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项目名称 极限工况下熔融物堆内滞留安全裕量分析技术

成果形式 □新技术 □新工艺 □新产品 □新材料 □新装备 ■其他应用技术

1) 用于模拟反应堆压力容器的冷却流道的流道装置 -CN201821996166.3
2) 用于压力容器下封头的表面老化系统 -CN201721764236.8
知识产权基本信息
3) 旋启式止回阀 -CN201620878353.6
4) 电动升降装置 -CN201820399168.8
该成果针对熔融物滞留（IVR）策略中的压力容器外部冷却（ERVC）技术，分析
了高温熔融物作用下压力容器（RPV）的壁面变形规律，研究了 RPV 下封头变形
后壁面的流动换热特性及临界热流密度（CHF），开展了 RPV- 保温层流道变形
简要介绍
后下封头壁面 CHF 试验研究，验证了 CAP1400 IVR 措施流道发生变化时分析方
法的合理性及其安全裕度，形成了一套经验证的极限工况下熔融物堆内滞留安全裕
量分析方法。
本成果开发了适用于加热面朝下曲面通道内的两流体模型，实现了下封头外部流道
内汽液份额及流场关键信息的准确捕捉，解决了低压低流速下 CHF 的准确模拟。
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成果中采用真实表面材料 SA508- Ⅲ钢和全尺寸变形流道，以最大 2.4 MW/m 的
本知识产权对应
加热热流密度在国际上首次开展了压力容器下封头外部冷却流道变形情况的工程级
产品技术优势和
别验证试验，获得了压力容器下封头变形导致流道变化时下封头壁面的临界热通量
性能指标
试验数据及其变化规律，验证了了 IVR 措施流道发生变化时分析方法的合理性，确
定了熔融物堆内滞留技术的安全裕量，验证了 CAP1400 核电厂的严重事故缓解能
力。

技术水平 □国际领先 ■国际先进 □国内领先 □国内先进

应用效果 □落后技术、工艺、装备的替代 □进口替代 ■填补国内空白 □降低成本
1) 在国和一号示范工程的核安全审评及评估中，本成果得到国家核安全局和上海核
工程研究设计院的应用；2) 在 CAP1400 的设计优化过程中，上海核工程研究设计
应用情况
院应用了本成果；3) 广核研究院应用了极限工况下 IVR-ERVC 安全裕量分析方法，
用于华龙一号 IVR-ERVC 措施临界热流密度安全裕量的评估。

本成果能够直接用于评价在可能的极限工况中 CAP1400 IVR-ERVC 措施的安全
性能及其安全裕量，为熔融物堆内滞留技术的全面评价奠定了基础，有力地支持核
应用前景 安全审评。成果中形成的试验方法和试验数据可用于国际核安全领域的交流合作，
也可用于指导华龙一号、模块化小型堆等堆型熔融物滞留技术极限条件下有效性的
验证。
转化形式 □转让 □许可 ■合作开发 ■作价投资

知识产权持有单位 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

联 系 人：刘宇生
电 话：18210641676
联系方式
电子邮箱：liuyusheng8866@163.com
地 址：北京市房山区阜盛大街国家核与辐射安全监管技术研发基地

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