冷却剂系统内循环流动，连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二回路。反应堆冷却剂循环过程是在封闭的回路中进行的。核主泵由电动机驱动，为了防止已经切断电源的泵倒转，每台电机内设有防逆转装置。核主泵的可靠性直接影响到核反应堆的安全运行。按美国机械工程学会（简称ASME）的安全等级分类标准，核主泵属于核安全I级，质保Ql级，抗震I类。 AP1000核主泵是主回路中唯一能动部件，为屏蔽电机泵，由美国电气机械公司（简称美国EMD）提供。该泵由水力部件和电机部件两部分组成。水力部件主要是由泵壳、叶轮和导叶等零部件组成的混流式泵，泵和电机之间由热屏隔离堆芯冷却剂的高温，见图3。
电机是一种专门设计的单绕组、四极、三相、屏蔽套式感应电机，采用60Hz电源，由变频器启动和运行；电机主要部件包括：水润滑轴承、屏蔽套、飞轮、定子绕组及冷却装置。与以往采用的轴封式主泵不同，在它的轴上带有一个转动惯量很大的飞轮。屏蔽泵电机壳体及用镍基合金材料屏蔽的转子和定子均是一回路介质的压力边界。为避免一回路带有放射性水的外泄，对零部件的加工焊接和装配以及石墨润滑轴承、陶瓷密封端子要求极高，而且必须在1：1的试验回路上进行试验，在各种性能都能满足AP1000核电站要求后，才能正式投入产品的生产。 AP1000核主泵设计压力17.1MPa，设计温度343℃，总高6.69m，总质量83.68t，泵设计流量17886m3/h，压头111.3m，转速1800r/min。 2.国产化情况
AP1000的核主泵是屏蔽泵，是美国EMD独自开发用于AP1000的主泵。与以往的轴封式主泵相比，其加工精度高、配件均是非商品级的，国产化难度较大。由于AP1000核主泵还没有原型，国内厂家更是缺乏相关技术和制造经验，需要等美国EMD完成制造并经鉴定合格后才能转让技术和培训，国内制造厂家尚需要进行相应的技术改造，国内主泵技术受让单位为沈鼓与哈电，国产化目标为在第四台核电机组上至少有2台国产屏蔽泵参与机组运行。
2008年3月，沈鼓、哈电分别与美国EMD签订了2台国产核主泵分包制造合同，这是AP1000屏蔽主泵逐步实现国产化的重要里程碑，标志着AP1000屏蔽主泵国产化已进入了实施阶段。2008年，沈鼓、哈电最终通过了ASME授权检验机构进行的ASME N及NPT认证。哈电、沈鼓在美国EMD的指导下，已开始部分设备的采购，并确保所采购的“缺口”设备在性能上满足AP1000核主泵生产的要求。目前，哈电AP1000核主泵电机制造厂房已基本建成，沈鼓的核主泵厂房也已进行施工，计划2011年1月投入使用。2010年6月，一重与沈鼓等单位已经开始了AP1000主泵泵壳合作研制相关工作。
四、主管道
1.结构
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部件。AP1000主管道不同于第二代核电站采用的铸造不锈钢管，采用的是整体锻造、加工、弯管的不锈钢管道，这要求有更多的不锈钢水，其冶炼、浇铸、铸造、热处理、深孔加工和弯管等工艺都有较大难度。
2.国产化情况
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。目前，AP1000主管道研制厂家主要有渤海船舶重工有限责任公司（以下简称渤船重工）、一重、二重、上重和吉林中意核管道制造有限公司（以下简称吉林中意），自主化取得较大进展，钢锭化学成份完全满足西屋公司的技术要求。通过主管道科研攻关，国内大型超纯净奥氏体不锈钢电渣锭技术已达到国际领先水平（国内2007年以前的电渣锭技术最大为45吨水平，现在可
以达到150吨水平）；AP1000主管道冷弯管核心技术取得突破，目前已达到国际同步水平；超低碳纯净不锈钢基础性理论研究和认识已接近世界同步水平。渤船重工、二重、上重研制的全尺寸主管道模拟件已成功；吉林中意完成了主管道模拟件弯制。
