Réacteur AP1000

Un article de Wikipédia, l'encyclopédie libre.
Aller à : navigation, rechercher

Le réacteur AP1000 de la compagnie américaine Westinghouse Electric Corporation est un réacteur à eau pressurisée (REP) qui fonctionne suivant les mêmes principes que ceux déjà en usage en Belgique dans l'unité 1 de la centrale nucléaire de Doel et dans l'unité 3 de la centrale nucléaire de Tihange[1], ainsi que sur l'ensemble du parc nucléaire français en service actuellement. L'AP1000 se veut être le premier de ceux dit de « 3e génération + ».

Histoire[modifier | modifier le code]

En décembre 2005, une première certification a été accordée par la NRC pour la conception de l'AP1000[2], mais en août 2011, sa version modifiée fait encore l'objet d'évaluation de sureté nucléaire[3] (depuis 2004[4]), en vue d'une éventuelle certification de la part de la NRC (Nuclear Regulatory Commission) aux États-Unis. Il constitue une amélioration de l'AP600[4], plus puissant, à occupation du sol égale. L' AP 600 étant présenté depuis son origine - vers 1985 - comme un concept révolutionnaire qui n' a pas trouvé depuis d'application concrète.

La NRC a entre temps mis en question le confinement du réacteur de l'AP1000 face à de graves événements extérieurs tels que tremblements de terre, ouragans ou collisions d'avions. Suite aux remarques de la commission, Westinghouse a modifié la conception du réacteur. En avril 2010, un ingénieur américain consultant dans le domaine du nucléaire, Arnold Gundersen, a également critiqué la conception du confinement de l'AP1000, estimant que la corrosion de l'acier de confinement, en cas d'accident, pourrait libérer des produits ou rayonnements ionisants dans l'environnement, au-delà des normes de la NRC, hypothèse rejetée par Westinghouse qui argue que l'épaisseur d'acier a été renforcée et que la corrosion devrait être détectée lors des inspections de routine[5],[6].

Le 22 décembre 2011, la Commission de régulation du nucléaire américain (Nuclear Regulatory Commission) a indiqué dans un communiqué avoir autorisé pour quinze ans la dernière version du réacteur AP1000, sous licence du fabricant américain Westinghouse, estimant qu'elle remplissait ses exigences en matière de sécurité. Deux producteurs d'électricité du sud-est du pays, Southern Company et SCE&G (filiale de Scana), qui veulent bâtir des centrales en Caroline du Sud et en Géorgie, ont déjà annoncé avoir retenu ce modèle[7],[8]. Quatre exemplaires de l'AP1000 sont déjà en construction en Chine depuis 2009[9]. En 2013, la Chine fait de ce modèle le principal d'une nouvelle série de construction de « 3e génération » avec 6 unités prévues contre seulement 2 sur le modèle local ACP1000[10].

Conception[modifier | modifier le code]

L'AP1000 est un réacteur à eau pressurisée prévu pour produire 1154 MWe[2],[11].

Le design du réacteur vise à en réduire les coûts par l'utilisation de technologies éprouvées et une simplification et réduction du nombre de composants (tuyaux, valves, etc) et du volume des protections antisismiques (dans le premier projet), par rapport à son prédécesseur de conception Westinghouse, l'AP1000 vise une réduction[12] de :

  • 50 % pour les vannes de sécurité ;
  • 35 % pour les pompes ;
  • 80 % tuyauteries liées à la sécurité ;
  • 85 % câbles des systèmes de commande ;
  • 45 % volume de construction antisismique.

Ce réacteur a un design qui le rend beaucoup plus compact que les autres PWRs, et qui permettrait de n'utiliser pour sa construction qu'un cinquième du béton et des ferraillages de renforcement utilisés dans modèles antérieurs de PWR[12]

Sûreté nucléaire[modifier | modifier le code]

Selon ses concepteurs, l'AP1000 est conçu pour résister à une perte de refroidissement du cœur ou de la piscine de désactivation[13], que ce soit par défaut d'alimentation électrique ou par rupture de tuyauteries.

