發布時間：2018-02-08 08:42:44 瀏覽次數：
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1月15~16日，能源局核電司組織專家對由上海核工院牽頭、聯合國核華清（北京）核電技術研發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性能試驗和驗證研究”課題進行正式驗收。
專家組認為，課題按計劃完全完成了任務合同書規定的研究內容，實現了預定的目標，技術和經濟考核指標滿足要求；課題組織管理有序、制度健全并有所創新；課題經費支出合理、合規；驗收資料齊全完整、內容詳實，符合驗收要求，致同意課題通過正式驗收。
本課題在2011年由能源局批準正式立項，目標是開展CAP1400非能動堆芯冷卻系統（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可靠設備的作用機制，探索其內在的熱工水力現象，驗證可靠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可靠分析程序的評價驗證研究4個子課題。
課題的主要創新成果包括，建成了國內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先水平；國內次按照國際規范RG-1.203的要求和流程，系統地開展了CAP1400非能動堆芯冷卻系統容量設計、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，在新物理現象發現和分析模型等方面處于國際先水平；通過對ACME試驗數據的深入分析，揭示了非能動堆芯冷卻中關鍵現象的形成機理、影響因素和演變規律；對小破口失水事故分析模型進行了改進和驗證，對CAP1400小破口失水事故進行了為廣泛的試驗和驗證研究，包括各種破口譜、縱深防御系統影響、非凝結氣體影響、魯棒性試驗和超設計基準事故。
此項課題研究形成了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項核能行業協會科學技術二等獎。課題成果已經應用于CAP1400示范工程的設計部分，充分驗證了CAP1400非能動堆芯冷卻系統設計的合理性和小破口失水事故下的可靠性，有效支持了CAP1400示范工程的可靠審評。
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