近日，大型先進(jìn)壓水堆重大專項(xiàng)“大型非能動(dòng)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(jià)，研究成果獲得專家組高度肯定。

△ “大型非能動(dòng)核電廠熔融物滯留深化研究”課題驗(yàn)收現(xiàn)場

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

課題組通過自主研發(fā)和創(chuàng)新，共新建/改造臺架8套，申請專利17件(其中發(fā)明專利14件，已授權(quán)6件) ，軟件著作權(quán)4項(xiàng)，完成成果鑒定9項(xiàng)，發(fā)表論文45篇(其中SCI 19篇)，形成行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)(征求意見稿)1項(xiàng)。課題基于CAP1400設(shè)計(jì)，試驗(yàn)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(qiáng)及RPV(反應(yīng)堆壓力容器)高溫蠕變等現(xiàn)象機(jī)理，在此基礎(chǔ)上，完成了IVR增強(qiáng)措施及其有效性和可行性的評價(jià)、開發(fā)了用于IVR(熔融物堆內(nèi)滯留)評價(jià)的軟件工具，建立了壓應(yīng)力條件下的蠕變本構(gòu)與蠕變分析方法，形成了更為全面的IVR有效性評價(jià)方法。專家組一致認(rèn)為課題承擔(dān)單位完成了任務(wù)合同書規(guī)定的研究內(nèi)容，達(dá)成了研究目標(biāo)，滿足考核指標(biāo)要求，同意課題通過綜合績效評價(jià)。

通過吸收“福島”事故經(jīng)驗(yàn)，針對嚴(yán)重事故發(fā)展過程中的新進(jìn)展及新挑戰(zhàn)，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(jié)出堆內(nèi)熔池結(jié)構(gòu)分層、新結(jié)構(gòu)下的熔池傳熱、壓力容器外部CHF及壓力容器結(jié)構(gòu)分析等4項(xiàng)重點(diǎn)內(nèi)容，開展了系統(tǒng)性和針對性的試驗(yàn)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(yàn)，采用電磁感應(yīng)控制、坩堝移動(dòng)和屏蔽等技術(shù)，實(shí)現(xiàn)了百公斤級熔煉工質(zhì)的精準(zhǔn)分區(qū)加熱，并創(chuàng)新性設(shè)計(jì)二次投料方案，更好地反映了堆芯熔化、坍塌過程中的瞬態(tài)行為。該試驗(yàn)的成功實(shí)施對于探究核電廠嚴(yán)重事故下熔融物分層結(jié)構(gòu)具有重要意義。

課題系統(tǒng)性地開展了熔池傳熱研究，設(shè)計(jì)并建造了金屬層頂部注水試驗(yàn)臺架，開展了熔化組分、注水流量、過冷度等的敏感性試驗(yàn)，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(xiàng)傳熱試驗(yàn)研究，并完成了自然分層的三層熔池耦合傳熱試驗(yàn)研究，系統(tǒng)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(qiáng)措施研究，完成了不同熔池結(jié)構(gòu)熱流分布、老化、壓力提升等對壓力容器外壁面CHF影響試驗(yàn)，獲得了更接近于真實(shí)核電廠運(yùn)行和事故條件下的外壁面CHF結(jié)果，進(jìn)一步拓展了對于壓力容器外壁面CHF機(jī)理現(xiàn)象的認(rèn)識;創(chuàng)新性地提出了壓力容器外壁面冷噴涂等增強(qiáng)措施，驗(yàn)證了噴涂措施的有效性及對CHF提升的作用。

壓力容器結(jié)構(gòu)完整性評估是IVR有效性論證的重要環(huán)節(jié)，課題開展壓縮、拉伸應(yīng)力狀態(tài)下的高溫蠕變材料試驗(yàn)，獲得了高溫壓縮、拉伸蠕變損傷評價(jià)本構(gòu)方程，為嚴(yán)重事故下的結(jié)構(gòu)完整性研究提供重要參考，具有重要的科學(xué)與工程意義。

課題系統(tǒng)性地研究了核電廠熔融物堆內(nèi)滯留的關(guān)鍵問題，其成果可推廣應(yīng)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(yīng)用價(jià)值。課題實(shí)施過程中充分參與國際交流，進(jìn)一步提升了國內(nèi)嚴(yán)重事故研究的國際影響力。