近日，經(jīng)合組織核能署(OECD/NEA)官網(wǎng)發(fā)布《核反應堆安全研究戰(zhàn)略路線圖》。NEA預測，各國若要實現(xiàn)2050年碳中和目標，全球核電裝機容量至少需要翻一倍。根據(jù)“三倍核能宣言”承諾，未來25年內(nèi)，全球平均每年要新增約1600萬千瓦核電裝機容量，相當于平均每年新建10余臺百萬千瓦級核電機組。此外，多國還積極探索利用核能制氫、供熱、淡化海水甚至專門為數(shù)據(jù)中心供電。而這些新應用、新場景，都給核安全帶來了新挑戰(zhàn)。

與激增的核能及核安全研究需求相反，全球核安全研究能力卻在持續(xù)衰退。路線圖中明確指出，近年來多個關鍵研究設施陸續(xù)關閉，如挪威的Halden反應堆(全球首個核燃料行為研究的實驗堆)、法國的OSIRIS反應堆(用于材料輻照測試)、加拿大的NRU反應堆(曾為全球半數(shù)醫(yī)療同位素提供支持)等，這不僅讓全球核安全實驗能力下降，更導致一批掌握核心技術的專家流失。如當前全球?qū)ｉT用于核燃料安全特性研究的脈沖反應堆設施只剩下3個，即法國的CABRI堆、日本的NSRR堆和美國的TREAT堆。這無法滿足當前全球核安全研究需求，更遑論需大量實驗數(shù)據(jù)來支撐其安全論證的各類SMR技術。

更為嚴峻的是，現(xiàn)有核電機組“老齡化”現(xiàn)象突出。全球在運機組中，68%已服役超過30年，45%超過40年，隨著老舊機組普遍開始延期運行，應對材料老化及其帶來的設備故障是關鍵核安全問題。

NEA強調(diào)，核安全研究能力衰退將挑戰(zhàn)核能擴容目標，因此制定該路線圖的核心目的就是要讓核安全研究跟上技術創(chuàng)新的步伐。

研究范圍 路線圖通過明確優(yōu)先級、提供戰(zhàn)略方向，指導國際核安全研究。其向各國政府、監(jiān)管機構、企業(yè)和科研機構等所有利益相關方提供了一份以合作為導向的行動框架。

● 政府負責建設公共設施(如大型試驗堆)，并提供長期資金;

● 監(jiān)管機構負責明確安全標準，并評估研究成果是否符合法規(guī);

● 企業(yè)負責提供實際運行數(shù)據(jù)、捐贈退役機組的材料、參與技術測試等;

● 科研機構負責牽頭實驗、開發(fā)模擬工具。

路線圖強調(diào)其研究范圍僅限于“反應堆安全”，不包括核燃料循環(huán)、核廢料處理、退役等領域(其具有獨特研究挑戰(zhàn)，并有單獨的合作機制)。之所以聚焦于反應堆，是因其為核設施最核心的“風險點”，無論是正常運行還是事故場景，反應堆的燃料、冷卻系統(tǒng)和安全殼等都是防止放射性物質(zhì)泄漏的關鍵。基于此，路線圖要實現(xiàn)四大目標：

● 讓現(xiàn)有核電機組“安全延期運行”。解決老化導致的材料退化、設備可靠性問題;

● 讓新技術“安全落地”。填補先進反應堆的安全數(shù)據(jù)空白;

● 補齊研究“短板”。重建全球核安全研究設施網(wǎng)絡，防止專業(yè)技術的流失;

● 建立全球協(xié)作網(wǎng)絡。通過共享數(shù)據(jù)和設施，避免各國重復投資。

路線圖的核心部分，是將核安全研究拆解為“五大技術領域”和“一個跨領域主題”，并給每個領域都明確了“現(xiàn)狀、問題、目標和建議”，為聯(lián)合研究項目的參與者提供明確研究方向，指導其能力建設并解決高優(yōu)先級的安全問題。

領域一：燃料與包殼材料

1.現(xiàn)狀

燃料是反應堆的“心臟”，而包殼則是防止放射性物質(zhì)泄漏的第一道屏障。一旦包殼在事故中破裂，放射性物質(zhì)就可能進入冷卻系統(tǒng)，進而釋放到外部環(huán)境中。

目前全球主流核燃料是“二氧化鈾芯塊+鋯合金包殼”，這種組合在正常運行下很可靠，但在“極端情況”(如破口失水事故、反應性引入事故)下存在失效風險，而鋯水反應是導致事故中放射性釋放的關鍵。

