近年來，北京在建設具有全球影響力的科技創新中心進(jìn)程中，充分發(fā)揮科技資源豐富的優勢，通過(guò)加強基礎研究和前沿技術研究提升原始創新能(néng)力，搶占未來科技發(fā)展制高點。據北京市科委黨組書記、主任許強介紹，按照以習近平總書記爲核心的黨中央的戰略部署，北京正在加快建設具有全球影響力的全國(guó)科技創新中心，央地合力進(jìn)一步凝聚，“三城一區”主平台建設呈現新局面(miàn)，面(miàn)向(xiàng)世界科技前沿、面(miàn)向(xiàng)經(jīng)濟主戰場、面(miàn)向(xiàng)國(guó)家重大需求，取得了一批原創性科技創新成(chéng)果。

在2017年北京市科學(xué)技術獎獲獎成(chéng)果中，來自“三城一區”的科技成(chéng)果成(chéng)就斐然，在納米材料、生命科學(xué)、電子通訊、信息科學(xué)等領域取得了一系列新原理、新方法、新技術、新産品，在全球範圍産生重要影響，爲北京成(chéng)爲世界級研發(fā)成(chéng)果的“産出高地”奠定了良好(hǎo)基礎。本期我們爲您推薦的這(zhè)兩(liǎng)個獲獎項目，從一個側面(miàn)代表了“三城一區”的科技創新推動力。

非能(néng)動安全試驗平台：國(guó)産三代核電站的安全基石

核電正在成(chéng)爲日益重要的清潔能(néng)源。但人類在核能(néng)利用方面(miàn)，曾有讓人心生畏懼的案例，遠有切爾諾貝利，近有福島核事(shì)故,安全成(chéng)爲核電的生命線。

目前我國(guó)在建核電裝機容量居世界第一。核電建設“必須絕對(duì)保證安全”，這(zhè)是我國(guó)對(duì)核電建設開(kāi)發(fā)明确提出的頂層要求。

很多人都(dōu)擔心核電站的輻射威脅，實際上正常運行的核電站對(duì)周圍居民的輻射影響遠遠低于天然輻射，而一旦發(fā)生事(shì)故，其專設的安全系統通過(guò)多道(dào)安全屏障起(qǐ)到保護作用，能(néng)夠避免放射性物質向(xiàng)環境的釋放。尤其是我國(guó)研發(fā)的具有自主知識産權的第三代核電站CAP1400，采用了先進(jìn)的非能(néng)動安全設計技術，是符合國(guó)際最高安全标準的商用壓水堆核電站。

據了解，CAP1400采用的三道(dào)非能(néng)動安全系統設計，在事(shì)故情況下，僅利用自然力和過(guò)程就可以依次保障各道(dào)安全屏障的完整性，防止放射性物質向(xiàng)外部環境釋放，确保核電站安全。

那麼(me)，當核電站在現實中真的發(fā)生事(shì)故後(hòu)，這(zhè)些安全系統能(néng)否發(fā)揮作用呢？可靠性又如何呢？又如何去驗證它們的安全性能(néng)？

“我們針對(duì)保障核電站安全的非能(néng)動系統，設計出一套較完整的安全驗證系統與實驗平台，并形成(chéng)了一套安全試驗驗證體系。”國(guó)核華清（北京）核電技術研發(fā)中心有限公司總經(jīng)理、清華大學(xué)核能(néng)與新能(néng)源技術研究院研究員常華健告訴記者。

據了解，經(jīng)過(guò)多年的技術研究，常華健所帶領的團隊針對(duì)CAP1400的各道(dào)非能(néng)動安全系統，設計并建成(chéng)了由兩(liǎng)個大型整體試驗台架和5個單項試驗台架組成(chéng)的非能(néng)動安全試驗驗證平台。相比國(guó)際同類台架，實現了較爲完整的事(shì)故模拟和關鍵現象試驗研究，試驗模拟更爲準确，失真度小，試驗數據及結果更爲完整和可靠，在非能(néng)動系統特性及機理研究上取得重要進(jìn)展，填補了國(guó)内空白，提升了我國(guó)核電技術的國(guó)際影響力，爲相關核能(néng)技術開(kāi)發(fā)提供了支持。在2017年北京市科學(xué)技術獎評選中，該項目榮獲一等獎。

不需外部能(néng)量的“非能(néng)動安全系統”

