为落实《国家创新驱动发展战略纲要》《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006-2020 年）》，以及国务院《能源发展战略行动计划（2014-2020 年）》《“十三五”国家科技创新规划》等提出的任务，国家重点研发计划启动实施“核安全与先进核能技术”重点专项，根据本重点专项实施方案的部署，现发布2019 年度项目申报指南。

本专项总体目标是：与已有核能项目相互衔接，瞄准国际发展前沿，围绕核安全科学技术、先进创新核能技术两个方向，开展核能内在规律与机理研究，突破“瓶颈”与关键技术，开展前瞻性、创新性研究，从基础研究、重大共性关键技术研究到规模化验证全链条布局，解决制约自主化发展的核心技术瓶颈问题，推动我国核能技术水平的持续提高和创新，促进向核能强国的跨越。

本专项重点在核安全科学技术、先进创新核能技术2个创新链（技术方向），共部署9 个重点研究任务。专项实施周期为5年（2018—2022 年）。

按照全链条布局、分步实施、重点突出的原则，在2019 年拟在2 个技术方向启动5-10 个项目，拟安排国拨经费总概算1.59亿元。基础研究类项目经费以中央财政经费为主，共性关键技术类项目鼓励企业参与，达到规模化验证阶段的共性关键技术研究经费以企业投入为主。

项目申报统一按指南二级标题（如1.1）的研究方向进行。除特殊说明外，拟支持项目数均为1~2 项。申报项目的研究内容须涵盖该二级标题下指南所列的全部考核指标。基础研究类项目，每个项目下设课题数不超过4 个，参与单位总数不超过6 家；其他类项目，每个项目下设课题数不超过5 个，参与单位总数不超过10 家。项目设1 名项目负责人，项目中每个课题设1名课题负责人。

指南中“拟支持项目数为1~2 项”是指：在同一研究方向下，当出现申报项目评审结果前两位评分评价相近、技术路线明显不同的情况时，可同时支持这2 个项目。2 个项目将采取分两个阶段支持的方式。第一阶段完成后将对2 个项目执行情况进行评估，根据评估结果确定后续支持方式。

1. 核安全科学技术

1.1 反应堆严重事故分析程序研发（共性关键技术类）

研究内容：在前期“严重事故下堆芯熔融物行为与现象”试验研究基础上，研发压水堆严重事故一体化分析程序。程序至少应包含冷却剂两相流动与传热、堆芯熔融与迁移、熔融物-冷却剂相互作用、多维碎片床冷却与蒸干后传热、碎片再熔化与熔池形成、非均匀熔池对流与换热、安全壳直接加热、裂变产物与气溶胶输运、氢气燃烧等分析模型，并结合现有实验数据对主要模型进行验证。

考核指标：计算结果与实验数据相比平均差异小于20%，优于国外同类程序。

实施年限：4 年

经费配套：自筹经费总额与中央财政经费总额比例不低于1：1

1.2 严重事故下安全壳系统性能研究（共性关键技术类）

研究内容：研究严重事故下气溶胶迁移与热力学现象，如安全壳内气溶胶去除及缝隙滞留研究等；研究安全壳失效机理，特别是安全壳贯穿件等薄弱环节；开展安全壳内热力和结构试验与数值分析，评价安全壳包容能力；研究严重事故下安全壳的释热与减压新技术，研发新型高效过滤排放技术。

考核指标：建立气溶胶行为的实验数据库和机理模型；形成一套安全壳结构的分析评价方法，给出安全壳失效概率曲线和结构分析评价规范（建议稿）；在容尘量1 吨的条件下，过滤排放气溶胶去除效率≥99.99%、元素碘去除效率≥99.9%、甲基碘去除效率≥85%。

实施年限：4 年

经费配套：自筹经费总额与中央财政经费总额比例不低于1：1

1.3 核电站实时风险监测评估与管理技术研究（共性关键技术类）

研究内容：研究核电站核安全相关系统、关键设备实时在线运、停状态监测与故障诊断技术，开发核电站系统、设备状态监测与可靠性数据采集、分析系统工程化软件；研究核电站全范围、全工况实时更新风险模型与评估技术，开发包含实时风险建模、风险监测、风险评估、管理优化等功能的一体化实时风险监测与管理工程软件；研究核电站实时风险管理限值、风险指引管理的技术标准，建立我国核电站风险管理的技术体系；研究建立示范核电站全范围、全工况实时风险评估模型，开发示范核电站风险监测与管理软件系统，完成规模化技术验证。

考核指标：实时在线监测核电站关键设备的运、停与故障状态，准确率99.9%；一体化实时风险监测与管理工程软件具有风险建模、监测、评估与管理优化功能，事件不少于5 万个，风险状态实时更新时间小于1 分钟，可用度大于99.9%；提出核电站各工况风险限值与管理规程；通过1-2 个典型核电站实际应用，全面验证技术的可行性，实现在核电站的规模化技术验证。

实施年限：4 年

经费配套：自筹经费总额与中央财政经费总额比例不低于1：1

1.4 在役核电站重要构筑物及设备材料老化退化行为规律和预测模型研究（共性关键技术类）

研究内容：研究在役核电站重要构筑物及设备材料在多因素耦合条件下的老化与退化行为规律，至少包括安全壳结构、堆坑混凝土、反应堆压力容器堆芯段、堆内构件紧固螺栓、铸造奥氏体不锈钢部件、蒸汽发生器传热管、镍基600 合金焊缝等一回路重要设备（部件）材料；编制数据规范，开发或完善相关数据库；结合核电工程数据，建立相关的寿命预测模型及分析程序。

考核指标：获得上述对象在多因素（≥3 个）耦合条件下的材料老化退化规律；寿命预测模型不少于8 个（至少有3 个模型包含中子辐照效应），模型准确性R2>80%（数据样本量102 以上）；形成企业、团体或行业标准3 项以上。

实施年限：4 年

经费配套：自筹经费总额与中央财政经费总额比例不低于2：1

2. 先进创新核能技术

2.1 高温气冷堆超高温特性研究与实验验证研究（共性关键技术类）

研究内容：开展第四代超高温气冷堆的反应堆物理和热工水力特性，以及超高温运行的关键技术研究。至少包括超高温反应堆物理和热工控制特性研究，氦净化及其再生系统、一回路绝缘密封系统、蒸汽发生器换热材料等超高温运行性能分析，以及超高温运行模拟仿真技术研究，并完成运行实验验证。

考核指标：堆芯出口设计温度达到950℃，实验验证的堆芯出口温度达到850℃。

实施年限：4 年

经费配套：自筹经费总额与中央财政经费总额比例不低于1：1