2020年2月，歐盟可持續(xù)核能技術(shù)平臺（SNE-TP）發(fā)布了新版《可持續(xù)核能戰(zhàn)略研究議程》草案，介紹了歐洲核能的未來展望和歐洲部署的核能戰(zhàn)略，并提出了歐洲核能領(lǐng)域未來將優(yōu)先研究和開發(fā)的主題，涉及反應堆技術(shù)、使能技術(shù)和交叉領(lǐng)域技術(shù)三大技術(shù)主題領(lǐng)域以及非技術(shù)性交叉領(lǐng)域。

1 歐洲核能的未來

在為人類提供其所需能量方面，當今世界面臨著巨大的挑戰(zhàn)。世界人口和福利標準持續(xù)上升，導致能源需求不斷增加，且超過了提高能源效率所帶來的收益。同時，我們正面臨全球變暖的威脅，這很大程度上應歸功于滿足人們能源需求的方式。

近年來，國際上許多機構(gòu)研究證明，核能在當前低碳能源中占到了重要比例，并且在未來低碳經(jīng)濟和社會中將起到關(guān)鍵作用。許多研究發(fā)現(xiàn)，核能在能源結(jié)構(gòu)中的份額下降了，而整體能源需求預計將大大增加，這就導致對核能發(fā)電需求的增加。

核能為歐盟提供了26％的電力和一半的低碳電力，并且符合歐盟能源政策的三大核心要求：環(huán)境可持續(xù)性、供應安全性和靈活性以及經(jīng)濟競爭力。核能除了為經(jīng)濟創(chuàng)造就業(yè)機會和創(chuàng)造價值外，還為社會帶來許多其他好處。歐洲反應堆生產(chǎn)的放射性同位素已廣泛用于醫(yī)藥、工業(yè)、農(nóng)業(yè)和研究中。

SNE-TP在歐盟戰(zhàn)略能源技術(shù)規(guī)劃（SET-Plan）框架下成立，旨在整合和提升歐洲核裂變能研發(fā)能力以推動歐洲先進核能技術(shù)發(fā)展，助力歐洲實現(xiàn)能源系統(tǒng)2050年轉(zhuǎn)型目標，并使歐洲在民用核能領(lǐng)域保持技術(shù)和行業(yè)領(lǐng)先地位。SNE-TP的研發(fā)框架涵蓋了核能系統(tǒng)發(fā)展的三大重要支柱：輕水堆、快堆以及熱電聯(lián)產(chǎn)。圖1為SNE-TP實現(xiàn)綜合愿景的暫定路線圖。

2 未來歐洲核能領(lǐng)域的優(yōu)先研發(fā)主題2.1 反應堆技術(shù)（1）反應堆的建造和運行

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：識別和分析金屬部件老化機制，開發(fā)監(jiān)測系統(tǒng)和預測工具以減緩其老化；加深對長期輻照條件下混凝土性能的理解，并開發(fā)監(jiān)測方法；開發(fā)電纜狀態(tài)監(jiān)測和建模方法；基于物理建模和在線監(jiān)測數(shù)據(jù)，開發(fā)反應堆主要部件的數(shù)字化模型；使用人工智能、虛擬現(xiàn)實、3D成像等先進技術(shù)降低反應堆的建造、維護、斷電等成本，并提高其安全性。

（2）在役檢查、資格認證和無損監(jiān)測

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：為所有機械組件開發(fā)帶風險指引功能的在役檢查系統(tǒng)；了解阻礙國家間認證轉(zhuǎn)移的技術(shù)及其他障礙，開發(fā)應對方法或規(guī)程；設計可檢查性功能；驗證無損檢測檢驗模擬軟件的準確性；探索新的核電廠狀態(tài)無損監(jiān)測方法；設計高質(zhì)量、簡單、可靠的組件接口。

