日前，由上海核工院、中核北方核燃料元件有限公司、中国科学院金属研究所共同开展的百公斤级反应堆原型材料熔融及反应试验完成试验装置研制及首炉超高温熔融物试验。据悉，该试验为国内首创，填补了国内空白，多项指标处于国际领先水平，其成功实施对于核电厂严重事故研究具有里程碑式意义，并进一步验证了国和一号严重事故缓解措施的有效性。

上海核工院介绍，此次试验熔融物采用二氧化铀、二氧化锆、铁、锆等堆芯材料，可真实反映核反应堆原型条件。试验技术取得多项国际第一：超高温熔融物试验装置最大装料量可达200 kg以上，具备同时熔炼氧化物和金属的能力，以更好研究堆芯熔融的整体情况；通过合理的电磁感应控制和屏蔽技术，首次实现了对熔炼工质的精准定位加热，准确模拟熔融物衰变热分布；使用二次投料设备及控制理论首次模拟并真实反映了堆芯熔化、坍塌过程中的熔融物瞬态现象，并可对熔融物液面进行精确测距定位。

据了解，核电中的严重事故专指核电厂堆芯发生明显损伤的事故，简单而言就是堆芯由于种种原因冷却不足，在衰变热的作用下发生熔化。而一旦堆芯熔化，核燃料棒内大量放射性裂变产物将丧失包容而进入反应堆和安全壳内，如若这两道屏障也发生失效，则放射性物质将进入环境。

2011年福岛核事故后，反应堆堆芯熔化的严重事故迅速成为国际核能界的研究热点。但是，核反应堆严重事故机理现象复杂，涉及到多流场、多相变、多种材料组分，特别是堆芯熔融物处于超高温条件且含有大量铀材料，试验研究难度极高。

此前，试验研究通常采用模拟工质代替堆芯原型材料，存在较多局限性，例如无法模拟超高温的含铀堆芯熔融物各组分之间的化学反应，而且国际上仅经济合作与发展组织（OECD）组织开展过百公斤量级的采用堆芯原型材料的熔融物反应试验（MASCA项目），由于受当时技术条件限制，试验在加热、测量等方面的不足，导致业内对试验结果有较大争议。并且，由于我国并非OECD成员国，无法获得相关试验数据。

国和一号作为我国自主研发、具有完全自主知识产权的大型先进压水堆核电型号，必须攻克这项难关。据了解，在国家大型先进压水堆科技重大专项的支持下，上海核工院联合国内顶尖核工程、材料学等跨学科、多专业的研究机构和专家，组成了反应堆堆芯熔融的联合研究团队，整体策划、分步实施。其中，第一阶段课题研究从2009年开始，为后续原型材料试验积累了充足的技术储备。第二阶段课题研究从2018年开始，2020年6月8日在国内率先完成10公斤级含铀熔融物热力学试验，获得了评审专家的高度认可，为百公斤级熔融物试验打下坚实基础。

后续，研究团队将利用该试验平台继续开展试验研究和数据分析，获得更多创新成果。