Une cheminée draine vers l'atmosphère l'air chaud accumulé autour du confinement d'acier, et des évents périphériques permettent l'entrée d'air frais. Sur le toit du réacteur, une réserve annulaire d'eau permet un refroidissement d'urgence, avec écoulement gravitaire (système passif de refroidissement), l'ensemble pouvant selon le concepteur stabiliser le réacteur en 36 h et assurer son refroidissement durant 72h, sans aucune intervention humaine et même en cas de défaillance des groupes électrogènes de secours.

Au-delà des 72 h, le refroidissement d'urgence sera maintenu si les réservoirs d'eau de l'enceinte de confinement sont à nouveau remplis.

En cas de de défaillance de ce système passif de refroidissement, l'opérateur dispose encore d'un ultime recours : il peut encore ouvrir une vanne qui va inonder la cuve par gravité, permettant d'éviter le percement de cette dernière. Un réservoir spécifique est réservé pour cette manœuvre.

Un système un peu similaire (réservoir d'eau associé à la piscine selon le principe des vases communicants) permet durant quelques dizaines d'heures supplémentaires de refroidir la piscine de désactivation destinée au stockage provisoire de combustible du cœur ou d'anciens combustibles usés.


Comparaisons[modifier | modifier le code]

Différences de l'AP1000 par rapport aux réacteurs REP antérieurs[modifier | modifier le code]

Différences en termes de sûreté[modifier | modifier le code]

[Note 1]

Évacuation passive en convection naturelle de la puissance résiduelle du cœur[modifier | modifier le code]

Le fonctionnement en circulation naturelle du circuit primaire en vue de l'évacuation de la puissance résiduelle - donc en l'absence d'électricité- est assuré de façon très simple par le cheminement à pente continue des boucles primaires (absence de points hauts sur la ligne autres que les épingles des GV où on ne peut guère faire autrement) et la disposition à une altitude plus élevée que la cuve des boites à eau primaires des générateurs de vapeur [Note 2]

Injection de sécurité directement en cuve[modifier | modifier le code]

Par différence avec les conceptions antérieures Westinghouse [Note 3] les lignes d'injections de sécurité de l' AP 1000 vont directement vers la cuve et non point dans les boucles en portion froide. Cette disposition élimine un cas assez évident de mode commun[Note 4] en cas de brèche survenant dans une boucle ou une ligne connectée qui rend par le fait la ligne d'injection associée indisponible. L'injection "en boucle" est une conception un peu contre nature puisque ce qu'il s'agit de noyer ou re-noyer c'est le cœur et non point les boucles. La conception du débouché de la ligne d'injection dans la cuve présente un degré de liberté de dessin que ne procure pas les bossages de boucles froides pour réduire le risque de choc froid sur la paroi de cuve lors de l'injection ce qui est une difficulté importante rencontrée sur les réacteurs à conception "injection en boucles".

Rétention du corium en cuve[modifier | modifier le code]

Par différence avec l'option prise par différents constructeurs l'option retenue pour l'AP 1000 est la rétention en cuve d' un corium formé au moyen de:

  • la prévention par l'évacuation entièrement passive de la puissance résiduelle permettant de réduire le risque résiduel "corium"
  • le noyage du puits de cuve en ultime secours

La démonstration de la validité de cette option, séduisante et cohérente avec le retour d'expérience concernant les REP, reste cependant à établir et faire accepter par les autorités de sûreté des pays concernés.

Instrumentation cœur sous cuve[modifier | modifier le code]

La conception AP 1000 / AP 600 élimine les traversées d'instrumentation sous cuve qui représentent une complexité importante de la conception des internes cuve et un risque permanent de fuite à niveau inférieur cuve. La présence des traversées pour instrumentation apparait également comme peu non cohérente avec l'option "rétention du corium en cuve "[Note 5].

Différences en termes de performances[modifier | modifier le code]

Pompes primaires principales[modifier | modifier le code]
Nombre de pompes primaires[modifier | modifier le code]

Le système AP600 - AP1000 comporte deux boucles ; deux pompes primaires par boucle La puissance unitaire des pompes est rendue compatible avec la conception à étanchéité totale du fait qu'il y a deux pompes en parallèle par boucle et par le dessin simplifié des boucles primaires limitant les pertes de charges dans ces lignes. Une alimentation électrique croisée des pompes primaires entre boucles permet de diminuer d'un facteur d'échelle le cas d'interruption brutale et totale du débit dans une boucle Les pompes primaires sont implantées "tête en bas" -orientation certes favorable pour l'éventilation de la pompe et la réfrigération des paliers- sous les générateurs de vapeur ce qui ne facilite dans doute pas leur démontage mais qui - en restant positif - témoigne de la confiance du constructeur dans leur fiabilité.

