2018年1月15至16日，國家能源局核電司組織專家對我院牽頭、聯(lián)合國核華清(北京)核電技術研發(fā)中心有限公司共同承擔的大型先進壓水堆核電站重大專項“CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗和驗證研究”課題進行正式驗收。

驗收會議現(xiàn)場

驗收組由來自中國華能集團、環(huán)保部核與輻射安全中心、中國核工業(yè)集團公司、中國原子能科學研究院、中國核動力研究設計院、中科華核電技術研究院、清華大學、上海交通大學、華北電力大學等單位的16名專家組成。國家科技部、國家能源局、中國核電發(fā)展中心、國家電力投資集團公司重大辦、課題參與單位相關代表等30余人參加會議。

專家現(xiàn)場審查

專家組認為：課題按計劃全面完成了任務合同書規(guī)定的研究內容，實現(xiàn)了預定的目標，技術和經濟考核指標滿足要求;課題組織管理有序、制度健全并有所創(chuàng)新;課題經費支出合理、合規(guī);驗收資料齊全完整、內容詳實，符合驗收要求，一致同意課題通過正式驗收。

2011年，本課題由國家能源局批準正式立項，目標是開展CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)性能試驗和驗證研究，深入認識小破口失水事故下非能動安全設備的作用機制，探索其內在的熱工水力現(xiàn)象，驗證安全分析程序和分析方法改進的有效性。課題內容包括AP600/AP1000試驗結果及分析程序適用性研究、整體試驗臺架ACME設計研究及建造調試、整體性能試驗研究、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)安全分析程序的評價驗證研究4個子課題。

本課題的主要創(chuàng)新成果包括：

l建成了國內首個大型先進反應堆非能動冷卻試驗平臺(ACME)，達到同類技術的國際領先水平。

ACME臺架

l國內首次按照國際規(guī)范RG-1.203的要求和流程，系統(tǒng)地開展了CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)容量設計、PIRT評價、臺架比例設計、性能試驗和驗證研究，達到國際先進水平，在新物理現(xiàn)象發(fā)現(xiàn)和分析模型等方面處于國際領先水平。

l通過對ACME試驗數(shù)據(jù)的深入分析，揭示了非能動堆芯冷卻中關鍵現(xiàn)象的形成機理、影響因素和演變規(guī)律。

l對小破口失水事故分析模型進行了改進和驗證，助力程序的分析能力和可信度得到了顯著提升。

課題對CAP1400小破口失水事故進行了最為廣泛的試驗和驗證研究，包括各種破口譜、縱深防御系統(tǒng)影響、非凝結氣體影響、魯棒性試驗和超設計基準事故。課題成果已經應用于CAP1400示范工程，充分驗證了CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)設計的合理性和小破口失水事故下的安全性，有效支持了CAP1400示范工程的安全審評。

課題形成了一批具有自主知識產權的科技成果(包括試驗裝置1套、技術報告203份、專利15項、技術秘密7項、學術論文27篇)，及2項核能行業(yè)協(xié)會科學技術二等獎。