2011年3月11日，日本福島核嚴重事故的發(fā)生，無異于給核電從業(yè)者一記當頭棒喝，讓全世界的核安全工作者的重心再次聚焦到提升核電嚴重事故的預防與緩解中。彼時，正在醞釀中的“華龍一號”百萬千瓦級核電機型，對安全性能的要求再次提升，嚴重事故的應對成為重中之重。

為了實現(xiàn)史上“最嚴苛”的安全目標，“華龍一號”在嚴重事故應對上做了大量的加強設計，這其中堆芯熔融物堆內(nèi)滯留成為嚴重事故兜底的最終方案。熔融物堆內(nèi)滯留（  In-Vessel Retention ，IVR  ）是通過壓力容器壁面?zhèn)鳠釒ё叨研居酂?，將堆芯熔融物滯留于下封頭內(nèi)，大幅降低大量放射性釋放的嚴重事故專有措施，也是應對類似日本福島等核事故的關鍵措施之一。

IVR策略研究與驗證屬于第三代核電技術的“新生事物”，涉及系統(tǒng)設計、設備結構、熱工安全分析、力學分析、程序開發(fā)、熱工試驗等專業(yè)，系統(tǒng)設計需要多學科、多物理過程交叉耦合，在彼時面臨著技術儲備弱、研發(fā)難度大、分析工具缺的困難局面。為了攻克難關，中國核動力研究設計院以熱工水力與安全分析專業(yè)為主體，自2011年組建了熱工安全、結構設備、力學、試驗等多專業(yè)協(xié)作的技術團隊，開始了長達7年的艱苦研發(fā)歷程。

“華龍一號”設計初期，研發(fā)團隊充分研究國際已有的IVR理論，提出了自然循環(huán)不穩(wěn)定、循環(huán)流量是否能夠成功實現(xiàn)等諸多疑問，以及IVR措施關鍵問題中針對臨界熱流密度自然循環(huán)試驗的可實現(xiàn)性和可測量性等諸多困難，核動力院劉昌文總師與院內(nèi)專家討論后提出：“我們可以借鑒別人的理念，但不應全單照搬，要在吸收他人理念的基礎上要有突破?！痹谶@樣的理念指導下，核動力院的研發(fā)團隊深入思考和論證，提出獨有的“能動+非能動”設計方案，一方面在能動泵的保證下實現(xiàn)IVR措施的高可靠性，另一方面采用非能動注入的方式實現(xiàn)對類似日本“福島”等完全失電核事故的應對。

研發(fā)團隊勇于打破國際主流設計思想的束縛，最終創(chuàng)造性地研發(fā)了獨特的IVR設計方案，首次采用直接注入保溫層、早期高過冷度水注入等創(chuàng)新設計理念，實現(xiàn)了能動系列5分鐘內(nèi)快速淹沒、非能動系列持續(xù)冷卻72小時。該系統(tǒng)的應用使大量放射性釋放概率下降約6倍，顯著提升了“華龍一號”嚴重事故緩解能力。

研發(fā)團隊合影

堆腔注水系統(tǒng)的方案設計需要考慮堆腔結構、保溫層結構、冷卻水源，還要疊加考慮提高壓力容器下封頭外壁面的臨界熱流密度，是一個反復耦合迭代的復雜問題。設計伊始設定了能動系列從內(nèi)置換料水箱直接取水和再循環(huán)的設計方案，但隨著設計的深入以及和安審部門的充分交流，發(fā)現(xiàn)該方案存在不足，即在LOCA等事故下水源的水溫會逐步上升，系統(tǒng)的安全裕量會下降。

當時的設計已經(jīng)初步固化，保溫層等即將投入生產(chǎn)，改變設計將面臨重新論證的巨大壓力和多項采購變更的困難，但是劉昌文總師說：“IVR系統(tǒng)的設計是我們自主創(chuàng)新的重要成果。如果現(xiàn)在的方案不能給大家信心，那么‘華龍一號’這張名片我們就亮不出去?！眳乔逯魅螏ьI的熱工安全分析團隊高度贊同：“雖然現(xiàn)有安全分析顯示我們是能滿足設計要求，但是只有通過改進設計來提升安全裕量，才能增加我們的底氣，提升各方的信心。作為嚴重事故的‘兜底’措施，我們要拿出更有說服力的成果?！彼麄冎匦抡{(diào)整思路，提出多種優(yōu)化設計方案，充分研討和迭代論證，最終確定了先從消防水池取水保證早期關鍵時段水源的過冷度，再從內(nèi)置換料水箱取水，實現(xiàn)長期再循環(huán)冷卻的方案變更。

