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项目年度编号
2500100233
中图分类号
TM623.8
成果公布年份
2025
关键词
严重事故下安全壳系统 安全壳 核电站
成果简介
安全高效发展核能是优化能源结构、推动产业升级及融合发展、保障国家安全和建设生态文明的重要举措之一。核安全是发展核能的前提与基础，《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》要求，“新建核电机组实现从设计上实际消除大量放射性物质释放”。安全壳作为核电站的最后一道实体屏障，对保证核电站安全至关重要。然而，国内外在严重事故放射性物质行为机理、预防与缓解措施、安全壳屏障完整性等方面缺乏全面深入研究，制约了安全性提升，同时工程上预设了较多保守假设，限制了经济性。为全面提升中国核电站整体安全性和经济性，进一步强化安全壳放射性包容能力，有效缓解严重事故后果，迫切需要开展严重事故下安全壳系统性能研究。2020年11月至2023年10月，在国家重点研发计划“核安全与先进核能技术”重点专项的支持下，中国核电工程有限公司牵头，联合哈尔滨工程大学、同济大学、清华大学、哈尔滨工业大学、华中科技大学、华北电力大学、西安交通大学、国家电投集团科学技术研究院有限公司、哈尔滨锅炉厂有限责任公司组建项目团队，共同承担完成了“严重事故下安全壳系统性能研究”项目(2020YFB1901400)。项目面向中国核电安全、高效发展的战略需求，围绕“从设计上实际消除大量放射性物质释放”的关键技术问题，全面开展核电厂最后一道安全屏障-安全壳系统在严重事故下的性能研究。项目下设“严重事故下气溶胶迁移与热力学现象研究”“安全壳失效机理研究”“安全壳结构性能试验及包容能力研究”“安全壳释热减压和过滤排放新技术研究”“安全壳性能综合分析软件研发及试验验证”等5个课题。项目团队充分利用前期承担的“严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究”“反应堆严重事故分析程序研发”等国家重点研发计划项目产出的研究成果，研制了预应力混凝土安全壳结构性能实验平台等重要试验设施及智能健康监测系统，突破了热压耦合加载、安全壳监测等关键技术，系统开展了严重事故下安全壳结构完整性、安全壳内多物理场放射性物质行为分析和实验等研究，研发了高效释热减压系统和过滤排放系统，自主开发了安全壳严重事故综合分析软件。项目申请发明专利46件，获授权中国发明专利10件(一种核安全壳承压性能的计算方法，ZL202110474996.X；非能动安全壳空气冷却系统运行特性分析方法，ZL202211137739.8等)，登记软件著作权22件，培养研究生56名，发表论文76篇(其中代表作5篇)。
1.气溶胶行为机理实验、先进数值算法与实验数据库。利用超百立方米安全壳实验模型，在国内率先建成大尺度安全壳内气溶胶迁移凝并与去除沉积综合效应实验台架，解决了大尺度空间内气溶胶配送及高温高湿环境下气溶胶采样测量等实验技术难题，获得了严重事故下冷凝对气溶胶的强化去除和迁移演化规律，有力支撑相关软件的研发设计。构建了严重事故中气溶胶与流体耦合计算的CFD PBM群平衡动力学模型，解决了流体与气溶胶耦合计算、大尺度空间内群平衡方程快速求解等技术难题，揭示了演化过程中的气溶胶浓度分层现象。
2.安全壳关键部位及贯穿件失效机理。针对安全壳标准区段、含不同焊缝构造区段、含贯(a)(b)穿件区段、含加腋区段等关键部位系统开展了大比例模型试验，利用新开发的试验装置及试验程序，获得安全壳混凝土开裂、钢衬里屈服、钢筋屈服等特征点，揭示了严重事故下多物理场耦合环境下安全壳结构破坏模式与失效机理。针对不同焊缝构造、不同钢衬里厚度、不同混凝土标号、不同锚固钉间距、是否含贯穿件等多个参数系统开展结构密封性能失效机理试验，获得不同区段经历预应力张拉、热力耦合作用、内压作用后的密封性能，比较不同区域类型泄漏通道形成难易程度，揭示了严重事故下安全壳结构密封性能失效机理。自主开发了多种典型安全壳贯穿件的事故工况下长期泄漏率预测模型和方法，解决了现有泄漏率检测手段和密封件老化规律研究无法对贯穿件密封可靠性进行定量评估的难题。应用该模型，以最大允许泄漏率为指标，系统性分析了高温、高湿、高压等复杂热工环境对贯穿件密封可靠性和服役寿命的影响，设计并绘制了服役期限内安全边界分区图和事故工况服役寿命预测图，为贯穿件密封性优化设计提供了重要科学依据。
