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时间:2018-04-23 来源: 作者:
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  4月19至20日,由上海核工院牵头,国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司与上海交通大学共同承担的大型先进压水堆核电站重大专项“cap1400熔融物堆内滞留(ivr)研究及试验”课题通过国家能源局正式验收。

  验收专家组认为:课题完成了任务合同书规定的研究内容,满足考核指标要求,实现了研究目标;课题组织管理有序、制度健全,一致同意课题通过正式验收。

  验收组由来自生态环境部核与辐射安全中心、西安交通大学、中广核集团、中核集团、国核示范、上海电气核电集团等单位的16名专家组成。国家能源局、中国核电发展中心、国家电投重大办、课题参与单位代表等40余人参加此次会议。

  熔融物堆内滞留(ivr)措施能够通过从压力容器外部对堆芯熔融物进行充分冷却,保证压力容器完整性,是大型先进压水堆核电站cap1400缓解严重事故后果的最关键措施之一,对于保证反应堆安全具有重要意义。该课题于2011年由国家能源局批准正式立项,旨在通过cap1400严重事故进程、下封头熔融池包络状态、压力容器失效准则、ivr有效性评价及事故管理措施影响等理论和计算分析工作,以及稳定熔融池传热特性、ervc全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动工程验证、提高临界热通量关键因素的试验和机理研究工作,全面掌握ivr关键技术,实现cap1400 ivr的有效性评价。

  课题的主要成果包括:首次实现碳钢材料与加热铜块之间的完美结合,针对真实压力容器表面特性和安全壳地坑水质开展了试验研究,获得了chf试验数据;全面研究了堆芯熔化、下移进程及压力容器下封头熔池行为,解读下封头熔融池结构形成机理,确定对应情况下压力容器壁面热流密度;采用确定论与概率论相结合的分析方法对cap1400 ivr有效性进行了全面、系统的评价;优化了严重事故管理导则及堆内构件,进一步提高了ivr有效性。该课题研究成果已应用于cap1400示范工程,支撑了cap1400的安全审评。

  课题形成的“cap1400提高临界热通量关键因素试验台架”和“cap1400 ivr分析方法和增强措施研究”成果经核能行业协会鉴定认为总体达到国际先进水平,并分别获得2016年度、2017年度核能行业协会科学技术二等奖。

  课题实施取得了一批具有自主知识产权的科技成果,包括试验装置3套、专利14项、技术秘密6项、计算分析软件2项、发表论文9篇;此外,还培养了一大批掌握ivr技术分析、试验和管理的专业人才,形成了高水平的研发团队,为后续核电研发设计提供了人才储备和保障。

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