“大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题通过国家能源局综合绩效评价

近日，大型先进压水堆重大专项“大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题顺利通过国家能源局组织的综合绩效评价，研究成果获得专家组高度肯定。

△ “大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题验收现场

该课题由上海核工程研究设计院有限公司牵头，中核北方核燃料元件有限公司、中国科学院金属研究所、上海交通大学、国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司共同参与。

课题组通过自主研发和创新，共新建/改造台架8套，申请专利17件(其中发明专利14件，已授权6件) ，软件著作权4项，完成成果鉴定9项，发表论文45篇(其中SCI 19篇)，形成行业标准(征求意见稿)1项。课题基于CAP1400设计，试验研究了原型材料熔融物相互作用、三层熔池耦合换热、熔融物顶部注水、CHF(临界热流密度)增强及RPV(反应堆压力容器)高温蠕变等现象机理，在此基础上，完成了IVR增强措施及其有效性和可行性的评价、开发了用于IVR(熔融物堆内滞留)评价的软件工具，建立了压应力条件下的蠕变本构与蠕变分析方法，形成了更为全面的IVR有效性评价方法。专家组一致认为课题承担单位完成了任务合同书规定的研究内容，达成了研究目标，满足考核指标要求，同意课题通过综合绩效评价。

通过吸收“福岛”事故经验，针对严重事故发展过程中的新进展及新挑战，课题全面梳理了大型核电厂熔融物滞留措施中存在的不足，总结出堆内熔池结构分层、新结构下的熔池传热、压力容器外部CHF及压力容器结构分析等4项重点内容，开展了系统性和针对性的试验与理论研究。

课题采用二氧化铀等堆芯原型材料开展了熔融试验，采用电磁感应控制、坩埚移动和屏蔽等技术，实现了百公斤级熔炼工质的精准分区加热，并创新性设计二次投料方案，更好地反映了堆芯熔化、坍塌过程中的瞬态行为。该试验的成功实施对于探究核电厂严重事故下熔融物分层结构具有重要意义。

课题系统性地开展了熔池传热研究，设计并建造了金属层顶部注水试验台架，开展了熔化组分、注水流量、过冷度等的敏感性试验，形成了顶部传热定量化研究成果;此外，课题开展了顶部薄金属层、底部重金属层的单项传热试验研究，并完成了自然分层的三层熔池耦合传热试验研究，系统性地阐明了熔池分层传热特性。

压力容器外壁面CHF是IVR措施的重要因素，课题开展了新条件下及潜在增强措施研究，完成了不同熔池结构热流分布、老化、压力提升等对压力容器外壁面CHF影响试验，获得了更接近于真实核电厂运行和事故条件下的外壁面CHF结果，进一步拓展了对于压力容器外壁面CHF机理现象的认识;创新性地提出了压力容器外壁面冷喷涂等增强措施，验证了喷涂措施的有效性及对CHF提升的作用。

压力容器结构完整性评估是IVR有效性论证的重要环节，课题开展压缩、拉伸应力状态下的高温蠕变材料试验，获得了高温压缩、拉伸蠕变损伤评价本构方程，为严重事故下的结构完整性研究提供重要参考，具有重要的科学与工程意义。

课题系统性地研究了核电厂熔融物堆内滞留的关键问题，其成果可推广应用到采用该措施的各类电厂，具有非常重要的科研和工程应用价值。课题实施过程中充分参与国际交流，进一步提升了国内严重事故研究的国际影响力。