牺牲混凝土是核电堆芯捕集器的重要组成材料，能够避免高温的堆芯熔融物将压力容器熔穿，防止熔融物和放射性物质泄漏到外部环境中。目前，国内外对堆芯熔融物与牺牲混凝土反应（MCCI）发生熔化的反应机制以及牺牲混凝土的作用机理仍处在不断探索过程中，还需要大量的科学分析和试验论证。本项目将对MCCI过程进行建模，揭示熔融物与牺牲混凝土相互作用机理；建立堆芯熔融物与混凝土反应之间的温度、密度、气体生成量之间的定量关系，提出牺牲混凝土的设计方法，制备出用于堆坑区和扩展区的牺牲混凝土；开展熔融物与混凝土相互作用的模拟试验，来确定建模过程所需的界面温度、热传递系数等特征变量，以及相互作用过程中熔蚀速率、熔蚀深度、气体释放速率和释放量等关键性能参数，来修正严重核电事故的MCCI模型；揭示混凝土熔蚀温度与类型、熔池模型、堆坑底层混凝土厚度等对MCCI的影响规律，进一步优化牺牲混凝土的化学组成、设计参数和结构厚度。

核电是一种低碳能源，也是我国未来能源可持续发展的重要基础。牺牲混凝土是欧洲压水反应堆的重要组成部分，该种反应堆是世界上第三代核电技术的代表，该技术的一个重大革新之处在于通过牺牲混凝土的作用，使核电站在严重核事故中对公共与环境安全性更高。 本项目研发出利用中、高品位铁矿石和石英石制备硅铁和硅质两种不同类型的核电牺牲混凝土，研究了核电牺牲混凝土高温力学性能演化规律，并利用DSC、SEM、MIP技术分析揭示了高温性能演变机理；试验研究了牺牲混凝土与模拟高温熔融物作用过程中混凝土外观、熔蚀深度和熔蚀速率的变化，并通过XRF、XRD分析揭示了MCCI过程中熔融物与混凝土的混合与反应情况；通过MELCOR程序计算分析了牺牲混凝土分解产生的氧化物是否参与化学反应、混凝土熔蚀焓、混凝土中Fe2O3和H2O含量对MCCI相关现象的影响规律。 此外，本项目还制备出了性能更为优良的石墨烯改性牺牲混凝土。探究了石墨烯改性牺牲混凝土的高温性能，采用新型实验装置，测量了其高温中力学性能。研究了高温作用下石墨烯改性牺牲混凝土热工参数变化规律，并且揭示了高温作用下其热工参数变化机理。采用超声波检测技术，得到不同温度作用下牺牲混凝土试件的超声波波速。根据损伤定义和应力波理论，得到牺牲混凝土损伤与其超声波波速之间的关系，最终建立了不同温度作用下牺牲混凝土的损伤演化模型。开发了高温作用下牺牲混凝土内部蒸汽压力和温度实时测量装置，采用该装置测量了其内部蒸汽压力和温度；基于上述实验结果，根据细观力学构建了一个牺牲混凝土粘弹性热膨胀模型。本项目还通过数值建模研究了牺牲混凝土的热工参数（热传导系数、分解焓变）对MCCI过程的影响。 2100433B

秦山压水堆核电厂是中国参照外国公开发表资料自主设计建造的300MW原型核电厂。为验证该核电厂设计的正确性，改进和完善设计，解决核电厂建设中的设备与材料问题，先后开展了包括反应堆物理、热工、水力、应力分析、驱动线对中、抗震，以及新材料、主设备、仪表、控制电器、无损探伤等方面的400余项科研试验，保证了该核电厂的顺利建成。

为实现秦山二期600MW机组压水堆核电厂设计自主化、设备国产化和标准化，仍开展了大量的科研试验。因为参考电厂和设备容量的不同，安全标准和工业规范的改变，制造厂家的变更，均使600MW项目，不能照抄照搬300MW核电厂的设计和工艺。

在引进国外技术的情况下，为了消化吸收和适应本国条件，也必须进行相当多的试验和验证工作。

核电厂投入运行以后，仍需不断进行研究与开发，如改进核电厂仿真机、对故障和事故的早期诊断、燃料管理、运行规程的改进、设备的在役检查和维修技术、人因工程、在事故工况下核电厂的行为等，以保持核电厂的安全性和高可用率。

