5月20日，大型先进压水堆核电站重大专项的两项重要试验——CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)提高临界热通量试验和非能动安全壳冷凝试验，在位于北京昌平的清华大学核研院的“国核能源实验室”顺利完成核安全见证现场试验。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。此两项试验完成核安全见证后将按照预先计划开展后续试验工况，为支持CAP1400通过核安全审评提供重要支撑。
此次现场见证由上海核工程研究设计院根据国家核安全局《CAP1400六大关键试验见证大纲》的要求组织召开。国家核安全局、核与辐射安全中心、国家核电技术公司及所属国核科学技术研究院以及课题组相关成员参加了见证。
上述两项试验是CAP1400六大关键试验的重要组成部分。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CAP1400核电厂原型材料，在国内外同类试验中属于首创。非能动安全壳冷凝试验的目标是研究蒸汽/不凝气体的混合对流传热传质规律，提升该系统的安全裕量。
5月19日，上海核工院组织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。
