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中国核能行业协会科学技术奖励公报 2020

华龙一号严重事故堆芯熔融物策略研究与验证 [2020HNJ05]

(3) 程序开发与评价方法
开发了自主知识产权的 IVR 策略评价程序
（CISER）。通过验证与专家审查，程序功能和
适用性得到了核电安审部门认可。建立了概率
论与确定论相结合的有效性评价技术体系，验
证了“华龙一号”堆腔注水冷却系统实现熔融
物堆内滞留。 一
等
(4) 失效模型与准则研究
奖
首次建立了高温高压条件压力容器的热冲
击快速断裂及耦合损伤的蠕变分析技术，突破
熔融物堆内滞留（IVR）是“华龙一号”对
了压力容器结构完整性力学评价技术。
抗严重事故的关键策略。本项目依托国家重点
2. 主要技术指标
研发计划 “严重事故下堆芯熔融物行为与现象
(1) 创新性地设计了能动与非能动相结合
研究”，建立我国三代反应堆的熔融物策略技
的堆腔注水系统。
术体系。
(2)研制了全高全压的热工性能验证平台，
1. 主要科技内容
揭示了下封头外表面临界热流密度（CHF）关
采用创新的“能动 + 非能动”设计理念，
键影响机制。
瞄准 IVR 措施设计与论证中的理论方法与试验
(3) 建立了概率论与确定论相结合的有效
技术开展研究，突破了以下四大关键技术。
性评价技术体系。
(1) 系统设计与运行策略
(4) 创建了 IVR 工况压力容器热冲击快速
提出了“能动与非能动相结合”的堆腔注
断裂及耦合损伤的蠕变分析技术。
水系统，首次采用直接注入保温层、早期高过
3 促进行业科技进步作用及应用推广情况
冷度水注入等运行策略，实现了能动系列 5 分
堆腔注水冷却系统直接应用于“华龙一号”
钟内快速淹没、非能动系列持续冷却 72h，显
首堆示范工程福清 5、6 号和华龙出口工程巴基
著提升了严重事故缓解能力。
斯坦 K2、K3 机组，显著提升华龙核电站的安全
(2) 试验平台与验证技术
性和技术竞争力，推动我国更快迈向核电强国
研制了堆腔注水冷却系统全高全压的热工
之列。
性能验证平台，解决了下封头外壁面多分布热
流密度的试验技术，攻克了热流密度及流量实
时耦合模拟、异种材料多尺寸间隙模拟体设计
等技术难题。针对系统运行方案，开展临界热
流密度（CHF）试验研究，揭示了入口过冷度、
系统压力、冷却流量、流道间隙宽度等对 CHF
的影响机制。

完成单位：中国核动力研究设计院
通信地址：四川省成都市双流区长顺大道一段 328 号
联.系.人：赵紫博..电话：028-85906265..传真：028-85903101
电子信箱：zzb0416@163.com

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