根据中美AP1000的技转合同规定，在AP1000非能动技术基础上开发的核电型号，当电功率大于1350MWe时，中方拥有整体型号的知识产权。然而电功率超过1350MWe是无法通过挖掘AP1000设计裕量来实现的，需要系统性地重新研发、设计和验证，才能形成CAP1400型号。

（1）总体设计：要使功率提升，需增加燃料组件数量和重新开展堆芯设计。由于运行功率、衰变热、放射性总量的改变，总体上需要重新开展现象识别、功能需求分析、系统配置、软件可用性评价、试验需求分析等；同时要考虑我国法规标准和福岛后安全要求带来的设计改进（如减少在役检查工作量和废液排放等）。

（2）设备研发：功率等级提升和三代核电设备规格，使得原有国内设备和材料的制造能力难以满足要求，包括反应堆压力容器、稳压器、主管道、主泵、蒸汽发生器、爆破阀、非能动余热排出换热器、汽轮机和发电机组、安全壳（壁厚加大）、装换料设备、环吊和大型吊车、以及关键控制和调节阀门等都需要重新研发。大锻件的制造和加工，包括压力容器的一体化顶盖和接管段、蒸汽发生器的管板封头和锥形筒体、一体化主管道、发电机转子等，在材料选择，冶炼控制（夹杂物和有害元素控制），锻造工艺（锻件尺寸，重量以及一体化对锻件成型控制、工装附具设计及制造能力提出了挑战）以及热处理（锻件厚度增大对热处理炉温度场的均匀性、控温精度、淬火条件和水温控制等提出了挑战）方面都有增强或提高。另外设备研发要考虑国产化和先进性（如减少焊缝）以及提高我国制造业能力的要求，从而增大了研发工作的难度，这些国产化设备包括大功率屏蔽泵、湿绕组泵、大口径爆破阀、蒸汽发生器690传热管、核级焊材和各种不锈钢板材等。

（3）安全设计：堆芯功率增大和安全裕量提升导致安全系统的设备，包括堆芯补水箱、安注箱、内置换料水箱、安全壳顶部水箱、余热排出热交换器、卸压阀和爆破阀（当量直径）等，在性能和容量方面都需要重新设计、分析和试验验证；安注管线、余热排出回路、蒸汽冷凝回流、地坑再循环、安全壳水冷和风冷等非能动设施的运行能力需要重新论证、优化及合理的试验验证；严重事故的缓解策略（主要是熔融物堆内滞留）需要重新设计和试验验证，严重事故后仪表设备的可用性需要系统性评估；同时与正常运行和事故应对相关的辅助系统，包括化容系统、正常余热排出系统、蒸汽发生器系统、设冷水系统、乏池冷却系统、柴油机系统、放射性废物处理系统等也都需要重新设计，特别其中与冷却水源和动力电源相关的部分都需要增强，以提高纵深防御能力。

（4）辐射防护和三废处理：反应堆的扩大和燃料组件的增加，使得整个电厂的辐射防护需要重新设计。此外，由于放射性产物的数量增加，需要重新设计三废处理系统，确保向环境的释放满足法规要求。在设计与研发过程中，需要落实源头设计，有效控制好材料与工艺，运行过程中有效控制废物产量，处理设施有效减少最终废物容积，实现全寿期每年放射性废固产量少于50m3。

（5）力学分析：由于采用了一定包络性的抗震设计标准（安全停堆地震0.3g，地震裕度复核0.5g，抗大飞机撞击），从而对厂房结构、设备和管道支撑等性能和力学分析提出了较高的要求，而且由于力学设计与布置设计、系统设计、设备设计、模块化设计建造等是相互耦合的，需要反复迭代，因此CAP1400力学分析和复核的工作难度与工作量巨大。

（5）试验验证：功率提升、容量配置、设备和管路位置变化之后，为更好地验证设计的准确性、安全评价程序的适用性以及关键部件性能，真正掌握非能动核心技术，并满足CAP1400工程设计、验证与安全审评、程序开发的需要，需开展大量试验验证。

（6）经验反馈：由于AP1000依托项目是非能动核电的首堆工程，也是真正意义上的AP1000工程验证，在安审、设计、制造、施工等方面面临大量技术挑战，同时有许多设计变更和需要优化的地方，包括满足安审要求、厂址适应性优化、系统与设备性能和材料的优化与改进、房间通道布置优化、焊接工艺改进、力学部件强化、模块设计优化等，这些经验反馈在CAP1400设计中的融入，既是实际工程的需要，也是重要的技术创新。