冉刻，周涛，李精精

(华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京102206)

0 引言

2011年3月11日在日本发生的9级地震及其引发的海啸最终造成了福岛核电站发生了堆芯熔融事故，导致大量的放射性物质释放到大气中。福岛核电站沸水堆的堆芯熔融事故，与通常研究的压水堆堆芯熔融有着一定的差别，这在一定程度上也体现了各种堆型中堆芯熔融的差别，同时也对堆芯熔融物的控制和收集提出了更高的要求。国外Asmolov[1]和Rempe[2]较早开始了堆内熔融物维持的分析研究，Hawkes[3]和Hammersley[4]也对AP600这一具体堆型的熔融物的特性进行了研究;国内中国核动力研究设计院[5]和清华大学核能与新能源技术研究院[6]则分别研究了堆芯熔融物在下腔室的冷却及其与混凝土的反应，但对不同堆型的堆芯熔融物的维持及其差异的研究目前较少。因此，堆芯熔融物的处理措施应成为缓解核电站严重事故的重要研究内容，急需对各种堆型熔融物的处理方式进行更深入的研究，以达到保护环境、实现核电安全发展之目的。

1 堆芯熔融物的特性及冷却策略

1.1 堆芯熔融物的特性

堆芯熔融物在高温(高于其熔点)环境下存在强烈的对流运动，由于密度不同，会存在分层现象。有代表性的分层结构为:

(1)第1层为金属熔融层，主要由Fe－Zr的混合液态金属组成。

(2)第2层为氧化物熔融池，主要由UO2－ZrO2的氧化物组成。

有文献[7]把第2层细分为2层，即外围的氧化物壳层(又叫冷凝壳层)和内部的氧化物熔融池。……