這樣的優(yōu)化方案使系統(tǒng)在事故緩解的關鍵時間段內(nèi)保持充分穩(wěn)定的安全裕量。熱工安全分析專業(yè)提出的優(yōu)化方案得到了試驗等其它技術專業(yè)的積極支持，各專業(yè)各就各位，整個團隊擰成一股繩，勁往一處使，最終克服技術、進度、經(jīng)費等諸多困難，完成優(yōu)化方案所需要的一系列工作。

IVR措施的實現(xiàn)關鍵要證明在嚴重事故中由熔融池傳熱產(chǎn)生的壁面熱流密度小于壓力容器外部冷卻的臨界熱流密度（ CHF ）。壓力容器外表面臨界熱流密度是證明IVR措施有效性的關鍵準則，其獲取的重要方式是通過試驗。CHF試驗中的高溫狀態(tài)容易導致測溫裝置損壞，從而導致試驗本體無法繼續(xù)使用。這一問題限制了試驗的次數(shù)和重復率，因此第一期試驗采用了針對典型工況開展的方案。在強迫循環(huán)典型工況試驗數(shù)據(jù)獲得后，由于與國際上大部分自然循環(huán)工況差異較大，受到業(yè)內(nèi)同行部分專家的質(zhì)疑。此時，負責IVR系統(tǒng)安全評價的核心骨干朱大歡并未氣餒，他在安審面臨巨大壓力時積極探索問題根源，深入研究國際上已有工作的關鍵參數(shù)對CHF影響規(guī)律方面的研究成果，發(fā)現(xiàn)不同背壓及流動參數(shù)下的CHF特性差異顯著，為解決問題找到了關鍵突破口。在此基礎上，由多專業(yè)組成的CHF試驗研發(fā)團隊開展試驗工況的深入研討，針對每個關鍵參數(shù)的敏感點進行分析、對比、篩查，最終提出了針對性新增關鍵參數(shù)敏感性試驗工況的詳細解決方案。通過兩期臨界熱流密度試驗，全面揭示了系統(tǒng)壓力、入口過冷度等關鍵參數(shù)對臨界熱流密度的影響機制，清晰徹底地回答了業(yè)內(nèi)同行早期關心的問題，為驗證“華龍一號”堆腔注水冷卻系統(tǒng)IVR有效性提供了關鍵的評價準則。

“華龍一號”IVR策略研究與試驗驗證，任務量大、分工復雜且技術難度高，凝聚了研發(fā)創(chuàng)新團隊自主研發(fā)的心血和智慧。項目從初步科研到最終工程實施歷經(jīng)7年，前后投入10余個專業(yè)，共形成專項技術報告600余篇，獲得軟件著作權1項、國家發(fā)明專利9項，發(fā)表SCI、EI期刊論文約20篇，取得的成果擁有完全自主知識產(chǎn)權。本項目在下封頭CHF關鍵影響機制、壓力容器失效模式等基礎研究方面取得顯著突破，提出的系統(tǒng)方案、建立的試驗裝置、掌握的實驗數(shù)據(jù)為國際上熔融物堆內(nèi)滯留技術的發(fā)展貢獻了中國獨有的設計方案和基礎數(shù)據(jù)，為我國核動力核安全技術發(fā)展打下堅實技術基礎。同時，隨著項目的完成，在熱工水力試驗、安全分析、力學、系統(tǒng)結構等專業(yè)培養(yǎng)了多名年輕技術專家，為我國核電技術人才隊伍的壯大貢獻重要力量。

項目研究成果于2020年獲得中國核能行業(yè)協(xié)會科學技術獎科技進步獎一等獎、國防科學技術進步獎三等獎。項目研究成果應用在“華龍一號”等核電機組，顯著提高了嚴重事故對抗能力，實現(xiàn)了嚴重事故的兜底，增強了品牌技術競爭力，為實現(xiàn)“核電走出去”戰(zhàn)略提供了重要技術支撐。

IVR策略研發(fā)團隊成員們七年磨一劍，長期堅守崗位，腳踏實地，用迎難而上的勇氣和勇于創(chuàng)新的志氣，筑成一道實現(xiàn)“華龍一號”嚴重事故兜底的安全屏障。