近日，大型先進壓水堆重大專項“大型非能動核電廠熔融物滯留深化研究”課題順利通過國家能源局組織的綜合績效評價，研究成果獲得專家組高度肯定。

△ “大型非能動核電廠熔融物滯留深化研究”課題驗收現場

該課題由上海核工程研究設計院有限公司牽頭，中核北方核燃料元件有限公司、中國科學院金屬研究所、上海交通大學、國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司共同參與。

課題組通過自主研發和創新，共新建/改造臺架8套，申請專利17件(其中發明專利14件，已授權6件) ，軟件著作權4項，完成成果鑒定9項，發表論文45篇(其中SCI 19篇)，形成行業標準(征求意見稿)1項。課題基于CAP1400設計，試驗研究了原型材料熔融物相互作用、三層熔池耦合換熱、熔融物頂部注水、CHF(臨界熱流密度)增強及RPV(反應堆壓力容器)高溫蠕變等現象機理，在此基礎上，完成了IVR增強措施及其有效性和可行性的評價、開發了用于IVR(熔融物堆內滯留)評價的軟件工具，建立了壓應力條件下的蠕變本構與蠕變分析方法，形成了更為全面的IVR有效性評價方法。專家組一致認為課題承擔單位完成了任務合同書規定的研究內容，達成了研究目標，滿足考核指標要求，同意課題通過綜合績效評價。

通過吸收“福島”事故經驗，針對嚴重事故發展過程中的新進展及新挑戰，課題全面梳理了大型核電廠熔融物滯留措施中存在的不足，總結出堆內熔池結構分層、新結構下的熔池傳熱、壓力容器外部CHF及壓力容器結構分析等4項重點內容，開展了系統性和針對性的試驗與理論研究。

課題采用二氧化鈾等堆芯原型材料開展了熔融試驗，采用電磁感應控制、坩堝移動和屏蔽等技術，實現了百公斤級熔煉工質的精準分區加熱，并創新性設計二次投料方案，更好地反映了堆芯熔化、坍塌過程中的瞬態行為。該試驗的成功實施對于探究核電廠嚴重事故下熔融物分層結構具有重要意義。

課題系統性地開展了熔池傳熱研究，設計并建造了金屬層頂部注水試驗臺架，開展了熔化組分、注水流量、過冷度等的敏感性試驗，形成了頂部傳熱定量化研究成果;此外，課題開展了頂部薄金屬層、底部重金屬層的單項傳熱試驗研究，并完成了自然分層的三層熔池耦合傳熱試驗研究，系統性地闡明了熔池分層傳熱特性。

壓力容器外壁面CHF是IVR措施的重要因素，課題開展了新條件下及潛在增強措施研究，完成了不同熔池結構熱流分布、老化、壓力提升等對壓力容器外壁面CHF影響試驗，獲得了更接近于真實核電廠運行和事故條件下的外壁面CHF結果，進一步拓展了對于壓力容器外壁面CHF機理現象的認識;創新性地提出了壓力容器外壁面冷噴涂等增強措施，驗證了噴涂措施的有效性及對CHF提升的作用。

壓力容器結構完整性評估是IVR有效性論證的重要環節，課題開展壓縮、拉伸應力狀態下的高溫蠕變材料試驗，獲得了高溫壓縮、拉伸蠕變損傷評價本構方程，為嚴重事故下的結構完整性研究提供重要參考，具有重要的科學與工程意義。

課題系統性地研究了核電廠熔融物堆內滯留的關鍵問題，其成果可推廣應用到采用該措施的各類電廠，具有非常重要的科研和工程應用價值。課題實施過程中充分參與國際交流，進一步提升了國內嚴重事故研究的國際影響力。