一是核电专项重点任务顺利推进。AP1000引进消化吸收基本完成，浙江三门依托项目首台机组热试主体工作已经完成，装料在即。CAP1400设计通过审查，关键试验全部完成，具备开工建设条件。高温气冷堆大部分主设备已安装就位，即将进入调试阶段。

辽宁红沿河1号机组百万千瓦核反应堆压力容器

二是在装备制造方面，能力和水平大幅提升。压力容器、蒸汽发生器、主管道等一大批重大设备实现了国产化，屏蔽电机主泵、数字仪控系统、爆破阀等核心设备均已完成样机制造，高温堆控制棒驱动机构、燃料装卸料系统等已实现供货，这些成果的取得，显著地推动了装备制造企业上台阶、上水平，使我国具备年产6到8台套三代核电设备供货能力，三代核电综合国产化率从2008年依托项目的30%提高到85%以上。

三是在材料研制方面，实现了基础性突破。超大型锻件、690合金管、压力容器密封件、核级锆材等关键材料加工制造技术取得质的突破；高温堆燃料元件已经产业化生产；核级焊材研制成功，改变了我国核电焊接材料长期依赖进口的局面；建成了首条从海绵锆到成品管、板、棒、带材的完整生产线，为CAP1400和华龙一号的自主化燃料研发提供了有力支撑。

四是在共性技术方面，夯实了研发基础。充分发挥核电各大集团及相关科研院所的技术优势，共同针对反应堆堆芯及安全分析关键技术研究、严重事故机理及现象学研究、核电站关键材料性能研究等共性技术开展深入分析研究，建设了一批国际领先的大型台架和试验设施，为我国新型核电机型设计、持续提升核电创新研发能力提供了保障。

压水堆分项总师郑明光介绍，我国在世界领先的AP1000基础上自主研发CAP1400核电技术，是引进消化吸收再创新的标志性工程，也是创新型国家科技成果大集成的标志性工程。

——型号设计实现突破，通过堆芯、设备、系统的全新设计和试验验证实现了135万千瓦净功率的突破。

——非能动设计理念：利用自然物理现象（重力、蒸发、冷凝、自然循环、自然对流等）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要依靠外部能源。安全系统整体采用非能动技术后，核电厂具有设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应。

——安全性，每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率低于百万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率低于千万分之一，低于《“十二五”期间新建核电厂安全要求（征求意见反馈稿）》一个数量级。

——经济性，预期首堆工程与同期项目相比，具有一定的上网电价优势，CAP1400批量化后还能降低10%-15%，具有较强的竞争力。

——先进性，安全系统整体采用最先进的非能动技术，CAP1400全面满足国内、国际最新法规标准，放射性排放满足对内陆厂址的最严格要求，设备采用最新成熟工艺，充分吸收国内外AP1000工程经验反馈。

——成熟性，基于我院设计体系和设计平台，设备选型、设备验证、设备研制、安全审评有序展开并有效迭代，确保了设备成熟性，有效降低工程风险。

——环境友好性，CAP1400三废排放达到国际最严格标准。放射性废气、废液和废固处理方法进一步优化，排放物浓度进一步下降。

为验证设计方案，CAP1400设置六大试验，在全国范围内新建12个试验台架，改建10个试验台架，这些试验设施与先进试验分析验证方法为我国核电技术的可持续发展打下了坚实的基础。目前，已经完成所有17项共887个工况试验。国家核安全局按照核安全法规要求全面参与并见证了试验，评审认为：六大关键试验为验证CAP1400设计的安全性提供了大量数据，可用于相关安全分析程序的验证，并可以支撑CAP1400安全评审。国家能源局评审认为：CAP1400六大试验课题达到预期目标要求，试验数据真实、完整、可信，有效地支持了CAP1400设计验证及安全评审。国际原子能机构（IAEA）也对CAP1400进行了通用反应堆安全评审。

目前，CAP1400示范工程现场准备就绪，正等待全面启动。反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件、控制棒驱动机构、一体化堆顶组件、环吊、核燃料装卸料机、钢制安全壳等29项长周期设备，已有4项运抵现场，20项正在制造。如果按2017年4月底开工核算，关键设备全部满足工程进度需要，部分设备可以提前交货12个月以上。