3.建设安全壳结构性能实验平台及包容能力评价方法。以“华龙一号”带钢衬里的预应力钢筋混凝土安全壳为原型结构，建设了尺寸居世界前列的安全壳结构模型。建立严重事故工况下安全壳结构试验方法及方案，实现预应力混凝土安全壳模型高温-高压耦合加载工况，验证了安全壳的良好包容能力。率先开展了严重事故下安全壳结构大比例模型泄漏率试验，获得了设计内压至过滤排放系统开启内压之间泄漏率的实测数据。研发了安全壳智能化全寿期健康监测及性能评估系统平台。该平台涵盖适用于高温-高压环境的安全壳状态监测、基于数值孪生的数值仿真分析、泄漏率监测，以及健康状态评估及预警系统。通过严重事故下安全壳结构性能试验，验证了该系统对于安全壳复杂结构在极端工况下性能监测及评估的适用性。提出了考虑预应力影响、非线性影响、温度场影响、材料损伤影响等多因素的热-压耦合模拟方法，并基于贝叶斯网络、决策树和随机森林3种机器学习智能化算法，建立了安全壳热-压耦合作用下易损性和敏感度快速评估方法。基于严重事故下安全壳大比例模型试验及数值模拟结果，总结出安全壳在严重事故未考虑缓解措施的情况下结构的性能，建立了安全壳严重事故下的包容能力评价方法和准则。
4.新型高性能非能动安全壳释热减压系统。在研制的高效换热器和新型冷却水箱的基础上，通过进一步改进、优化系统设计，获得了新一代非能动安全壳释热减压系统。该系统具备应对反应堆设计基准事故的能力，这一特性实现了非能动安全壳设计领域的技术突破，显著提升了系统的安全性和可靠性。
5.组合串列式新型安全壳过滤排放系统。为防止严重事故下安全壳超压，项目团队创新开展了四级过滤方案的研究，包括惯性冲击过滤器、文丘里水洗过滤器、金属纤维过滤器和银沸石过滤器。通过对文丘里水洗过滤器、金属纤维过滤器和银沸石过滤器过滤机理的进一步研究，结合数值模拟和实验验证结果，对自吸式文丘里水洗过滤器结构、金属纤维过滤层丝径及组合、银沸石载银量和疏水性开展了进一步的改进优化，最终显著提高了核电厂严重事故下气溶胶、元素碘和甲基碘的去除效率和系统容尘量，确保严重事故下安全壳的完整性。该项技术达到世界领先水平。同时，基于各类新型过滤装置特性，还可以进行不同的配置，满足过滤排放系统的多元化需求。
6.严重事故下安全壳系统性能综合分析软件CAP。开发了三代大型先进压水堆非能动安全壳冷却系统机理模型，自主研发了安全壳严重事故综合分析软件，实现了集成创新。与国外同类软件相比，自主化软件功能更全，关键参数压力、温度等的预测精度进一步提高。
7.安全壳多组分、多动力场综合试验平台及试验数据。开发了用于研究多种事故缓解措施下安全壳热工水力行为的大空间(1010m<sup>3</sup>)综合试验台架，可模拟非能动安全壳热量导出系统、喷淋系统和过滤排放系统作用下的安全壳内热工环境。该台架不仅可以用于全面热工参数条件下的整体效应试验，还可以实时测量包括典型隔间、大空间和换热器附近的局部气体浓度、温度和流速，为安全壳系统设计与持续优化提供了试验平台。此外，建立了可涵盖更多事故背景和更多事故缓解措施干预情况的安全壳热工行为试验数据库。实验数据有力支撑了中国自主研发的安全壳系统性能分析软件综合性验证。
综上，项目攻克了严重事故下放射性物质迁移机理、安全壳系统性能失效机理、安全壳释热减压技术等关键科学问题，突破了多项共性关键技术。同时，开展了大比例(1∶3.2)安全壳结构热力耦合作用下的试验研究，研发了新型高效释热减压和过滤排放技术，实现在容尘量1t的条件下，过滤排放气溶胶去除效率大于99.996％、元素碘去除效率大于99.9985％，甲基碘去除效率大于95％，开发了一套完整的严重事故下安全壳系统性能综合分析程序。项目研发的安全壳结构全寿期智能化健康监测系统、安全壳释热减压系统核心技术、安全壳过滤排放系统核心技术等已应用于华龙后续型号研发，以及漳州3号和4号、金七门一期、海南3号和4号、三门5号和6号等“华龙一号”批量化建设中，进一步提升了核电厂安全性和先进性。项目研究成果对于实现“实际消除大规模放射性释放”目标、阐明安全壳结构在热力耦合作用下的灾变行为、切实改善安全壳结构的强度和密封性能、形成新型安全壳验证方案、支撑后续型号研发、促进中国安全壳非能动安全理论等相关科学研究领域实现国际领先，具有重要的科学技术价值和工程应用价值。项目成果将应用于新一代核电技术的自主创新和在役核电厂的运行及事故处理策略优化，全面提升中国核电技术的安全指标，确保工作人员、公众与环境免受放射性危害，提升公众对核能的信任程度，为调节能源结构和实施核能强国的国家战略提供有力支撑。
完成单位
中国核电工程有限公司 清华大学 同济大学 哈尔滨工程大学
完成人
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