近日，中国核能行业协会在我院组织召开了“非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法及其应用”等十一项科技成果的鉴定会。参加鉴定的成果分别是：“非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法及其应用”、“修复燃料组件的回堆复用技术研究及工程应用、“钍铀燃料增殖循环技术及其工程应用研究”、“CAP1000土结构相互作用分析技术”、“基于Pumplinx的系统级CFD分析”、“CAP1400 Mid-Loop运行工况临界液位分析技术”、“国产化非能动核电厂控制棒驱动机构耐高温工作线圈”、“管道振动评定与故障诊断技术研究及其在C2项目中的应用”、“CRDM电磁场理论与数值仿真方法研究”、“星形轮装置研发及其在核电厂操作工具上的系列化应用”、“应急柴油发电机组1E级励磁系统样机研制”。

来自中核集团专家委、中国核能行业协会、国家核电技术有限公司、中国核电运行服务有限公司、环境保护部核与辐射安全中心、清华大学、西安交通大学、中原对外工程公司、江苏核电有限公司、海南核电有限公司、上海核电设备制造有限公司、等国内多家单位核电领域知名专家组成的鉴定委员会对成果进行了鉴定，我院副院长顾国兴，副总工程师景益、葛鸿辉、科研管理部相关人员以及课题组主要完成人参加了本次鉴定会。

经鉴定，专家们一致认为：此次鉴定的十一项成果整体研究水平先进，成果创新点突出，具备新颖性和创造性。其中，“非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法及其应用”立足于大型先进压水堆示范工程项目课题“CAP1400 PCS综合性能试验研究”（ZB05），建立了完整的适用于非能动安全壳排热系统的比例分析技术，形成了具备自主知识产权的比例分析程序，具有重要的工程应用价值。该成果已经应用于CAP1000标准设计/CAP1400核电厂安全壳系统比例分析，有力地支持安全壳系统现象识别和重要度分级表（PIRT）的确定；该成果所提出的比例分析方法可用于指导模拟原型核电厂安全壳系统响应的试验台架的设计、评价。该科技成果拥有自主知识产权，属于国内首创，优于美国西屋公司的相关方法，达到国际同类技术领先水平。