11月9日，由中国核动力研究设计院自主研制的堆芯熔融物实验平台正式投入使用，该平台将贫化铀、氧化锆、金属锆、堆用不锈钢和裂变产物同位素按堆内装载质量比例进行混合熔炼，制备出3000℃的堆芯熔融物，标志着我国在反应堆严重事故研究方面取得重大突破，填补了我国核安全领域高温堆芯熔融物实验技术空白，达到国际先进水平。

堆芯熔融物实验平台

反应堆严重事故是指反应堆堆芯得不到有效冷却，在衰变热的持续作用下，造成反应堆内控制棒、燃料元件、堆内构件熔化，放射性物质释放的极端事故。如果不加干预，自带热源且温度高达3000℃的堆芯熔融物会将压力容器熔穿，并迅速烧蚀安全壳底部混凝土，将直接威胁反应堆安全，对安全运行造成严重影响。

贫化铀颗粒

堆芯熔融物熔炼过程

堆芯熔融物的物理化学性质以及与冷却剂、堆内构件、混凝土之间的物理化学反应决定了事故后续发展进程以及放射性后果。因此开展高温熔融物实验，有助于掌握熔融物性质和严重事故机理，从而有针对性的在关键环节设计严重事故缓解措施，有效包容冷却熔融物，减少放射性释放。

堆芯熔融物铸锭

中核集团“严重事故特性、预防、缓解及管理技术研究”科研专项于2017年启动，为更快更好推动严重事故科研工作，核动力院二所成立了反应堆严重事故实验研究中心，该中心团队攻坚克难、勇于创新，先后攻克了轴向温度场控制、氧化物点火起熔、高温熔融物释放、解剖取样等关键技术，成功研制了堆芯熔融物实验平台。通过平台实验，实现了最高温度3000℃， 重10.3kg的真实堆芯熔融物制备，发现了核安全分析中重要的熔融物分层现象，并制取了30份SEM、XRD、XRF检测样品。

堆芯熔融物内部

堆芯熔融物实验平台后期将用于熔融物热力学分层、放射性源项释放迁移、熔融物与材料物理化学反应和自主堆芯捕集器牺牲材料研制等项目，获取关键基础数据，全面支撑严重事故缓解技术创新研发和国产软件的发展，持续提升我国核安全水平。