马卫民*，元一单，Bl Rj Sehgl*

aChina Nuclear Power Engineering Co.Ltd., Beijing 100840, China

bRoyal Institute of Technology (KTH), Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

压水堆熔融物堆内滞留策略：历史回顾与研究展望

马卫民a,*，元一单a，Bal Raj Sehgalb,*

aChina Nuclear Power Engineering Co.Ltd., Beijing 100840, China

bRoyal Institute of Technology (KTH), Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

a r t i c l e i n f o

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Received 9 December 2015

Revised 14 February 2016

Accepted 1 March 2016

Available online 31 March 2016

压水堆

严重事故

熔融物堆内滞留

碎片床形成

碎片床再熔化

熔池形成

熔池热工水力学

临界热流密度

本文对广泛应用于第三代压水堆的严重事故缓解措施——熔融物堆内滞留(IVR)进行了历史回顾。IVR策略最早源自于第二代反应堆Lovissa VVER-440的改进设计，以应对堆芯熔化事故。随后，IVR策略被应用于许多新设计的反应堆，如西屋的AP1000、韩国的APR1400以及中国的先进压水堆CAP1400和华龙一号。对IVR策略有效性影响最大的因素分别为堆内堆芯熔化进程、熔融物加载于压力容器壁面的热流密度和压力容器外部冷却。对于堆芯熔化进程，过去人们一直仅关注压力容器下腔室内熔池的换热行为。但通过回顾与分析，本文认为堆内的其他现象，如堆芯的降级和迁移、碎片床的形成及其可冷却性以及熔池的动态形成过程等，可能也会对熔池的最终状态及其作用于下封头的热负荷产生影响。通过对相关研究的回顾，本文希望找出IVR策略的研究中有待完善的部分，并据目前发展水平提出未来IVR研究的需求。

© 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

1.引言

通常人们关注的核电安全基本上都与整体评估单个或多个核电站对公众的风险有关，还包括为降低这些风险采取的有效措施。不仅居住在核电站附近的民众关注核电安全，那些可能受到核电站事故影响的地区的民众也关注核电安全。核电安全的基本目标是确保核电站不会对个体和社会的健康造成显著威胁，防止核电站向环境释放放射性物质；……