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，標誌著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，並驗證CIS系統的可靠性。

    環保部核與輻射安全中心、中核集團核動力事業部、福建福清核電有限公司、中國核電工程有限公司、中國核動力研究設計院等單位的專家及代表在現場見證了實驗工程。