歷史
資料圖2004年9月13日獲得了NRC授予的最終設計批准（Final Design Approval）。
核管會於2005年12月14日投票通過了AP1000標準核電站的最終設計認證條例（Final design certification rule)，並於2006年1月23日獲得簽署。
直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000設計控制文案（Design control document）的第18次修改。
根據《科學美國人》（Scientific American）的報導，核管會估計會在2011年9月完成對AP1000的整體設計認證。
按照西屋公司的預期，2016年美國會開始建造AP1000型核電站，這將會是美國自20世紀70年代以來首次恢覆核電站的建設。
設計規範
AP1000為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統採用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為 預應力混凝土，內層為鋼板結構。AP1000主要的設計特點包括：
（1）主迴路系統和設備設計採用成熟電站設計
AP1000堆芯採用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel4號機組、Tihange 3號機組等得到套用；燃料組件採用可靠性高的Performance+；採用增大的蒸汽發生器（D125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發生器相似；穩壓器容積有所增大；主泵採用成熟的禁止式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環路壓力容器相似，取消了堆芯區的環焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可線上測量。
（2）簡化的非能動設計提高安全性和經濟性
AP1000主要安全系統，如餘熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等，均採用非能動設計，系統簡單，不依賴交流電源，無需能動設備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內，避免放射性釋放。
在AP1000設計中，運用PRA分析找出設計中的薄弱環節並加以改進，提高安全水平。AP1000考慮內部事件的堆芯熔化機率和放射性釋放機率分別為5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，遠小於第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
簡化非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件，與正在運行的電站設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%，35%，80%，70%和45%。同時採用標準化設計，便於採購、運行、維護，提高經濟性。西屋公司以AP600的經濟分析為基礎，對AP1000作的經濟分析表明，AP1000的發電成本小於3.6美分/kWh，具備和天然氣發電競爭的能力。AP1000隔夜價低於1200美元/千瓦（包括業主費用和廠址費用）。
（3）嚴重事故預防與緩解措施
AP1000設計中考慮了以下幾類嚴重事故：
堆芯和混凝土相互反應；高壓熔堆；氫氣燃燒和爆炸；蒸汽爆炸；安全殼超壓；安全殼旁路。
為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器和混凝土底板發生反應，AP1000採用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內設計（IVR）。在發生堆芯熔化事故後，將水注入到壓力容器外璧和其保溫層之間，可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設計時已進行過IVR的試驗和分析，並通過核管會的審查。對於AP1000，這些試驗和分析結果仍然適用，但需作一些附加試驗。由於採用了IVR技術，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免了堆芯熔融物和混凝土底板發生反應。
針對高壓熔堆事故，AP1000主迴路設定了4列可控的自動卸壓系統（ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗餘多樣的卸壓措施，能可靠地降低一迴路壓力，從而避免發生高壓熔堆事故。
