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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(1010m³)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。

项目研发团队基于传统大型压水堆的设计经验，结合模块式小型堆的技术特点，重点关注模块式小型堆技术特征引入的安全问题。于2016年突破余热导出、安全注入、反应性控制、反射性包容及严重事故缓解等多项关键技术，形成完善的事故预防缓解技术并通过验证，实现反应堆安全停堆、事故后堆芯余热排出及放射性物质包容等安全功能，大幅提升“玲珑一号”的安全水平，为其工程化应用奠定技术基础。1事故预防缓解技术 事故预防缓解技术研究涵盖余热导出、安全注入、反应性控制、放射性包容及严重事故缓解等技术。 余热导出技术。针对一体化反应堆设计特点，提出一次侧非能动余热排出系统（PRS）的设计方案，将一台浸没在安全壳内置换料水箱 （IRWST）内的非能动余热排出冷却器与压力容器直接相连，通过自然循环方式导出热量。设计功率为反应堆满功率的3%，IRWST中有充足的水作为热阱。该设计可在全厂断电事故下，保证至少7 d的余热导出能力。 2多系统耦合试验验证技术 为验证事故预防缓解技术的有效性，建立多系统耦合验证试验平台，实现非能动安全系统关键部件的分离效应、单系统的综合特性和事故工况下的整体效应集成验证。首次集成先进核反应堆主冷却剂系统以及非能动安注、非能动余热排出和非能动安全壳长期再循环冷却等多个非能动安全系统。采用多尺度协同比例模拟分析技术，实现设计基准事故下全温全压全过程的试验模拟研究。形成一套具有自主知识产权的失水事故下反应堆热工水力系列实验技术和测试技术。事故全时序测量控制和破口模拟技术实现5%～100%范围内的破口尺寸模拟以及失水事故高温高压汽液两相临界流的精确测量；双层穿透、三层密封的测温测压组件设计技术实现失水事故下堆芯进出口温度、压力和坍塌液位等关键热工参数的测量；浸泡式换热器传热管外壁温测量方法解决了非能动余热排出冷却器流动传热特性研究过程中的壁温测量难题。 3安全评价技术 在典型事故试验验证和分析程序适用性验证的基础上，针对“玲珑一号”进行全范围事故分析，全面验证项目事故预防缓解技术的有效性。分析范围涵盖功率运行、启动、热备用、热停堆、冷停堆及换料等不同运行模式，分析内容包括设计基准事故、未熔堆的设计扩展工况（DEC-A）、严重事故（DEC-B）等不同类别的事故工况。 分析表明，模块式小型堆考虑非能动余热导出、安全注射、反应性控制和放射性包容等措施，设计基准事故的主要验收准则如偏离泡核沸腾（DNB）、次临界度、放射性后果、失水事故准则都可以满足。 针对DEC-A工况的分析结果表明，即使叠加部分非能动安全专设系统失效或部件故障，事故预防缓解策略仍能提供相应的手段进行缓解，确保反应堆安全。 项目从余热导出、安全注入、反应性控制、放射性包容及严重事故缓解等方面突破多项关键技术，形成的非能动余热排出系统和堆芯应急冷却系统、严重事故预防缓解策略等，满足模块式小型堆的各项技术要求，已应用于海南昌江多用途模块式小型堆科技示范工程，降低了核电厂对电源和能动设备的依赖，简化核电厂专设安全系统配置的同时提升了总体安全水平。项目研究成果还可以推广应用于陆基、海底、浮动式、热电联供等一系列小型堆设计，应用前景广阔，社会经济效益显著。

