AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
历史
根据美国核管理委员会(United States Nuclear Regulatory Commission 简称NRC)，2002年3月28日，西屋公司向核管会提交了了AP1000的最终设计批准以及标准设计认证的申请。
2004年9月13日获得了NRC授予的最终设计批准（Final Design Approval）。
核管会于2005年12月14日投票通过了AP1000标准核电站的最终设计认证条例（Final design certification rule)，并于2006年1月23日获得签署。
直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000设计控制文案（Design control document）的第18次修改。
根据《科学美国人》（Scientific American）的报道，核管会估计会在2011年9月完成对AP1000的整体设计认证。
按照西屋公司的预期，2016年美国会开始建造AP1000型核电站，这将会是美国自20世纪70年代以来首次恢复核电站的建设。
设计规范
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为 预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：
（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显着提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。
（3）严重事故预防与缓解措施
AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：
堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。
为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。
针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。
针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。
对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。
对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的 两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。
针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
（4）仪控系统和主控室设计
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的 计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
（5）建造中大量采用模块化建造技术
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。
通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。美国西屋电气公司在中国核电招标中成功竞标，将向中国进行技术转让，建设4台核电机组。西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示，西屋的 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”。
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。
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。这样既进一步提高了核电站的安全性，同时也能显着降低核电机组建设以及长期运营的成本。
西屋公司提供的技术材料称，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。西屋预计，中国的4台核电机组将于2013年建成发电。
中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。在美国本土，计划中将要建设的18台核电机组中，已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。他说：“西屋非常高兴这次中国也选择了AP1000。现在能够进军中国核电市场对于西屋意义重大，我们致力于和中国核电市场发展长期、互利的合作关系。”
西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头，早在1957年就开发出了全球首个压水反应堆。全球超过40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋批准利用其设计基础建造的。
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，显着提高发电功率，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。
主要特点
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 2.5×10- 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 2,500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。
发展更新
1、核电站核岛筏基，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。
2、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。
3、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。
4、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，达到世界一流水平，大幅降低了主管道的采购成本。
5、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，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。
中国制造
2012年10月8日，代表核电领域最高水平的世界首台AP1000三代125万千瓦等级核电汽轮机最后一套低压内缸在秦皇岛重装基地顺利装船起运，发往浙江三门核电站。由哈电集团哈尔滨汽轮机厂有限责任公司生产的这套设备，向世界展示了我国电力装备制造的先进水平，实现了“中国制造”的大跨越。
哈电集团秦皇岛重装基地启运的三门核电1号机三套低压内缸，采用了当前世界最先进的总装方式，首次引进了tccs系统(汽轮机间隙测量控制系统，主要靠激光和靶球的专用工装对汽轮机转子和静子汽封之间的径向间隙进行测量计算)进行汽轮机通流间隙的测量。为了防止人为操作失误和吊车行车时的振动影响，所有的tccs测量工作都选择晚上进行；为了确保数据的准确性，每套缸基本上要经历4次tccs测量、解体和装配以及数据反复核对工作。不仅如此，为了确保首台ap1000汽轮机的装配质量，在完成 tccs最终测量调整后，担负总装任务的汽轮机公司总装工人们还采用传统的压铅丝方法，重新对汽轮机的通流间隙进行测量，验证tccs调整数据的可靠性和准确性，同时也为后序机组全面使用tccs进行了科学验证。
2014年9月13日上午9时38分，首个国产AP1000模拟组件在中核包头核燃料元件股份有限公司(简称中核包头公司)制造完成。
中核包头公司AP1000燃料元件生产线2012年3月28日开始建设，历经两年时间完成了生产线基础建设，历经半年时间完成设备的安装、调试及单体试车。2013年11月，生产线开始设备合格性鉴定及工艺开发工作，到首个AP1000模拟组件制造完成，历时9个月的时间。
测试成功
2016年5月26日全球首台AP1000机组三门核电1号机组于当天凌晨1时47分完成了一回路水压试验（也称冷试）。对于此前因主泵问题屡屡拖期的三门1号机组而言，冷试成功是一个重要节点，为后续热试、装料及并网发电打下了基础，也有望进一步消除后续AP1000项目、大型先进压水堆核电站CAP1400示范工程获批开工的现实障碍。
核岛一回路是核电站的热源，通过裂变反应产生巨大热能，传导给二回路转化为电能。一回路水压试验是核电站核岛主设备完成安装后，对核岛一回路设备质量、管道安装质量进行的强度试验。简单来说，一回路水压试验，是为了在未装载核燃料的情况下，让一回路承受试验高压，以检查是否跑冒滴漏、存在安全隐患。比如一回路的工作压力大约为15.5兆帕，为确保可靠性，一回路设备的设计压力需达到约17兆帕。在冷试时用来考验一回路的压力要远高于设计压力，达到约22兆帕。
冷试最主要的过程，就是将一回路的压力逐渐升高至试验压力约22兆帕，并逐渐下降的过程。
5月25日22时54分，三门1号机组启动水压试验泵，开始一回路水压试验，历经7.0兆帕、12.0兆帕、16.0兆帕升压平台后，于5月26日1时37分达到21.6兆帕最高压力平台，并成功保压10分钟，随后于1时55分开始降压，2时16分降压至17.75兆帕平台，各平台泄漏检查满足验收准则要求。10时30分，试验压力降至常压。至此，AP1000全球首堆一回路水压试验完成。
作为全球首台AP1000机组，三门1号机组的一回路水压试验首次启动了屏蔽电机主泵，并且进行多达1700多条焊缝检查。
所谓冷试，其实不“冷”。水压试验前，冷试中一回路处于常温状态，但冷试开始后，一回路的水温要保持在约54到60摄氏度。但与后续热试中约300摄氏度的高温相比，的确较“冷”。热试是核燃料装载前的一次“总彩排”，在不装载核燃料的情况下，主要模拟核电厂实际运行时的温度、压力和流量状态，并进行系统联调试验和预期运行事件试验，以检验机组主要系统是否满足核电厂运行要求。
三门1号机组冷试之所以备受瞩目，是因为其作为全球首台AP1000核电机组，工期曾因主泵问题一拖再拖，一定程度上这也导致中国后续AP1000项目，以及采用自主知识产权核电技术、大型先进压水堆核电站CAP1400示范工程获批受阻。冷试成功意味着三门依托项目距离并网发电又近了一步，也进一步消除了上述项目获准开工的现实障碍。
主泵被誉为核电站的“心脏”。三门核电1号机组采用4台美国EMD公司制造的屏蔽主泵，其功能是输送反应堆冷却剂，使其完成在反应堆堆芯、冷却剂环路、蒸汽发生器之间的循环，具有转动惯量大、可靠性高、维护保养工作少的特点。AP1000屏蔽主泵制造工艺复杂，材料和精度要求高，此前在研发、制造、出厂试验、现场安装过程中出现了较多问题。对此，三门核电、西屋联队和国家核电投入了大量人力物力，最终于2016年3月1日完成主泵的现场安装工作。5月22日19时22分，全球首台AP1000核电机组——三门核电1号机组首台主泵首次点动完成。1