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中国核能行业协会科学技术奖励公报 2020

非能动安全壳冷却系统

导热能力裕度验证及评价技术 [2020HNJ16]

CAP1400 实际工况范围内以更接近于原型堆实
际情况下获取了试验数据：以超过 30 吨 / 时
的瞬时蒸汽流量比例模拟了 CAP1400 大破口失
水事故下的极限蒸汽释放量，验证了低覆盖率
等极端恶化条件下 PCS 系统的换热能力；基于
PIRT 表的比例分析与失真评价、PCS 系统安全
裕度验证试验的实施和数据分析对比，建立了
完整的大型整体性试验的设计、执行、评价流
程和关键要素，形成了 PCS 系统安全裕度验证
试验技术，可直接用于指导后续审评工作中试
验评价内容。
本项目成果能够直接支撑 CAP1400 的安全 二
等
审评，在分析 PCS 在极端事故下的可靠性、有
奖
效性和 CAP1400 核电厂的安全性的设计改进与
审评中得到了应用，为大型先进压水堆核电站
重大专项实施和 CAP1400 示范工程的建造提供
技术支持：首先加强了我国核安全监管单位的
基础研究能力，完善了审评服务的技术手段，
各国核工业界和核安全监管当局关注的重
提升了对新型核电技术的独立验证水平，提高
点之一是如何降低严重事故的发生频率，缓解
了核安全审评的深度；其次，培养和提高了课
严重事故的后果，提高核电站的安全水平。
题参与人员的科研能力和从业经验、以及作为
CAP1400 充分采用非能动安全技术缓解核电站
核安全监管人员的监管技术水平，并且促进了
事故，保证反应堆安全。壳外冷却水膜的覆盖
监管单位建立更加规范和深入的审评管理体制；
率是 CAP1400 非能动安全壳冷却系统得以起到
再次，本项目成果具有完全独立的自主知识产
缓解作用的最为重要的边界条件之一，规格书
权，对于推动 CAP1400 非能动核电技术走向世
规定的最小水膜覆盖率的适宜性及其安全裕度
界，增强我国在核电技术领域的影响力具有重
成为审评工作的关注重点。因此，根据核安全
要价值。
审评的需要，经国家能源局批准开展“CAP1400
核安全监管重要试验验证（2015ZX06002007）”
课题，总经费 4671.95 万元。
本项目围绕 CAP1400 非能动安全壳冷却
系统设计，以现有的非能动安全壳冷却系统综
合性能试验台架 (CERT) 为平台，采用自主设
计新型分水器，在国际上首次开展水膜覆盖
率极端工况下安全壳内压力响应试验，在包络

完成单位：生态环境部核与辐射安全中心，国核华清 ( 北京 ) 核电技术研发中心有限公司
通信地址：北京市房山区长阳镇知兴东路 9 号
联.系.人：许超..电话：010-82205783..13716902171..传真：010-62257804
电子信箱：xuchao@chinansc.cn

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