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中国核能发展报告（2019）

表 40 2018 年重大专项主要课题进展
序号 重大专项课题基本情况 评审通过时间
CAP1400 非能动安全壳冷却系统性能研究及试验：由上海核工院牵头，该课题于
2011 年获批正式立项。从关系式验证、程序验证、现象学研究等方面对近 700
个工况的试验数据进行了全面而深入的分析，相关研究成果已应用于 CAP1400
1 示范工程。该课题实施建成了综合性能、水分配、水膜热态、壳内冷凝等一批试 4月26日
验台架，形成了开封、海阳、上海、北京四个试验基地，取得了一批具有自主知
识产权的科技成果，包括专利 14 项、技术秘密 11 项、软件著作权 15 份，及学
术论文 60 篇
CAP1400 熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验：2011 年获批正式立项，主要成果
包括：首次实现碳钢材料与加热铜块之间的完美结合，针对真实压力容器表面特
性和安全壳地坑水质开展了试验研究，获得了 CHF 试验数据；全面研究了堆芯
熔化、下移进程及压力容器下封头熔池行为，解读下封头熔融池结构形成机理，
确定了对应情况下压力容器壁面热流密度；采用确定论与概率论相结合的分析方
2 4月20日
法对 CAP1400 IVR 有效性进行了全面、系统的评价；优化了严重事故管理导则
及堆内构件，进一步提高了 IVR 有效性。该课题研究成果已应用于 CAP1400 示
范工程，支撑了 CAP1400 的安全审评。该课题实施取得了一批具有自主知识产
权的科技成果，包括试验装置 3 套、专利 14 项、技术秘密 6 项、计算分析软件
2 项及论文 9 篇
CAP1400 非能动堆芯冷却系统性能试验和验证研究：2011 年正式立项，包括
AP600/AP1000 试验结果及分析程序适用性研究、整体试验台架 ACME 设计研究
及建造调试、整体性能试验研究、非能动堆芯冷却系统安全分析程序的评价验证
研究 4 个子课题。主要创新成果包括，建成了国内首个大型先进反应堆非能动冷
却试验平台（ACME），达到同类技术的国际领先水平；国内首次按照国际规范
RG-1.203 的要求和流程，系统地开展了 CAP1400 非能动堆芯冷却系统容量设计、
PIRT 评价、台架比例设计、性能试验和验证研究，达到国际先进水平，在新物
3 1月16日
理现象发现和分析模型等方面处于国际领先水平；通过对 ACME 试验数据的深
入分析，揭示了非能动堆芯冷却中关键现象的形成机理、影响因素和演变规律；
对小破口失水事故分析模型进行了改进和验证，对小破口失水事故进行了最为广
泛的试验和验证研究，包括各种破口谱、纵深防御系统影响、非凝结气体影响、
鲁棒性试验和超设计基准事故。该课题研究形成了一批具有自主知识产权的科技
成果，包括试验装置 1 套、技术报告 203 份、专利 15 项、技术秘密 7 项、学术
论文 27 篇
严重事故分析及应急决策支持技术研究：该课题由国家电投集团科学技术研究院
有限公司牵头完成，基于严重事故分析程序，结合核电厂严重事故管理导则和极
端破坏缓解导则，采用先进模拟技术及计算机可视化方法，开发出一套核电厂严
重事故进程模拟与应急决策支持系统及事故后三维模拟系统。以上系统主要用于
4 8月15日
核电厂严重事故后实时和超实时模拟及事故发展趋势和后果的预测，为场内应急
决策提供支持。课题同时开展了倾斜平板局部临界后传热特性研究及严重事故下
堆芯熔融物与冷却剂相互作用实验研究，为核电厂严重事故进程模拟与应急决策
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支持系统提供技术支撑

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