我国自主设计的CNP1000反应堆安全壳在清华试验成功

  【新闻中心讯 记者 顾淑霞 摄影 郭海军】5月17日下午,我国自主设计的百万千瓦级标准化核电厂(CNP1000) 反应堆预应力混凝土安全壳,在清华大学成功进行了结构模型的动态抗震试验。通过全面完成结构设计分析和试验验证,表明该安全壳满足设计要求,已经具备我国百万千瓦核电厂工程设计和建造的条件。


  安全壳结构的发展经历了第一代、第二代,目前向第三代发展。据悉,此次试验成功的安全壳属第三代,由我国自主创新和自主设计完成,具备完全的自主知识产权。第三代安全壳在安全性、可靠性、经济性等方面比第二代安全壳大幅度提高,使我国的预应力混凝土安全壳的设计达到世界先进水平。
  安全壳是核电厂反应堆最后一道安全屏障。前苏联切尔诺贝利核电站由于没有安全壳,核电站发生事故后造成大量人员伤亡与环境污染,而且波及其他国家;美国三里岛核电站由于有安全壳保护,发生类似事故后没有造成任何人员的伤亡,可见,安全壳的存在与安全对核电站的安全至关重要。
  我国在核电厂设计建造方面起步较晚,但在反应堆安全壳设计方面,从上世纪八十年代开始,就坚持走自主化的道路,成功设计建造了包括秦山、巴基斯坦等核电厂的反应堆安全壳。获得了大量的科研、设计、建造经验和运行反馈数据,为进一步提高国产化自主设计能力打下了坚实的基础。


  国产CNP1000核电厂反应堆安全壳结构由国家级勘察设计大师、上海核工程研究设计院安全壳总设计师夏祖讽领衔研制,清华大学和中冶集团建筑研究总院作为协作单位参与研究工作。本次在清华大学成功进行的动态抗震试验,为完成第三代安全壳技术系统集成提供了模型结构抗震试验依据,使整个第三代安全壳结构科研工作完成了评审所需的支持材料。在此之前,已经在中冶集团建筑研究总院完成了静态的安全壳极限承载力试验。
  清华大学土木工程系与清华大学结构工程与振动教育部重点实验室承担该课题了第三代安全壳结构两项关键环节的研究:一是安全壳结构模型在内压作用下的非线性静力分析,通过建立符合安全壳结构特点的计算模型,实现与模型测试结果能相互印证的分析,为安全壳结构的极限承载力设计与分析奠定了基础;二是采用现代先进的实验手段与测试技术,完成了十分之一缩比安全壳结构模型的动态试验,测试了安全壳结构模型的抗震能力,验证了安全壳结构在安全停堆水平地震工况下的安全。
  在清华大学工程结构实验室,记者看到,安全壳的外形是圆筒体上加半球穹顶,夏祖讽设计大师介绍,我国现在核电厂反应堆的安全壳穹顶都是扁平形,在筒身和穹顶间有一个环梁,第三代安全壳的筒体与穹顶连成一体,形成一个预应力整体,受力更加合理。

2006年05月19日 10:14:16  清华新闻网

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