目前，国家核电技术公司与二重、渤船重工、吉林中意分别签定了三门1#、海阳1#、三门2#、海阳2#和一套备用主管道采购合同。2010年1月11日，国家核电技术公司与二重签订了三门1#、海阳1#国产化主管道采购合同。2010年5月18日，国家核电技术公司组织专家组对二重承担的AP1000核电主管道热段试制件进行了评审，一致认为二重研制的AP1000主管道各项检验、试验数据全部满足技术规格书和图纸要求，通过技术鉴定。渤海重工承担的三门2#、海阳2#主管道，其锻件分包商鞍重的质保体系尚未通过国家核安全局和国核工程公司的审查。2010年5月24日，在国家核电技术公司组织召开的质量鉴定评审会上，评审组一致认为：吉林中意研制的AP1000主管道热段模拟件满足技术规格书的要求，有能力承担AP1000核电站成套主管道设备的制造；吉林中意承担的备用主管道供货合同近日将正式启动，锻件采购已开始。
五、爆破阀
1.结构
爆破阀是AP1000核岛的组成部件，其中的驱动装置是由炸药爆炸切断原来密闭的管道封板，以满足应急打开要求，对核岛实施保护作用，主要用于核电站第四级自动卸压系统、低压安注系统以及安全壳再循环系统中。其主要工作原理是在严重事故工况下，通过开启阀门信号触发爆破单元，产生的高压气体推动阀门中的活塞运动，切断阀门通径的盲管，冷却水即可进入堆芯进行冷却。爆破阀能够有效缓解和预防严重事故，可减少核电机组安全设备数量，改善机组安全性和经济性，是AP1000核电机组的技术亮点之一。每台机组中有12台三种规格、两种口径和两种压力参数的爆破阀。 2.国产化情况
此次是从美国SPX引进爆破阀技术，通过引进消化吸收，争取实现从设计、制造、检测到实验等各方面技术的国产化。
AP1000爆破阀研制厂家主要有中核苏阀科技实业股份有限公司（简称中核苏阀）和陕西应用物理研究所（简称213所），这两家单位已开展了大量实质性工作，已经被美国SPX公司认定为指定用户。国家核电技术公司明确由中核苏阀和213所首批完成山东海阳2#12台爆破阀的国产化任务，此后将采取市场竞争方式进行。目前，中核苏阀已获得ASME颁发的“N”和“NPT”证书；SPX公司和西屋公司对中核苏阀进行了联合质保审查。中核苏阀和213所已与SPX公司签订了关于分包海阳2#12台爆破阀的谅解备忘录。目前正在进行分包合同商务条款的谈判工作。
此外，哈尔滨电站阀门有限公司也将参与爆破阀的国产化工作，中方将派遣3～4名工程师参与SPX爆破阀QME试验计划的开发及其它设计任务。大连大高阀门有限公司和山西江淮重工也有一定的基础，已向国家核电技术公司提出申请拟参与此项工作，大连大高阀门有限公司也已取得ASME“N”和“NPT”钢印资质。
六、堆芯补水箱
1.结构
堆芯补水箱是AP1000所具有的三个非能动水源之一（其他两个为安注箱和安全壳内换料水贮存箱）。堆芯补水箱功能为：当冷却剂装量丧失时将水注入反应堆冷却剂系统（RCS），而RCS 中的蒸汽（如果冷段产生空泡）或水（如果冷段是液体的）则流入堆芯补水箱以取代冷
的注入水。堆芯补水箱子系统仅有的控制部件是并联气动阀（AOVS），位于堆芯补水箱的两条流出管道上，在正常运行时关闭，事故情况下打开。另外，堆芯补水箱每条出口管道上还布置有止回阀，这些阀门正常时处于开启状态。根据RCS的状态，堆芯补水箱内的含硼水有两种注入模式：失水事故下，冷段处于充满水的状态，堆芯补水箱的运行方式为热水／冷水自然循环方式；失水事故下，冷段的水已经汽化，堆芯补水箱的运行方式为蒸汽／冷水自然循环方式。 2.国产化情况