中国目前与核电相关的研究与开发机构有中国核动力研究设计院、北京核工程研究设计院、上海核工程研究设计院、核动力运行研究所、中国原子能科学研究院、中国辐射防护研究院、清华大学核能技术设计研究院、苏州热工研究所等。

核电研究与开发的内容主要有：

反应堆在什么条件下达到临界"para" label-module="para">

反应堆堆芯内的流体流动和传热工况直接决定了燃料元件芯块和包壳的温度，为此要进行燃料元件与冷却剂之间的传热系数、堆芯各燃料组件之间的流量分配、燃料组件内流速分布、临界热流密度以及临界后传热等实验研究。随着对安全要求的提高，研究领域从稳态扩展到瞬态，如建造功率高达几万千瓦的整个电厂系统的模拟实验回路，进行大破口、小破口、蒸汽发生器传热管破裂等实验。这些内容构成了反应堆热工学。

反应堆的基本部件是核燃料元件。燃料元件在高温、高压和强辐照下的性能必须合格，才能放到反应堆内工作。为此必须把研制的燃料元件放在堆外模拟回路和堆内(研究堆的小回路内或随堆)进行考验，然后详细检查它的变形和腐蚀等情况。由于这时它的放射性非常强，检验必须在良好屏蔽的“热室”中进行，为此必须研制能够远距离操作的各种检验手段。核燃料元件与组件生产工艺研究与燃料组件的堆内、外考验，检验等研究工作一起，组成反应堆燃料元件研究的主要内容。

核电厂内常用的燃料(棒)包壳材料、压力容器钢、蒸汽发生器管材、一回路主管道管材等处于高温、强辐照和高应力下，容易发生破裂，影响安全。为此不仅需要测定这些材质未经辐照和辐照后的强度、脆性、蠕变、疲劳等机械性能，还要研究它们与周围介质的相容性。以选取合适材质和不断改善其性能为目标的这些研究工作，就是反应堆材料学。

在运行中发现水质对材料的各种性能，特别是对腐蚀性能有重大影响。何种水质为佳"para" label-module="para">

为了确保核电安全，控制保护是十分重要的。核电厂控制保护系统充分利用了现代电子学的各种先进技术。提高控制保护系统的可靠性，确保在预定的各种整定值下能够动作，是目前反应堆控制研究的主要目标。

核电厂结构复杂，许多结构处在高温和高强度下，机械应力与热应力的紧密结合，产生了许多新的结构力学研究课题，使反应堆结构力学成为一个十分活跃的学科。

20世纪90年代，核电研究与开发的大量实验结果已被综合到一系列计算机软件和工程数据库中，这些软件对设计和运行起到了重要作用。不仅各个专业都有了自己成套的程序，而且整个核电厂系统也有了大型分析程序，可以对核电厂各种假想事故进行分析，计算结果已相当准确，为设计各种防范措施提供了依据。近年来概率安全评价有了很大发展，它不仅能估算各类事故的风险，且可以找出核电厂在设计、运行等方面的薄弱环节加以改进。在这些工作基础上发展起来的核电厂模拟机和仿真机等技术，能实时甚至比实时更快地展示核电厂事故发展进程。这些是目前正在飞速发展的核电厂安全分析的内容。

通过30多年的核电科研，人们对核电的规律已较深入地掌握。从趋势上看，核电厂正从由简到繁转向由繁到简的新的发展阶段，这正是大量核电厂运行经验积累和长期科研的成果。目前发展基本成熟的先进轻水堆(如先进沸水堆ABWR)和其他先进堆(如固有安全堆PIUS)，无疑将把核电厂推向一个更安全和更经济的发展阶段。

位于上海市。

与核电研究有关的专业：核电工程，核电安全分析，反应堆物理，反应堆热工水力，反应堆结构，反应堆设备，核岛系统设计，辅助系统设计，反应堆结构材料，核电无损检测技术等。

用于核电研究的主要设施：

(1)高温高压设备试验台架。压力：15.2MPa；温度：300℃；流量：220m/h。

(2)无损检测设备。

核动力运行研究所

1982年建立，位于湖北省武汉市。

与核电研究有关的专业：核电厂运行研究，核电厂在役检查，核电厂仿真机，质量保证，核电厂蒸汽发生器和稳压器的设计与试验等。

用于核电研究的主要设施：

(1)蒸汽发生器综合试验台架。压力：17.5MPa；温度：350℃；功率：5.5MW。

(2)蒸汽发生器传热管材腐蚀试验台架。压力：17.5MPa；温度：350℃；功率：660kW。