3月19日，中核集團(tuán)ACP1000堆腔注水冷卻系統(tǒng)（簡(jiǎn)稱CIS系統(tǒng)）非能動(dòng)試驗(yàn)典型工況在中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院取得成功，標(biāo)志著ACP1000研發(fā)驗(yàn)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(nèi)，保證反應(yīng)堆壓力容器的完整性，可以極大地緩解嚴(yán)重事故的進(jìn)一步發(fā)展和惡化，減緩放射性的釋放，保證公眾安全。
在對(duì)現(xiàn)有先進(jìn)反應(yīng)堆熔融物堆內(nèi)滯留策略消化吸收的基礎(chǔ)上，中核集團(tuán)ACP1000先進(jìn)反應(yīng)堆設(shè)置了堆腔注水冷卻系統(tǒng)，通過(guò)冷卻壓力容器下封頭，能夠?qū)⒍研救廴谖锇菰趬毫θ萜鲀?nèi)，有效防止可能對(duì)安全殼完整性帶來(lái)威脅的堆外現(xiàn)象發(fā)生。通過(guò)試驗(yàn)，技術(shù)人員可獲得相關(guān)的對(duì)流換熱特性和臨界熱流密度限值，并驗(yàn)證CIS系統(tǒng)的可靠性。
環(huán)保部核與輻射安全中心、中核集團(tuán)核動(dòng)力事業(yè)部、福建福清核電有限公司、中國(guó)核電工程有限公司、中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院等單位的專家及代表在現(xiàn)場(chǎng)見(jiàn)證了實(shí)驗(yàn)工程。
