一 、反应堆系统

    AP1000的堆芯由157个14英尺的Robust 燃料组件构成，其名义热功率为3400MWt。AP1000的堆芯设计基本上保持了传统 PWR 堆芯设计的思想。在堆芯构造、设计准则、分析方法以及运行保护值的确定等方面，AP1000的设计完全遵循传统 PWR 的设计理念。

   AP1000的燃料组件是由西屋公司在有实际运行经验的17×17 XL Robust燃料组件的基础上结合一些经过验证的成熟技术设计形成。改进设计后的燃料组件在热工水力和燃耗方面的性能得到进一步提高并且更便于维修。对于可燃毒物西屋公司提供了IFBA和钆两种建议。

    AP1000堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同。具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18个月长燃料循环；设计工具先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进；达到第三代压水堆的要求。是世界上先进的堆芯核设计之一。

   AP1000的堆芯热工水力设计采用的是成熟的可靠的传统的设计思路和技术；西屋公司提供的堆芯功率、系统压力、冷却剂流量和温度等数据与堆芯 DNBR裕量是相互自洽匹配的，这些数据是可信的；AP1000沿袭西屋的设计传统留有足够的堆芯DNBR裕量（19%）且满足URD关于15%的热工裕量的要求；AP1000降低一次侧温度为保证堆芯热工裕量带来了比较大的贡献但导致二次侧主蒸汽参数降低。

　　二、反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点两台蒸汽发生器对称布置，系统管路由两个主冷却剂环路构成。每个环路的冷端完全相同，并采用了大半径弯管使管路流动阻力降低，并为调节冷热管不同的膨胀率提供柔韧性。管子整体锻造，消除焊缝，既降低成本，也减少在役检查的工作量。管路结构和材料的选择显着降低了管子的应力。主泵采用屏蔽式泵，电机与水泵共用一根转动轴，其间没有联轴器，所有转动部件均被包容在 与主回路冷却剂相连通的承压壳中。由于屏蔽泵没有轴封，使主回路成为一个“封闭的”系统，传统压水堆核电站中的轴封LOCA事件在AP1000设计中不会发生。

另外，主泵直接安装在蒸汽发生器下封头上，可使泵与蒸汽发生器采用同一个支撑，大大简化了支撑系统与主回路相连的接口减少，压力边界的完整性得到更可靠的保障。在AP1000设计中，与主回路相连的系统主要包括正常余热排出系统和化容系统。这些系统与主回路间至少有两重的隔离设施，且主冷却剂压力边界限制在安全壳以内，降低了安全壳旁路风险。正常余热排出系统的设计压力高于传统设计，在安全壳以内的管道设计压力与主回路相同，在安全壳以外管道的极限承载能力不低于主回路运行压力。化容系统的换热器及净化设施移到安全壳内，实际上已构成主冷却剂系统的一部分，并由主泵提供驱动压头。而包括补水泵等设备在内的其它部分位于安全壳外，正常运行时不需要连续运行，间歇期内与主回路隔离。在非能动专设安全设施中，一些管道的隔离阀不再是反应堆冷却剂系统的压力边界，这类阀门的误动作或隔离失效不会危及到冷却剂压力边界的完整性，例如：堆芯补水箱和非能动换热器的隔离阀。

AP1000压力边界隔离设施除了传统的高可靠性阀门外，如：安全阀和前三级自动卸压阀，还采用了高可靠性的无泄漏的隔离边界爆破阀（Squib Valve）。