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支撑华龙一号严重事故缓解研发设计和安全评审——华龙一号严重事故堆芯熔融物策略研究与试验验证

2021-07-13

 

发生堆芯熔化的严重事故是核电厂大量放射性释放的根本原因,熔融物堆内滞留(IVR)措施是“华龙一号”对抗堆芯熔化严重事故的关键策略。在反应堆熔化后实现熔融物在下封头内冷却与滞留,在极端事故下保持压力容器的完整性,将放射性包容在压力容器内,从而大幅降低大量放射性释放的可能性,是应对类似日本“福岛”等极端核事故的关键手段。
IVR措施设计与验证属于第三代核电技术的“新生事物”,涉及系统方案研究、严重事故进程分析、熔融物传热流动特性分析、压力容器失效模式分析、压力容器外表面临界热流密度试验研究等,是多学科、多物理过程交叉耦合问题,在当时面临着技术储备弱、研发难度大、分析工具缺的困难局面。
依托国家重点研发计划“核安全与先进核能技术”重点专项“严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究”项目,针对“华龙一号”核电项目开展严重事故熔融物堆内滞留策略研究与验证,采用创新的“能动+非能动”设计理念,瞄准IVR措施设计与论证中的关键理论方法与试验技术开展深入研究,以形成熔融物缓解策略的设计方案、分析工具、分析方法、试验验证、运行策略等关键技术,建立我国自主化三代反应堆的熔融物策略完整技术体系。
该项目获软件著作权1项、授权国家发明专利7项(反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统,ZL201510310146.0;一种压力容器下封头热流密度的模拟装置及模拟方法,ZL201310273840.0等),技术自主可控。经专家委员会鉴定该项目研究成果达到国际领先水平。项目研究成果于2020年获得中国核能行业协会科学技术进步奖一等奖、国防科学技术进步奖三等奖。