1月15至16日，国家能源局核电司组织专家对上海核工院牵头、联合国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司共同承担的大型先进压水堆核电站重大专项"CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验和验证研究"课题进行正式验收。

　　专家组认为，课题按计划全面完成了任务合同书规定的研究内容，实现了预定的目标，技术和经济考核指标满足要求；课题组织管理有序、制度健全并有所创新；课题经费支出合理、合规；验收资料齐全完整、内容详实，符合验收要求，一致同意课题通过正式验收。

　　验收组由来自环保部核与辐射安全中心、中国华能集团、中国核工业集团公司、中国原子能科学研究院、中国核动力研究设计院、中科华核电技术研究院、清华大学、上海交通大学、华北电力大学等家单位的16名专家组成。国家科技部、国家能源局、中国核电发展中心、国家电投重大办、课题参与单位相关代表等30余人参加会议。

　　本课题在2011年由国家能源局批准正式立项，目标是开展CAP1400非能动堆芯冷却系统（PXS）性能试验和验证研究，深入认识小破口失水事故下非能动安全设备的作用机制，探索其内在的热工水力现象，验证安全分析程序和分析方法改进的有效性。课题内容包括AP600/AP1000试验结果及分析程序适用性研究、整体试验台架ACME设计研究及建造调试、整体性能试验研究、非能动堆芯冷却系统安全分析程序的评价验证研究4个子课题。

　　课题的主要创新成果包括，建成了国内首个大型先进反应堆非能动冷却试验平台（ACME），达到同类技术的国际领先水平；国内首次按照国际规范RG-1.203的要求和流程，系统地开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统容量设计、PIRT评价、台架比例设计、性能试验和验证研究，达到国际先进水平，在新物理现象发现和分析模型等方面处于国际领先水平；通过对ACME试验数据的深入分析，揭示了非能动堆芯冷却中关键现象的形成机理、影响因素和演变规律；对小破口失水事故分析模型进行了改进和验证，对CAP1400小破口失水事故进行了最为广泛的试验和验证研究，包括各种破口谱、纵深防御系统影响、非凝结气体影响、鲁棒性试验和超设计基准事故。

　　此项课题研究形成了一批具有自主知识产权的科技成果，包括试验装置1套、技术报告203份、专利15项、技术秘密7项、学术论文27篇，及2项核能行业协会科学技术二等奖。课题成果已经应用于CAP1400示范工程的设计部分，充分验证了CAP1400非能动堆芯冷却系统设计的合理性和小破口失水事故下的安全性，有效支持了CAP1400示范工程的安全审评。