近日，2020年中国核能行业协会科学技术奖评选结果公布。生态环境部核与辐射安全中心联合中央研究院国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司（简称“国核华清”）承担的“非能动安全壳冷却系统导热能力裕度验证及评价技术”项目荣获二等奖；中央研究院新能源技术研究所承担的“高性能容错燃料UO2单晶材料冷坩埚法制备系统研制及实验研究”和国核华清和核能所联合承担的“压力容器的上腔室夹带和下降段逆向流研究”荣获三等奖。

     非能动安全壳冷却系统导热能力裕度验证及评价技术

    “非能动安全壳冷却系统导热能力裕度验证及评价技术”科研成果以重大专项“CAP1400核安全监管重要试验验证”课题为依托，围绕CAP1400非能动安全壳冷却系统设计，以非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架(CERT)为平台，采用自主设计新型分水器，在国际上首次开展水膜覆盖率极端工况下安全壳内压力响应试验，在包络CAP1400实际工况范围内以更接近于原型堆实际情况下获取了试验数据：模拟了CAP1400大破口失水事故下的极限蒸汽释放量，验证了低覆盖率等极端恶化条件下 PCS 系统的换热能力；建立了完整的大型整体性试验的设计、执行、评价流程和关键要素，形成了PCS系统安全裕度验证试验技术。

    该成果能够直接支撑CAP1400的安全审评，在分析PCS在极端事故下的可靠性、有效性和CAP1400核电厂的安全性的设计改进与审评中得到了应用，为大型先进压水堆核电站重大专项实施和CAP1400示范工程的建造提供技术支持。

非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架

    高性能容错燃料UO2单晶材料冷坩埚法制备系统研制及实验研究

    “高性能容错燃料UO2单晶材料冷坩埚法制备系统研制及实验研究”项目属于国家重大专项“高性能容错燃料芯块研发”课题中的核心研究内容。通过单晶制备系统的搭建，课题组首次突破了UO2电磁感应起熔和2800℃UO2熔融等关键技术，掌握UO2电磁感应熔融工艺，制备出晶粒直径100~500μm的UO2单晶大颗粒，实现了单炉公斤级高纯度UO2单晶制备。

    UO2材料作为核燃料芯块主要原料，其导热性决定了燃料芯块内部温度分布特征，对燃料芯块服役性能和安全特征有重要影响。与传统多晶UO2相比单晶UO2具有极高的热导率，可消除传统多晶UO2互间对传热的自我屏蔽作用，导热性可大幅改善，从而进一步提升反应堆安全性。此项研究成果为我国制备新一代高效核燃料芯块奠定的重要基础。

UO2单晶电磁感应冷坩埚制备系统

    压力容器的上腔室夹带和下降段逆向流研究

    “压力容器的上腔室夹带和下降段逆向流研究”项目依托于大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项“核电关键设计软件应用研究与补充验证实验”课题，针对AP/CAP系列核电站反应堆中的重要热工安全现象-压力容器上腔室夹带和下降段逆向流现象，开展了一系列试验研究、数值计算及理论分析。项目团队自主设计并搭建了全球最大的反应堆压力容器上腔室夹带和下降段气液逆向流全尺寸试验装置，揭示了真实尺度和流量条件下AP/CAP反应堆上腔室夹带和下降段逆向流的规律，开发了全新的适用于全尺寸下降段内气液逆向流现象的模型。项目研究获得的试验数据和开发模型不仅应用于国产核电分析软件COSINE的验证和评估，还为“国和一号”的工程设计和安全评审提供了有力的技术支撑。