2018年4月19-20日，由中央研究院国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司联合承担的大型先进压水堆核电站重大专项(简称：压水堆专项)“CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)研究及试验”课题顺利通过国家能源局组织的正式验收。
验收专家组一致认为：课题验收资料完整，内容详实，符合验收要求。课题完成了任务合同书规定的全部研究内容，实现了预定的任务目标，取得了一批具有自主知识产权的科技成果，相应成果达到考核指标要求。课题组织管理有序、制度健全，经费支出合理、合规。同意课题通过验收。
会后，验收专家现场参观了FIRM台架。
任务来源：“CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)研究及试验”课题是大型先进压水堆及高温气冷堆国家科技重大专项六大关键试验课题之一。该课题2011年由国家能源局批准立项，由上海核工程研究设计院牵头承担，我院国核华清作为联合单位承担该课题的核心研究内容子课题一CAP1400严重事故序列分析及熔融池行为研究、子课题三提高临界热通量关键因素试验研究、子课题五金属层试验及对提高临界热通量关键因素(流体化学特性等)的试验平台建设。项目总金额8432.81万元，国核华清承担部分为3890.17万元。
总体目标：课题以CAP1400为原型，借鉴国际上同类试验台架的设计经验并在关键技术上加以创新，设计并建造完成熔融池金属层传热特性试验台架(HELM台架)和提高临界热通量关键因素试验台架(FIRM台架)，开展CAP1400熔融物堆内滞留措施的试验验证研究，深入研究熔融池金属层传热特性规律并验证G-D公式的适用性，深入认识压力容器表面状态和水化学特性对于ERVC情况下临界热通量(CHF)的影响规律，获得基于真实压力容器材料与水化学特性影响的CHF试验数据与计算关联式。
实施情况：“CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)研究及试验”课题于2011年1月立项，国核华清于2015年12月完成承担的全部试验研究任务。通过承担课题的实施，共申请专利9项(含发明专利5项)，获得专利授权5项(含发明专利1件)，发表论文7篇，建成试验平台2项，并形成了一系列技术研究报告、图纸等文件。课题相关研究获得中国核能行业协会科学技术二等奖1项，获得国家电投集团科技进步奖1项。
通过课题实施，国核华清圆满完成了FIRM和HELM两个试验台架的建设，实现了课题总体目标。共开展了不同条件下临界热通量试验和金属层传热试验工况100余个，获得了大量的试验数据，拟合得到了适用于CAP1400的压力容器下封头CHF和金属层传热关系式，并开展了CHF机理研究。课题研究为CAP1400的安全评审提供了有力支撑，并为后续开展相关研究奠定了良好的基础。
重要成果：FIRM试验建成了国际上首个采用真实反应堆压力容器材料的ERVC-CHF试验台架，通过铜钢复合材料加热块技术解决了真实表面材料的临界热流密度测量的关键难题，为国际上开展类似试验开拓了一种新的方法。通过试验获得了针对CAP1400设计的真实表面材料压力容器下封头CHF值与计算关联式，得到了包络电厂真实水化学浓度范围工况的水化学试验结果，并获得了冷却介质流量、入口过冷度等关键参量对于CHF的影响规律。在课题的实施过程中，还开发了复合材料加热块的临界热流密度测量、可变流道的试验台架设计及热通量试验独特试验方法等一系列创新的技术方法。
HELM台架首次利用水为工质实现了可以包络CAP1400实际工况的轴向自然对流传热特性试验，其关键参数Ra数可达1012;验证了金属层传热关联式(G-D公式)在CAP1400工况下的可用性和高Ra数下金属层热聚焦效应的耦合传热计算模型的适用性。