文章來源：中國核工業集團公司 發布時(shi)間：2014-03-21
3月19日，中核集團ACP1000堆腔注水冷卻系統（簡稱CIS系統）非能動試驗典型工況在中國核動力研究設計院取得成功，標志著ACP1000研發驗證工作又向前邁出重要一步。
將堆芯熔融物滯留在壓力容器內，保證反應堆壓力容器的完整性，可以極大地緩解嚴重事故的進一步發展和惡化，減緩放射性的釋放，保證公眾安全。
在對現有先進反應堆熔融物堆內滯留策略消化吸收的基礎上，中核集團ACP1000先進反應堆設置了堆腔注水冷卻系統，通過冷卻壓力容器下封頭，能夠將堆芯熔融物包容在壓力容器內，有效防止可能對安全殼完整性帶來威脅的堆外現象發生。通過試驗，技術人員可獲得相關的對流換熱特性和臨界熱流密度限值，并驗證CIS系統的可靠性。
環(huan)保部核(he)(he)與輻射安全中(zhong)心、中(zhong)核(he)(he)集團(tuan)核(he)(he)動(dong)力事業(ye)部、福(fu)建(jian)福(fu)清核(he)(he)電(dian)有(you)限公司(si)、中(zhong)國(guo)核(he)(he)電(dian)工程有(you)限公司(si)、中(zhong)國(guo)核(he)(he)動(dong)力研(yan)究設計(ji)院等(deng)單位的(de)專家及代表在現場見證(zheng)了實(shi)驗(yan)工程。