La fixation des pompes primaires sous les générateurs de vapeur et solidaire de ceux-ci simplifie la tenue thermomécanique (notamment au séisme) des pompes et des boucles puisqu'un seul gros ensemble (pompes + GV) est à maintenir au lieu de deux

Technologie des pompes primaires[modifier | modifier le code]

Les pompes primaires principales de l'AP 1000 sont prévues être de conception moteur asynchrone "à rotor noyé" et étanchéité totale ce qui constitue en termes de maintenance et de protection radiologique une avancée, puisque la fuite permanente au niveau de la garniture de l'arbre des pompes en usage sur les REP antérieurs de grande puissance se trouve éliminée. Westinghouse revient à ses conceptions anciennes puisque par exemple la centrale de Chooz A (en démantèlement avancé) de 280 MWe était équipée de 4 pompes de ce type. L'inertie de ralentissement est -semble-t-il- prévue être procurée par celle du rotor noyé et non point par un alternateur dédié comme sur la centrale de Chooz A.

La puissance électrique consommée à froid est réduite par adoption d'une vitesse de rotation moindre dès lors que la température primaire est basse.

Générateurs de vapeur - Nombre et puissance unitaire[modifier | modifier le code]

Bien que la puissance thermique soit élevée, voisine de 3200 MWth pour 1154 MWe, la conception AP1000 retient 2 générateurs de vapeur comme pour l'AP 600 par différence avec le choix souvent fait consistant à augmenter le nombre de boucles pour augmenter la puissance. Avec 1600 MWth de puissance unitaire les GV de l'AP1000 sont les plus puissants parmi ceux proposés ou réalisés par l'ensemble des constructeurs. Cette option contient en elle-même une source d'économies en matière de nombre d'actionneurs et de vannes, puisque l'augmentation du nombre de boucles conduit immanquablement à des duplications.

D'un point de vue fonctionnel dans un REP électrogène il n' y a guère d’intérêt à augmenter le nombre de générateurs de vapeur au-delà de deux puisque de toute façon;

  • il n'y a en règle générale dans les réacteurs électrogènes qu'un seul groupe turbo-alternateur
  • les générateurs de vapeur sont des appareils passifs qui ne présentent pas de cas d'avaries assez fréquentes dans lesquels il serait possible et indiqué de poursuivre le fonctionnement à puissance réduite sur les appareils non affectés; la rupture ou fuite importante d'un tube implique inéluctablement l'arrêt complet du réacteur à court terme quel que soit le nombre de GV
  • les redondances fonctionnelles en situation normales de fonctionnement pour les fonctions assurées par les appareils telles que la réfrigération normale d'arrêt sont largement suffisantes avec deux générateurs de vapeur.

Il est préférable du point de vue de la conception générale de dégager le pourtour de la cuve du fait du moindre nombre de boucles pour permettre par exemple l'injection directe en cuve.

La limitation à deux du nombre de générateurs procure d'importantes possibilités d'amélioration de l’emménagement des enceintes de confinement.

La pièce de forge importante que constitue la bride de cuve n 'est pas plus aisée de réalisation avec un plus grand nombre de tuyauteries débouchantes de diamètre un peu réduit au point que ceci justifie l'augmentation du nombre de boucles.

Différences en termes de déchets et émissions[modifier | modifier le code]

Il est prévu un stockage des déchets nucléaires sur site, éventuellement indéfiniment, à sec et au sol ou dans l'eau[14],[12]. Le traitement ou le stockage définitif des déchets est pour une large part une problématique politique, tous les REP et REB produisent des déchets similaires en termes de quantité et de qualité. Toutefois un meilleur rendement thermodynamique, une gestion optimale du cycle du combustible et une optimisation de la maintenance peuvent faire changer les choses à la marge.

Concurrents de troisième génération[modifier | modifier le code]

Réacteurs de troisième génération concurrents[15],[16],[17]:

  • L'EPR du français Areva.
  • L'APR-1400 du sud-coréen KEPCO[18] (réacteur à eau pressurisée).
  • L'ESBWR développé par l'américain General Electric et le japonais Hitachi[19] (réacteur à eau bouillante).


