現(xiàn)在的核能技術越來越先進名為我們的生活帶來了更多能源，解決了我們得一部分能源需求。(1)總體設計：要使功率提升，需增加燃料組件數(shù)量和重新開展堆芯設計。由于運行功率、衰變熱、放射性總量的改變，總體上需要重新開展現(xiàn)象識別、功能需求分析、系統(tǒng)配置、軟件可用性評價、試驗需求分析等;同時要考慮我國法規(guī)標準和福島后安全要求帶來的設計改進(如減少在役檢查工作量和廢液排放等)。
(2)設備研發(fā)：功率等級提升和三代核電設備規(guī)格，使得原有國內設備和材料的制造能力難以滿足要求，包括反應堆壓力容器、穩(wěn)壓器、主管道、主泵、蒸汽發(fā)生器、爆破閥、非能動余熱排出換熱器、汽輪機和發(fā)電機組、安全殼(壁厚加大)、裝換料設備、環(huán)吊和大型吊車、以及關鍵控制和調節(jié)閥門等都需要重新研發(fā)。大鍛件的制造和加工，包括壓力容器的一體化頂蓋和接管段、蒸汽發(fā)生器的管板封頭和錐形筒體、一體化主管道、發(fā)電機轉子等，在材料選擇，冶煉控制(夾雜物和有害元素控制)，鍛造工藝(鍛件尺寸，重量以及一體化對鍛件成型控制、工裝附具設計及制造能力提出了挑戰(zhàn))以及熱處理(鍛件厚度增大對熱處理爐溫度場的均勻性、控溫精度、淬火條件和水溫控制等提出了挑戰(zhàn))方面都有增強或提高。另外設備研發(fā)要考慮國產化和先進性(如減少焊縫)以及提高我國制造業(yè)能力的要求，從而增大了研發(fā)工作的難度，這些國產化設備包括大功率屏蔽泵、濕繞組泵、大口徑爆破閥、蒸汽發(fā)生器690傳熱管、核級焊材和各種不銹鋼板材等。
(3)安全設計：堆芯功率增大和安全裕量提升導致安全系統(tǒng)的設備，包括堆芯補水箱、安注箱、內置換料水箱、安全殼頂部水箱、余熱排出熱交換器、卸壓閥和爆破閥(當量直徑)等，在性能和容量方面都需要重新設計、分析和試驗驗證;安注管線、余熱排出回路、蒸汽冷凝回流、地坑再循環(huán)、安全殼水冷和風冷等非能動設施的運行能力需要重新論證、優(yōu)化及合理的試驗驗證;嚴重事故的緩解策略(主要是熔融物堆內滯留)需要重新設計和試驗驗證，嚴重事故后儀表設備的可用性需要系統(tǒng)性評估;同時與正常運行和事故應對相關的輔助系統(tǒng)，包括化容系統(tǒng)、正常余熱排出系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)、設冷水系統(tǒng)、乏池冷卻系統(tǒng)、柴油機系統(tǒng)、放射性廢物處理系統(tǒng)等也都需要重新設計，特別其中與冷卻水源和動力電源相關的部分都需要增強，以提高縱深防御能力。
(4)輻射防護和三廢處理：反應堆的擴大和燃料組件的增加，使得整個電廠的輻射防護需要重新設計。此外，由于放射性產物的數(shù)量增加，需要重新設計三廢處理系統(tǒng)，確保向環(huán)境的釋放滿足法規(guī)要求。在設計與研發(fā)過程中，需要落實源頭設計，有效控制好材料與工藝，運行過程中有效控制廢物產量，處理設施有效減少最終廢物容積，實現(xiàn)全壽期每年放射性廢固產量少于50m3。
(5)力學分析：由于采用了一定包絡性的抗震設計標準(安全停堆地震0.3g，地震裕度復核0.5g，抗大飛機撞擊)，從而對廠房結構、設備和管道支撐等性能和力學分析提出了較高的要求，而且由于力學設計與布置設計、系統(tǒng)設計、設備設計、模塊化設計建造等是相互耦合的，需要反復迭代，因此CAP1400力學分析和復核的工作難度與工作量巨大。(5)試驗驗證：功率提升、容量配置、設備和管路位置變化之后，為更好地驗證設計的準確性、安全評價程序的適用性以及關鍵部件性能，真正掌握非能動核心技術，并滿足CAP1400工程設計、驗證與安全審評、程序開發(fā)的需要，需開展大量試驗驗證。
(6)經驗反饋：由于AP1000依托項目是非能動核電的首堆工程，也是真正意義上的AP1000工程驗證，在安審、設計、制造、施工等方面面臨大量技術挑戰(zhàn)，同時有許多設計變更和需要優(yōu)化的地方，包括滿足安審要求、廠址適應性優(yōu)化、系統(tǒng)與設備性能和材料的優(yōu)化與改進、房間通道布置優(yōu)化、焊接工藝改進、力學部件強化、模塊設計優(yōu)化等，這些經驗反饋在CAP1400設計中的融入，既是實際工程的需要，也是重要的技術創(chuàng)新。相信隨著科學技術得不斷發(fā)展，未來的能源會越來越清潔高效。
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