欧盟可持续核能技术平台发布新的核能战略研究议程草案

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欧洲联盟的可持续核能技术平台(SNE-TP)最近发布了新版本的“可持续核能战略研究议程”草案，列出了欧洲核能领域未来研究和发展的优先事项。SNE核电厂是在欧盟战略能源技术计划(SET-Plan)框架下建立的，旨在整合和增强欧洲核裂变能源的研发能力，以促进欧洲先进核能技术的发展，帮助欧洲实现2050年能源系统转型的目标，并保持欧洲在民用核能领域的技术和工业领先地位。这一更新议程提出了三个主要技术主题领域的研究和发展问题:(1)反应堆技术，涉及:运行和建造、在役检查、资格审查和无损监测、先进反应堆和下一代反应堆以及小型模块化反应堆；(2)使能技术，包括核电厂安全、燃料开发、燃料循环和乏燃料管理、核电厂退役以及社会、环境和经济条件；(3)交叉技术，包括数字化、建模和模拟以及材料。详情如下:

一、反应堆技术

1.运营和建设

该领域将集中于以下主题:识别和分析金属零件的老化机理，开发监控系统和预测工具以减缓其老化；提高对长期辐照下混凝土性能的认识，并开发监测方法；开发电缆状态监测和建模方法；基于物理建模和在线监测数据，开发了主要反应堆部件的数字模型。人工智能、虚拟现实和三维成像等先进技术被用来降低反应堆的建造、维护和停堆成本，并提高其安全性。

2.在役检查、资格认证和无损监测

该领域将集中于以下主题:为所有机械部件开发一个具有风险警告功能的在用检查系统；了解阻碍国家间认证转移的技术(和其他)障碍，并制定应对方法或程序；设计用于检查；验证无损检测仿真软件的准确性；探索新的核电厂条件无损监测方法；高质量、简单可靠的组件接口。

3.先进反应堆和下一代反应堆

(1)没药项目。没药反应堆是欧盟正在进行的铅铋加速器驱动的研究反应堆，用于验证双燃料循环中高放射性废物的嬗变。本项目将重点开展以下研究:①燃料与材料研究，包括混合氧化物燃料与冷却剂的相互作用、燃料棒在瞬态过程中的失效极限、包层腐蚀、铅铋合金冷却剂中材料的力学性能、耐蚀涂层等。；(2)冷却剂的化学控制，包括冷却剂本身的控制(氧浓度、质量转移、杂质管理)、反应堆系统中放射性物质的释放和捕获以及反应堆部件的清洁；(3)热工水力，包括研究歧管和潜在停滞和分层、湍流传热模型、地震的热工水力效应和诱发晃动的潜在效应，以及潜在冷却剂冻结过程的研究；(4)部件测试，包括在所有运行条件和瞬态条件下对堆芯完整性和可冷却性的验证，通过流体-固体耦合引起的压降和振动的实验和数值评估对事故情况下的故障风险进行评估，在异常条件下(如地震)对安全棒和控制棒的插入时间和可靠性进行评估，对反应堆主泵、叶轮和轴承的抗腐蚀测试进行液压设计的原理验证测试，对燃料处理器进行原理验证和可靠性测试；(5)加速器可靠性测试，以进一步提高加速器组件的可靠性，并开发快速容错恢复方案；⑥仪表和反应堆控制，包括反应堆仪表测试和反应堆控制评估；⑦模拟工具的代码验证，包括热工水力学、化学、中子学、机械性能等。⑧安全评估，特别是考虑到重大事故和其他极端情况。

(2)钠冷快堆。欧盟正在进行的ASTRID项目是钠冷快堆的原型，用于演示封闭燃料循环中的钠冷却剂技术。在上述基础上，以下课题将集中于:①设计与安全研究，确定源于ASTRID钠冷快堆设计的1000兆瓦商用快堆的功能描述和草图，探索如何使钠冷快堆在成本上与大型反应堆相竞争；(2)模拟和代码验证，包括核心多尺度和多物理现象建模、重大事故中的物理现象建模、反应堆化学风险评估；(3)识别燃料和材料，提高对高燃烧和耗时燃料的认识，以及当奥氏体不锈钢用作包层材料时的性能评估；(4)仪器检测技术:开发可在钠冷却剂中直接操作的传感器和技术，特别是涡流流量计，用于速度测量、中子测量(高温裂变室尽可能靠近堆芯)、缺陷检测和使用声学传感器的目标可视化。

(3)阿尔弗雷德项目。阿尔弗雷德是一个铅冷却演示反应堆，由欧盟开发，用于演示封闭燃料循环中的铅冷却剂技术。本项目将重点进行以下研究:①开发解决冷却剂腐蚀的策略和技术，包括材料开发、冷却剂化学、表面处理等。；(2)燃料处理和在用检查和维护；(3)其他主题包括燃料和冷却剂之间的相互作用、冷却剂中裂变产物的研究、严重事故过程和现象学研究。

