工程实验
工程设计验证是中国核动力研究设计院的主导产品之一，主要包括反应堆及一回路系统的工程设计验证，除蒸汽发生器外，占有国内核电领域所有的反应堆及一回路系统的工程设计验证市场。
中国核动力研究设计院是国内唯一专业配套齐全的工程设计验证研究基地，拥有较完备的工程设计验证试验设施和先进的试验手段，自主设计建成了反应堆整体水力模拟试验装置、非能动余热排出系统试验装置、控制棒驱动线冷热态试验装置、动力设备综合试验装置、大型热工试验装置、地震模拟试验装置等20余座具有世界先进水平的反应堆工程试验装置和设计验证设施，具备反应堆热工水力、非能动安全系统、严重事故缓解措施、反应堆结构力学、反应堆水化学及材料腐蚀、物理及屏蔽、核动力装置关键设备状态监测与故障诊断等方面的工程设计验证及基础研究能力，具有丰富的反应堆工程试验装置设计、建造及运行经验。
中国核动力研究设计院先后承担并完成了秦山核电一期工程的重要试验研究、秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的重大科研攻关与工程验证试验，AC600、CNP1000的试验研究，以及动力堆、高通量工程试验堆、脉冲反应堆、低温供热堆、中国实验快堆、CARR堆等的相关科技攻关项目，取得了大量具有实际工程意义的科研成果。
（1）反应堆热工水力试验研究
反应堆热工水力研究是核电研发和工程设计的重要研究内容，中国核动力院在相关核电研发和工程项目中开展并完成了大量反应堆热工水力试验研究课题，为核电工程设计提供了必须的关键数据，验证和优化了反应堆结构设计。完成的主要研究项目如下：
·秦山核电一期工程30万千瓦核电站1：1燃料组件高温高压冲刷试验
·秦山核电二期工程反应堆整体水力模拟实验
·秦山核电二期工程控制棒驱动线冷热态试验及寿命考验
·秦山核电二期工程反应堆上封头流场试验
·CNP1000反应堆整体水力模拟实验
·CARR工程堆芯流量分配堆外验证实验
·蒸汽发生器热工水力特性系列试验
·先进燃料组件定位格架筛选及交混系数试验研究
·5×5全长棒束非均匀加热临界热流密度试验研究
·棒弯曲对燃料组件临界热流密度影响试验研究
·燃料元件流动及传热特性试验研究等
（2）非能动安全系统试验研究
中国核动力院在核能开发和核动力研发过程中，针对AC600、先进压水堆核电站、核能海水淡化反应堆和核动力装置开展了一系列非能动安全系统试验研究，包括原理性和工程验证性的单项和系统试验。主要完成的项目如下：
·AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统试验研究
·AC600全压堆芯补水箱补水性能试验研究
·AC600非能动安全壳风洞试验
·AC600非能动安全壳内部流场分布试验
·先进堆非能动余热排出系统综合试验研究
·先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究
·饱和蒸汽在排放容器内的冷凝特性试验研究
·非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验
·自然循环分离效应和整体模拟试验研究
·先进压水堆核电站非能动余热排出系统综合特性评估技术研究
·海水淡化反应堆专设安全设施综合试验研究
·小核电装置非能动余热排出系统试验研究
（3）严重事故研究
在压水堆核电站严重事故研究方面，国内目前还停留在利用国外的相关程序进行初步分析的阶段，在机理性、工程性试验研究方面仍存在很大的空白。中国核动力院在消化吸收国外先进的严重事故研究经验的基础上，目前确定了严重事故试验研究的优先开展项目，正在进行的研究项目如下：
·严重事故机理及现象分析研究