（1）小型钢制安全壳设计技术 ACP100S采用小型钢制安全壳，安全壳布置于船体中部的反应堆舱，以减小主系统设备受海洋条件的影响。通过安全壳内布置论证、抑压系统容量论证、安全壳结构强度论证等研究，确定安全壳结构尺寸为直径17m，高19m，厚度44mm，设计压力0.8MPa，安全壳内采用轻型模块化布置，布置有一体化反应堆、稳压器、堆芯补水箱、抑压水池等设备，布置更加紧凑，安全壳自由容积约为陆上型号ACP100电站的十分之一。 （2）能动加非能动安全壳系统 由于船体空间和重量的限制，综合考虑小型钢制安全壳承压及包容能力，ACP100S安全系统由陆上型号ACP100全非能动安全系统改进为能动与非能动安全系统，以降低堆芯损坏的严重事故概率，主要包括非能动余热排出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳抑压系统、安全壳喷淋系统，安全系统根据钢制安全壳设计特点进行布置，满足单一故障准则。 （3）全船辐射防护、辐射监测 与传统陆上核电站相比，ACP100S可利用空间较小，需要科学统筹辐射防护体系与全厂总体。根据国家现行的法规标准以及国际相关技术文件，结合浮动式核电站在系统布置、空间资源、结构设计、源项迁移过程等方面的特点，开展辐射分区研究、控制区出入监测和辐射防护最优化研究，提出辐射防护顶层设计要求和辐射监测系统设计要求，完成基于全船综合优化辐射防护设计。

根据国家核安全法规、核安全导则和《十二五新建核电厂安全要求》等相关规定，营运单位应在设计阶段开展核电机组安全评价独立验证工作。 福清核电5、6号机组“华龙一号”示范工程采用能动与非能动相结合的设计理念，考虑了超设计基准事故和严重事故预防与缓解措施，吸收福岛核事故的经验反馈，并采取相应的安全改进。福清核电5、6号机组独立验证工作的重点是三代压水堆主要特征的安全功能技术方案，目标是验证工程设计的有效性、可靠性以及对该工程造成的影响。针对福清核电5、6号机组工程的特点，独立验证重点项目验证的范围和开展形式可从系统功能对设计基准事故的响应、系统能力分析和重大试验等3大类，分别选取最重要的安全、技术问题进行课题立项验证。“华龙一号”的重要创新非能动安全系统配置包括非能动安全壳热量导出(PCS)、二次侧非能动余热排出(PRS)和能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统(CIS)。在严重事故工况下，PRS建立安全壳内自然循环，将壳内热量导出到壳外，从而保证将安全壳内压力和温度降低至安全水平，保持安全壳完整性。在蒸汽发生器的二次侧增加了非能动的余热排出系统，在全厂断电事故且辅助给水系统汽动泵系列失效工况下，PRS通过蒸汽发生器导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的储热，为堆芯及一回路热量的导出提供了保障，确保一回路不会超压，可以在72小时内将反应堆维持在安全的停堆状态。在保持压力容器完整性方面，增设了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，在发生堆芯熔化的严重事故后，通过压力容器外冷却带走堆芯熔融物热量，降低反应堆压力容器外壁的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留。独立验证重点针对严重事故工况下的系统响应、系统导热能力、冷却剂压力边界完整进行验证，从而验证工程设计的可靠性和合理性，保证机组的核安全性能。因此选取非能动安全壳热量导出系统(PCS)、二次侧非能动余热排出系统(PRS)、堆腔注水冷却系统(CIS)课题来开展独立实验验证和性能分析。“华龙一号”延长了操纵员事故后的不干预时间，降低了操纵员事故处理的压力，也提高电厂的固有安全性。因此，独立验证针对设计基准事故选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)、中破口失水事故(IB LOCA)进行事故分析。“华龙一号”采用双层安全壳设计，实现内、外壳的功能分离，同时，也增大了安全壳的容积，保证安全壳具有更好的事故耐受能力，通过建立安全壳的三维实体模型，采用一体化程序和ANSYS对安全壳的极限承载能力进行分析，验证安全壳的极限承载能力。在反应堆控制棒驱动线抗震实验和堆内构件流致振动实验等验证过程中，福清核电主动参与有关的重大实验过程见证，对系统配置、功能的工程设计实践提出了相关技术要求。