針對氫氣燃燒和爆炸的危險，AP1000在設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統逸出的通道遠離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼璧的威脅。同時在環安全殼內部布置冗餘、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫複合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。
對於蒸汽爆炸事故，由於AP1000設定冗餘多樣的自動卸壓系統，避免了高壓蒸汽爆炸發生。而在低壓工況下，由於IVR技術的套用，堆芯熔融物沒有和水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發生。
對於由於喪失安全殼熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統的 兩路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處於故障安全位置，同時設定一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性。事故後長期階段僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內的熱量，有效防止安全殼超壓。由於採用了IVR技術，不會發生堆芯熔融物和混凝土底板的反應，避免了產生非凝結氣體引起的安全殼超壓事故。
針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進安全殼隔離系統設計、減少安全殼外LOCA發生等措施來減少事故的發生。
（4）儀控系統和主控室設計
AP1000儀控系統採用成熟的數位化技術設計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統和信息提供、操作避免發生共模失效。主控室採用布置緊湊的 計算機工作站控制技術，人機接口設計充分考慮了運行電站的經驗反饋。
（5）建造中大量採用模組化建造技術
AP1000在建造中大量採用模組化建造技術。模組建造是電站詳細設計的一部分，整個電站共分4種模組類型，其中結構模組122個，管道模組154個，機械設備模組55個，電氣設備模組11個。模組化建造技術使建造活動處於容易控制的環境中，在製作車間即可進行檢查，經驗反饋和吸取教訓更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模組建造大量減少了現場的人員和施工活動。
通過與前期工程平行開展的按模組進行混凝土施工、設備安裝的建造方法，AP1000的建設周期大大縮短至60個月，其中從第一罐混凝土到裝料只需36個月。美國西屋電氣公司在中國核電招標中成功競標，將向中國進行技術轉讓，建設4台核電機組。西屋公司總裁兼執行長史睿智先生接受新華社記者採訪時表示，西屋的 AP1000核電技術是目前唯一一項通過美國核管理委員會最終設計批准的“第三代+”核電技術，“這是目前全球核電市場中最安全、最先進的商業核電技術”。
AP1000是一種先進的“非能動型壓水堆核電技術”。用鈾製成的核燃料在“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起鏇轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。採用這一原理的核電技術就是壓水堆核電技術。
AP1000最大的特點就是設計簡練，易於操作，而且充分利用了諸多“非能動的安全體系”， 比如重力理論、自然循環、聚合反應等，比傳統的壓水堆安全體系要簡單有效得多。這樣既進一步提高了核電站的安全性，同時也能顯著降低核電機組建設以及長期運營的成本。
西屋公司提供的技術材料稱，AP1000在建設過程中，可利用模組化技術，多頭並進實施建設，極大地縮短了核電機組建設工期。AP1000從開工建設到載入原料開始發電，最快只需要36個月，建設成本方面的節約優勢明顯。西屋預計，中國的4台核電機組將於2013年建成發電。
中國在美國、 法國、俄羅斯等投標方中認真比較後選擇西屋的核電技術。在美國本土，計畫中將要建設的18台核電機組中，已經有至少12個確定選擇AP1000技術為設計基礎。他說：“西屋非常高興這次中國也選擇了AP1000。現在能夠進軍中國核電市場對於西屋意義重大，我們致力於和中國核電市場發展長期、互利的合作關係。”
西屋公司是全球壓水反應堆核電技術的龍頭，早在1957年就開發出了全球首個壓水反應堆。全球超過40%的運營核電機組都是由西屋建造或經西屋批准利用其設計基礎建造的。
