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您的位置:中国核电信息网 >  > 非能动安全试验验证平台持续助推我国核电自主化
 

    以非能动堆芯应急冷却试验台架(ACME)和非能动安全壳冷却综合性能试验台架(CERT)为代表的非能动安全试验验证平台,在自主化大型先进压水堆核电站“国和一号”的研发设计与示范工程安全评审中完成了重要工作。之后的5年间,该平台持续在我国核电自主化工作中发挥着重要作用。


    在2012至2017年间,非能动安全试验验证平台完成的试验任务支撑了“国和一号”核电站示范工程通过国家核安全局安全评审,之后又完成了“CAP1400核安全监管重要试验验证”等重大专项试验课题。经过对试验结果的细致分析和认真梳理,相关成果共发表科技论文300余篇,获得专利授权100余项,认定技术秘密50余项。此外,该试验验证平台还获得了北京市科学技术进步一等奖、中国核能行业协会科学技术一等奖 、国家电投集团科学技术进步一等奖等诸多荣誉,研究成果在行业内获得了高度评价。

获得北京市科学技术进步一等奖

    自2018年开始,ACME和CERT试验台架又承担了我国自主化核电软件——COSINE程序的验证工作。非能动试验课题组在原有工作的基础上,从全方位验证软件的角度提出了更多、更新、更深入的试验内容。课题组克服了人员短缺和时间进度紧张的困难,用不到一年时间就圆满完成了全部三个专题的研究任务。试验结果为COSINE程序的开发验证提供了宝贵数据。

    除自主化软件课题相关的任务外,非能动安全试验验证平台秉承“走出去”的理念,积极寻求更多对外合作的机会。2019年,非能动安全试验验证平台经过评审成为首批国家能源局共享试验平台。此外,经过近3年的努力,基于ACME试验装置的OECD/NEA国际标准例题成功立项,中央研究院的科研工作朝国际化方向又迈出了重要一步。

基于ACME试验装置国际标准例题成功立项

    相信未来通过持续的科研投入和深入的研究工作,非能动安全试验验证平台还将为我国核电型号的安全性和经济性提升、先进核电型号的研发、国产化核电设备和核电软件开发验证等关键技术领域继续贡献力量。

非能动安全试验平台主要装置介绍


    CERT试验台架是针对CAP1400大型压水堆非能动安全壳冷却系统(Passive Cooling Containment System, PCS),开展典型设计事故(DBA)下安全壳非能动性能验证的台架。CERT台架使用电厂直供蒸汽作为模拟事故的气源,最大蒸汽量达到108吨/小时。CERT的安全壳模拟自由容积为190m3,配备了顶部水箱、水分配系统、壳外导流系统等非能动安全壳系统模拟和完整的试验控制和测量系统。由于良好的蒸汽条件和设计,CERT台架是目前世界上唯一能够全面研究事故下安全壳内的物理现象以及非能动安全壳冷却系统的功能和规律的试验装置。CERT试验厂房配备了完整的辅助系统和办公条件,总占地面积约2000m2。


    ACME试验台架是以CAP1400核电站为原型,采用先进的比例分析方法,按照1/3高度比、主回路等压模拟、二回路全压模拟设计的非能动堆芯冷却系统整体性能试验台架。主要功能为开展小破口失水事故、全厂断电事故、非LOCA运行瞬态等整体性试验,开展RNS泵纵深防御功能试验,ACC氮气隔离、 PXS鲁棒性等敏感性试验,开展ADS-4特性等单项试验以及开展为支持电站运维相关技术验证的试验。

    全尺寸上腔室&下降段试验台架是以CAP1400核电站为原型,按1:1比例设计搭建的研究反应堆压力容器下降段内气液逆向流现象和ECC旁通现象的试验装置。试验的供气流量最高达到15kg/s,供水流量最高150m/s。在该装置上完成了失水事故下与反应堆压力容器相关的大量重要安全现象的研究工作。

 
 
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