為了解決這一痛點，各國都在研發(fā)耐事故燃料(ATF)，如：

● 用鐵鉻鋁合金(FeCrAl)代替鋯合金做包殼：高溫下不易與水反應，即使冷卻劑流失，也能堅持更長時間;

● 在鋯合金包殼表面涂一層保護膜(鉻);

● 用更加耐輻照、耐高溫的碳化硅(SiC)復合材料做包殼。

2.問題

路線圖指出，ATF技術目前面臨一個重要問題，即未經(jīng)充分測試。如FeCrAl包殼，其實驗室數(shù)據(jù)良好，但長期輻照下的裂紋風險未知，在反應堆的實際長期表現(xiàn)有待驗證。

更為復雜的是使用“非常規(guī)”燃料的SMR和高溫氣冷堆等新技術，盡管TRISO燃料在高溫氣冷堆堆芯熔化時仍能保持完整性，但這種燃料的生產(chǎn)工藝、事故下行為的研究數(shù)據(jù)不足。

3.目標

因此，路線圖提出的核心科研目標很明確：

● 正常運行時，燃料能承受更高的燃耗，減少換料頻率，降低成本;

● 事故工況下包殼不破裂、燃料不泄漏;

● 研究先進燃料如TRISO、液態(tài)鹽燃料的長期性能。

4.建議

路線圖建議如下：

● 建立“全球燃料材料庫”。由NEA牽頭聯(lián)合企業(yè)收集不同類型、不同服役年限的燃料和包殼樣本(如運行后的鋯合金包殼、輻照后的TRISO燃料等)，供全球科研機構共享。其中，法國ASNR和美國NRC已同意共享ATF測試樣本;

● 升級測試設施。如美國計劃對TREAT堆進行改造，以測試TRISO燃料;法國CABRI堆則將增加高溫氣冷堆燃料測試模塊;

● 加速燃料“資格認證”。傳統(tǒng)燃料要完成認證，需要5至8年，如采用“快離子輻照”模擬燃料在反應堆里的長期輻照效果，可將認證時間縮短到2至3年。

領域二：先進材料

1.現(xiàn)狀

材料選擇與認證是先進堆部署的關鍵。下一代反應堆(如熔鹽堆、鈉冷快堆)的運行環(huán)境比傳統(tǒng)反應堆要“惡劣得多”：

● 熔鹽堆冷卻劑是600℃以上的熔融鹽，具有強腐蝕性;

● 鈉冷快堆用液態(tài)鈉做冷卻劑，高溫下會與空氣劇烈反應;

● 高溫氣冷堆的工作溫度超過700℃，無法采用已經(jīng)驗證的傳統(tǒng)普通材料。

2.問題和目標

目前先進反應堆的材料研發(fā)，存在兩個“卡脖子”問題：

一是材料“不耐受”。如哈氏合金N作為熔鹽堆核心部件的關鍵結構材料，在高溫熔鹽里會被裂變產(chǎn)物“碲”所腐蝕而導致開裂。而高溫氣冷堆所用的石墨材料，則會在長期輻照后產(chǎn)生變形、損傷。

二是缺乏真實場景測試。現(xiàn)有的材料測試多為單一條件下，而實際反應堆中材料承受“高溫+輻照+腐蝕”三重作用。

因此科研目標是要為每種先進反應堆研發(fā)能承受惡劣環(huán)境的先進材料，確保核電機組服役期間的安全。

3.建議

● 建設“多條件模擬設施”。研發(fā)能同時模擬高溫、輻照、腐蝕的實驗裝置。如法國原子能委員會(CEA)計劃建造“熔鹽堆材料測試平臺”。

● 制定“全球統(tǒng)一標準”。路線圖建議NEA成立“先進材料專家小組”，制定全球通用的測試規(guī)范，避免企業(yè)重復測試。

● 運用“模擬工具”補充數(shù)據(jù)。研發(fā)預測材料長期行為的模擬工具，并用計算機模擬石墨在長期輻照下的變形規(guī)律，再結合少量實驗數(shù)據(jù)進行驗證，從而盡可能準確地預測材料壽命。

領域三：熱工水力

1.現(xiàn)狀

熱工水力主要研究反應堆內(nèi)冷卻劑流動與熱量傳遞，核心是確保冷卻劑帶走熱量、防止堆芯熔化。現(xiàn)有壓水堆、沸水堆的熱工水力研究成熟，積累了海量運行數(shù)據(jù)，但SMR、非水冷反應堆等新技術因結構和冷卻劑特殊，在熱工水力研究方面存在不足。

