5月19日-20日，大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400提高临界热通量关键因素试验及PCS壳内冷凝试验在北京国核能源试验室顺利通过可用性评估并完成正式试验见证。国家核安全局、核与辐射安全中心派员见证了试验过程。
    5月19日，我院组织检查组对上述试验的质保体系、过程文件、测量仪表、试验记录等各项内容进行了检查和评估。结果表明，试验质保文件体系完整，调试和预试验数据正常，试验台架满足可用性评估的各项要求，能满足试验目的要求。可用性评估工作贯穿于试验台架的设计、建安及调试全过程，试验台架通过可用性评估是试验过程中的重要节点，标志着试验台架可以开展正式试验。
    5月20日，根据国家核安全局《CAP1400六大关键试验见证大纲》的要求，我院组织召开上述两项试验的现场见证。国家核安全局、核与辐射安全中心、国家核电技术公司、国核研发中心、我院以及课题组相关成员参加了本次见证。见证结果表明，上述试验装置运行正常，试验回路稳定可控，获得的试验数据真实可信。
    上述两项试验是CAP1400六大关键试验的重要组成部分，由我院牵头，国核研发中心负责试验实施。其中，提高临界热通量关键因素试验主要研究熔融物压力容器内滞留（IVR）情况下压力容器外壁面临界热通量的影响因素，试验段表面采用了电厂原型材料（508Ⅲ钢），在国内外同类试验中属于首创。PCS壳内冷凝试验的核心目标是在PCS系统运行参数范围内验证蒸汽/不凝气体的混合对流传热传质经验关系式，并通过拓展性试验延伸关系式适用范围，优化关系式包络因子，提升系统的安全裕量。