CAP1400非能动堆芯冷却系统完成全部核安全局见证试验

7月5日，大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400核电站非能动堆芯冷却系统性能试验（Advanced Core-Cooling Mechanism Experiment，以下简称“ACME”）顺利完成最后一个国家核安全局见证试验-CAP16工况试验。

CAP16工况是设定安注管双端断裂破口失水事故叠加2支ADS4阀门失效事故的工况，是见证试验工况中一个超设计基准事故工况。整个试验过程中，非能动安全系统有效地执行了堆芯冷却的功能，堆芯始终保持被水淹没，处于良好冷却状态，试验结果与安全分析程序计算结果吻合性好，表明CAP1400核电站的非能动安全系统的安全功能具有足够的设计裕量，能够有效应对极端的破口事故，确保反应堆安全。

ACME试验是CAP1400六大关键试验之一，由国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司承担并具体实施，台架完整地模拟了CAP1400核电站的反应堆一回路系统、非能动堆芯冷却系统以及主蒸汽、主给水等其他重要系统，能够开展不同位置、不同尺寸、多种失效方式组合的以破口事故为主的试验研究，具备全面深入研究与试验验证CAP1400核电站非能动安全特性的能力。ACME试验台架在设计技术、试验技术、测量和控制技术、试验参数范围、模拟准确性等方面具有世界先进水平，是目前国内首个、国际上少数几个能够开展非能动安全系统整体试验的大型综合试验台架。

目前ACME台架已完成包括国家核安全局见证试验在内的一系列设计基准事故或超设计基准事故工况。已完成的试验均取得良好的试验结果，能够全面充分地验证CAP1400核电站的安全性能，为CAP1400大型先进压水堆通过最终的核安全审评和示范工程开工（FCD）核准提供重要支撑。

本次见证试验在“国核能源实验室（清华大学昌平基地）”进行，由国家核电技术公司重大办、总师办、上海核工程研究设计院组织。国家能源局、国家核安全局、环保部核与辐射安全中心派员听取了试验准备情况和预分析情况等方面的汇报，见证了整个试验过程。

CAP1400核电是国家核电技术公司在引进消化吸收AP1000三代核电技术的基础上，结合我国核电设计、建设、运行经验，开发的具有自主知识产权、功率更大的大型先进压水堆核电型号。CAP1400采用完全非能动安全理念，具有世界先进的安全性、经济性和环境相容性。CAP1400研发和示范工程建设被列为我国16个国家重大科技专项之一。

（国核科学技术研究院 叶子申、张银广）