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　　4月19至20日，由上海核工院牽頭、聯(lián)合國核華清（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“CAP1400熔融物堆內(nèi)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(rèn)為：課題完成了任務(wù)合同書規(guī)定的研究內(nèi)容，滿足考核指標(biāo)要求，實現(xiàn)了研究目標(biāo)；課題組織管理有序、制度健全，一致同意課題通過正式驗收。

　　會議現(xiàn)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(xué)、中廣核集團(tuán)、中核集團(tuán)、國核示范、上海電氣核電集團(tuán)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(nèi)滯留（IVR）措施能夠通過從壓力容器外部對堆芯熔融物進(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，對于保證反應(yīng)堆安全具有重要意義。該課題于2011年由國家能源局批準(zhǔn)正式立項，旨在通過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(guān)鍵因素的試驗和機(jī)理研究工作，全面掌握IVR關(guān)鍵技術(shù)，實現(xiàn)CAP1400 IVR的有效性評價。

　　課題的主要成果包括：首次實現(xiàn)碳鋼材料與加熱銅塊之間的完美結(jié)合，針對真實壓力容器表面特性和安全殼地坑水質(zhì)開展了試驗研究，獲得了CHF試驗數(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CAP1400 IVR有效性進(jìn)行了全面、系統(tǒng)的評價；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。

　　課題形成的“CAP1400提高臨界熱通量關(guān)鍵因素試驗臺架”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)會鑒定認(rèn)為總體達(dá)到國際先進(jìn)水平，并分別獲得2016年度、2017年度核能行業(yè)協(xié)會科學(xué)技術(shù)二等獎。

　　課題實施取得了一批具有自主知識產(chǎn)權(quán)的科技成果，包括試驗裝置3套、專利14項、技術(shù)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(shù)分析、試驗和管理的專業(yè)人才，形成了高水平的研發(fā)團(tuán)隊，為后續(xù)核電研發(fā)設(shè)計提供了人才儲備和保障。