国家科技重大专项大型先进压水堆核电站CAP1400代表世界上最先进的核电技术水平，满足最严格的安全设计标准，这对核电安全系统和关键设备的可靠性提出更高的要求。根据《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案》和国内外核电安全法规要求，经国家能源局批准，CAP1400设置了6大关键试验课题，用于支撑CAP1400工程设计和安全评审。包括：验证非能动堆芯冷却系统（PXS）、熔融物堆内滞留（IVR）、非能动安全壳冷却系统（PCS）3个非能动安全系统验证试验；反应堆结构水力模拟、堆内构件流致振动模拟（FIV）、蒸汽发生器及其关键部件性能3个关键设备性能试验。

在党中央、国务院的统一领导，在科技部、发改委（能源局）、财政部的统筹部署，在国家电力投资集团和国家核电技术公司的牵头组织下，上海核工程研究设计院、国核华清核电技术研发中心、上海交通大学、中国核动力研究设计院、中核武汉核电运行技术股份有限公司等单位强强联手，开展了课题实施和试验验证工作，过程中实现了科研大合作、协同大攻关、创新大集成。

六大试验课题，自2011年1月立项，经历了试验需求分析、试验方案确定、试验台架设计、试验台架建设、可用性评估、试验过程实施、试验数据分析评价等系列工作，于2014年12月完成全部试验，试验过程得到国家核安全局、环境保护部核与辐射安全中心的见证和指导。至今，四项试验已经完成国家能源局组织的正式验收，另两项试验已向国家能源局提交正式验收申请。

六大关键试验的实施，不仅全面提升了我国核电技术的基础研究和试验研究能力，更是为我国核电领域重大科研项目的组织管理体系、技术创新体系发展做出了突出贡献。

六大关键试验，我国核电领域政产学研用密切合作的成功典范

在国家科技部、财政部、发展改革委、国家能源局、国家安全局的领导下，上海核工程研究设计院作为六大试验牵头单位，在重大专项总设计师郑明光的牵头组织下，联合上海交通大学等高校，以及中核、中广核等集团单位下属的科研院所，在六大试验实施过程中，建立健全了企业牵头实施重大科技试验项目的机制，各方相互协作，密切配合，保证了试验课题的顺利开展。在此过程中，进一步强化和突出了企业的技术创新主体地位，加快了在核电领域建立以企业为主体、产学研紧密结合的技术创新体系。

在CAP1400熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验课题中，上海核工院联合上海交通大学和国核华清（北京）核电技术研发中心，历经5年的科研攻关，通过自主建设试验台架，系统地开展了CAP1400熔融物堆内滞留分析及试验研究，形成了严重事故堆芯熔化进程分析、熔池结构传热特性、严重事故IVR情况下熔池瞬态分析方法、严重事故管理导则优化等核心技术组成的技术体系。在课题组织实施以及CAP1400的核安全审评过程中，有效利用了国内核电技术资源，充分发挥了企业、高校、科研院所以及核安全审评等单位的优势，形成了一套适用于非能动压水堆核电厂的熔融物堆内滞留试验与验证研究体系，对国内企业、高校和科研院所等单位技术能力的提升也有重要推动作用。

六大试验在实施过程中实现资源、技术共享、优势互补的同时，也实现了技术成果和试验数据库在国内核电行业届的共享，加快了试验成果的转化，并使CAP1400关键设备实现了研发、设计及分析技术的自主化，是产学研+用的典型示范。

反应堆堆芯入口流量分配装置是反应堆堆内构件的核心功能部件之一，其主要作用是实现冷却剂在进入堆芯前的流量分配，保证冷却剂在进入堆芯前能够足够的均匀。西屋研发了导流围板作为AP1000反应堆堆芯入口流量分配装置。，并为保护其核心技术，申请了专利保护。为突破导流围板设计技术，研发试验团队通过CAP1400反应堆结构水力模拟试验研究，开发了具有自主知识产权的CAP1400反应堆堆芯入口流量分配装置——均流板。水力模拟试验表明，CAP1400均流板的堆芯入口流量分配试验结果满足堆芯入口分配的准则要求。综合比较国内外同类设计结构，均流板的结构设计技术达到国际先进水平，均流板结构明显提高了流量分配的均匀性，性能处于国际领先水平。均流板的成功研发支撑了CAP1400反应堆的设计，产生了良好的社会和经济效益。  

