10月15日，由原子能院牵头开展的大型先进压水堆核电厂国家科技重大专项“严重事故条件下安全壳内气溶胶再悬浮和再夹带行为研究”课题通过国家能源局组织的综合绩效评价。该课题通过开展试验研究，加深了对大型先进压水堆核电厂严重事故条件下气溶胶再悬浮和再夹带行为机理和特性的理解，建立了数据库和关键分析模型，改进了分析程序并用于大型先进压水堆的源项分析，为三代核电的安全评价、设计改进、严重事故管理等工作提供了技术支撑。

气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台

源项分析是反应堆安全分析中的重要关注点，而气溶胶是事故源项的重要形态之一，其行为对核电厂严重事故最终源项分析判断至关重要。原子能院经过十余年的积累，在理论、试验、计算分析等方面均具备相应的研究基础。该课题研究过程中，课题组攻克了气溶胶再悬浮和再夹带试验技术，建立了气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台（ARISE平台），并在国际首次开展了模拟安全壳内潮湿条件下气溶胶再悬浮和冷壁降温降压下的闪蒸再夹带等试验，使我国在严重事故条件下气溶胶研究领域迈上新台阶。

课题综合绩效评价会议现场

评审会上，与会专家对课题任务完成情况、资金使用和档案管理等相关情况进行了评审，并一致同意该项目通过综合绩效评价。该课题的顺利完成，进一步提升了原子能院在反应堆安全研究领域的影响力和竞争力。