目前，国内堆芯补水箱生产厂家主要有哈电重装和上电。哈电重装已配备两套变位机和两台马鞍形自动焊机，持HAF证焊工19人，有5人已按ASME要求进行了吊耳焊接的焊工评定，无损检验NDE人员（民用核证有41人证，ASME核证有29人证）。上电已能够满足堆芯补水箱的生产要求，目前持HAF证焊工57人，ASME核证有14人证，无损检验NDE人员（民用核证有25人证，ASME核证有15人证）。
七、稳压器
1.结构
AP1000稳压器采用电加热立式圆筒形结构设计。稳压器上封头为半球形，与筒体等厚。上封头设有一个人孔、一个喷雾接管、两个安全阀接管；下封头中央为波动管接管以及五组直插式电加热器。通常电加热器与其套管之间采用机械密封，便于拆装；稳压器下筒体内还设置上下隔板，作为电加热器横向支承。稳压器设计压力17.1Mpa，设计温度360℃，总高15420mm，内部容积59.47m3，总电功率1600kW。
AP1000稳压器示意图
2.国产化情况
目前，我国承担AP1000稳压器的生产厂家分别为上海电气和东方电气。三门1#和2#稳压器的生产厂家为上海电气，海阳1#和2#稳压器的生产厂家为东方电气。上海电气的稳压器锻件主要由上海重型机器厂有限公司提供，另外，上海电气还在二重集团订购了一套稳压器锻件的备件。东方电气的稳压器锻件主要由意大利IBR公司提供。目前，稳压器上封头和上、下筒体制造已经没有太大问题，但是在下封头和中筒体制造方面还存在一定困难。2010年4月3日，二重集团成功锻出三门核电站稳压器上、下封头；2010年5月，三门核电1号机组的首批AP1000稳压器喷淋阀（PV63）在制造商美国fisher工厂完成组装，开始试验，试验共进行了水压试验、阀座泄漏试验、填料密封试验和动作试验等项目，结果合格。
八、堆内构件
1.结构
堆内构件是反应堆压力容器内支承堆芯的结构部件。堆内构件由上部构件和下部构件两部分组成，主要材料是300系列的奥氏体不锈钢。上部堆芯支承部件由上部支承板、上堆芯板、支撑柱和导向筒组成，下部堆芯支承部件由吊兰同体、下部堆芯支承板、堆芯二次支承、涡流抑制板、堆芯围筒、径向支承键及相互附属部件组成。
AP1000反应堆上部堆内构件
AP1000反应堆下部堆内构件
2.国产化情况
AP1000堆内构件结构与二代加堆内构件结构差别较大，国产化难度大。目前，国内堆内构件的生产厂家只有上海电气，承接三门2#和海阳2#堆内构件制造任务，目前还处于准备阶段，尚未投产。三门1#和海阳1#由西屋公司承制，其中三门1#由西屋公司核部件制造厂（NCMD）加工，目前进展顺利，海阳1#由西屋转包给斗山加工。
九、控制棒驱动机构
1.结构
控制棒驱动机构是操纵控制棒升、降的机构，控制反应堆反应性，是反应堆安全运行极其重要的部件。压水反应堆中控制棒驱动机构一般采用磁力提升式，它由磁轭、耐压壳、内部组件、驱动轴以及位置指示器5部分组成。磁轭部件有3个工作线圈，即提升线圈、传动线圈和保持线圈，耐压壳部件包括密封壳和位置指示器套管；内部部件由钩爪部件、套管轴、磁极、衔铁及缓冲轴等组成；驱动轴主要包括环形杆和上、下光杆；位置指示器由位置指示器线圈及外套组成。驱动机构装在反应堆压力容器的顶盖上的接管之中，并用“Ω”焊封。 2.国产化情况
AP1000控制棒驱动机构由于材料要求高、驱动杆细长、加工复杂等原因，国产化难度也较大。目前 ，国内AP1000控制棒驱动机构的生产厂家只有上海电气，承接的是三门2#和海阳2#控制棒驱动机构制造任务，目前正在做前期准备工作。三门1#和海阳1#由西屋公司承制，由NCMD生产。
十、钢制安全壳
钢制安全壳容器也是APl000的专有设备之一，目前，国内生产厂家只有山东核电设备公司一家，承接的是三门2#、海阳1#、海阳2#钢制安全壳制造任务，西屋公司承接的是三门1#钢制安全壳制造任务，但是又反包给山东核电设备公司。山东核电设备公司，已获得ASME证书，并已于2008年5月建成投产。
（国家能源局能源节约和科技装备司）
中国一重研制成功百万千瓦级反应堆压力容器