此外，CAP1400蒸汽发生器及其关键部件性能试验，验证了我国自主研发的蒸汽发生器汽水分离装置综合性能优于国际同类产品，实现了蒸汽发生器及其关键部件设计、试验验证及分析技术的自主化，课题成果已应用于CAP1400工程设计，并为后续项目汽水分离装置国产化奠定了良好基础。

 六大关键试验，建立健全了我国三代核电试验验证体系

六大试验新建12个和改造10个了试验设施，完成17项试验887个工况；采用PIRT评价、比例分析、可用性评估方法和规程；掌握了试验台架设计，建造，安装，调试运行相关的技术；并建立了符合我国核安全局要求的试验质保体系。国家核安全局在《CAP1400六大关键试验见证大纲》中设置10个W点和17个R点，结论为：CAP1400六大关键试验为验证CAP1400设计的安全性提供了大量数据，可用于相关安全分析程序的验证和支撑CAP1400安全评审。国家能源局：CAP1400六大试验课题达到了预期目标要求，试验数据真实、完整、可信，有效地支持了CAP1400设计验证及安全评审。

在形成了一套系统的试验设施可用性评估体系、可靠的试验预分析方法和试验数据评价方法，以及试验质保体系的基础上，六大试验的实施为我国建立健全一套先进的三代核电试验验证体系。

 六大关键试验，夯实我国迈向核电强国的能力基础

通过六大试验，在非能动安全系统性能验证方面，国内首个1/3比例的大型非能动堆芯冷却系统热工水力综合试验台架、国内首个采用压力容器原型材料加热面、等高模拟的IVR试验台架、首个1/8比例的非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架建成，经评估鉴定，试验台架综合能力达到了国际领先水平，通过试验数据的深入分析，进一步认识和发现了重要的物理现象，更好地揭示了非能动冷却系统中关键现象的形成机理、影响因素和演变规律。

在关键设备综合性能验证方面，国内首套四环路百万千瓦级压水反应堆结构水力模拟试验装置建成，该试验装置功能参数、测控系统及数据采集系统均居于国际先进水平，可应用于我国未来新型四环路军用及民用反应堆整体水力模拟及流致振动试验研究，提升我国在相关核工程领域的研发能力；蒸汽发生器综合性能自主试验验证平台的建成，提升了我国核电蒸汽发生器试验基础能力和技术水平，标志着我国核电蒸汽发生器研发和验证能力迈入国际先进行列。

六大关键试验在实施过程中，更是培养了一批核电设计、分析和试验的专业人才，形成了高水平的研发团队，涌现出一批创新领军人物，我国核电自主创新能力得到显著提升，为我国迈向核电强国奠定了坚实基础。

十年创新，十年路；十年同心，十年行。

自2008年2月15日，国务院批准《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案》至今，CAP1400的创新之路已有十年。

十年前，在党中央、国务院的英明决策下，大型先进压水堆重大专项CAP1400以国家之名，汇集全国核电产学研力量，恪守核安全文化要求，基于我国60年的核工业体系，基于非能动安全理念与AP1000技术引进，全行业共同参与、共同发展，大力创新、协同奋进，致力于中国先进核电技术自主化；

十年后的今天，作为压水堆重大专项科研成果的重大集成，CAP1400是我国建设创新型国家、世界科技强国的重要标志之一，也是中国核电高质量、高水平参与国际竞争的重要基础。

十年，中国核电技术水平，实现了从跟随到比肩超越的全面突破；

十年，中国装备制造能力，实现了从二代向三代的整体跨越提升。

十年，中国核电科技工作者，走在前沿，更加自信、更加坚定！

未来已来，未来可期。

下一个十年，承前启后，在新时代，面向世界科技前沿，面向国家重大需求，面向国民经济主战场，我们并肩携手、创新再出发，为“核电强国梦”，为建设社会主义现代化强国，不懈奋斗！