3月19日，中核集团ACP1000堆腔注水冷却系统（简称CIS系统）非能动试验典型工况在中国核动力研究设计院取得圆满成功，标志着ACP1000研发验证工作又向前迈出重要一步。
将堆芯熔融物滞留在压力容器内，保证反应堆压力容器的完整性，可以极大地缓解严重事故的进一步发展和恶化，减缓放射性的释放，保证公众安全。
在对现有先进反应堆熔融物堆内滞留策略消化吸收的基础上，中核集团ACP1000先进反应堆设置了堆腔注水冷却系统，通过冷却压力容器下封头，能够将堆芯熔融物包容在压力容器内，有效防止可能对安全壳完整性带来威胁的堆外现象发生。通过试验，技术人员可获得相关的对流换热特性和临界热流密度限值，并验证CIS系统的可靠性。
环保部核与辐射安全中心、中核集团核动力事业部、福建福清核电有限公司、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院等单位的专家及代表在现场见证了实验工程。