4月19至20日，由上海核工院牵头、联合国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司、上海交通大学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正式验收。

　　验收专家组认为：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；课题组织管理有序、制度健全，一致同意课题通过正式验收。

　　会议现场（摄影：曹润丰）

　　验收组由来自生态环境部核与辐射安全中心、西安交通大学、中广核集团、中核集团、国核示范、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、国家电投重大办、课题参与单位代表等40余人参加此次会议。

　　熔融物堆内滞留（IVR）措施能够通过从压力容器外部对堆芯熔融物进行充分冷却，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。该课题于2011年由国家能源局批准正式立项，旨在通过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。

　　课题的主要成果包括：首次实现碳钢材料与加热铜块之间的完美结合，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；全面研究了堆芯熔化、下移进程及压力容器下封头熔池行为，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；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；优化了严重事故管理导则及堆内构件，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，支撑了CAP1400的安全审评。

　　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，并分别获得2016年度、2017年度核能行业协会科学技术二等奖。

　　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；此外，还培养了一大批掌握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。