福岛核事故不会重演:专家解析我国第三代核电站非能动安全系统(3)

2018-06-12 14:51 科技日报

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资料图:图为我国大型先进压水堆核电站(亦称“压水堆重大专项示范工程”)CAP1400效果图。

资料图:图为我国大型先进压水堆核电站(亦称“压水堆重大专项示范工程”)CAP1400效果图。(拖拽图片可查看大图)

■国际首个完整的核电安全试验平台

为了对CAP1400的安全特性进行全面可信的验证,在国家科技重大专项支持下,研究团队决定自主设计并建设全面的试验验证平台,包括用于研究主回路及非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统的两大整体试验台架 ACME(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment) 和 CERT(Containment Safety Verification via Integral Test),研究非能动安全壳冷却系统关键物理过程(壳外水分配、壳内冷凝、冷凝水膜耦合)以及严重事故下熔融物滞留系统关键传热过程(金属层传热、压力容器外部冷却)的五个单项台架。“我们总共搭建了七个台架,形成了具备对各道非能动安全系统进行全面验证能力的试验平台。”常华健说。

为验证我国自主研发的先进核电站的非能动堆芯冷却系统的性能,科研团队在大型综合实验设计等技术上多年攻关,建成了我国自主研发的非能动堆芯冷却系统的整体性试验台架ACME,验证了非能动堆芯冷却系统的可靠性。压力容器的外部冷却是核电站严重事故缓解的核心技术,这个试验具有工况恶劣,模拟实际情况技术难度大等特点。研究团队通过对于真实物理过程模拟技术的研究,采用与实际反应堆压力容器相同的表面材料,完成了两个单项试验台架的设计与建设,并验证了堆内熔融物滞留技术的有效性。

由于非能动安全壳整体冷却过程中的物理现象多且复杂,需要分别开展整体以及单项实验研究。国际上原有实验的技术条件与实际条件有明显差距,为了达到验证的目的,科研团队大胆创新,设计并建造了世界上规模最大的安全壳整体性能试验台架CERT及三个高参数的单项试验台架,充分验证了安全壳冷却系统的可靠性。

“这七个试验平台功能互补、相互配合,构成了国际首个完整的核电非能动安全试验平台,大幅提高了非能动核电站整体安全性能的验证水平。”常华健说,通过这些试验模拟和对数据的研究分析,全面验证了CAP1400核电站非能动安全系统的可靠性,为我国自主化核电技术发展奠定了坚实的试验验证技术基础。

责任编辑:鲁路(QM0002)  作者:申明