2.問題

SMR、非水冷反應堆等新技術在熱工水力研究方面的問題主要為：

● 水冷式SMR依賴被動系統(tǒng)，但極端條件下自然循環(huán)能力的不確定性較大，相關數(shù)據(jù)不足。

● 非水冷反應堆(鈉冷快堆/熔鹽堆)冷卻劑特性數(shù)據(jù)不足，相關特性對冷卻系統(tǒng)的設計影響很大，缺乏實驗數(shù)據(jù)。如：某些SMR采用的“螺旋管蒸汽發(fā)生器”，但冷卻劑在螺旋管里的傳熱和流動規(guī)律無相關數(shù)據(jù)支撐。

3.目標

此項研究的主要目標是確保冷卻系統(tǒng)在任何情況下都能正常使用，無論是傳統(tǒng)機組還是新技術：

● 正常運行時，確保冷卻劑穩(wěn)定帶走熱量，不出現(xiàn)局部過熱;

● 事故工況下，即使主動冷卻系統(tǒng)失效，被動系統(tǒng)仍能導走熱量，防止堆芯熔化

4.建議

● 整合“全球共享實驗臺架”。NEA計劃整合現(xiàn)有設施，比如瑞士的PANDA實驗臺架(能模擬SMR在LOCA下的被動冷卻系統(tǒng))、韓國原子能研究院的ATLAS實驗臺架(能驗證壓水堆在LOCA下的安注系統(tǒng)有效性)等，讓各國共享這些平臺。

● 保存歷史熱工數(shù)據(jù)(legacy TH data)。過去幾十年積累的熱工水力數(shù)據(jù)，很多都存在舊硬盤、紙質(zhì)報告里，有些甚至已經(jīng)丟失。路線圖建議NEA建立“全球熱工水力數(shù)據(jù)庫”，把這些舊數(shù)據(jù)數(shù)字化，同時補充SMR、先進反應堆的新數(shù)據(jù)。

● 升級“非水冷反應堆模擬工具”。現(xiàn)有的主流熱工水力模擬軟件(如TRACE、RELAP5)是為傳統(tǒng)反應堆設計的，對SMR、熔鹽堆的模擬精度不夠。路線圖建議運用計算機流體力學研發(fā)“高保真軟件”，以分析復雜結構中的冷卻劑流動。

領域四：嚴重事故

1.現(xiàn)狀和問題

“嚴重事故”是指超出反應堆設計預期的極端情況，如堆芯熔化、安全殼失效等，其研究核心是“預防”和“緩解”。傳統(tǒng)壓水堆和沸水堆，在經(jīng)過福島事故后改進，已形成成熟的應對方案，如“應急冷卻水箱”、“氫氣復合器”等。但先進反應堆因運行經(jīng)驗有限，如SMR的熔池行為、熔鹽堆的泄漏處理等均無現(xiàn)成預案。以福島事故為例，其1號機組的堆芯熔化后，熔融物與安全殼底部的混凝土反應導致安全殼壓力驟升，如當時有相關預案，就能制定更有效的應對措施。

2.目標

● 針對現(xiàn)有機組，應優(yōu)化事故管理策略，如延長堆芯冷卻時間、改進安全殼通風系統(tǒng);

● 針對先進反應堆，從設計階段就應“規(guī)避”嚴重事故風險，如SMR的“一體化堆芯設計”和采用TRISO燃料的高溫氣冷堆，讓放射性泄漏成為“小概率事件”。

3.建議

● NEA組織全球協(xié)作框架，用于協(xié)調(diào)實驗項目、支持軟件開發(fā)與驗證，并共享模擬軟件(如法國ASTEC、美國MELCOR)，共同分析先進反應堆事故場景(如SMR堆芯熔毀);

● 研發(fā)能模擬“堆芯熔化后行為”的實驗裝置。如NEA組織開展的ROSAU項目采用貧鈾模擬核燃料，將其加熱至2000℃并研究如何與混凝土反應，為制定應對措施提供數(shù)據(jù)。

● 推動新燃料(如ATF、TRISO)在上市前，必須經(jīng)過“嚴重事故測試”，驗證燃料是否能“鎖住”放射性物質(zhì)。

領域五：長期運行與靈活運行

1.現(xiàn)狀和問題

多國計劃把核電機組運行許可從40年延長至60年，甚至到80年，與此同時，為與可再生能源協(xié)同發(fā)電，電網(wǎng)對核能“靈活運行”的需求日益增長。這兩個變化都給核安全帶來了新挑戰(zhàn)。

