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ACP1000反应堆安全性能得到进一步验证

2013-03-21 13:30来源:中核网关键词:ACP1000核电技术中核收藏点赞

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3月19日,中核集团ACP1000堆腔注水冷却系统(简称CIS系统)非能动试验典型工况在中国核动力研究设计院取得圆满成功,标志着ACP1000研发验证工作又向前迈出重要一步。

将堆芯熔融物滞留在压力容器内,保证反应堆压力容器的完整性,可以极大地缓解严重事故的进一步发展和恶化,减缓放射性的释放,保证公众安全。

在对现有先进反应堆熔融物堆内滞留策略消化吸收的基础上,中核集团ACP1000先进反应堆设置了堆腔注水冷却系统,通过冷却压力容器下封头,能够将堆芯熔融物包容在压力容器内,有效防止可能对安全壳完整性带来威胁的堆外现象发生。通过试验,技术人员可获得相关的对流换热特性和临界热流密度限值,并验证CIS系统的可靠性。

环保部核与辐射安全中心、中核集团核动力事业部、福建福清核电有限公司、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院等单位的专家及代表在现场见证了实验工程。

投稿与新闻线索:陈女士 微信/手机:13693626116 邮箱:chenchen#bjxmail.com(请将#改成@)

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