防止反應堆堆芯過(guò)熱，是保護反應堆安全的重中之重。常華健告訴記者，日本福島核電站在地震發(fā)生時，反應堆已經(jīng)緊急停堆，正常的鏈式核反應已經(jīng)停止，但堆芯衰變熱仍在不斷産生，這(zhè)時在正常情況下，核電站會用應急柴油發(fā)電機組和外部電網供電對(duì)反應堆進(jìn)行冷卻，但是随後(hòu)而來的海嘯卻摧毀了這(zhè)些設備，導緻核反應堆得不到冷卻，造成(chéng)堆芯溫度升高和過(guò)熱，進(jìn)而引發(fā)了堆芯熔化的嚴重事(shì)故。

而所謂非能(néng)動安全系統，就是依靠重力、溫差和壓縮空氣等自然力來驅動的安全系統，通過(guò)蒸發(fā)、冷凝、對(duì)流、自然循環等這(zhè)些自然過(guò)程來帶走熱量，因此它無需依賴泵等這(zhè)些依靠外部電源的能(néng)動部件。

“發(fā)生事(shì)故之後(hòu)，如果有電的情況優先使用能(néng)動的安全設備。即使像福島事(shì)故那樣的事(shì)情發(fā)生，即使動力電沒(méi)了，隻要非能(néng)動系統正常啓動，依靠非能(néng)動安全系統的載熱能(néng)力，就可以保障反應堆的安全。”常華健說。

據了解，CAP1400有三道(dào)非能(néng)動安全防線。第一道(dào)是非能(néng)動堆芯冷卻系統，它設置實現系統可控降壓的自動降壓系統，以及多個不同壓力下對(duì)堆芯進(jìn)行注水和冷卻的安注系統，确保堆芯充分冷卻、燃料組件始終被水淹沒(méi)，不會發(fā)生過(guò)熱燒毀。

核電站采用“縱深防禦”的設計理念，即使第一道(dào)防線失效，仍有第二道(dào)防線。堆内熔融物滞留措施是非能(néng)動壓水堆獨特的設計，通過(guò)淹沒(méi)壓力容器底部，用壓力容器外部水的沸騰換熱帶走熱量的方式，將(jiāng)高達2000多攝氏度的熔融物保持在反應堆壓力容器内，防止放射性的洩漏。

爲保證核電站安全的萬無一失，即使前面(miàn)兩(liǎng)道(dào)防線失效，仍有非能(néng)動安全殼冷卻系統确保核電站的最後(hòu)一道(dào)防線。與傳統的二代核電站安全殼内的冷卻噴淋相比，三代非能(néng)動核電站的反應堆廠房不再是半球體，或是長(cháng)方體，而是類似酒瓶狀——拱形圓柱體上疊加了一個直徑稍小的圓柱體結構。

“第三代核電站反應堆安全殼由金屬殼體和混凝土殼兩(liǎng)層組成(chéng)，安全殼上面(miàn)稍小的圓柱體是重力排水水箱，儲存有至少保障72小時冷卻的水，它可以利用重力對(duì)金屬安全殼外表面(miàn)進(jìn)行灑水降溫。”常華健介紹說。

在發(fā)生核電站安全事(shì)故的情況下，通過(guò)向(xiàng)金屬殼外部自動提供冷卻水來使安全殼内部的溫度和壓力降低下來，保證安全殼的完整性，最大限度地達到將(jiāng)放射性物質保留在安全殼内的目的。

“有這(zhè)三道(dào)非能(néng)動防護屏障，三代核電站的安全水平相比第二代提高了約100倍。”常華健說。

非能(néng)動實驗台架挑戰重重

“相對(duì)于現有商用核電機組所采用的能(néng)動安全系統，非能(néng)動安全系統的設計原理發(fā)生了根本變化，事(shì)故進(jìn)程和物理現象與原二代核電有較大區别。因此，CAP1400 安全評審要求對(duì)非能(néng)動安全系統設計全面(miàn)開(kāi)展試驗驗證。”常華健表示。

通過(guò)試驗來驗證核電站安全性是最爲可靠的手段，但在真實核電站上直接進(jìn)行事(shì)故研究是不現實的。因此，通常采用縮小比例的整體試驗台架來研究系統級過(guò)程，而針對(duì)重要物理過(guò)程研究則采用單項試驗台架。

“試驗驗證對(duì)于核電安全發(fā)展具有重要作用并已有廣泛研究，但對(duì)全面(miàn)采用非能(néng)動理念的核電站而言，試驗研究難度依舊很大。”常華健表示。

