5月28日-29日，大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400非能动安全壳冷却系统综合性能试验（CERT）台架在河南省开封市国核能源试验室顺利通过可用性评估并完成正式试验工况见证。国家能源局、国家核安全局、环保部核与辐射安全中心派员见证了全部试验过程。
　　5月28日，上海核工程研究设计院检查组对CERT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，内容覆盖模型特征量测定、关键测量通道现场校准确认、工况/动作稳定性测试、质能平衡测试和预试验见证。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。环保部核与辐射安全中心的代表参与并见证了此次可用性评估。
　　5月29日，国家核电技术公司重大办/总师办、上海核工程研究设计院组织了LOCA试验工况的现场见证活动。与会及见证人员一致认为：CERT试验质保体系完善、文件资料和记录齐全、试验所用仪表经检定合格，试验设施运行正常，试验过程稳定可控，获得的试验数据可信。
　　CERT试验是CAP1400六大关键试验之一，由国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司承担并具体实施。试验台架利用比例分析方法，建立缩比例试验平台，通过热工水力试验及分析工作，验证CAP1400压水堆原型非能动安全壳冷却系统在事故条件下的工作能力及性能。为定量评价CAP1400非能动安全壳冷却系统设计形式提供支持，并为相应设计形式安全评审提供支持。后续国核华清CERT研究团队将依据既定计划开展后续试验，为通过最终的核安全审评提供重要支撑。（上海核工程研究设计院、国核（北京）科学技术研究院　倪陈宵、赵东建、樊焕然）