其中長期運行的核電機組，其關鍵部件在幾十年的輻照、高溫下會“老化”。反應堆壓力容器的鋼材在經(jīng)長期輻照后會變脆、易開裂。蒸汽發(fā)生器傳熱管也因腐蝕而產(chǎn)生裂紋，繼而出現(xiàn)泄漏。

靈活運行(參與調(diào)峰)的機組因頻繁發(fā)生功率變換，會導致燃料和材料產(chǎn)生熱疲勞，繼而導致燃料包殼的疲勞損傷可能超出預期。

2.目標

● 針對長期運行機組，需要掌握材料老化規(guī)律，制定老化管理方案;

● 針對靈活運行機組，需要開發(fā)“抗疲勞”的燃料/材料，并優(yōu)化運行策略，減少功率調(diào)整對設備的損傷。

3.建議

● 通過NEA的SMILE等項目拓展國際合作，收集退役核電站的老化部件，建立全球老化機制知識庫;開發(fā)老化預測模型，協(xié)助運營商判斷機組“還能安全運行多少年”;

● 研發(fā)“抗疲勞燃料”，如在燃料顆粒里添加稀土元素，以提高材料的熱疲勞抗性;優(yōu)化燃料包殼的厚度和結構，以減少功率變化時的應力;

● 開展靈活運行的安全研究，設定最大功率變化率(例如每小時20%)以避免材料承受過大的熱應力;優(yōu)化負荷跟蹤控制方法以延長靈活運行下機組的服役期。

領域六：跨領域主題

除了上述五大技術領域，路線圖還專門列出了14個“跨領域主題”，其中包括：

● DSA/PSA和風險分析方法的應用;

● 選址問題;

● 非傳統(tǒng)用途;

● 應急規(guī)劃區(qū)(EPZ)評估;

● 人機工程學(HTO)與人機可靠性分析(HRA);

● 火災風險;

● 外部事件和氣候變化;

● 人工智能(AI);

● 數(shù)字技術和網(wǎng)絡安全;

● 運行經(jīng)驗數(shù)據(jù);

● 先進制造;

● 數(shù)據(jù)保存和質(zhì)量保證框架;

● 抗震評價與隔震;

● 針對新型顛覆性方法和技術的主要安全研究建議。

跨領域主題涉及廣泛的核反應堆技術，會給核安全研究帶來“顛覆性”變化，其中關鍵范例包括人工智能、先進制造和網(wǎng)絡安全等。

人工智能(AI)

AI在核安全中的應用目前還處于“初級階段”，但具有顯著潛力，能夠徹底改變核能領域的安全性和效率。路線圖中提到了三個主要的應用方向：

● 設備故障預測。用機器學習分析設備的運行數(shù)據(jù)以提前預測故障。

● 簡化安全分析。嚴重事故的模擬通常需要較長時間，AI可訓練替代模型(surrogate models)，縮短嚴重事故的模擬時間。

● 優(yōu)化運行參數(shù)。用AI優(yōu)化反應堆的運行參數(shù)(如冷卻劑流量、控制棒位置)，在保證安全的前提下提高效率。

但路線圖也警告，AI的應用有兩大風險：

一是“黑箱問題”。AI的決策過程要“可解釋”，不能只給結果不給原因。

二是數(shù)據(jù)安全。核設施的運行數(shù)據(jù)屬于敏感信息，必須建立嚴格的數(shù)據(jù)加密、訪問控制機制，防止數(shù)據(jù)泄露或被篡改。

先進制造

先進制造技術(AMT)正蓄勢待發(fā)，將深刻影響先進反應堆系統(tǒng)的研發(fā)與部署，這類技術能制造出設計復雜度更高、靈活性更強、開發(fā)周期更短的部件，為傳統(tǒng)制造工藝難以實現(xiàn)的創(chuàng)新設計開辟了新天地。以增材制造(Additive Manufacturing，又稱為3D打印)為例。其能制造出傳統(tǒng)工藝難以實現(xiàn)的復雜幾何結構部件。除了塑造復雜構件，AMT更能通過創(chuàng)新的工藝路徑精準調(diào)控材料本身的特性，進而從根本上提升設備性能，這為在嚴苛的核環(huán)境中實現(xiàn)增強的功能性能(如耐輻照、抗蠕變)提供了巨大潛力，如通過在制造過程中精確控制燃料的微觀結構和成分分布，直接優(yōu)化其安全與性能指標。這樣既可以利用現(xiàn)有制造基礎設施進行初期研發(fā)，又能通過3D打印技術針對性地增強特定性能，該策略已被證明對推動核燃料技術發(fā)展至關重要。

