2018年4月19至20日，由我院牵头、联合上海交通大学、国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司共同承担的大型先进压水堆核电站重大专项“CAP1400熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验”课题通过国家能源局的正式验收。

会议现场

验收组由来自生态环境部核与辐射安全中心、华北电力大学、西安交通大学、中广核集团、中核集团、国核示范电站有限责任公司、上海电气核电集团等单位的16名专家组成。国家能源局、中国核电发展中心、国家电力投资集团公司重大办、课题参与单位代表等40余人参加本次会议。

验收组专家

该课题2011年由国家能源局批准正式立项，研究目标是通过CAP1400严重事故进程、下封头熔融池包络状态、压力容器失效准则、IVR有效性评价及事故管理措施影响等理论和计算分析工作，以及稳定熔融池传热特性、ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动工程验证、提高临界热通量关键因素的试验和机理研究工作，全面掌握IVR关键技术，实现CAP1400 IVR的有效性评价，为安全审评提供支持。

专家组认为：课题成果档案管理规范，验收资料齐全完整，内容翔实，符合验收要求；课题完成了任务合同书规定的研究内容，满足考核指标要求，实现了研究目标；课题组织制度健全，管理有序，课题牵头单位和联合单位相互协作，紧密配合，保证了课题的顺利开展；通过课题实施培养了一大批掌握IVR技术分析、试验和管理的专业人才，形成了高水平的研发团队，为后续核电研发设计提供了人才储备和保障；课题实施取得了一批具有自主知识产权的科技成果（包括试验装置3套、专利14项、技术秘密6项、计算分析软件2项、发表论文9篇）；同时课题经费支出合理、合规。专家组一致同意课题通过验收。

课题研究取得了以下创新成果：

1）首次采用爆炸焊技术实现碳钢材料与加热铜块之间的完美结合，用来开展原型材料表面CHF 试验，并针对真实压力容器表面特性和安全壳地坑水质开展了试验研究，获得了CHF试验数据。

2）针对堆芯熔化、下移进程以及压力容器下封头熔池行为进行全面研究，解读下封头熔融池结构形成机理，确定对应情况下压力容器壁面热流密度。

3）采用确定论与概率论相结合的分析方法对CAP1400 IVR有效性进行了全面、系统的评价。

4）对压力容器内注水策略进行研究，通过严重事故管理导则优化予以实施，同时对堆内构件进行设计优化，进一步提高了IVR有效性。

该课题研究成果已应用于CAP1400示范工程，充分验证了CAP1400 IVR的有效性，已经支撑了CAP1400的安全审评。

IVR台架

本课题形成的“CAP1400提高临界热通量关键因素试验台架”和“CAP1400 IVR分析方法和增强措施研究”成果经核能行业协会鉴定认为总体达到国际先进水平。这两项成果分别获得2016年度、2017年度核能行业协会科学技术二等奖。

在压水堆核电站的严重事故中，熔融物堆内滞留（IVR）措施通过从压力容器外部对堆芯熔融物进行充分有效的冷却，将熔融物滞留在压力容器内，从而保证压力容器完整性，是大型先进压水堆核电站CAP1400缓解严重事故后果的最关键措施之一，对于保证反应堆安全具有重要意义。