Page 22 - 核能行业协会2023成果转化目录

项目名称 大型先进压水堆非能动安全关键技术及应用

成果形式 ■新技术 □新工艺 □新产品 □新材料 □新装备 □其他应用技术

ZL201210127368.5，大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统
ZL201310401430.X，非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法
知识产权基本信息
ZL202010414340 .4，一种模拟高温下熔融物瞬态反应的试验装置及方法
ZL201310364934.9，提高压力容器外壁面临界热流密度的装置

针对国和一号高功率核电堆型，建立了非能动安全技术准则与设计验证体系，开发
了非能动堆芯冷却、钢安全壳非能动冷却及放射性包容技术，创新了高功率反应堆
简要介绍
在复杂事故场景下的余热有效导出对策，研发了新型熔融物堆内滞留、氢气风险控
制和熔堆事故管理等技术，设计上做到了实际消除大规模放射性释放的可能性。

1、建立了大型非能动核电站各类工况的科研试验平台，揭示了各类事故场景下的
机理现象，在此基础上验证与开发完成了非能动核电设计分析软件，创建了非能动
核电安全技术准则及设计验证体系；
2、创新开发了适用于大型非能动核电站的一回路系统动态降压、多压力等级连续
安注、水装量控制技术；解决了潜在非能动机理失效的技术难题，实现了事故下反
本知识产权对应 应堆余热的有效导出；
产品技术优势和 3、自主创新开发适用于大型非能动核电站超高、超大空间钢制安全壳的空气循环
性能指标 热分层等技术，攻克大型薄壁钢安全壳关键建造技术，确保事故下安全壳结构完整
性；
4、通过创新设计，有效降低熔池热聚焦效应，增强堆外流道换热能力，显著降低
堆芯熔化情况下压力容器熔穿概率，开发氢气点火器与非能动复合器相结合的氢气
控制技术以及严重事故管理导则和大范围损伤缓解导则，为堆芯熔融事故提供可靠
措施。

技术水平 ■国际领先 □国际先进 □国内领先 □国内先进

应用效果 □落后技术、工艺、装备的替代 ■进口替代 ■填补国内空白 □降低成本

已应用于“国和一号”示范工程核电项目以及浙江三门核电二期、山东海阳核电二期、
应用情况
广东廉江核电、广西白龙核电等项目。

我国未来预计将继续开工建造的非能动核电机组将应用项目成果，在我国在运行核
应用前景
电机组的核安全升级改造工作中也会得到部分应用。

转化形式 ■转让 ■许可 ■合作开发 ■作价投资

知识产权持有单位 上海核工程研究设计院股份有限公司

联 系 人：谢念念
电 话：021-61861278
联系方式
电子邮箱：xieniannian@snerdi.com.cn
地 址：上海市徐汇区虹漕路 29 号

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