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重大专项课题“CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)科研及试验”经过动力局正式验收

  9992019银河国际手机:2018年4月24日   出处:集团企业        【编辑录入:jxnpc_amd

41920日,由上海核工院牵头,国核华清(北京)核电技艺研发中心有限企业与上海交通大学协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)科研及试验”课题经过国家动力局正式验收。

验收专家组认为:课题完成了使命合同书限定的科研内涵,满足查核指标请求,实现了科研目标;课题组合办理井井有条、准则健全,一致同意课题经过正式验收。

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。国家动力局、中国核电发扬中心、国家电投重大办、课题参与单位代表等40余人参与此次会议。

熔融物堆内滞留(IVR)办法能够经过从压力容器外部对堆芯熔融物实行充分冷却,包管压力容器完整性,是大型先进压水堆核电站CAP1400缓解严重变乱后果的最关键办法之一,对于包管反应堆安全具有重要意义。该课题于2011年由国家动力局批准正式立项,旨在经过CAP1400严重变乱进程、下封头熔融池包络状态、压力容器失效准则、IVR有用性评价及变乱办理办法影响等理论和计算剖析工作,以及稳固熔融池传热特性、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科研工作,全面把握IVR关键技艺,实现CAP1400 IVR的有用性评价。

课题的首要成果包括: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展开了试验科研,获得了CHF试验数据;全面科研了堆芯熔化、下移进程及压力容器下封头熔池作为,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剖析方法对CAP1400 IVR有用性实行了全面、系统的评价;优化了严重变乱办理导则及堆内构件,进一步提高了IVR有用性。该课题科研成果已应用于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“CAP1400 IVR剖析方法和增强办法科研成果经核能职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年度核能职业协会科学技艺二等奖。

课题实施取得了一批具有自主常识产权的科学技术成果,包括试验装置3套、专利14项、技艺奥秘6项、计算剖析App2项、颁发论文9篇;此外,还培养了一大批把握IVR技艺剖析、试验和办理的专业人才,形成了高水平的研发团队,为延续核电研发设计提供了人才储备和保障。


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