“核安全与先进核能技术”重点专项2019 年度项目申报指南（征求意见稿）

 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）。

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。

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；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；完成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2:1

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和堆坑 混凝土等重要构筑物，以及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）；行业或者国家标准稿 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先进核燃料元件设计研究及材料研制（基础研究类）

研究内容：研发高铀密度、高导热率芯块材料及耐辐照耐腐蚀包壳材料，研究固有安全性明显提高的新型燃料元件，研究燃 料元件的先进制备工艺与检测技术。

考核指标：燃料芯块比现役 UO2 燃料铀密度提高 15%以上，1200℃时热导率提高 5 倍以上，包壳高温腐蚀速率比现役锆合金至少低一个数量级；完成新型燃料元件初步设计，设计燃耗不小 于 68000MWd/TU。

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

2.2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

2.3新型海洋核反应堆技术（基础研究类）

研究内容：面向海洋应用场景，开展各种新概念、新原理创新小堆研究。支持 4 个系统简化、固有安全、智能与自主控制， 不同原理与形式的创新型小堆研究。开展海洋反应堆设计、高效能量转换系统方案研究，分析论证关键技术，开展新型核动力概 念设计研究。

考核指标：完成海洋应用场景新型 100kWe 至MWe 级核动力装置概念设计，完成关键技术论证，建立虚拟仿真模型；其固 有安全性能、智能与自主控制水平、重量、体积和寿命满足海洋 应用环境，每 kWe 重量低于 0.3 吨；完成技术方案、系统和设备配置可行性研究、安全性研究报告及第三方评估。

实施年限：3 年

经费配套：全部来自于中央财政经费

来源：科技部

设计：种瑞

编辑：何亮

审核：李建荣