4月19至20日，由上海核工院牽頭、聯合國核華清（北京）核電技術研發(fā)中心有限公司、上海交通大學共同承擔的大型先進壓水堆核電站重大專項“CAP1400熔融物堆內滯留（IVR）研究及試驗”課題通過國家能源局正式驗收。

　　驗收專家組認為：課題完成了任務合同書規(guī)定的研究內容，滿足考核指標要求，實現了研究目標；課題組織管理有序、制度健全，一致同意課題通過正式驗收。

　　會議現場（攝影：曹潤豐）

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

　　熔融物堆內滯留（IVR）措施能夠通過從壓力容器外部對堆芯熔融物進行充分冷卻，保證壓力容器完整性，是大型先進壓水堆核電站CAP1400緩解嚴重事故后果的最關鍵措施之一，對于保證反應堆安全具有重要意義。該課題于2011年由國家能源局批準正式立項，旨在通過CAP1400嚴重事故進程、下封頭熔融池包絡狀態(tài)、壓力容器失效準則、IVR有效性評價及事故管理措施影響等理論和計算分析工作，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工程驗證、提高臨界熱通量關鍵因素的試驗和機理研究工作，全面掌握IVR關鍵技術，實現CAP1400 IVR的有效性評價。

　　課題的主要成果包括：首次實現碳鋼材料與加熱銅塊之間的完美結合，針對真實壓力容器表面特性和安全殼地坑水質開展了試驗研究，獲得了CHF試驗數據；全面研究了堆芯熔化、下移進程及壓力容器下封頭熔池行為，解讀下封頭熔融池結構形成機理，確定對應情況下壓力容器壁面熱流密度；采用確定論與概率論相結合的分析方法對CAP1400 IVR有效性進行了全面、系統(tǒng)的評價；優(yōu)化了嚴重事故管理導則及堆內構件，進一步提高了IVR有效性。該課題研究成果已應用于CAP1400示范工程，支撐了CAP1400的安全審評。

　　課題形成的“CAP1400提高臨界熱通量關鍵因素試驗臺架”和“CAP1400 IVR分析方法和增強措施研究”成果經核能行業(yè)協(xié)會鑒定認為總體達到國際先進水平，并分別獲得2016年度、2017年度核能行業(yè)協(xié)會科學技術二等獎。

　　課題實施取得了一批具有自主知識產權的科技成果，包括試驗裝置3套、專利14項、技術秘密6項、計算分析軟件2項、發(fā)表論文9篇；此外，還培養(yǎng)了一大批掌握IVR技術分析、試驗和管理的專業(yè)人才，形成了高水平的研發(fā)團隊，為后續(xù)核電研發(fā)設計提供了人才儲備和保障。