熔融物

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项是国家16项重大专项之一，CAP1400核电型号作为该重大专项的主要研发内容，是我国在多年核电研发设计、建设运行经验基础上，基于AP1000技术引进和自主创新，开发的具有自主知识产权的先进技术，其功率更大，安全性、经济性和相容性都达到三代核电先进水平。 CAP1400采用非能动安全系统应对设计基准事故，同时，设置了完善的严重事故缓解措施以缓解严重事故。在堆芯失去冷却情况下，堆芯逐渐熔化，熔融物下落至下封头，利用安全壳内高位水箱海没堆腔，通过压力容器外壁冷却下封头中的熔融物，带出衰变热，使得堆芯熔融物带留在压力容器内，避免熔融物进入安全壳带来的各种挑战。熔融物堆内带留（IVR）是CAP1400最关键的严重事故缓解措施。然而，IVR所涉及的物理现象是极其复杂的，这包括：堆芯熔化、熔融池在堆芯中形成、熔融物下落、熔融物与冷却水相互作用（可能的蒸汽爆炸）、高温熔融物相互作用（二氧化轴、二氧化错、钻金属、铁金属熔融物相互作用可能会产生轴错铁共晶熔融物）和重力分层、下封头熔融池对压力容器的传热、压力容器下封头外壁临界热通量、压力容器下封头在压差、重力和温差作用下的结构完整性，另外CAP1400由于堆芯功率的提高，对IVR的有效性带来了更大的挑战。

核电厂严重事故是由于反应堆堆芯失水后熔化，破坏反 应堆压力容器（RPV）及安全壳完整性导致放射性物质泄漏， 造成环境污染、人身伤亡的事故。习近平总书记多次强调核 安全是国家安全的重要组成部分，事关国家安危，人民健康。 严重事故研究成为核安全研究领域的重中之重。目前我国在 运、在建的近 60 台核电机组多数采用二代核电技术，缺乏 专用的严重事故堆芯熔融物滞留应对系统。如何开展严重事 故应对和防止放射性物质释放，保障核电厂安全，成为三代 核电厂安全水平提升亟待解决的难题。本项目在国防科工局 核能开发科研项目等课题支持下，依托我国自主研发的三代 核电厂“华龙一号”开展全面攻关。