AP1000是西屋在AP600技術的基礎上延展開發的。AP600以“非能動性”為特點的設計最早始於1991年，西屋當初試圖將核電站技術從經濟效益和安全水平兩方面都提升到一個新高度，保持自己在核電領域的技術領先優勢。AP600在1998年獲得美國核管會的“最終設計批准”，但隨著世界電力市場的不斷變化，核電新的目標電價降至每度3美分，AP600已無法滿足這個要求。為此西屋啟動了AP1000的開發工作，目標是更便宜、更安全、更高效的核反應堆技術，以提升其在核電市場的競爭力。
由於AP1000脫胎於AP600，因此研發進程大大加快，通過設計改進達到增容目的，顯著提高發電功率，同時又保持了原有系統的安全性和簡潔性。從AP600到AP1000，經過了15年的開發和完善。史睿智特意提到，在多年的開發工作中，不少中國 工程技術人員也參與其中。
AP1000作為當今核電市場最具競爭力的技術，套用到中國核電機組建設中，“對於中美雙方是真正的雙贏合作”。中國將依託先進核電技術，更好地滿足日益增加的能源需求。而與中國合作，一方面為美國創造大量就業崗位，同時也為美國的產品、技術和服務出口提供了良機。
主要特點
1、世界市場現有的最安全、最先進、經過驗證的核電站(保守機率風險評估 (PRA):堆芯損毀機率為可忽略不計的 2.5x10- 7)；
2、唯一得到美國核管會最後設計批准（FDA）的新三代+核電站；
3、基於標準的西屋壓水反應堆(PWR)技術，該技術已實現了超過 2,500反應堆年次的成功的運營；
4、1100 MWe設計，對於提供基本發電負荷容量很理想；
5、模組化設計，有利於標準化並提高建造質量；
6、更經濟的運營(更少的混凝土和鋼鐵，更少零部件和系統，意味著更少的安裝、檢測和維護)；
7、 更簡便的運營(配備行業最先進的儀表和控制系統)；
8、 符合美國用戶要求檔案（URD）對新一代商用反應堆的要求。
發展更新
1、核電站核島筏基，大體積混凝土，一次性整體澆注技術
2009年3月31日14時06分，世界上首台AP1000核電機組三門核電站一號機組核島第一罐混凝土澆注順利完成，4月20日混凝土養護取得成功。這是世界核電站工程建設中首次成功採用核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注的先進技術，中國成為首個成功掌握此項技術的國家。核電站核島筏基是核反應堆廠房的基礎部分，其大體積混凝土一次性整體澆注，可以實現核電站核島基礎的一次整體成形，具有無接口、防滲好等技術優點，特別適合安全性能要求較高的核電施工。但由於澆注後的養護是難點，一直是施工的一大技術難題。該項技術的成功實施，可以有效縮短工期，將為未來第三代核電的批量化建設帶來巨大的經濟價值。
2、核島鋼製安全殼底封頭成套製造技術
2009年12月21日15時28分，三門核電站一號機組核島鋼製安全殼底封頭成功實現整體吊裝就位，這一底封頭的鋼材製造、弧形鋼板壓制、現場拼裝焊接、焊接材料生產、整體運輸吊裝等都是由中國企業自主承擔完成的。AP1000首次採用在核電站反應堆壓力容器外增加鋼製安全殼的新技術。鋼製安全殼是AP1000核電站反應堆廠房的內層禁止結構，是非能動安全系統中的重要設備之一。AP1000鋼製安全殼底封頭鋼板的典型特徵是大尺寸、多曲率、高精度，採用整體模壓一次成型技術，尚屬世界性難題。中方企業攻克了一系列世界性的技術難題和工藝難關，提升了我國核電裝備製造和相關材料研製的水平。
3、模組化設計與製造技術
2009年6月29日，三門核電站一號機組核島最大的結構模組CA20模組成功吊裝就位，開啟了中國核電站工程模組化建造的新時代。CA20模組的工廠化預製和現場拼裝、組焊、整體吊裝的順利完成，標誌著AP1000技術的模組化設計和施工的先進理念已經從理論變成了現實。CA20模組是AP1000的最大一個結構模組，長20.5米，寬14.2米，高20.7米，近7層樓高，由18個房間構成，包括32個牆體子模組和40個樓板子模組，結構總重達749噸，加上吊具等起吊總重量達到968噸，相當於700多輛小汽車的重量。使用模組化建造方法，可以實現核電站核島工程建設中的土建和安裝的交叉施工，能大大縮短核電站的工程建設周期。通過模組的工廠化預製，可有效提高工程建造的質量。
4、主管道製造關鍵技術
2010年1月11日，中國AP1000自主化依託項目國產化主管道採購契約在 北京簽訂。國核工程公司與中國第二重型機械集團公司( 德陽)重型裝備股份公司簽訂了主管道採購契約。核電站主管道是連線反應堆壓力容器和蒸汽發生器的大厚壁承壓管道，是 核蒸汽供應系統輸出堆芯熱能的“大動脈”，是 壓水堆核電站的核一級 關鍵設備之一。AP1000機組採用了超低碳控氮不鏽鋼整體鍛造技術，材質要求高、加工製造難度大，堪稱目前世界核電主管道製造難度之最。AP1000主管道是中國AP1000自主化依託項目中唯一沒有引進國外技術的核島關鍵設備。中國二重集團等國內多家企業通過為時兩年的科研攻關，自主突破了AP1000主管道製造的 技術難關，製造的主管道1：1模擬件綜合技術指標已完全符合美國西屋公司的設計技術標準，達到世界一流水平，大幅降低了主管道的採購成本。
