文章來源：中國核工業(ye)集(ji)團公司 發(fa)布時間(jian)：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。
環保部(bu)核(he)(he)與輻(fu)射安全中(zhong)心、中(zhong)核(he)(he)集團核(he)(he)動力事業部(bu)、福(fu)建福(fu)清核(he)(he)電有限公司、中(zhong)國核(he)(he)電工程(cheng)有限公司、中(zhong)國核(he)(he)動力研究(jiu)設計院等單(dan)位的專家及代表(biao)在現(xian)場見證了實驗(yan)工程(cheng)。