首先，對(duì)于全新的非能(néng)動電站設計，事(shì)故現象的試驗研究是一個新領域，各道(dào)非能(néng)動安全系統作用于不同事(shì)故或事(shì)故的不同階段，設計各不相同，研究内容非常複雜，需要進(jìn)行大跨度的系統性和局部性的試驗研究，需要優化組合後(hòu)采用不同的整體和單項試驗台架相互配合，從而确立可行的試驗方案。

其次，各研發(fā)機構對(duì)于熱工水力試驗具有各自的專長(cháng)領域，往往隻是針對(duì)某個系統甚至某個現象進(jìn)行試驗研究。在 AP600 的開(kāi)發(fā)過(guò)程中，對(duì)于非能(néng)動堆芯冷卻整體性能(néng)的驗證采用了世界上的三個綜合試驗台架，由于各有一定的局限性，這(zhè)三個台架僅能(néng)分别研究事(shì)故的某些特定階段。對(duì)于非能(néng)動安全殼冷卻系統，各試驗台架之間的比例、參數、模拟工況範圍等，都(dōu)不能(néng)很好(hǎo)的統籌考慮台架試驗的完整性、充分性和匹配性。

“而我國(guó)在商用壓水堆安全試驗技術上起(qǐ)步較晚，尤其是在複雜非能(néng)動系統事(shì)故瞬态過(guò)程的試驗研究方面(miàn)，在引進(jìn) AP1000 技術時仍基本處于空白。”常華健說。

國(guó)際首個完整的核電安全試驗平台

爲了對(duì) CAP1400 的安全特性進(jìn)行全面(miàn)可信的驗證，在國(guó)家科技重大專項支持下，研究團隊決定自主設計并建設全面(miàn)的試驗驗證平台，包括用于研究主回路及非能(néng)動堆芯冷卻系統和非能(néng)動安全殼冷卻系統的兩(liǎng)大整體試驗台架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能(néng)動安全殼冷卻系統關鍵物理過(guò)程（殼外水分配、殼内冷凝、冷凝水膜耦合）以及嚴重事(shì)故下熔融物滞留系統關鍵傳熱過(guò)程（金屬層傳熱、壓力容器外部冷卻）的五個單項台架。

“我們總共搭建了七個台架，形成(chéng)了具備對(duì)各道(dào)非能(néng)動安全系統進(jìn)行全面(miàn)驗證能(néng)力的試驗平台。”常華健說。

爲驗證我國(guó)自主研發(fā)的先進(jìn)核電站的非能(néng)動堆芯冷卻系統的性能(néng)，科研團隊在大型綜合實驗設計等技術上多年攻關，建成(chéng)了我國(guó)自主研發(fā)的非能(néng)動堆芯冷卻系統的整體性試驗台架ACME，驗證了非能(néng)動堆芯冷卻系統的可靠性。

壓力容器的外部冷卻是核電站嚴重事(shì)故緩解的核心技術，這(zhè)個試驗具有工況惡劣，模拟實際情況技術難度大等特點。研究團隊通過(guò)對(duì)于真實物理過(guò)程模拟技術的研究，采用與實際反應堆壓力容器相同的表面(miàn)材料，完成(chéng)了兩(liǎng)個單項試驗台架的設計與建設，并驗證了堆内熔融物滞留技術的有效性。

由于非能(néng)動安全殼整體冷卻過(guò)程中的物理現象多且複雜，需要分别開(kāi)展整體以及單項實驗研究。國(guó)際上原有實驗的技術條件與實際條件有明顯差距，爲了達到驗證的目的，科研團隊大膽創新，設計并建造了世界上規模最大的安全殼整體性能(néng)試驗台架CERT及三個高參數的單項試驗台架，充分驗證了安全殼冷卻系統的可靠性。

“這(zhè)七個試驗平台功能(néng)互補、相互配合，構成(chéng)了國(guó)際首個完整的核電非能(néng)動安全試驗平台，大幅提高了非能(néng)動核電站整體安全性能(néng)的驗證水平。”常華健說，通過(guò)這(zhè)些試驗模拟和對(duì)數據的研究分析，全面(miàn)驗證了CAP1400核電站非能(néng)動安全系統的可靠性，爲我國(guó)自主化核電技術發(fā)展奠定了堅實的試驗驗證技術基礎。

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