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。
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