韓國近年開發的APR(Advanced Power Reactor)1400成為世界首創的大容量商用壓水堆(APWR)。它是從1992年6月著手開發，在2O多年核電建造與運行經驗基礎上，融合世界先進技術開發而成的。

　　2002年5月7日，韓國國家核電管理部門——KINS為APR1400頒發了標準設計許可證(DC)。目前韓國正建造下一代大容量核電站——新古里3號、4號機組。

　　一、APR1400的主要特性

　　韓國型下一代反應堆，是能與目前世界其他正在開發中的下一代新型壓水堆媲美的新型大容量反應堆。它最大限度地反映了美國、歐洲先進國家在下一代反應堆中欲采用的最新設計概念及安全特性，滿足了下一代新型壓水堆的設計安全性和經濟性的基本條件。其主要特性有：

　　1、APR1400的設計壽命是60年，比現存40年延長了50%。

　　2、APR1400的廠址設計條件對抗震要求從現存的0.2g提升到0.3g，提高了50%。而且安全殼與輔助廠房都布置在單一共同基墊上，進一步提高了抗震能力。

　　3、為在發生重大事故時，有效應對堆芯損傷，APR1400采用了安全殼內部核燃料再裝水槽 (IRWST)、被動型氫再結合器、氫點火器等緩解設備。

　　4、為了比現存機組大幅度提高安全注入系統(SIS)的性能，APR1400將2系列低溫管注入(CLI)方式改為4系列反應堆直接注入(DVI)方式，并安裝“Fluidic Device”來提高安全余量。

　　5、APR1400把加壓器的放出管路(Line)與IRWST連接在一起，把閥門打開時有可能導致的安全殼放射污染降低到最小；為設計簡單化，提高有效應對重大事故能力和運行、維護檢修等能力，采用POSRV制造了安全減壓設備。

　　6、改善現存模擬主控室，APR1400采用了人體工程學數字方式的主控室。在主控室內，配置了小型工作站和大屏幕信息顯示板，通過電腦處理信息和圖像，可實時監控各種運行數據。為了安全停堆，還另行安裝和運行遠程控制操作板。

　　下表是APR1400與EPR、N4主要指標對比：

主要性能
APR1400
EPR
N4

1. 熱功率(MWt)
4,000
4,250/4,500
4,250

2. 電功率(MWe)
1,450
1,500～1,600
1,450

3. 效率(%)
36.3
36
34

4. Primary環路數
2
4
4

5. 燃料棒束數量
241
241
205

6. 燃燒率(GWd/t)
60
> 60
45

7. 2次測壓力(bar)
70.3
78
71

8. 抗震安全度(g)
0.3
0.25
0.15

9. 設計壽命(年)
60
60
40

　　二、更加提高的經濟性

　　為滿足縮短建設工期、設備容量大型化、設計壽命延長等條件， APR1400新開發了適合大型化和最優化的多種核心技術，比現存的1,000MWe級韓國標準型核電OPR1000，經濟性更加提高。其主要核心技術是：

　　1、 現存1,000MWe級韓國標準型核電的建設工期是62個月, 而APR1400只有48個月(Nth)。為縮短工期開發，應用了許多新工藝，這不僅節省了總建設成本，而且通過延長設計壽命(40年——60年)，降低了年折舊費。

　　2、APR1400比現存1,000MWe級韓國標準型核電機組，增加了40%的反應堆功率，達到1,400MWe。另外采用了能夠縮短燃料再裝時間和故障率極低的高可靠性設備，增加了機組的可利用性。

　　3、 把再裝堆芯核燃料的平均放出燃燒度提高到60,000(MWD/MTU)，并通過強化核燃料集合體的熱傳遞性能、長周期循環等方案，提高了燃料利用率。

　　4、 APR1400可節省運行和維護檢修費。為最大可能防止操作員人為的失誤和操作帶來的不便，采用了經過改善的人機接口系統MMIS(Man-Machine Interface System)，最高地提升了質量和自動化水平。