AP1000 en construction ou en projet[modifier | modifier le code]

Bulgarie[modifier | modifier le code]

Article détaillé : Centrale nucléaire de Kozlodouy.

Chine[modifier | modifier le code]

Chinois se formant pour gérer un réacteur de type AP1000

À défaut d'avoir pu trouver un cas d'application aux États-Unis, les premières constructions prévues ou en cours sont en Chine[12].

  • la centrale nucléaire de Sanmen dans le Zhejiang prévoit six unités, en construction depuis février 2008 pour une mise en service du premier réacteur fin 2015[20] (mise en service initialement prévue en novembre 2013[21]).
  • La centrale nucléaire de Haiyang dans le Shandong prévoit également six unités, en construction depuis juillet 2008, pour une mise en service du premier réacteur en 2016 (initialement prévue en novembre 2013)[22].

Les quatre premiers réacteurs ont été mis en construction avant les modifications apportées à l'AP1000s pour le rendre résistant à un crash aérien[23].

Ces premières réalisations sont engagées alors même qu'il n'y a pas de modèle premier de série construit aux États-Unis. Ceci associé au caractère fortement innovant du réacteur dans de nombreux domaines - pompes primaires par exemple - constitue un enjeu relevé.

CAP1400 développement[modifier | modifier le code]

En 2008 et 2009, Westinghouse a conclu des accords pour travailler avec la société d'État Nuclear Power Technology Corporation (SNPTC) et d'autres instituts pour concevoir un réacteur plus important, probablement de 1400 MWe de capacité, suivie éventuellement d'un modèle produisant 1700 MWe. La Chine possédera les droits de propriété intellectuelle pour ces designs plus grands, qui pourraient aussi être exportés ailleurs avec la coopération de Westinghouse[24].

En décembre 2009, une coentreprise chinoise a été créée pour construire un réacteur CAP1400 initial près du site de Shidaowan, pour une construction qui pourrait commencer en 2013, et une exploitation dès 2017[24].

En 2012, Dongfang Electric Corporation annonce maîtriser la fabrication d'une pièce importante du refroidissement qui sera installée dans les 2 réacteurs de Haiyang. Les analystes estiment cependant que la construction du premier réacteur CAP1400 est repoussée au plus tôt à 2015 ou 2016[24]. En 2013, Dongfang annonce un partenariat avec Alstom pour la fourniture des turbines et alternateurs de ses projets AP1000[25].

États-Unis[modifier | modifier le code]

Début 2010, une quarantaine de réacteurs AP1000 auraient été commandés à Westinghouse, dont deux pour une construction prochaine aux États-Unis[26],[27],[28],[29],[30].

Des associations ou groupes de protection de l'environnement se sont opposés à la certification de deux nouveaux réacteurs AP1000 devant être construits à la centrale nucléaire de Vogtle en avril 2011 en demandant à la NRC de suspendre son processus de certification tant que l'on n'en saurait pas davantage sur les suites de l'accident nucléaire de Fukushima, ceci alors même que la conception passive de l'évcuation de la puissance résiduelle du cœur rend le concept AP1000 a priori plus résistant à ce type d'évènement [31]

La certification de la conception de l'APR1000 par la commission de réglementation nucléaire des États-Unis (NRC) (DC - Design Certification) a été publiée le 30 décembre 2011[32].

Le 10 février 2012, la NRC a autorisé la construction de deux AP1000 (Vogtle Electric Generating Plant (VEGP), réacteurs N°3 et 4)[33], c'est la première depuis près de 30 ans aux États-Unis. Le fond de la cuve de confinement de Vogtle-3 a été mis en place le 1er juin 2013[réf. nécessaire].

Le 30 mars 2012, la NRC a autorisé la construction de deux autres AP1000 (centrale nucléaire de Virgil Summer), réacteurs N°2 et 3)[34].

Sites concernés par la construction de l' AP1000 aux États-Unis

Finlande[modifier | modifier le code]

Westinghouse n' a pas présenté l' AP1000 à la consultation ayant abouti au choix de l'EPR pour la centrale d' Olkiluoto. La raison avancée à l'époque était l'absence de perspective de série en nombre suffisant[réf. nécessaire].