该项目属于金属材料加工制造领域，涉及核电装备制造技术。 第三代非能动核电设备采用“非能动”技术，是最安全、最先进的第三代核电堆型，较之二代核电有着更高安全性和更长使用年限，是应对核电事故的一项实际举措。其中，反应堆压力容器是核电站核岛中的心脏设备，主要作用是固定和包容堆芯及堆内构件，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一；蒸汽发生器是在核蒸汽供应系统中最为关键的设备之一，其功能是将反应堆载热剂所产生的热量传递给二回路，起着将带放射性的一回路系统与不带放射性的二回路系统阻隔的作用。以核电反应堆压力容器、蒸汽发生器等为代表的第三代(AP1000、CAP1000、华龙一号)非能动核电大型容器(包括顶盖、封头、过渡段、筒体等)采用控形锻造、控性热处理、高品质焊接等热制造工艺，性能要求高、制造难度大。高可靠、高安全和长寿命的服役要求，对第三代核电装备的大型容器热制造质量提出了严苛要求，热制造技术(锻造、热处理、焊接)是核电装备厚壁容器制造中的共性和关键技术。 针对第三代非能动核电装备大型容器热制造技术难题，项目组围绕“锻造成形、热处理成性、焊接成体”三个方面的热制造技术开展创新研发，以实现第三代核电装备国产化为出发点，历经多年“产学研用”协同攻关，突破国外技术封锁，形成具有自主知识产权的热制造技术体系，推进核电装备制造技术进步。主要体现在： 1、构建了大型厚壁锻件锻造工艺参数与各宏观场量、微观组织演变的关系，揭示了复杂状态下相变动力学机理并扩展其定量规律，界定了形变参数和加热条件对材料组织结构演变、晶粒粗化的临界条件，攻克了厚壁锻件材料的组织、结构及性能一体化控制技术难题，并成功应用于AP1000、华龙一号等蒸发器封头制造。 2、建立了多因素耦合厚壁容器材料固态相变过程中的相变塑性模型，发明了基于特厚以及一体化设计的超大型异形锻件近尺寸仿形锻造成形工艺，形成了超大型复杂构件锻造成形的控形控性锻造技术体系，解决了超厚、超深锻件及一体化异形锻件的锻造成形技术难点，并成功应用于含堆测接管管座CAP1000反应堆压力容器特大型整体顶盖、CAP1000过渡段与底封头一体化锻件等产品制造。 3、开发了沸腾两相流动以及冷却介质和工件间流固耦合传热的先进热处理工艺计算机模拟技术，形成了基于工件组织、性能要求的淬火水槽的流场调控方法，发明了强冷淬火和防变形控制的性能调控热处工艺，突破了特厚、异形锻件的大截面淬回火复合应力裂纹产生、全截面难淬透等热处理技术特点。 4、构建了异种金属焊接接头组织微观演化与宏观疲劳失效的关联，形成三维应力情况下异种金属接头的断裂行为的热评定方法，提出了大面积MAG堆焊、窄间隙全位置热丝H-TIG、焊缝无隔离层堆焊等焊接新方法。 项目获得授权发明专利15项，发表论文20篇，编制了国家标准1部、能源行业标准3部，获得计算机软件著作权1个。技术规范应用于AP1000、CAP1000、华龙一号等第三代核电装备，达到国际先进水平，打破国外技术封锁完全取代进口。近3年累计新增产值14.978亿元，新增利润2.3939亿元。