　　5、APR1400將現存1,000MWe級機組的8%的蒸汽發生器堵管余量提高到10%，從而確保了更加穩定的運行余量。

　　6、 最大可達到1,450Mwe功率的大容量APR1400，其建設成本比現存1,000MWe級韓國標準型核電149萬韓幣/KW降低19%，降到121萬韓幣/KW。計劃發電成本比現存1,000MWe級韓國標準型核電約39韓幣/KWh降低13%，降到約34韓幣/KWh。

　　三、更加強化的安全性

　　APR1400通過“采用更加嚴格的抗震設計要求”與“采用經改善的重大事故緩解應對設備”，比現存核機組具有了更強化的安全性。

　　1、 采用了更嚴格的抗震設計標準。其他下一代核電反應堆技術如：N4與EPR的抗震設計標準分別是0.15g和0.25g，而APR1400的抗震設計標準卻是0.3g，因設計標準更高，所以安全度更高。

　　2、 采用了經改善的事故緩解應對安全設備。

　　·安全殼廠房內安裝了核燃料再裝水槽(IRWST)，從而確保了發生重大事故時，熱消除源、安全注入系統(SIS)可持續得到冷卻水源等諸多措施。

　　· 把現存核電的2系列低溫管注入方式(CLI)，改成4系列的反應堆直接注入方式(DVI)，從而使安全注入系統性能得到明顯改善。

　　·采用性能優化的“Fluidic Device"，從而有效使用安全注入冷卻水，進一步增強了安全余量；并通過除掉大容量低壓安全注入泵，運行余量得到顯著改善。

　　·采用了被動型氫再結合器與氫點火器設備、為防止安全殼廠房直接加熱(DCH)的"Convoluted Flow Path"設計、為緩解事故影響的反應堆共同結構改善設計，大幅度強化了安全性。

　　3、 堆芯安全性進一步提高。堆芯損傷頻率(CDF)在現存的核電機組中，其頻率是每一個反應堆一萬年有一次可能發生。但是APR1400的CDF，其頻率是十萬年一次；放射線泄漏頻率(LRF)在現存機組是每一個反應堆十萬年有一次可能發生，而APR1400的頻率是百萬年一次。分別比現存核電機組安全性更提高了10多倍。

　　四、更加增強的親環境性

　　二氧化碳、一氧化氮、甲烷等溫室氣體日益加速地球溫室化的進程，成為給人類帶來集中降雨、水面急速上升、異常氣候、巨大的臺風等各種環境災難的主要原因。特別是二氧化碳在溫室氣體中所占的比率最高。甲烷和一氧化氮等氣體在大自然中自然發生，因此現實上無法人為地去控制，但是二氧化碳能夠被人為控制，因此抑制二氧化碳的排放量，成為防止地球溫室化的主要對象。

　　APR1400核電機組可最大限度地抑制二氧化碳排放。它的最優化堆芯核設計與熱水力設計，不僅可保障反應堆的安全性，而且可最大增加燃料的平均放出燃燒度。該機組采用了最新高燃燒長周期設計技術，因此平均放出燃燒度高達60,000(MWD/MTU)，且每單位功率所消耗的鈾燃料降低到最小，從而最大限度地抑制了高放核廢料的排放。

　　另外，APR1400采用60年的設計壽命，并采用了最新放射性廢料的處理技術，因此相同的發電量，產生的放射性廢料總量比現存核機組大有減少，親環境性顯著提高。

　　五、今后的展望

　　根據政府間氣候變化專門委員會 (IPCC: Inter-governmental Panel on Climate Change)發表的今后核電發展展望，截止到2030年世界核電發電量預計增加2.5倍，占總發電量的27%；而到2050年，預計達到目前發電量的4倍。

　　另外，為滿足社會對安全性和經濟性越來越苛刻的要求，進一步加強核安全，進行長壽期的核電設計以及大型化設備容量勢在必行。APR1400正是同時滿足這種社會和技術要求而成功開發的下一代核反應堆。