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    11月9日，由中國核動力研究設(shè)計院自主研制的堆芯熔融物實驗平臺正式投入使用，該平臺將貧化鈾、氧化鋯、金屬鋯、堆用不銹鋼和裂變產(chǎn)物同位素按堆內(nèi)裝載質(zhì)量比例進(jìn)行混合熔煉，制備出3000℃的堆芯熔融物，標(biāo)志著我國在反應(yīng)堆嚴(yán)重事故研究方面取得重大突破，填補了我國核安全領(lǐng)域高溫堆芯熔融物實驗技術(shù)空白，達(dá)到國際先進(jìn)水平。

堆芯熔融物實驗平臺

    反應(yīng)堆嚴(yán)重事故是指反應(yīng)堆堆芯得不到有效冷卻，在衰變熱的持續(xù)作用下，造成反應(yīng)堆內(nèi)控制棒、燃料元件、堆內(nèi)構(gòu)件熔化，放射性物質(zhì)釋放的極端事故。如果不加干預(yù)，自帶熱源且溫度高達(dá)3000℃的堆芯熔融物會將壓力容器熔穿，并迅速燒蝕安全殼底部混凝土，將直接威脅反應(yīng)堆安全，對安全運行造成嚴(yán)重影響。

    堆芯熔融物的物理化學(xué)性質(zhì)以及與冷卻劑、堆內(nèi)構(gòu)件、混凝土之間的物理化學(xué)反應(yīng)決定了事故后續(xù)發(fā)展進(jìn)程以及放射性后果。因此開展高溫熔融物實驗，有助于掌握熔融物性質(zhì)和嚴(yán)重事故機理，從而有針對性的在關(guān)鍵環(huán)節(jié)設(shè)計嚴(yán)重事故緩解措施，有效包容冷卻熔融物，減少放射性釋放。

堆芯熔融物鑄錠

    中核集團(tuán)“嚴(yán)重事故特性、預(yù)防、緩解及管理技術(shù)研究”科研專項于2017年啟動，為更快更好推動嚴(yán)重事故科研工作，核動力院二所成立了反應(yīng)堆嚴(yán)重事故實驗研究中心，該中心團(tuán)隊攻堅克難、勇于創(chuàng)新，先后攻克了軸向溫度場控制、氧化物點火起熔、高溫熔融物釋放、解剖取樣等關(guān)鍵技術(shù)，成功研制了堆芯熔融物實驗平臺。通過平臺實驗，實現(xiàn)了最高溫度3000℃， 重10.3kg的真實堆芯熔融物制備，發(fā)現(xiàn)了核安全分析中重要的熔融物分層現(xiàn)象，并制取了30份SEM、XRD、XRF檢測樣品。

堆芯熔融物內(nèi)部

    堆芯熔融物實驗平臺后期將用于熔融物熱力學(xué)分層、放射性源項釋放遷移、熔融物與材料物理化學(xué)反應(yīng)和自主堆芯捕集器犧牲材料研制等項目，獲取關(guān)鍵基礎(chǔ)數(shù)據(jù)，全面支撐嚴(yán)重事故緩解技術(shù)創(chuàng)新研發(fā)和國產(chǎn)軟件的發(fā)展，持續(xù)提升我國核安全水平。

中核核反應(yīng)堆熱工水力技術(shù)重點實驗室

宮厚軍|文