目前，AMT中應用最廣泛的熱等靜壓、電子束焊接和3D打印等工藝，也正是最亟需建立全新認證體系的關鍵領域。由于這些工藝本身具有獨特性，其生產(chǎn)的材料往往呈現(xiàn)出傳統(tǒng)材料所不具備的特性。因此，針對AMT產(chǎn)品可能需要建立獨立于現(xiàn)有標準的專門認證流程。

總而言之，先進制造技術有望成為下一代核技術的關鍵推動者，通過降低成本、縮短交貨時間、減少對傳統(tǒng)供應鏈的依賴，同時將提高安全性、可靠性和整體性能，為核能的創(chuàng)新發(fā)展注入強大動力。

數(shù)字技術和網(wǎng)絡安全

核電站采用數(shù)字技術的規(guī)模將持續(xù)大幅增長。現(xiàn)有核電機組正通過現(xiàn)代化改造延長運行期限、提升經(jīng)濟效益。其中的關鍵環(huán)節(jié)便是用先進數(shù)字技術取代傳統(tǒng)模擬系統(tǒng)。許多正在研發(fā)的先進反應堆設計從初期就融入了數(shù)字化系統(tǒng)，包括全數(shù)字化主控室、數(shù)字孿生技術等，部分案例中還出現(xiàn)了通過遠程集中控制來操控多個反應堆的創(chuàng)新方案。與此同時，網(wǎng)絡安全風險也是需要考慮的問題。

針對這一問題，路線圖建議從設計階段就開考慮網(wǎng)絡安全，如數(shù)字化控制系統(tǒng)要“分層防護”，即使外層網(wǎng)絡被攻破，核心主控系統(tǒng)也不會受影響;定期開展“網(wǎng)絡攻擊演練”：模擬黑客攻擊場景，以測試核電站的應急響應能力;加強人員培訓：提高運維人員的網(wǎng)絡安全意識，避免因“釣魚郵件”、“弱密碼”等低級錯誤而導致安全漏洞。

結論 回顧過去，核設施安全運行數(shù)據(jù)主要通過政府或業(yè)界開展的專項安全研究獲得。隨著未來幾十年全球核電將迎來大規(guī)模擴張，技術革新日新月異，顛覆性技術層出不窮，要確保現(xiàn)有及未來核技術的安全部署運行，必須及時識別這些知識缺口，并制定切實可行的解決方案。這需要政府、業(yè)界、科研機構和監(jiān)管機構密切合作，以提高安全研究計劃的效率、有效性和響應能力。

此外，核安全研究往往需要依賴專業(yè)研究設施和基礎設施，但這類資源數(shù)量有限，且單獨維護或擴建的成本極高。在此背景下，監(jiān)管機構、業(yè)界和研究機構之間的國際合作至關重要。盡管各國監(jiān)管框架存在差異，但支撐風險決策的基礎數(shù)據(jù)和分析方法往往具有普適性。這種國際合作可能包括：

● 聯(lián)合研究項目 ;

● 共享實驗設施;

● 互相開放數(shù)據(jù)、協(xié)調(diào)工作進度;

● 交流技術經(jīng)驗和監(jiān)管心得。

為了應對當前和未來的安全挑戰(zhàn)，需要推動戰(zhàn)略性合作，將科研團隊、實驗平臺、模擬工具等資源更好地整合起來。有組織、有重點的國際合作將大大提高研究效果，并在以下三個關鍵方面發(fā)揮作用：

● 幫助驗證新型反應堆設計的安全性，特別是那些涉及新風險的情景;

● 為老機組延期運行或現(xiàn)有核電站升級提供可靠的技術依據(jù);

● 長期保持安全研究能力，隨時應對新問題，保障未來核電機組的安全運行。

另外，如果把安全研究工作和NEA的其他工作計劃、以及國際上的其他相關技術路線圖對齊，將能顯著提升全球科研投入的整體效率。特別是在技術發(fā)展速度超越現(xiàn)有安全研究與監(jiān)管框架能力時，這種協(xié)同作用顯得尤為重要。

NEA將繼續(xù)鼓勵和推動政府、監(jiān)管機構、行業(yè)及科研機構等各方共同參與，并針對本報告的結論與建議，制定更詳盡的合作研究路線圖，以持續(xù)保障全球核能安全并不斷推動技術創(chuàng)新。

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