日前，由中廣核研究院牽頭承擔(dān)的國家863計(jì)劃“壓水堆核電廠安全級(jí)冷卻鏈改進(jìn)研究”課題按期通過科技部最終技術(shù)驗(yàn)收。

　　“壓水堆核電廠安全級(jí)冷卻鏈改進(jìn)研究”課題于2012年正式立項(xiàng)，分三個(gè)子課題，包括《全范圍設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析及安全改進(jìn)要求研究》、《壓水堆核電廠反應(yīng)堆安全級(jí)冷卻鏈改進(jìn)和關(guān)鍵設(shè)備研發(fā)》和《壓水堆核電廠乏燃料水池安全級(jí)冷卻鏈改進(jìn)研究》，是科技部十二五期間“核安全研究”主題項(xiàng)目八個(gè)課題之一。課題針對(duì)當(dāng)前二代壓水堆核電廠，開展事故分析方法與安全評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)、安全系統(tǒng)方案及關(guān)鍵專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)與設(shè)備的研發(fā)。

　　該課題由中廣核研究院和西安交通大學(xué)共同研究完成。課題組經(jīng)過四年多研究和技術(shù)攻關(guān)，完成課題研究任務(wù)，取得多項(xiàng)重要成果，包括：開展全范圍事故分析及安全改進(jìn)研究，對(duì)始發(fā)事件和分析工況進(jìn)行了拓展，建立了全范圍事故分析的方法和規(guī)則；對(duì)壓水堆核電廠反應(yīng)堆安全級(jí)冷卻鏈進(jìn)行設(shè)計(jì)研究，提出改進(jìn)后的非能動(dòng)安全級(jí)冷卻鏈總體技術(shù)方案，研發(fā)了先進(jìn)安注箱、非能動(dòng)應(yīng)急給水系統(tǒng)、非能動(dòng)混凝土式安全殼冷卻系統(tǒng)，并完成了相應(yīng)的實(shí)驗(yàn)分析與論證；開展壓水堆核電廠乏燃料水池安全級(jí)冷卻鏈的改進(jìn)研究，研發(fā)了基于分離式熱管傳熱的非能動(dòng)乏燃料水池冷卻與補(bǔ)水系統(tǒng)，進(jìn)行了分離式熱管傳熱特性實(shí)驗(yàn)及整體原理性實(shí)驗(yàn)。