AP1000百万千瓦级压水堆核电机组是在通用的安全设计基础上融入了先进的非能动安全设计理念，可使核电站对工程安全设施保护功能的依赖程度降至最低，并使严重事故或威胁核电站安全的潜在事故的发生以及始发事件蔓延的可能性降至最低。 堆芯补水箱(CMT)是AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)中重要的应急冷却设备，当反应堆冷却系统发生突发事故时，由其提供冷却硼酸溶液，从而保证反应堆堆芯的冷却和提供满足反应堆关闭所需的时间。因此堆芯补水箱作为核安全Ⅰ级及核质保1级的核岛主设备对AP1000核电站的安全运行至关重要。2009年1月，哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司与国核工程有限公司正式签订了海阳核电1#、2#机组总计4台AP1000堆芯补水箱的订货合同。 在AP1000堆芯补水箱的研制过程中有如下的关键技术难点及创新点：(1)AP1000 CMT下封头支柱组件变角度焊接防变形控制技术。采取整体机加工与装焊联控措施，解决了核岛主设备中较为罕见的带有变角度异形坡口立式多支承焊接变形难题。(2)AP1000 CMT马鞍形曲面带极埋弧堆焊工艺开发。根据产品的结构特点自制了辅助焊接工装，在行业内率先成功实现了马鞍形曲面的带极埋弧堆焊。(3)AP1000 CMT封头-筒体内环缝焊接及内壁环向堆焊工艺开发。通过试验掌握了SA-508Gr.3Cl.1低合金高强钢的焊接性，并通过自制辅助工装首次在产品本体形成的密闭空间内应用了SA-508Gr.3Cl.1钢厚板窄间隙埋弧焊工艺和不锈钢堆焊工艺。(4)镍基合金堆焊凸台加工及人孔马鞍形坡口加工。通过计算机软件模拟加工分析及全比例试件试验验证相结合的方式实现了复杂曲面的程序化加工成形。(5)基于第三代核电技术的核级焊接材料国产化开发及应用。与国内多家焊材供应商在产、研、用方面建立互动模式，积极开发和应用国产化的核级焊接材料，并设立行业标准，打破欧、美供应商长期以来对核级焊材的垄断。 上述关键技术的突破不仅解决了产品制造中的焊接和机加工工艺难点，也保证了堆芯补水箱产品的顺利完工，其中多项技术打破传统制造经验的局限并在国内核电设备制造领域首次应用，取得了显著的技术及经济效益。 AP1000堆芯补水箱的制造完成标志着哈电集团全面掌握了核Ⅰ级设备的制造工艺技术，为哈电集团承制的其余AP1000系列产品-蒸汽发生器、非能动余热排出热交换器等提供了宝贵的制造经验，更为中国实现AP1000核电技术引进、吸收和自主化的长远战略目标提供了坚实的技术保障。

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项是国家16项重大专项之一，CAP1400核电型号作为该重大专项的主要研发内容，是中国在多年核电研发设计、建设运行经验基础上，基于AP1000技术引进和自主创新，开发的具有自主知识产权的先进技术，其功率更大，安全性、经济性和相容性都达到三代核电先进水平。 CAP1400采用非能动安全系统应对设计基准事故，同时，设置了完善的严重事故缓解措施以缓解严重事故。在堆芯失去冷却情况下，堆芯逐渐熔化，熔融物下落至下封头，利用安全壳内高位水箱淹没堆腔，通过压力容器外壁冷却下封头中的熔融物，带出衰变热，使得堆芯熔融物滞留在压力容器内，避免熔融物进入安全壳带来的各种挑战。熔融物堆内滞留(IVR)是CAP1400最关键的严重事故缓解措施。CAP1400由于堆芯功率的提高，对IVR的有效性带来了更大的挑战。为此，设置了重大专项“CAP1400熔融物堆内滞留(IVR)研究及试验”课题(编号：2011ZX06002-004)，该成果来源于课题的研究。 通过5年的科研攻关，经过一系列的分析、研究、试验和设计改进，成功论证了CAP1400 IVR的有效性。