近日，2022年度“中國核能行業(yè)協(xié)會科學(xué)技術(shù)獎”獲獎名單公布，由原子能院反應(yīng)堆工程技術(shù)研究所負(fù)責(zé)完成的“壓水堆失水事故條件下燃料包殼性能評價技術(shù)研究”項目榮獲2022年度中國核能行業(yè)協(xié)會科技進(jìn)步一等獎，該研究成果有力彌補(bǔ)了自主化燃料研發(fā)對事故工況研究的缺失和不足，極大地提升了我國燃料研發(fā)的能力和水平。與此同時，堆工所“VVER反應(yīng)堆壓力容器輻照與熱老化脆化評價技術(shù)與應(yīng)用”項目、“嚴(yán)重事故條件下安全殼內(nèi)氣溶膠再懸浮和再夾帶試驗技術(shù)和分析模型”項目分別獲得科技進(jìn)步二、三等獎。

中國核能行業(yè)協(xié)會科學(xué)技術(shù)獎是我國唯一的獎勵核能行業(yè)和平利用核能方面科學(xué)技術(shù)成果的科技獎項，用以表彰在和平利用核能科學(xué)技術(shù)進(jìn)步活動中做出貢獻(xiàn)的單位和個人。經(jīng)過形式審查、網(wǎng)絡(luò)評審初評、評審委員會終評等多個環(huán)節(jié)的激烈角逐，原子能院“壓水堆失水事故條件下燃料包殼性能評價技術(shù)研究”項目在200余個項目中脫穎而出，喜獲殊榮。

失水事故現(xiàn)象復(fù)雜，是壓水堆核電廠重要的設(shè)計基準(zhǔn)事故之一。一直以來，失水事故工況下的燃料性能研究是國際核安全領(lǐng)域的研究重點之一。目前，國內(nèi)燃料性能研究主要聚焦于穩(wěn)態(tài)運行工況，缺乏系統(tǒng)的瞬態(tài)失水事故工況研究，導(dǎo)致國產(chǎn)包殼材料安全審查相關(guān)數(shù)據(jù)及安全分析模型欠缺，成為制約我國燃料自主化發(fā)展的關(guān)鍵瓶頸問題。對此，原子能院燃料安全研究團(tuán)隊建立了系統(tǒng)的失水事故性能評價平臺和方法，突破了失水事故模擬關(guān)鍵試驗技術(shù)，獲得了國產(chǎn)燃料包殼失水事故工況下的性能數(shù)據(jù)庫和關(guān)鍵模型，為自主化燃料組件的入堆安全評審提供了必需的數(shù)據(jù)和模型支撐。

該研究成果已成功應(yīng)用于國家核電、中廣核以及中核集團(tuán)的新鋯合金包殼研制及入堆安審。后續(xù)，團(tuán)隊將進(jìn)一步提升相關(guān)研究能力和水平，拓寬成果應(yīng)用，為我國先進(jìn)燃料研發(fā)提供重要支撐。