由中国一重(6.19,-0.06,-0.96%)承制的我国首台完全自主化红沿河核电站1号机组核反应堆压力容器，各项技术指标全部满足要求，于2010年12月18日完工发往辽宁红沿河，这是我国二代改进型核电自主化建设重点依托项目、完全自主化的百万千瓦核岛主设备首次投入运营。 核反应堆压力容器是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站寿命期内绝对安全可靠。红沿河核电站1号机组核反应堆压力容器的研制成功，标志着我国百万千瓦级核岛主设备的制造经过独立研发、自主创新，已完全实现国产化，达到了国际先进水平，具备了为我国核电建设标准化、批量化、规模化发展提供成套装备的能力，有效地保
证了我国核电产业发展的安全，扭转了我国核电重大技术装备所需关键设备和大型铸锻件受制于人的局面。
在红沿河1号机组反应堆压力容器研制过程中，中国一重创造了我国核电装备制造史上的多项第一，比如，第一台国内拥有完全自主知识产权的百万千瓦级反应堆压力容器；第一次完全实现了核反应堆压力容器所用锻件国产化，并均由中国一重自行研制。
我国百万核电技术CP1000研发历程
CP1000：持续创新铸就自主品牌
1987年，我国大陆第一座百万千瓦级大型商用核电站大亚湾核电站开工建设，由法方承担所有核电设计与设备供货。自此，中核集团核二院(中国核电工程有限公司前身)、中国核动力院等派出了大量技术人员，开始消化、吸收再创新二代核电技术。
“二代改进型百万千瓦核电技术CP1000，是在法国M 310核电技术的基础上，经消化、吸收、持续改进和创新之后创出来的，是中国核电建设实践集大成的结果。”叶奇蓁说，“此前，我国自主设计建设了30万千瓦和60万千瓦压水堆核电机组，如今也具备了自主设计建设百万千瓦级压水堆核电机组和持续改进的能力。”
CP1000在原法国M310核基础上共实 施了以“177堆芯”、“单堆布置”和“双层安全壳”三大改进为代表的22项重要改进。比如，堆芯是整个核电站的核心所在。CP1000反应堆采用的是“177堆芯”，M 310为“157堆芯”。虽然数字上看只相差20，但承担此项工作的中国核动力研究设计院用了10余年的时间才完成了这个堆芯设计。
经过持续创新之后，核电站的核心变了，内部结构也不一样了，外形就更是有了很大的改变。叶奇蓁由此指出：“CP1000是我国拥有自主知识产权的一种新的核电堆型。” 设备国产化超80%
由中核集团中国核电工程公司、中国核动力研究设计院和国家环保部核与辐射安全中心等三家单位共同完成的CP1000技术，是在现有二代核电技术基础上，以成熟技术为基础设计开发的，具有安全性、成熟性、经济性和一定的先进性。据叶奇蓁介绍，CP1000堆芯技术可使发电功率提高5%～10%，从而提高经济性。同时也降低了堆芯内的功率密度，提高了核电站的安全性。
而“单堆布置”是指CP1000核电技术可以一次建设一台核电机组，这使得CP1000在厂址选择、电力需求、投资成本等条件上更具灵活性和适应性。
特别是“双层安全壳，即CP1000核电技术是在普通核电站的安全壳外再新建一层安全壳，两个安全壳之间采用负压设计“即便有放射物能够穿过第一层安全壳，也无法排到第二层安全壳外。”
另外，CP1000采用18个月换料，60年设计寿命，这都是三代核电的标准。同时，CP1000主要设备的国产化率可达到80%～85%。
作为国产化二代改进型核电机组，CP1000是安全、可靠、成熟的核电站。安全性、成熟性、经济性和一定的先进性，这是在审评会上专家们对CP1000的一致评定结果。因此，CP1000对进一步提高我国核电自主化水平，为实现具有自主知识产权的百万千瓦级核电机组出口，开拓国际核电市场创造了基本条件。 为“大核电”走向世界奠定基础
早在上世纪90年代，秦山二期核电站建设期间，韩国人来到中国竞标核电主设备，中国核