·IVR策略机理试验研究
·严重事故下反应堆压力容器下封头流动传热研究
（4）反应堆结构力学分析与试验研究
反应堆结构力学是核电研发、工程设计、安全评估的基础专业之一，中国核动力院在反应堆结构力学研究方面先后完成了秦山二期核电站、动力堆、试验堆(高通量、脉冲堆、CARR)以及在建核电站设计、建造和运行过程的力学分析、安全评定与实验研究。完成的主要研究项目如下：
·秦山核电二期反应堆堆内构件振动现场测量
·秦山核电二期反应堆堆内构件流致振动试验
·秦山核电二期反应堆控制棒驱动线抗震试验
·秦山核电二期反应堆冷却剂系统管道应力分析
·CNP1000反应堆堆内构件流致振动试验
·核电站反应堆抗震安全试验研究
·各种燃料组件的流致振动试验
·动力堆一、二回路系统应力分析
·动力堆压力容器、稳压器等设备力学分析
·高通量反应堆、脉冲堆的力学安全评定
·中国先进试验堆（CARR）全堆流致振动试验
·中国实验快堆设备、系统力学分析及驱动线抗震试验
·部件与带间隙的支撑碰撞动力效应的实验研究
·LBB泄漏率、裂纹稳定性分析软件研发与试验验证
·具有焊缝缺陷的高温变换炉的安全评定
·大亚湾、田湾核电站核多个核辅系统改造力学分析与现场测量
·核电站、动力堆、试验堆现场力学测量
（5）反应堆水化学及材料腐蚀试验研究
在反应堆水化学及材料腐蚀试验研究方面，中国核动力院先后完成了核电站和动力堆水质监测、系统去污，蒸汽发生器清洗、蒸汽发生器综合腐蚀性能研究、材料与水化学相容性研究等多个方面的研究任务，完成的主要研究项目如下：
·秦山一期ETA与二回路材料相容性试验研究
·反应堆用Zn系和Ti系高温缓蚀剂试验研究
·蒸汽发生器综合腐蚀性能试验研究
·蒸汽发生器二次侧清洗技术及工艺研究
·蒸汽发生器综合腐蚀性能试验研究
·水化学对包壳材料M5合金的腐蚀及沉积影响研究
·反应堆材料及材料腐蚀标准制定
·反应堆结构材料应用性能研究
·动力堆一回路系统及部件去污试验研究
·反应堆一回路冷却剂水化学在线监测技术研究
（6）反应堆物理及屏蔽试验研究
中国核动力院在反应堆物理及屏蔽试验研究方面，承担并完成了核电站反应堆、动力堆和研究堆等多种堆型的反应堆临界试验、通量分布测量、堆功率刻度，各型控制棒和可燃毒物棒当量测量、反应性测量、停堆深度测量、硼中毒试验、动力堆和研究堆物理启动试验，堆芯物理设计验证等试验研究，主要完成的项目包括：
·秦山一期30万千瓦核电站零功率物理试验
·先进压水堆铁水反射层组件零功率物理试验
·反应堆临界试验及1:1堆芯零功率物理验证试验
·脉冲堆1:1堆芯零功率物理试验
·核电站气动球法堆芯功率分布测量技术研究
·反应堆活化探测丝堆芯功率分布测量技术研究
·堆芯零功率模拟堆芯试验验证
·铪控制棒模拟堆芯零功率试验
·堆芯最佳屏蔽设计验证试验
（7）核动力装置关键设备状态监测与故障诊断
在核动力装置关键设备状态监测与故障诊断方面，中国核动力院针对压水堆核电站和动力堆，系统开展了松脱部件监测与诊断技术研究、反应堆及堆内构件振动监测与 分析技术研究、关键设备密封泄漏监测与定量技术研究、动力堆主泵运行状态监测与故障模式识别技术研究等项目，完成的主要研究项目包括：
·秦山核电二期扩建工程松脱部件和振动监测系统（KIR）设备供货
·岭澳核电二期扩建工程松动部件与振动监测系统（KIR）设备供货
·秦山核电二期松脱件与振动监测和故障诊断技术研究
·先进压水堆核电站压力容器法兰密封泄漏监测技术研究
·田湾核电站MCDS系统调试技术服务和松脱部件事件诊断服务
·反应堆及冷却剂系统故障诊断机理与故障特征信息数字化技术研究
·安全阀泄漏声发射监测技术研究
·核动力装置关键设备动态检测与故障分析技术研究
