核反应堆在停堆后，链式反应虽已终止，但燃料棒仍会持续释放衰变热。若无法安全移除这部分热量，可能导致严重后果。美国能源部阿贡国家实验室（Argonne National Laboratory）的研究人员正在探索一种无需外部动力或主动控制的被动冷却方案，以应对这一挑战。
该研究聚焦于反应堆腔冷却系统（Reactor Cavity Cooling System, RCCS），这是一种被多个先进核反应堆设计所采纳的概念。RCCS 利用重力和浮力等自然物理现象驱动水流，通过环绕反应堆容器的金属管道带走热量：受热后的水密度降低并上升，冷水下沉补充，形成自然循环将热量传递至高位储水箱。
为了验证 RCCS 在实际尺寸和条件下的性能，阿贡国家实验室建立了自然对流关闭热去除试验设施（NSTF）。这是目前同类实验中规模最大的设施之一。由于衰变热随时间变化，且系统设计参数（如水箱入口高度）会影响流体循环效率，研究人员重点考察了系统在偏离设计标准点时的稳定性。
NSTF 装置高 59 英尺（约 18 米），约为大型商业核反应堆高度的一半。研究团队在该设施中进行了受控测试，逐步提升功率水平以模拟全尺寸反应堆中的典型衰变热范围，并调整主水箱入口的高度，观察其对可用水量及循环流动的影响。
实验揭示了“闪蒸”（flashing）现象对系统稳定性的关键影响。当循环下部的水温升高达到临界点时，即使没有额外加热，水也会突然转化为蒸汽。这种相变会导致水和蒸汽流量激增，降低冷却效率，并对反应堆组件产生额外的机械压力。研究人员详细记录了这些波动的起始点、强度及其演变过程。
数据显示，衰变热功率水平直接决定了沸腾和闪蒸传播的速度：
- 在相当于全尺寸功率 2.4 兆瓦的条件下，闪蒸产生的蒸汽到达上层烟囱仅需约 20 分钟；
- 在 1.75 兆瓦功率下，这一过程延长至约 90 分钟；
- 而在 1.4 兆瓦功率测试期间，蒸汽从未到达烟囱顶部。
此外，水箱入口的高度也是影响系统可靠性的关键变量。当入口位置较低时，闪蒸引发的不稳定性贯穿整个测试过程；而在不到 15 分钟内，沸腾和闪蒸迅速蔓延至烟囱。相比之下，采用中层入口的设计有助于维持更稳定的运行条件。阿贡团队据此确定了指标变化的明确界限。
阿贡国家实验室研究员卢（Lu）表示：“大多数先进反应堆供应商依赖 RCCS 等被动系统来证明其设计的安全性。我们的实验提供了高质量数据，帮助监管机构确认这些系统在极端情况下仍能按预期运行。”
随着全球向低碳供暖系统和热能管理材料转型，这项关于被动安全机制的研究为下一代核能部署提供了重要的工程依据，增强了业界对 RCCS 技术在不同功率级别下性能的信心。
