文章來源：中國核工(gong)業集團公司 發布時間：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。
環保(bao)部核(he)(he)與輻射(she)安全(quan)中(zhong)(zhong)心、中(zhong)(zhong)核(he)(he)集團核(he)(he)動力(li)(li)事業(ye)部、福(fu)(fu)建(jian)福(fu)(fu)清(qing)核(he)(he)電有限公司、中(zhong)(zhong)國(guo)核(he)(he)電工(gong)程有限公司、中(zhong)(zhong)國(guo)核(he)(he)動力(li)(li)研究設計院等單(dan)位的專家(jia)及代(dai)表在(zai)現場見證了實驗(yan)工(gong)程。