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　　1月15至16日，國家能源局核電司組織專家對上海核工院牽頭、聯(lián)合國核華清（北京）核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司共同承擔的大型先進壓水堆核電站重大專項"CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗和驗證研究"課題進行正式驗收。

　　專家組認為，課題按計劃全面完成了任務(wù)合同書規(guī)定的研究內(nèi)容，實現(xiàn)了預(yù)定的目標，技術(shù)和經(jīng)濟考核指標滿足要求；課題組織管理有序、制度健全并有所創(chuàng)新；課題經(jīng)費支出合理、合規(guī)；驗收資料齊全完整、內(nèi)容詳實，符合驗收要求，一致同意課題通過正式驗收。

　　驗收組由來自環(huán)保部核與輻射安全中心、中國華能集團、中國核工業(yè)集團公司、中國原子能科學研究院、中國核動力研究設(shè)計院、中科華核電技術(shù)研究院、清華大學、上海交通大學、華北電力大學等家單位的16名專家組成。國家科技部、國家能源局、中國核電發(fā)展中心、國家電投重大辦、課題參與單位相關(guān)代表等30余人參加會議。

　　本課題在2011年由國家能源局批準正式立項，目標是開展CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）性能試驗和驗證研究，深入認識小破口失水事故下非能動安全設(shè)備的作用機制，探索其內(nèi)在的熱工水力現(xiàn)象，驗證安全分析程序和分析方法改進的有效性。課題內(nèi)容包括AP600/AP1000試驗結(jié)果及分析程序適用性研究、整體試驗臺架ACME設(shè)計研究及建造調(diào)試、整體性能試驗研究、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)安全分析程序的評價驗證研究4個子課題。

　　課題的主要創(chuàng)新成果包括，建成了國內(nèi)首個大型先進反應(yīng)堆非能動冷卻試驗平臺（ACME），達到同類技術(shù)的國際領(lǐng)先水平；國內(nèi)首次按照國際規(guī)范RG-1.203的要求和流程，系統(tǒng)地開展了CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)容量設(shè)計、PIRT評價、臺架比例設(shè)計、性能試驗和驗證研究，達到國際先進水平，在新物理現(xiàn)象發(fā)現(xiàn)和分析模型等方面處于國際領(lǐng)先水平；通過對ACME試驗數(shù)據(jù)的深入分析，揭示了非能動堆芯冷卻中關(guān)鍵現(xiàn)象的形成機理、影響因素和演變規(guī)律；對小破口失水事故分析模型進行了改進和驗證，對CAP1400小破口失水事故進行了最為廣泛的試驗和驗證研究，包括各種破口譜、縱深防御系統(tǒng)影響、非凝結(jié)氣體影響、魯棒性試驗和超設(shè)計基準事故。

　　此項課題研究形成了一批具有自主知識產(chǎn)權(quán)的科技成果，包括試驗裝置1套、技術(shù)報告203份、專利15項、技術(shù)秘密7項、學術(shù)論文27篇，及2項核能行業(yè)協(xié)會科學技術(shù)二等獎。課題成果已經(jīng)應(yīng)用于CAP1400示范工程的設(shè)計部分，充分驗證了CAP1400非能動堆芯冷卻系統(tǒng)設(shè)計的合理性和小破口失水事故下的安全性，有效支持了CAP1400示范工程的安全審評。