Angleterre[modifier | modifier le code]

L' AP1000 était parmi les modèles concurrents au remplacement des réacteurs des centrales nucléaires anglaises dont l' âge est important. L'AP1000 n'est désormais plus proposé au Royaume-Uni ; le constructeur n'a pas poursuivi la certification auprès des autorités de sûreté.

Bilan mondial[modifier | modifier le code]

Situation: Novembre 2013

Réacteurs en opération
Implantation Puissance nette
(MW)
Début de construction Production commerciale Déclassement
(prévue)
Tous réacteurs en construction
Réacteurs en construction
Implantation Puissance nette
(MW)
Début de construction
( )
Production commerciale
(prévue)
Coûts
(estimés)
Haiyang (Chine)
(Réacteurs1 et 2)
2x1000 24 septembre 2009
21 juin2010
mai 2014
2015
mai2014
2015
1,7 miliard$
1.477 $/kW[35]
Sanmen (Chine)
(Réacteurs1 et 2)
2x1000 19 avril 2009
17 décembre 2009
août2013
juin 2014
août 2013
juin 2014
V.C. Summer (États-Unis)
(Réacteurs 2 et 3)
2x1117 9 mars2013
4 novembre 2013
2017
2018
2017
2018
Vogtle (États-Unis)
(Réacteur 3)
1117 12 mars2013 2017 2017
Total en construction: 7 réacteurs pour une puissance totale installée de 7 351 MW
Réacteurs projettés[36]
NOTE:

La conception AP1000 est en cours d'évaluation par les autorités nucléaires de plusieurs pays .
Plusieurs pays et compagnie d'électricité sont intéressés .

Notes et références[modifier | modifier le code]

Notes[modifier | modifier le code]

  1. Les aspects "sûreté" ont été un peu abordés dans les paragraphes précédents donc le bandeau n'est peut être pas justifié
  2. Disposition similaire dans son principe à celle envisagée pour le projet - avorté - VVER 640
  3. D'autres constructeurs, par exemple Babcok&Wilcox, ont depuis l'origine une conception "directe" plus logique a prori
  4. Les vannes et actionneurs correspondants sont présentées par Westinghouse, peut être un peu abusivement, comme une économie -il s'agit plutôt d'un non gaspillage dans le cas d'espèce- par rapport à ses propres conceptions antérieures qui contiennent de toute façon un mode commun critiquable
  5. Disposition également retenue sur EPR

Références[modifier | modifier le code]