5、關鍵設備大型鍛件製造技術
2009年12月22日， 中國一重承擔的三門核電站2號機組蒸汽發生器管板鍛件研製取得成功，在先前實現AP1000核島反應堆壓力容器鍛件完全國產化的基礎上，再次實現了蒸汽發生器鍛件的完全國產化，一舉攻克了制約我國核電發展的重大技術難關，大幅提升了中國核電裝備製造的整體水平和技術能力，打破了國外企業在高端大型鑄鍛件市場的壟斷。以前中國的大型鑄鍛件企業因製造能力和技術上的差距，使國內高端大型鑄鍛件市場和技術被國外巨頭 壟斷，尤其是在核電大型鑄鍛件上，國外更是實行技術封鎖。除大型鍛件外，反應堆壓力容器、蒸汽發生器、主泵、主管道、鋼製安全殼等核島關鍵設備國產化工作均取得實質性進展，確保了中國後續三代核電批量化、規模化發展。
中國製造
2012年10月8日，代表核電領域最高水平的世界首台AP1000三代125萬千瓦等級核電汽輪機最後一套低壓內缸在秦皇島重裝基地順利裝船起運，發往浙江三門核電站。由哈電集團哈爾濱汽輪機廠有限責任公司生產的這套設備，向世界展示了我國電力裝備製造的先進水平，實現了“中國製造”的大跨越。哈電集團秦皇島重裝基地啟運的三門核電1號機三套低壓內缸，採用了當前世界最先進的總裝方式，首次引進了tccs系統(汽輪機間隙測量控制系統，主要靠雷射和靶球的專用工裝對汽輪機轉子和靜子汽封之間的徑向間隙進行測量計算)進行汽輪機通流間隙的測量。為了防止人為操作失誤和吊車行車時的振動影響，所有的tccs測量工作都選擇晚上進行;為了確保數據的準確性，每套缸基本上要經歷4次tccs測量、解體和裝配以及數據反覆核對工作。不僅如此，為了確保首台ap1000汽輪機的裝配質量，在完成 tccs最終測量調整後，擔負總裝任務的汽輪機公司總裝工人們還採用傳統的壓鉛絲方法，重新對汽輪機的通流間隙進行測量，驗證tccs調整數據的可靠性和準確性，同時也為後序機組全面使用tccs進行了科學驗證。
2014年9月13日上午9時38分，首個國產AP1000模擬組件在中核包頭核燃料元件股份有限公司(簡稱中核包頭公司)製造完成。
中核包頭公司AP1000燃料元件生產線2012年3月28日開始建設，歷經兩年時間完成了生產線基礎建設，歷經半年時間完成設備的安裝、調試及單體試車。2013年11月，生產線開始設備合格性鑑定及工藝開發工作，到首個AP1000模擬組件製造完成，歷時9個月的時間。
測試成功
測試核島一迴路是核電站的熱源，通過裂變反應產生巨大熱能，傳導給二迴路轉化為電能。一迴路水壓試驗是核電站核島主設備完成安裝後，對核島一迴路設備質量、管道安裝質量進行的強度試驗。簡單來說，一迴路水壓試驗，是為了在未裝載核燃料的情況下，讓一迴路承受試驗高壓，以檢查是否跑冒滴漏、存在安全隱患。比如一迴路的工作壓力大約為15.5兆帕，為確保可靠性，一迴路設備的設計壓力需達到約17兆帕。在冷試時用來考驗一迴路的壓力要遠高於設計壓力，達到約22兆帕。
冷試最主要的過程，就是將一迴路的壓力逐漸升高至試驗壓力約22兆帕，並逐漸下降的過程。
5月25日22時54分，三門1號機組啟動水壓試驗泵，開始一迴路水壓試驗，歷經7.0兆帕、12.0兆帕、16.0兆帕升壓平台後，於5月26日1時37分達到21.6兆帕最高壓力平台，並成功保壓10分鐘，隨後於1時55分開始降壓，2時16分降壓至17.75兆帕平台，各平台泄漏檢查滿足驗收準則要求。10時30分，試驗壓力降至常壓。至此，AP1000全球首堆一迴路水壓試驗完成。
作為全球首台AP1000機組，三門1號機組的一迴路水壓試驗首次啟動了禁止電機主泵，並且進行多達1700多條焊縫檢查。
所謂冷試，其實不“冷”。水壓試驗前，冷試中一迴路處於常溫狀態，但冷試開始後，一迴路的水溫要保持在約54到60攝氏度。但與後續熱試中約300攝氏度的高溫相比，的確較“冷”。熱試是核燃料裝載前的一次“總彩排”，在不裝載核燃料的情況下，主要模擬核電廠實際運行時的溫度、壓力和流量狀態，並進行系統聯調試驗和預期運行事件試驗，以檢驗機組主要系統是否滿足核電廠運行要求。
三門1號機組冷試之所以備受矚目，是因為其作為全球首台AP1000核電機組，工期曾因主泵問題一拖再拖，一定程度上這也導致中國後續AP1000項目，以及採用自主智慧財產權核電技術、大型先進壓水堆核電站CAP1400示範工程獲批受阻。冷試成功意味著三門依託項目距離併網發電又近了一步，也進一步消除了上述項目獲準開工的現實障礙。
主泵被譽為核電站的“心臟”。三門核電1號機組採用4台美國EMD公司製造的禁止主泵，其功能是輸送反應堆冷卻劑，使其完成在反應堆堆芯、冷卻劑環路、蒸汽發生器之間的循環，具有轉動慣量大、可靠性高、維護保養工作少的特點。AP1000禁止主泵製造工藝複雜，材料和精度要求高，此前在研發、製造、出廠試驗、現場安裝過程中出現了較多問題。對此，三門核電、西屋聯隊和國家核電投入了大量人力物力，最終於2016年3月1日完成主泵的現場安裝工作。5月22日19時22分，全球首台AP1000核電機組——三門核電1號機組首台主泵首次點動完成。
