1月15至16日，國(guó)家能源局核電司組織專家對(duì)上海核工院牽頭、聯(lián)合國(guó)核華清（北京）核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司共同承擔(dān)的大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng)"CAP1400非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn)和驗(yàn)證研究"課題進(jìn)行正式驗(yàn)收。
專家組認(rèn)為，課題按計(jì)劃全面完成了任務(wù)合同書規(guī)定的研究?jī)?nèi)容，實(shí)現(xiàn)了預(yù)定的目標(biāo)，技術(shù)和經(jīng)濟(jì)考核指標(biāo)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(jīng)費(fèi)支出合理、合規(guī)；驗(yàn)收資料齊全完整、內(nèi)容詳實(shí)，符合驗(yàn)收要求，一致同意課題通過(guò)正式驗(yàn)收。
驗(yàn)收組由來(lái)自環(huán)保部核與輻射安全中心、中國(guó)華能集團(tuán)、中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司、中國(guó)原子能科學(xué)研究院、中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院、中科華核電技術(shù)研究院、清華大學(xué)、上海交通大學(xué)、華北電力大學(xué)等家單位的16名專家組成。國(guó)家科技部、國(guó)家能源局、中國(guó)核電發(fā)展中心、國(guó)家電投重大辦、課題參與單位相關(guān)代表等30余人參加會(huì)議。
本課題在2011年由國(guó)家能源局批準(zhǔn)正式立項(xiàng)，目標(biāo)是開展CAP1400非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）性能試驗(yàn)和驗(yàn)證研究，深入認(rèn)識(shí)小破口失水事故下非能動(dòng)安全設(shè)備的作用機(jī)制，探索其內(nèi)在的熱工水力現(xiàn)象，驗(yàn)證安全分析程序和分析方法改進(jìn)的有效性。課題內(nèi)容包括AP600/AP1000試驗(yàn)結(jié)果及分析程序適用性研究、整體試驗(yàn)臺(tái)架ACME設(shè)計(jì)研究及建造調(diào)試、整體性能試驗(yàn)研究、非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)安全分析程序的評(píng)價(jià)驗(yàn)證研究4個(gè)子課題。
課題的主要?jiǎng)?chuàng)新成果包括，建成了國(guó)內(nèi)首個(gè)大型先進(jìn)反應(yīng)堆非能動(dòng)冷卻試驗(yàn)平臺(tái)（ACME），達(dá)到同類技術(shù)的國(guó)際領(lǐng)先水平；國(guó)內(nèi)首次按照國(guó)際規(guī)范RG-1.203的要求和流程，系統(tǒng)地開展了CAP1400非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)容量設(shè)計(jì)、PIRT評(píng)價(jià)、臺(tái)架比例設(shè)計(jì)、性能試驗(yàn)和驗(yàn)證研究，達(dá)到國(guó)際先進(jìn)水平，在新物理現(xiàn)象發(fā)現(xiàn)和分析模型等方面處于國(guó)際領(lǐng)先水平；通過(guò)對(duì)ACME試驗(yàn)數(shù)據(jù)的深入分析，揭示了非能動(dòng)堆芯冷卻中關(guān)鍵現(xiàn)象的形成機(jī)理、影響因素和演變規(guī)律；對(duì)小破口失水事故分析模型進(jìn)行了改進(jìn)和驗(yàn)證，對(duì)CAP1400小破口失水事故進(jìn)行了最為廣泛的試驗(yàn)和驗(yàn)證研究，包括各種破口譜、縱深防御系統(tǒng)影響、非凝結(jié)氣體影響、魯棒性試驗(yàn)和超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。
此項(xiàng)課題研究形成了一批具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的科技成果，包括試驗(yàn)裝置1套、技術(shù)報(bào)告203份、專利15項(xiàng)、技術(shù)秘密7項(xiàng)、學(xué)術(shù)論文27篇，及2項(xiàng)核能行業(yè)協(xié)會(huì)科學(xué)技術(shù)二等獎(jiǎng)。課題成果已經(jīng)應(yīng)用于CAP1400示范工程的設(shè)計(jì)部分，充分驗(yàn)證了CAP1400非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)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(píng)。
