韓國原子能研究所利用RELAP5/MOD3計(jì)算機(jī)程序，分析了在嚴(yán)重事故期間利用自然循環(huán)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器進(jìn)行外部冷卻的總體性能，以調(diào)查高功率反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部貯留策略的可行性。分析結(jié)果表明，兩相流不穩(wěn)定現(xiàn)象（包括自然循環(huán)振動(dòng)和密度波振動(dòng)），影響反應(yīng)堆壓力容器壁的局部熱裕量。在基本條件下，反應(yīng)堆壓力容器的熱負(fù)載簡化為600  kW/m2的均勻熱流量負(fù)載。對(duì)入口K因子、非均勻熱流量分布、入口流量面積和水池水的欠熱度等效應(yīng)進(jìn)行了敏感度研究，以評(píng)估局部熱裕量。另外，分析結(jié)果還表明，自然循環(huán)冷卻對(duì)于此水平下的熱流量是不重要的。對(duì)于兩項(xiàng)流自然循環(huán)進(jìn)行系統(tǒng)水平上的分析（包括對(duì)設(shè)計(jì)參數(shù)的敏感度研究）是必要的，以確保成功執(zhí)行外部冷卻。  
      
      針對(duì)先進(jìn)輕水堆（ALWR）（例如AP600）嚴(yán)重事故的事故管理策略之一是熔融燃料在壓力容器內(nèi)部貯留（IVR）。IVR策略非常吸引人，因?yàn)樗鼘?yán)重事故的后果限制在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，而且大大減少放射性泄漏。作為IVR策略的一種手段，堆腔被冷水淹沒，然后由被動(dòng)自然循環(huán)或強(qiáng)迫冷卻在堆腔內(nèi)冷卻反應(yīng)堆壓力容器。被動(dòng)自然循環(huán)更理想，因?yàn)樗灰笥蓄~外的專設(shè)安全設(shè)施，也不需要操縱員采取行動(dòng)。  
      
      為了使擬議中的策略能夠成功，應(yīng)利用反應(yīng)堆壓力容器的外部冷卻有效地排出熔融燃料產(chǎn)生的衰變熱。決定是否成功的主要因素是向下反應(yīng)堆壁上臨界熱通量（CHF）的局部熱裕量和反應(yīng)堆壓力容器外整個(gè)系統(tǒng)沿流量通道的行為。發(fā)現(xiàn)CHF在底部最低，并隨傾斜角度增加。因此有必要評(píng)估局部CHF和熔融燃料池的熱負(fù)載之間的熱裕量。通過評(píng)估熔融燃料池的自然對(duì)流得出結(jié)論，AP600的底部有足夠的熱裕量。相對(duì)CHF，熱裕量在較高傾斜角度、在氧化層和金屬層邊界附近的區(qū)域很低。這些研究成果表明IVR策略對(duì)AP600是可行的。