三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用.docx

附件4：2018年度广东省科学技术奖公示表项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用主要完成单位中山大学中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学主要完成人 （职称、完成单 位、工作单位）1.陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）2.张小英（教授、中山大学、中山大学）3.展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）4.刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司）5.杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）6.张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）7.梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）8.李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学）9.王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司）10.王彪（教授、中山大学、中山大学）11.林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司）14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15.段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）项目简介项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路 系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序； 形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层 工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核 电堆型“华龙一号，，安全水平提升具有重大意义。

主要技术创新包括：1. 提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精 度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析开发了三 维堆芯熔化精细化模拟程序2. 建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5比例三维IVR相关试验数据，首次米用“非能动自然循环+能动”与“堆坑注水+堆内 注水”方案，发明了具有自主知识产权的熔融物滞留系统3. 研发完整的核电厂金属保温层工程设计、制造与施工工艺体系，实现规模化 生产，打破国外技术及产品的垄断4. 形成了多机组、全范围的严重事故分析和应对能力，提出并自主开发了一体 化的核电厂严重事故诊断与响应支持系统和平台，为应急响应支持提供了重要支撑该项目取得授权专利8项，软件著作权9项，国内、外权威期刊发表论文30篇(SCI 论文8篇)，研究成果已推广应用于我国自主三代核电机组中，鉴定认为“性能达 到国际领先水平”，“整体技术达到国际先进水平”，实现核电厂从“二代”向“三 代”的跨越，经济效益及社会效益显著代表性论文 专著目录论文 1： 论文2： 论文 3： < Development of a steady-state sub-channel code for small reactor on the basis of combined cross momentum and non-linear conduction/ Nuclear Engineering and Design>论文 4： < Simulations for cooling effect of PCCS in hot leg SB-LOCA of 1000 MW/ Nuclear Engineering and Design >论文 5： < Ablation and thermal stress analysis of RPV vessel under heating by core melt/ Nuclear Engineering and Design >论文 6： < Transient 3D simulation for heating and melting process of PWR core after SBO/ Annals of Nuclear Energy >论文 7： < Numerical simulation of wall condensation and direct contact condensation in containment suppression pool of PWR/ Annals of Nuclear Energy >论文 8： < CFD analysis of flow field in a 5 x 5 rod bundle with multi-grid/ Annals of Nuclear Energy >论文9： ＜ IVR中堆芯及下支撑板瞬态熔融模拟/核动力工程＞论文10： ＜ LOCA事故后堆芯瞬态传热及熔融过程数值研究/核动力工程＞知识产权名称专利1： ＜金属反射型保温板块〉(ZL201410621120.3)专利2： ＜核电站可实现辐射屏蔽的金属反射型保温板＞ (ZL201410188667.9)专利3： ＜核电站严重事故缓解系统〉(ZL201620454420.1)专利4： ＜一种核电站的卸压系统〉(ZL201520059869.3)专利5： ＜核电厂保温层观察窗〉(ZL201420617365.4)专利6： ＜一种金属保温板块保温性能检测装置〉(ZL201620330305.3)专利7 : ＜一种均温装置以及具有该均温装置的保温性能检测系统＞ (ZL201721173311.3)专利8： ＜核电站反应堆压力容器保护装置〉(ZL201320453689.4)软件著作权1： ＜严重事故堆内熔融池三层传热模型分析程序(简称＞(2014SR012765)软件著作权2： ＜淹没堆芯所需的冷却剂系统注水流量分析软件〉(2014SR213040)软件著作权3： ＜核电厂事故诊断系统V1.0＞ (2015SR93537)软件著作权4： ＜堆芯再淹没应急决策软件〉(2015SR183795)软件著作权5： ＜堆芯余热排出应急决策软件〉(2015SR183568)软件著作权6： ＜安全壳排气的体积流量分析软件V1.0＞ (2014SR212344)软件著作权7： ＜安全壳氢气燃烧和氢爆判断分析软件〉(2014SR212343)软件著作权8： ＜安全壳卸压时氢气浓度及风险分析软件〉(2014SR212341)软件著作权9： ＜排出长期余热所需的注水流量分析软件〉(2014SR213081)推广应用情况本项目突破多项大型压水堆严重事故应对及诊断预测能力的关键技术，开发了 适用于自主三代核电厂的严重事故分析、诊断、应对安全系统，以上成果应用于‘华 龙一号’核电堆型国内、外核安全评审以及计算分析、论证中，并多个核电站中推 广应用，累计创收、节省建设经费近10亿元，应用情况如下：1) 所开发的压水堆热工水力分析及三维精细化堆芯升温、熔化分析程序，可得到事 故进程的特征时间和高清熔融图像，为事故应对提供大量重要数据。

该程序已被应 用到‘华龙一号’等反应堆的设计校算、安全审评当中2) 所开发的严重事故应对安全系统，可不依靠外部动力情况下持续冷却反应堆压力 容器；所研制金属保温层也已应用于在建核电站以及华龙一号机组中，成功实现产 业化应用以上成果至今已成功应用于防城港3、4号、阳江5、6号、田湾5、6号 等核电机组中3) 所开发的严重事故综合测量系统及事故诊断平台，采用更精细的事故模拟预测模 型，可在部分严重事故测量的仪表不可用时，仍保证系统运行的可靠性，在兼顾计 算速度和精度的基础上，能给出更真实、贴近实际的计算结果该系统除用于广东 合营核电有限公司、岭澳核电有限公司等核电公司外，还用于香港城市大学，作为 教学、学术研究平台使用。