气钢制安全壳壁出冷凝并通过特制的排水沟回流回IRWST。 自动降压系统
自动降压系统（ADS）可以降低反应堆冷却剂系统（RCS）的压力并且保证向堆芯和反应容器低压安全地注入冷却水。当过了设定的阈值后，ADS在堆芯补水箱（CMT）内被激活。ADS由四阶段组成，前三阶段是位于增压器上方的电动阀（MOVs），第四阶段是和反应堆冷却剂系统的热管段相连接的并且由爆破阀控制，爆破阀是由炸药驱动的。三段的电动阀是被放置在并排的六个座上的（一般关闭的两个阀门是串联的）。这些电动阀门是由四取二的激发信号激活的。这个系统的第四个阶段由四个分为两组的大阀门组成，这些阀门可以控制热管端，可以减少气压，确保IRWST内可以通过重力注入水。最后，这就能和安全壳循环池形成一个长期的冷却模式。ADS阀门在堆芯补水箱的控制下可以在一系列设定好的操作中被打开。
自动减压系统（RCS）符合以下的标准：
1.ADS阀门和控制器的可靠性（冗余性和多样性）满足单错误准则以及低概率的堆芯损毁的错误容忍准则。
2.这个设计可以满足实际的需求（比如反应堆冷却系统泄漏以及CVS补水汞的出
错），并且可以提供杂散的仪表信号。由于使用ADS导致的安全壳严重泄漏的概率应该要控制在600年发生一次。这个设计对于小型的冷却液泄漏事故（LOCA），在直径8英寸（20.32cm）一下，堆芯都不能裸露。 安全壳隔离
安全壳隔离是为了防止或者限制因为假定事故导致的裂变产物逸出。在事故发生时，安全壳独立机制设计成这样是为了穿透安全壳边界的流体被隔离。安全壳隔离系统由管道，阀门和安全壳隔离激活设备组成。 在AP600中改善安全壳隔离机制是因为：
1.由于更简易的非能动安全系统，通常的开关穿透被降至百分之50以下。 2.通常产生穿透会危险到安全，穿透的液体会下落到一个封闭的环境。 3.在设计的基本事故的情况下，在安全壳外的未被辐射的水也没有循环。 4.钢制安全壳与混凝土容器相比，有高的完整性的钢制压力容器。
AP1000的非能动冷却系统的作用是在过热和过高气压下保护安全壳，过热和过高的压力可能导致安全壳的破裂以及最后的对于辐射性物质泄漏的保障机制的破坏。 非能动性安全壳冷却系统（PCS） PCS包含以下的组成：
1.在屏蔽建筑中的进气和排气通道
2.位于钢制安全壳与混凝土屏蔽建筑之间的空气挡板
3.非能动安全壳冷却水储存水箱和屏蔽建筑结构在安全壳上是一体的 4.配水系统
5.辅助水箱和已存在的PCS冷却水储存的二次循环泵，为了加热水避免水的冷冻，也是为了维持水的化学性质。 自然循环
PCS在事故发生之后可以有效的冷却安全壳，压力不会再增加，并且压力会快速减少。钢制安全壳本身表面的热传递，可以使热量从安全壳内部散发出来并且排入大气中。热量通过自然循环的空气流排出安全壳，这些空气流是通过外部的屏蔽建筑的环形空间。外面的空气通过准入装置进入内部，这些装置位于屏蔽建筑的上部，在屏蔽栏附近，而水流就在屏蔽建筑的外部。
在安全壳水流的增加下，加热的空气的化学性质驱动着空气流并且最终在屏蔽建筑的顶部达到最热的温度。 冷却水的蒸发
如果需要，在安全壳外部，冷却水的蒸发可以补充空气冷却的功能。由于重力，从外部的安全壳屏蔽装置的上部的水箱里，水可以流动。一般有三个装置是关闭的，如果达到了安全壳的压力阈值， 关闭着的阀门会自动打开开始水循环。水流会经过经过钢制容器的上部，外部，表面，最后从冷却墙上留下这样可以通过蒸发使热量散发。水箱存有足够使用三天的水，每次用完了之后，水箱都会补充一次，在水箱充满之后，比较偏向于从辅助水箱中补充水。如果水箱三天后没有补充，安全壳的压力会增加，但是压力的顶值通过计算只能达到设计的压力的百分之九十。三天之后，空气冷却系统足够去散发掉衰变热量。 在堆芯损坏后的容器保存
AP1000旨在减轻假想的严重事故，例如堆芯熔化。在这种情况下，AP1000操作人员可以采取行动-反应堆cavity淹没-反应堆压力容器周围的空间立即被填充 ，是用安全壳内换料贮水箱（IRWST）的冷却水，在包围反应堆容器的绝缘结构提供了通路，可以使水冷却到达容器内;四处流动底部容器头和成容器的保温墙体环;和泄从反应器内部冷却该容器所得蒸汽。
主要控制室的应急可居住系统
主要的控制室在高辐射的情况下可以孤立出来。主要控制室的应急可居住系统是由一
系列连接到主要控制的空气箱和可供选择的空气输送线组成。
常见的两种线组件包括一个手动隔离阀，一个压力调节阀以及一个流量计量孔口。此系统的目的是提供通风和加压，并且需要在基准事故的情况下，保持多达11人可居住环境的MCR坚持72小时。 经济上的竞争力
商业核发电厂的建设费用必须减少以扩大将来核能的利用。厂房建筑成本的驱动因素有两个，分别是，融资阶段以及在施工过程中需有大量的熟练工艺的技师花费大量的时间的过程。AP1000TM压水反应堆广泛应用厂房模块化的使用以缓解这两个主要驱动因素。
不高的建造费用
从一开始，AP1000旨在减少资本成本和做经济上有竞争力的当代化石燃料发电厂。这需要隔夜降低建设成本和更高效率的施工进度。
AP1000的降低的安全级设备通过使用被动安全系统所需的量。因此，更少地震I类建筑容积须容纳安全设备（约小于一个典型的反应器的45％）。在AP1000的模块化结构设计中，进一步降低了施工进度和施工风险，将工作转移到工厂，更好的质量和成本控制以及是小于那些在施工现场人工成本都是AP1000的优势。这个还允许更多的工作并行地进行。使用重型起重机实现了“开顶”建设方法，这也是有效地减少施工时间的方法。
随着新的计算机建模能力的提升，西屋能够优化建设计划。使施工进度变得十分高效率。
简化的发电厂的设计
AP1000比现有的具有相同发电核电站具有更小的空间容量。发电站的配置提供了安全相关和非安全相关的分离系统，以排除安全相关和非安全相关的设备之间的不利的相互作用。AP1000的安全设计的功能可以被执行。AP1000的发电站有以下所述的主要建筑结构：
1.核岛（满足地震1级） 2.涡轮楼 3.附属楼 4.发电楼
5.核物质废料楼 核岛
核岛的设计满足抗震I类结构要求。建筑的体积是比以前的核电厂设计建筑小得多。