4月19至20日，由上海核工院牽頭、聯(lián)合國(guó)核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司、上海交通大學(xué)共同承擔(dān)的大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng)“CAP1400熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)研究及試驗(yàn)”課題通過(guò)國(guó)家能源局正式驗(yàn)收。

驗(yàn)收專家組認(rèn)為：課題完成了任務(wù)合同書(shū)規(guī)定的研究?jī)?nèi)容，滿足考核指標(biāo)要求，實(shí)現(xiàn)了研究目標(biāo);課題組織管理有序、制度健全，一致同意課題通過(guò)正式驗(yàn)收。

驗(yàn)收組由來(lái)自生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心、西安交通大學(xué)、中廣核集團(tuán)、中核集團(tuán)、國(guó)核示范、上海電氣核電集團(tuán)等單位的16名專家組成。國(guó)家能源局、中國(guó)核電發(fā)展中心、國(guó)家電投重大辦、課題參與單位代表等40余人參加此次會(huì)議。

熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)措施能夠通過(guò)從壓力容器外部對(duì)堆芯熔融物進(jìn)行充分冷卻，保證壓力容器完整性，是大型先進(jìn)壓水堆核電站CAP1400緩解嚴(yán)重事故后果的最關(guān)鍵措施之一，對(duì)于保證反應(yīng)堆安全具有重要意義。該課題于2011年由國(guó)家能源局批準(zhǔn)正式立項(xiàng)，旨在通過(guò)CAP1400嚴(yán)重事故進(jìn)程、下封頭熔融池包絡(luò)狀態(tài)、壓力容器失效準(zhǔn)則、IVR有效性評(píng)價(jià)及事故管理措施影響等理論和計(jì)算分析工作，以及穩(wěn)定熔融池傳熱特性、ERVC全尺寸下封頭外壁臨界熱通量和流道流動(dòng)工程驗(yàn)證、提高臨界熱通量關(guān)鍵因素的試驗(yàn)和機(jī)理研究工作，全面掌握IVR關(guān)鍵技術(shù)，實(shí)現(xiàn)CAP1400 IVR的有效性評(píng)價(jià)。

課題的主要成果包括：首次實(shí)現(xiàn)碳鋼材料與加熱銅塊之間的完美結(jié)合，針對(duì)真實(shí)壓力容器表面特性和安全殼地坑水質(zhì)開(kāi)展了試驗(yàn)研究，獲得了CHF試驗(yàn)數(shù)據(jù);全面研究了堆芯熔化、下移進(jìn)程及壓力容器下封頭熔池行為，解讀下封頭熔融池結(jié)構(gòu)形成機(jī)理，確定對(duì)應(yīng)情況下壓力容器壁面熱流密度;采用確定論與概率論相結(jié)合的分析方法對(duì)CAP1400 IVR有效性進(jìn)行了全面、系統(tǒng)的評(píng)價(jià);優(yōu)化了嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則及堆內(nèi)構(gòu)件，進(jìn)一步提高了IVR有效性。該課題研究成果已應(yīng)用于CAP1400示范工程，支撐了CAP1400的安全審評(píng)。

課題形成的“CAP1400提高臨界熱通量關(guān)鍵因素試驗(yàn)臺(tái)架”和“CAP1400 IVR分析方法和增強(qiáng)措施研究”成果經(jīng)核能行業(yè)協(xié)會(huì)鑒定認(rèn)為總體達(dá)到國(guó)際先進(jìn)水平，并分別獲得2016年度、2017年度核能行業(yè)協(xié)會(huì)科學(xué)技術(shù)二等獎(jiǎng)。

課題實(shí)施取得了一批具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的科技成果，包括試驗(yàn)裝置3套、專利14項(xiàng)、技術(shù)秘密6項(xiàng)、計(jì)算分析軟件2項(xiàng)、發(fā)表論文9篇;此外，還培養(yǎng)了一大批掌握IVR技術(shù)分析、試驗(yàn)和管理的專業(yè)人才，形成了高水平的研發(fā)團(tuán)隊(duì)，為后續(xù)核電研發(fā)設(shè)計(jì)提供了人才儲(chǔ)備和保障。