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压水堆重大专项“反应堆严重事故缓解技术研究”课题顺利通过国家能源局正式验收

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压水堆重大专项“反应堆严重事故缓解技术研究”课题顺利通过国家能源局正式验收

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研究动态
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来源:
2018/07/25 14:15
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  由中央研究院国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司牵头承担的大型先进压水堆核电站重大专项“反应堆严重事故缓解技术研究”课题在北京顺利通过国家能源局组织的正式验收。验收组由行业内资深专家组成,国家能源局核电司、中国核电发展中心、国家电力投资集团公司(以下简称“国家电投”)重大办、国家电投中央研究院及课题联合单位的有关领导和课题组代表出席了本次验收会。

  

 

  专家组认为:课题组完成了任务合同书中规定的研究目标、研究内容,满足考核指标要求。课题组织制度健全,管理有序。课题承担单位和联合单位合作良好,保证了课题的顺利进行。课题成果档案管理规范,验收资料齐全完整,内容翔实,符合验收要求,经费支出合理、合规。同意课题通过验收。

  “反应堆严重事故缓解技术研究”课题

  该课题是大型先进压水堆及高温气冷堆国家科技重大专项重大共性技术课题之一,研究内容包括极端严重事故的缓解研究、非能动堆芯应急冷却系统中的硼酸控制研究、失水事故条件下国产新锆合金安全性能研究、乏燃料水池严重事故处置关键技术研究、安全壳长期过滤排放技术研究、SiC/SiC复合材料的辐照效应研究等6个子课题。该课题2013年由国家能源局批准立项,由国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司牵头,联合上海核工程研究设计院有限公司、中国原子能科学研究院、中广核研究院有限公司、哈尔滨工程大学、国家电投集团中央研究院有限公司共6家单位共同承担。

  总体目标

  课题在消化吸收AP1000严重事故预防和缓解设计技术和分析工具的基础上,综合国际最近研究进展及研究成果,通过理论分析、数值模拟及试验研究,深入理解严重事故发生后相关的缓解技术,建立试验研究平台,掌握LOCA工况模拟试验关键技术,为我国已有二代加核电站及未来非能动和高功率压水堆核电站严重事故缓解对策的分析和评价提供理论依据、分析工具及试验数据,并使我国具有研究核电厂严重事故缓解技术的能力,为我国在严重事故缓解技术研究领域赶超世界先进水平夯实基础。

  实施情况

  课题于2013年1月立项,至2017年12月完成全部研究任务。五年间,在国核华清的精细组织和各联合单位密切配合下,课题研究团队破解研发难题,通过自主创新,取得了丰硕成果。课题实施过程中申请专利11项(含发明专利7项),已授权专利6项(含发明专利2项),登记软件著作权2项,发表论文41篇,建成试验平台5项,形成技术秘密1项,并形成了一系列技术研究报告、图纸等文件。

  通过课题实施,课题组掌握了大型先进压水堆严重事故和缓解技术的理论分析、数值模拟、模型开发及试验研究等关键技术,深化了对严重事缓解重要现象的理解,建成了一批具有国际先进水平的研发试验设施,并开发了相关计算分析软件,培养了一批既有理论知识、又有实践经验的复合型人才,为我国压水堆核电站严重事故缓解技术提供理论依据、分析工具、试验数据及人才基础,推动行业技术发展,取得良好的经济和社会效益。

  重大成果

  1.完成国际上首个全尺寸的ADS-4夹带试验台架,试验工况最大气量达到810Nm3/min、最大补水量达到13.5kg/s,试验工况参数为国际同类台架之首。该实验装置按照1:1的比例建设了反应堆压力容器上腔室及热管和ADS-4管道,消除了之前研究中尺寸缩比带来的失真和不确定性。在全尺寸ADS-4夹带试验平台上,分别开展了ADS-4纯水及杂质工况的瞬态夹带试验和稳态夹带试验。通过试验研究掌握长期冷却中硼酸控制的机理和规律,获得关键因素对于ADS4夹带的影响规律。以全尺寸试验获得的数据为基础,开发了新的夹带模型/关联式,对于反应堆安全分析的准确性提升十分有益。

  2.根据核电厂LOCA工况特性,建立了能够模拟LOCA事故进程的试验平台,获取了新锆合金燃料元件的LOCA安全性能数据,填补了我国的空白,为先进燃料组件的工程应用提供强有力的技术支撑,加快我国自主知识产权的先进燃料的研发进程。自主开发了FTPAC瞬态性能分析程序,该程序能够模拟轻水堆燃料元件瞬态热工-力学行为。新锆合金LOCA整体模拟试验数据和模型可用于国产新锆合金燃料组件安全评审,使我国逐步摆脱在燃料元件安全分析和评价技术上完全依赖国外引进程序的局面,是实现我国燃料组件国产化的一个十分重要的环节。

  3.建成的小比例乏燃料水池(厂房)实验装置,进行了自然循环冷却特性实验研究,研发了具有自主知识产权的乏燃料水池严重事故的关键处置技术,开展了实验验证。研究成果具有实际工程参考价值,为标准化设计提供了有力的支撑。

  4.设计建成的安全壳长期过滤排放系统实验平台包括气溶胶、碘和甲基碘配送及测量系统,对进一步开展文丘里水洗器和金属纤维过滤器样机的研发提供研究保障。该实验平台具有完全的自主知识产权,研究成果可以用于对现役二代改进型核电厂使用的过滤排放系统进行升级,升级后将能够大幅度延长系统在严重事故条件下的连续运行时间;若用于三代核电技术,将有助于提升核电厂抵御严重事故的能力,增加核电厂安全裕度。

  5.SiC复合材料包壳管研究平台的建成,将提升我国包壳材料在事故工况下和长期运行工况下的关键性能试验研究能力,可成为国内相关包壳材料研究、开发与应用的重要验证基地。研制的包壳管,具有优秀的耐高温、抗腐蚀、抗辐照,可延长事故工况下反应堆的失效时间,从根本上提高在服役环境下的安全性等优点。研究成果具有实际参考价值,为核电站安全标准提供了强有力的支撑。

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