中国科学院核用材料与安全评价重点实验室
联系我们  了解金属所
当前栏目:科研进展 回到首页
熔融物相互作用试验台架设计与数据处理研究取得新进展
2021-03-30  |          【 】【打印】【关闭

  2011年日本福岛核电站发生了堆芯熔化导致的严重核泄漏事故,引发了民众和研究人员对核电安全的担忧,为避免此类严重事故,法国和俄罗斯建立了堆芯融化模拟试验装置。

  在国家核电重大专项《大型非能动核电厂熔融物滞留措施研究》支持下,项目组克服了氧化物超高温熔化(2800℃)、温度测量和放射性工质回收等技术难题,于2020年搭建出了国内首台2kg容量和100kg容量的堆芯熔化模拟装置,其中2kg台架用于研究稳态情况下的熔融物分层效应;100kg台架用于研究瞬态情况下的熔融物分层机制,为熔融物滞留措施的实施提供重要的实验依据!目前,2kg台架已经完成了模拟工质熔炼、确定了实验工艺参数,可稳定开展热力学平衡实验,并进行了8炉次真实熔融物工质熔化实验(图1)。100kg台架已经完成了7炉次的模拟工质熔炼,可稳定开展熔融物整体性能实验,现阶段正在进行真实工质熔炼实验(图2)。

 

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

版权所有 中国科学院金属研究所 辽ICP备05005387号
地址: 沈阳市沈河区文化路72号 邮编: 110016