这包括：CAP1400严重事故序列进程分析，瞬态过程研究，熔融物相互作用研究和分析，稳态熔池分层与传热行为研究以及压力容器结构分析；设计、建造了全高度临界热通量CHF试验台架，开展了原型材料壁面自然循环流动下CHF试验，掌握了关键因素对CHF的影响规律；对堆内构件的设计进行了优化改进，在严重事故管理导则SAMG中优化堆内注水策略。 该成果的主要创新点包括： 1)建立了一套完整的CAP1400 IVR分析技术体系，创新结合了确定论方法和概率论方法，能够合理、有效地评价IVR措施。 2)对下封头熔融物相互作用和分层机理进行了研究，开展熔池传热行为分析，并对不同熔池构型下IVR措施的有效性开展了评价，在国际上处于领先地位。 3)采用爆炸焊技术实现了碳钢材料与加热铜块之间的紧密结合，首次开展了表面采用原型材料的CHF试验，阐明了各关键因素对CHF的影响规律，填补了国际空白。 4)创新性地提出堆内构件设计优化以及堆内注水改进方案，显著提高了IVR措施的有效性。 该成果已获得中国核能行业协会科学技术奖二等奖1项，已申请5项发明专利(其中1项已授权)，申请并授权1项实用新型专利，发表国内外期刊论文10篇，申报软件著作权1项。由于涉及企业商业秘密，控制文章发表，产生了大量科技报告(81份)。 该成果已应用于CAP1400的设计开发和安全评价，通过了国家核安全局的安全审评，必将通过CAP1400建设发电而创造巨大经济效益，同时，该成果也可推广应用于其它核电项目，具有良好的社会效益和经济效益。 该成果经中囯核能行业协会鉴定认为达到国际先进水平，部分达到国际领先。

在习近平总书记强调“绿水青山”背景下，广东省作为经济及核电发展排头兵，坚守核安全是经济发展、核电发展的生命线。福岛核事故后，国家要求新建核电机组必须符合三代核电技术标准。中国在运42台核电机组，在建18台，大多数为二代核电技术，如何开展全范围严重事故应对，如何在严重事故后采用安全有效的措施保障核电厂压力容器完整性、防止放射性物质大量释放，成为国内、外三代核电厂核安全水平提升的亟待解决难题及重要研究课题。在国家“走出去”的战略下，自主研发的第三代核电堆型“华龙一号”成为重要依托，其中设计专用严重事故应对系统，是三代核电技术最重要的安全技术特征。项目创新成果如下： 1.三代反应堆热工分析程序及验证技术：提出了堆芯全尺寸子通道理论和一回路系统分析内耦合的模型并开发了高精度和稳定性的安全分析程序，全堆计算节点数提高3个数量级，单步运算时间下降38倍，对‘华龙一号’压水堆和小型反应堆在50％和全失流工况下，堆芯DNBR计算误差减少70％以上；基于芯棒单元的全堆芯高精度三维热分析模型，国际开发了三维精细化堆内结构升温、熔化模拟程序，对堆芯熔融进程的分辨率相比商用程序提高了五个数量级。 2.先进压水堆堆芯熔融物冷却滞留(IVR)技术：建成国际上最大尺度1：5比例的三维IVR整体试验装置，突破高温加热试验段设计、密封等技术，获取国际上首套大比例三维IVR试验数据；论证了严重事故后非能动+能动方式向堆坑、堆内注水的有效性，热工裕量提升至20％以上，在不依靠外部动力情况下，实现可靠、有效高温堆芯熔融物冷却，形成自主知识产权的熔融物滞留系统，应用于多个核电机组中。 3.核电厂金属保温层研制：针对国内缺乏严重事故缓解核心设备-金属保温层，原创性设计核电厂金属保温层反射箔片结构，形成自主整体设计方案；形成完整的核电厂金属保温层试验研发体系，开展热性能、抗压等鉴定试验，建立完整的保温层性能参数数据库，导热率较国外同类产品降低10％以上；突破多项施工、调试难题，创建自主化的工程设计、制造与工程施工工艺体系；在核电厂调试中通过检验，实现规模化生产及应用，打破国外技术及产品的长期垄断。 4.