自主三代核电厂堆内熔融物滞留关键技术研究及应用.docx

自主三代核电厂堆内熔融物滞留关键技术研究及应用
 成果名称：
  自主三代核电厂堆内熔融物滞留关键技术研究及应用
 完成单位：
 中山大学、中广核研究院有限公司、中广核工程有限公司
 研究人员：
  陈鹏、张小英、展德奎、刘东杰
自主三代核电厂堆内熔融物滞留关键技术研究及应用
 成果名称：
  自主三代核电厂堆内熔融物滞留关键技术研究及应用
 完成单位：
 中山大学、中广核研究院有限公司、中广核工程有限公司
 研究人员：
  陈鹏、张小英、展德奎、刘东杰、夏少雄、杨方青、王彪、贺东钰、符卉、吴梓杰、江娉婷、林继铭、陈美兰、刘萍萍、张娟花、刘望、刘梦影、郭超
 介绍：
  本项目中所开展熔融物滞留关键技术从根本上解决堆坑注水系统设计依据，提出了针对新建核电厂和自主三代核电厂的堆芯熔融物滞留系统的工程设计方案，用于第三代核电厂严重事故事故缓解，防止高温熔融物熔穿RPV导致放射性物质泄漏。在核电厂发生严重事故以后，因为失水导致堆芯燃料升温、氧化、熔化，熔融物坍塌到RPV下封头内，并最终挑战RPV完整性。因此，华龙一号作为国内具有自主知识产权的第三代核电厂，为提高核电厂安全水平，设置先进的严重事故缓解系统是其主要特征之一。在严重事故事故发生以后保证RPV的完整性，通过非能动或能动的方式堆坑或堆内注水，在堆坑实现长期有效的自然循环，持续冷却RPV壁面带走RPV衰变热，将堆芯高温熔融物冷却滞留在RPV内。同时，开发堆内熔融物传热模型，开发专业的计算程序，设计并建造三维整体式、二维1:1自然循环试验装置，从理论及实验两个方面验证华龙一号堆芯熔融物冷却滞留关键技术的有效性。
    本项目通过深入的试验研究、模型开发及论证分析等多个方面开展了大量创新性的工作。本课题研究成果为"先进压水堆熔融物冷却滞留系统"，已经成功应用于自主三代堆中，相关研究数据及分析论证方法已经应用做工程设计依据及安全审评中。
本成果的产业化情况及前景如下：
1)本项目所获得的不同工况下的RPV下封头外壁面的CHF值等试验成果已经应用于PSAR报告中，为相关机组采用