(4)气冷快堆。该研究将集中于以下主题:①燃料系统的发展，特别注意燃料在正常和意外条件下的材料特性和性能；(2)陶瓷或耐火覆层材料的选择、开发和测试；(3)现有计算工具和核数据库用于验证气冷快堆设计；④极端条件下余热排出系统的电气保证；⑤制定应对重大事故的策略。

(5)高温反应堆(HTR)。高温反应堆具有较高的技术成熟度，将侧重于以下主题:①冷却剂出口温度为750-850℃的高温反应堆的示范和许可；(2)高温反应器与热电联产和其他终端应用的结合；(3)燃料制造的高性能和低成本质量控制，以及用于替代燃料循环或超高温反应堆的新结构和功能材料(特别是难熔金属和陶瓷复合材料)的开发和测试；(4)改进尽量减少核废物的技术，如净化和回收辐照石墨，或分离或回收基体石墨中的三氧化二砷颗粒。

(6)熔盐反应堆(MSR)。研究将集中在以下主题:①熔盐成分的物理和化学表征；(2)液体燃料行为的分析和发展；(3)结构材料的识别；(4)系统仪表和控制；⑤熔盐堆原型部件设计规则的修改建议；⑥发展现场燃料处理的概念；⑦反应器内外的模型开发；⑧熔盐示范反应器的开发。

4.小型模块化反应堆(SMR)

(1)轻水反应堆(LWR)。该研究将集中于以下主题:①核心，其集中于不溶性硼设计中可燃毒物的使用；(2)容器及其内部零件，紧凑型换热器的发展及相关制造工艺；(3)使用被动安全系统应对各种突发情况；(4)重大事故的处理策略，特别关注堆芯滞留策略和堆芯老化熔化的响应；(5)缩短现场施工时间；⑥研究利用监控室监控多个模块所带来的人为因素问题；⑦概率安全分析；⑧在权限方面，制定一个通用的水冷SMR安全分析方法和设计评估方案。

(2)先进的模块化反应堆。该领域的研究将主要集中在以下几个方面:①实现SMR批量制造的相关研究，包括简化设计、紧凑设计、更适合制造的设计以及尽可能使用商用零部件；(2)与工业应用相结合的相关研究包括确保工业过程中的事故与反应堆运行中的事故不会相互影响，以及通过开发负荷跟踪模式、蓄热技术和改变热功率产出率，使反应堆能够满足工业应用中波动的功率需求。

二。使能技术

1.核电站安全

该领域将集中于以下主题:开发方法以扩大现有概率安全评估的范围；研究安全功能的长期和多单位损失；开发和验证用于确定性和概率性安全分析的先进工具和方法；集成新设备(变频器、真空断路器等。)进入发电厂，评估其影响并降低其可能产生的压力；欧洲其余反应堆试验设施的设计事故和关闭条件；被动安全系统执行特定功能能力的安全性和可靠性评估；数字仪器和控制系统的可靠性评估方法及其与概率安全评估的集成:容器内外熔化物/碎片的可冷却性；降低安全壳内气体爆炸的风险；事故源项目的评估和缓解；乏燃料池事故缓解工具。

2.燃料开发、燃料循环和乏燃料管理

该领域将集中于以下主题:开发安全、经济的新燃料；改进装配设计和制造；改进和验证燃料预测性能和安全工具；辐照后检验方法的改进；确保关键实验设施的可用性；开放式循环乏燃料管理和处置的整合。

3.核电站退役

该领域将侧重于以下主题:通过设计、材料选择、操作措施、有效清除技术和先进废物处理和监管技术的发展，最大限度地减少核废料的产生。

4.社会、环境和经济方面

该领域将关注以下主题:通过确定性和概率性安全评估，提高可用性系数，优化安全裕度和功率增强；改善被动安全功能，提高运行经济性；通过泛欧交流，公众将对核能有更好的了解。分析间歇性外部负荷(包括电网干扰)对现有和新核电厂安全功能的影响；分析新危害的影响(如无人机攻击、网络病毒等))关于核电厂的安全功能；气候变化对核电站运行的影响。

三、交叉技术

1.数字化、建模和仿真

该领域将侧重于以下主题:多尺度、多物理场和多阶段分析工具的开发和验证，包括不确定性量化方法；开发方法以确保整个生命周期的数字连续性；数字过程与网络安全的集成；数字模型。

2.材料

该领域将集中于以下主题:先进制造方法的广泛应用；物理机制研究和相关模型开发；开发辐照后耐高温和耐腐蚀性能更好的材料；材料性能评价的相关方法，特别是焊缝和接头、内应力评估和在线监测；核材料测试基础设施的使用和维护。

来源：BBC新闻网