严重事故诊断响应支持系统研发：创建了全范围严重事故应对策略，成功研制国内首套全范围严重事故导则，大幅扩展严重事故应对的范围，实现功率工况、停堆工况、换料工况等状态下的全覆盖，形成多机组、全范围的严重事故应对能力；国内首次开发一体化的核电厂严重事故诊断与响应支持系统和平台，实现核电厂“主动式、全过程”的事故诊断、进程模拟、仿真预测、严重事故管理导则的智能导航与智能判断功能，为应急响应支持提供重要支撑。 该项目取得授权专利8项，软件著作权9项，权威期刊发表论文30篇，研究成果已推广应用于中国自主三代核电机组中，鉴定认为“性能达到国际领先水平”，“整体技术达到国际先进水平”，使核电厂大量放射性释放频率(LRF)值降低一个数量级至10-6/堆年以下，单堆建设成本较堆芯熔融物堆外滞留策略节省1亿元以上，实现核电厂从“二代”向“三代”的跨越，有效保障粤港澳大湾区的经济发展和生态环境，强力支撑华龙一号走出去战略。

“大型先进压水堆核电站非能动安全壳外水膜冷却技术研究”由上海核工程研究设计院牵头, 上海交通大学胡珀课题组负责实施。试验基于CAP1400安全壳设计的平板模型段，在CAP1400核电厂安全壳运行参数范围内获得反映水膜传热传质与各影响因素之间的作用规律的基础试验数据库，并通过试验数据与目标经验关系式的计算结果的比较，验证目标经验关系式在CAP1400安全壳PCS冷却分析中的适用性。目前，该子课题已建立了WAFT水膜单项试验台架，试验可运行参数范围大大超过了美国西屋公司以及其他国家同类台架，具备了承担沸腾观测试验以及更大堆型同类试验的能力；同时，成功研制了移动工位系统和高精度在线水膜厚度测量系统，极大地提高了试验台架测量性能。第三代压水堆电站AP1000采用了先进的非能动安全技术，其中重要的一项就是安全壳外部水膜冷却。在设计基准事故（DBA）发生后，由安全壳顶部的储水箱提供的冷却水在重力作用下流出，通过多级围堰对水流进行均匀分配，在安全壳外表面形成水膜覆盖。事故中释出的热量在钢安全壳和导流板组成的环形通道内通过水膜蒸发换热、水膜显热换热、空气与水膜的对流换热以及安全壳自身辐射换热等形式向外部输出。据测算，其中水膜蒸发换热为主要的热量输出形式，占总能量输出份额约七成，水膜的蒸发换热是安全壳在事故状态下保证其内部温度和压力低于设计限值的重要途径，对于确保安全壳结构完整性、防止放射性物质外泄具有重要作用。在我国重大专项示范工程CAP1400的设计中，吸收和借鉴了美国西屋公司AP1000的非能动安全壳冷却系统（PCCS）的设计经验，确定了在钢安全壳和导流板组成的环形通道内，空气与水膜、空气与干壁面的对流换热和水膜蒸发换热的目标经验关系式。分析表明，CAP1400非能动安全壳冷却系统的部分运行参数超出了西屋公司对该组关系式的试验验证范围，因此，有必要通过试验验证关系式对于CAP1400 安全壳PCS冷却分析的适用性。重大专项CAP1400示范工程的技术研发以引进、消化和吸收AP1000技术为基础，采用包括非能动安全设计理念在内的AP1000的先进设计思想，通过提高堆芯功率、优化总体设计参数，在主要安全性能指标都不低于AP1000的前提下，提高核电厂的经济性。与AP1000相比，CAP1400的堆芯功率将有明显提高，并且反应堆冷却剂系统（RCS）的冷却剂装量也有相应的增加。因此，CAP1400需要提高非能动安全系统的载热能力来满足堆芯冷却的安全要求。非能动安全壳冷却系统（PCS）是第三代大型先进压水堆的非能动安全系统的重要组成部分，也是先进压水堆的重要技术特征之一，与传统的第二代压水堆能动式的安全壳喷淋系统相比具有明显的优势。只有对非能动安全壳冷却系统运行过程中的物理现象和它对实际工程应用的整体性能有深刻的理解，才能真正掌握非能动安全壳冷却系统的核心技术，才能为我国自主设计的CAP1400的非能动安全壳冷却系统提供理论和技术支撑，使我国大型先进压水堆核电厂设计实现关键技术的消化和再创新。