  1. Westinghouse, Présentation illustrée schématique d'un AP1000, consulté 2013-03-06
  2. a et b T.L. Schulz Westinghouse AP1000 advanced passive plant ; Nuclear Engineering and Design ; Volume 236, Issues 14–16, August 2006, Pages 1547–1557; 13th International Conference on Nuclear Energy, 13th International Conference on Nuclear Energy, ScienceDirect, consulté 2008-01-21
  3. Brève EnerPress no 10385, intitulée États-Unis, L'AP1000 (modifié) proche de la certification, du 12 août 2011, p. 2
  4. a et b AP1000 Public Safety and Licensing, Westinghouse, 2004-09-13, consulté 2008-01-21 ; Archive 2007-08-07
  5. confinement insuffisante pour l'AP1000 (containment insufficient for DBA, engineer claims Nuclear Engineering International, 29 April 2010), affirme un ingénieur, Nuclear Engineering International, 29 avril 2010
  6. Matthew L. Wald. Critics Challenge Safety of New Reactor Design New York Times, April 22, 2010.
  7. « Les Etats-Unis autorisent un réacteur nucléaire après 25 ans sans nouvelle centrale », sur www.liberation.fr/,‎ 23 décembre 2011 (consulté le 24 décembre 2011)
  8. « Les États-Unis autorisent la construction d'un réacteur nucléaire », sur www.lemonde.fr,‎ 23 décembre 2011 (consulté le 24 décembre 2011)
  9. « L'innovation de la technologie nucléaire chinoise », sur www.bulletins-electroniques.com/,‎ 25 février 2010 (consulté le 24 décembre 2011)
  10. Asia Today, « China Plans to Launch 6 AP1000 + 2 ACP1000 Nuclear Units in 2013 »,‎ 17 février 2013
  11. Tom Murphy ; New Reactor Designs , Article summarizes nuclear reactor designs that are either available or anticipated to become available in the United States by 2030 ; Energy Information Administration (EIA) ; 2008-01-21
  12. a, b, c et d (en) Adrian Bull de Westinghouse UK, « The AP1000 Nuclear Power Plant - Global Experience and UK Prospects », présentation, sur Nuclear Institute,‎ 16 novembre 2010 (consulté le 14 mai 2011)
  13. Westinghouse, Animations explicatives, produites par Westinghouse, consulté 2013-03-16
  14. Westinghouse certain of safety, efficiency of nuclear power, Pittsburgh Post-Gazette, March 29, 2009
  15. Relance du nucléaire : quels concurrents pour l’EPR ?
  16. Les Réacteurs du futur (Sauvons le Climat)
  17. Advanced Nuclear Power Reactors (World Nuclear Association)
  18. La Corée du Sud, nouveau tigre nucléaire
  19. Pologne : jusqu'à quatre réacteurs nucléaires pour GE Hitachi
  20. [hhttp://www.plantautomation.com/doc/westinghouse-signs-cooperation-nuclear-power-automation-engineering-company-0001 The construction of the four AP1000 units in China continues to move forward at an impressive pace. The Sanmen Unit 1 is expected to go online in December 2015. - Plant Automation.com - 11 septembre 2014 ]
  21. "AP1000 Nuclear Power Plant Construction in China: A Progress Update (page5)" - Westinghouse Electric Company - Aris S. Candris, Ph.D. President & CEO - 2010
  22. Westinghouse is currently building four 1,100-MW AP1000 nuclear reactors, two each at the Sanmen and Haiyang sites in China. Operations are scheduled for 2015 and 2016. - Power Engineering - 10 juin 2014
  23. (en) Mark Hibbs, « Pakistan Deal Signals China's Growing Nuclear Assertiveness », Nuclear Energy Brief, Carnegie Endowment for International Peace,‎ 23 avril 2010 (lire en ligne)
  24. a, b et c Puissance nucléaire Chine, World Nuclear Association ; 2 juillet 2010, consulté 18 juillet 2010
  25. Alstom : fournira les futurs réacteurs nucléaires de Dongfang Electric en Chine, boursier.com ; 11 juillet 2013
  26. Combined License Applications for New Reactors, January 4, 2010, publisher= U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), consulté 2010-02-03
  27. (en) « Virgil C. Summer Nuclear Station, Units 2 and 3 Application », sur United States Nuclear Regulatory Commission,‎ 27 mars 2008 (consulté le 1er décembre 2008)
  28. (en) « China Selects Westinghouse AP1000 Nuclear Power Technology », communiqué de press, sur Westinghouse,‎ 16 décembre 2007 (consulté le 15 juin 2008)
  29. Turkey Point, Units 6 and 7 Application, June 30, 2008 ; NRC, consulté 2010-02-03
  30. Westinghouse wins first US nuclear deal in 30 years article de Terry Macalister dans The Guardian du 10 avril 2008, consulté 2008-04-09
  31. (en) Rob Pavey, « Groups want licensing of reactors suspended », The Augusta Chronicle,‎ 6 avril 2011 (lire en ligne)
  32. NRC (Nuclear Reactors > New Reactors > Design Certification Applications > AP1000 ) - Issued Design Certification - Advanced Passive 1000 (AP1000) mise à jour du 18 avril 2013
  33. Issued Combined Licenses and Limited Work Authorizations for Vogtle, Units 3 and 4
  34. Issued Combined Licenses for Virgil C. Summer Nuclear Station, Units 2 and 3
  35. (en)The Economics of Nuclear Power
  36. (en)http://www.world-nuclear.org/

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Sur les autres projets Wikimedia :

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

  • (en) Division of New Reactor Licensing ; Office of Nuclear Reactor Regulation, Final safety evaluation Report related to certification of the AP1000 standard plant design docket No. 52-006 Ref : NUREG-1793Supplement 2 ; ce document est un supplément au Rapport final safety evaluation report (FSER) for the AP1000 standard plant design, PDF, 1578 pages.
  • (en) Division of New Reactor Licensing ; Office of Nuclear Reactor Regulation, Final Safety Evaluation Report Related to Certification of the AP1000 Standard Design, NUREG-1793, U.S. Nuclear Regulatory CommissionWashington DC