摘要：参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小于7%,但压力容器壁厚最大熔化量超过15cm的可能性很大,如果没有其他缓解措施,建议将大型先进压水堆压力容器厚度增加至20cm以上。热流分配是影响熔池行为的主要因素,建议采取措施调整熔融池热流分配,以缓解氧化物层和金属层交界面处的传热危机。

摘要：为了能够做好“大型先进压水堆核电站重大专项”的项目(课题)研究,项目(课题)承担单位必须要建立有针对性的创新科研管理体系。在科研创新总体规划的指导下,按照项目策划、申报立项、实施管理和验收管理四个步骤开展工作,通过抓好项目策划的四个方面,申报立项与课题实施的一体化管理,实施管理中的进度、质量、风险、费用和会议五个环节,验收管理中的三项验收任务和五大报告,对承担或参与的压水堆专项项目(课题)进行分阶段管理,实现了预研一批、储备一批、申报一批、实施一批的良性滚动发展路径。

摘要：基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。

摘要：概述为实现核电的自主化发展,国家于2008年批准《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案》,开发具有自主知识产权的大型示范核电站—CAP1400示范工程。CAP1400示范工程的设计是基于非能动安全理念,吸取了国内外压水堆核电站的设计、建造和运行经验,通过增大堆芯,优化总体技术性能,在安全性不低于AP1000的同时,经济性获得进一步提高。CAP1400的开发需要开展两类试验。

摘要：结合ASME焊接标准和先进压水堆钢制安全壳设计技术要求,对某大型先进压水堆核电站钢制安全壳用SA738 Gr.B钢板进行了热处理工艺条件下和非热处理条件下的焊接工艺性能试验研究。试验证明,采用的焊材、焊接工艺参数及焊后热处理工艺能够满足SA738 Gr.B钢板的焊接成型技术要求。