针对CAP1400堆芯尺寸增大、功率增加以及事故后安全壳内质能释放量增大的特点，CAP1400的非能动安全壳冷却系统采用了与AP1000相同的非能动设计理念，能否带走安全壳内热量，并保证事故后安全壳的完整性，作为CAP1400技术研发的核心技术，是确保CAP1400设计方案成功的关键，也是CAP1400安全审评中必须解决的问题。由于CAP1400安全壳内质能释放增加和安全壳内结构改变，需进一步通过试验研究CAP1400非能动安全壳冷却系统的性能。“大型先进压水堆核电站非能动安全壳外水膜冷却技术研究”子课题需要通过已有WAFSEA试验台架和新建WAFT试验台架，对大型钢结构安全壳外的水膜覆盖规律和水膜蒸发传热特性进行深入的试验研究和探索，为确定CAP1400非能动安全壳的设计方案、验证其能否满足安全评审的要求提供有力的支持数据。课题团队共同努力，在借鉴AP1000相关技术的基础上，自主创新建立了WAFT水膜单项试验台架，试验可运行参数范围大大超过了西屋公司以及其他国家同类台架，特别是平均热流密度突破了100KW/m2，超出原西屋同类台架2倍多，具备了承担沸腾观测试验以及更大堆型同类试验的能力；同时，成功研制了移动工位系统以及高精度在线水膜厚度测量系统，极大地提高了试验台架测量性能。

大型先进压水堆核电站示范工程“CAP1400”是国家中长期科技发展规划重大专项之一，是在中国已有的工业技术和人才资源基础上，充分消化吸收国外先进技术、立足自主设计建造、具有自主知识产权的第三代压水堆核电机组。CAP1400核电项目作为第三代大型先进压水堆核电站的示范工程，其采用了非能动安全设计思想，通过独特的非能动安全系统设计和应用，使反应堆设计更加简单，抗事故能力大大提高。典型的非能动安全系统包括非能动余热排出系统、非能动安全注入系统、非能动安全壳冷却系统、非能动主控制室居留系统、严重事故非能动缓解系统等。非能动余热排出系统是非能动安全系统的核心，其在非大破口失水事故（LOCA）且蒸汽发生器（SG）不可用时，执行应急衰变热导出的功能，属于专设安全设施的一部分。非能动余热排出热交换器（以下简称“非能动余排”）是非能动余热排出系统的关键设备，能为堆芯提供100%容量的余热排出能力，而690合金C形换热管（以下简称“690C形管”）则是非能动余排的关键部件。三门、海阳等AP1000核电站非能动余排用690C形管均依赖进口，而CAP1400核电作为自主化第三代核电机组关键部件的国产化是其国产化的重要组成部分之一。国内外对非能动余热排出热交换器（PRHR HX）用690C形管制造工艺技术等方面的研究相对较少，也鲜有文献资料可查阅。在国外只有法国Valinox等极少数公司具备PRHR HX用690合金C形传热管的制造和供货业绩，而国内在该领域的研究和制造尚属空白。浙江久立特材科技股份有限公司(以下简称“久立”)作为中国不锈钢管行业的龙头企业，积极响应国家大力发展核电关键材料的需求，结合二十余年的特种合金无缝管的制造经验，自筹资金近7亿元，先后建成具有国际先进水平的热挤压生产线和核电蒸汽发生器传热管专业生产线。久立于2013年1月开始，在原有核电蒸汽发生器传热管专业生产线基础上，另外自筹资金、自主设计、自主建设国内第一条690C形管弯管生产线。在以高合格率圆满完成中核集团出口项目核电蒸汽发生器用800合金U形传热管生产和顺利承接并稳定生产CAP1400核电蒸汽发生器用690合金U形传热管的基础上，久立与东方电气（广州）重型机器制造有限公司（以下简称“东方重机”）联合成立科研攻关组，开展CAP1400核电非能动余热排出热交换器用690合金C形换热管的研制工作，并承担第三代大型先进压水堆核电站示范工程CAP1400项目非能动余排用690C形管生产任务。