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华龙一号漳州1、2号机组堆腔注水冷却系统临界热流密度试验完成关键节点

近日,中国核动力研究设计院承担的“华龙一号漳州1、2号机组堆腔注水冷却系统临界热流密度试验项目”完成了试验前状态检查。检查组一致认为,本次试验的调试结果正确,与前期试验工况具有良好复现性,具备开展后续试验所需条件,一致同意通过试验前状态检查,试验可以正式启动。

漳州核电1、2号机组采用技术路线融合后的华龙一号技术,是华龙一号批量化建设的首批核电机组。堆腔注水冷却系统作为核电机组最重要的严重事故缓解措施之一,可以在严重事故条件下将堆芯熔融物滞留在压力容器内,极大缓解严重事故的进一步发展和恶化,保证公众安全。本试验项目是漳州核电1、2号机组通过核安全审评必须完成的试验之一。

在项目执行过程中,试验课题组克服时间紧、人手不足、工况参数需求不断提升以及疫情影响等困难,与设计部门保持持续沟通,不断根据最新设计验证需求和设计优化需求提升试验能力,梳理项目执行关键路径,整体策划进度,确保按时完成任务。

根据最新设计验证需求和设计优化需求,漳州核电1、2号机组堆腔注水冷却系统临界热流密度试验装置在福清5、6号堆腔注水冷却系统临界热流密度试验装置的基础上,进行了设计优化和改造。在装置调试过程中,课题组成员相继突破了一系列全新的关键问题,于1月获得了一批调试数据。数据初步表明漳州核电1、2号机组堆腔注水冷却系统可以实现熔融物的堆内滞留,对出现堆芯融化的严重事故进行了缓解。

漳州核电厂1、2号机组堆腔注水冷却系统临界热流密度试验的正式启动将有力保障华龙一号批量化建设的顺利开展。