（3）先進反應堆和下一代反應堆

①MYRRHA項目。MYRRHA是歐盟正在開發(fā)的鉛鉍冷卻加速器驅(qū)動研究堆，用于驗證雙重燃料循環(huán)中高放廢物的嬗變。該項目將重點進行如下研究：燃料和材料認證研究，包括混合氧化物燃料與冷卻劑的相互作用、瞬態(tài)過程中燃料棒失效極限、包殼腐蝕、鉛鉍合金冷卻劑中材料的機械性能以及耐腐蝕涂層等；冷卻劑化學控制，包括冷卻劑自身控制、反應堆系統(tǒng)中放射性物質(zhì)的釋放和捕捉以及反應堆部件清潔；熱工水力，包括研究流形以及潛在的滯留和分層、湍流傳熱建模、地震的熱工水力效應和誘發(fā)晃蕩的潛在影響以及潛在冷卻劑凍結(jié)過程研究；組件測試，包括驗證所有運行條件及瞬態(tài)條件下堆芯的完整性和可冷卻性、通過對流固耦合引起的壓降和振動進行實驗和數(shù)值評估以評估事故場景中的故障風險、異常情況（如地震）下安全棒和控制棒的插入時間和可靠性評估、反應堆主泵液壓設計的原理驗證測試以及葉輪和軸承防腐蝕測試以及燃料處理機的原理驗證和可靠性測試；加速器可靠性研究，包括進一步提高加速器部件的可靠性并開發(fā)快速容錯恢復方案；儀表與反應堆控制研究，包括測試和評估反應堆的儀表與控制系統(tǒng)；仿真程序驗證，涉及熱工水力、化學、中子學、機械性能等方面；安全性評估，尤其要考慮嚴重事故等極端情況。

②鈉冷快堆（SFR）。ASTRID是歐盟正開發(fā)的鈉冷原型快堆，用于示范閉式燃料循環(huán)中的鈉冷卻劑技術(shù)?；谇捌诨A，將重點圍繞如下主題研究：設計與安全性研究，確定由ASTRID鈉冷快堆設計衍生出的商用1 000 MW快堆的功能描述和草圖，并探索如何使鈉冷快堆具備大型反應堆的成本競爭力；仿真和程序驗證，包括堆芯多尺度和多物理現(xiàn)象建模、嚴重事故中物理現(xiàn)象建模以及反應堆化學風險評估；燃料及材料鑒定，增加對高燃耗時燃料的認知，以及對將奧氏體不銹鋼作為包殼材料時的性能評估；儀器檢查技術(shù)，開發(fā)可直接在鈉冷卻劑中操作的傳感器和技術(shù)，尤其是用于速度測量的渦流流量計、中子測量（高溫裂變室盡可能靠近堆芯）、利用聲學傳感器進行缺陷探測和目標可視化。

③ALFRED項目。ALFRED是歐盟正在開發(fā)的鉛冷示范堆，用于示范閉式燃料循環(huán)中的鉛冷卻劑技術(shù)。該項目將重點進行如下研究：開發(fā)解決冷卻劑腐蝕的策略和技術(shù)，包括材料開發(fā)、冷卻劑化學以及表面處理等；燃料處理以及在役檢查和維修；其他主題，包括燃料冷卻劑相互作用、冷卻劑中裂變產(chǎn)物研究、嚴重事故的進程及現(xiàn)象學研究等。

④氣冷快堆（GFR）。GFR將重點圍繞如下主題進行研究：燃料系統(tǒng)開發(fā)，尤其關(guān)注正常和意外條件下燃料的材料特性和性能研究；陶瓷或難熔包殼材料的選取、開發(fā)和測試；利用現(xiàn)有計算工具和核數(shù)據(jù)庫驗證氣冷快堆設計；極端條件下余熱排出系統(tǒng)的電氣保障；制定應對嚴重事故的策略。

⑤高溫反應堆（HTR）。HTR的技術(shù)成熟度相對較高，將重點圍繞如下主題研究：冷卻劑出口溫度為750～850 ℃的高溫反應堆示范和許可；HTR與熱電聯(lián)產(chǎn)及其他終端應用的結(jié)合；燃料制造的高性能、低成本質(zhì)量控制，以及用于替代燃料循環(huán)或超高溫反應堆的新型結(jié)構(gòu)和功能材料的開發(fā)和測試，尤其是難熔金屬和陶瓷復合材料；完善最大限度減少核廢物的技術(shù)，如對受照石墨進行凈化和再循環(huán)，或?qū)|(zhì)石墨中的TRISO顆粒進行分離或再循環(huán)。

⑥熔鹽堆（MSR）。MSR將重點圍繞如下主題研究：熔融鹽成分的物理和化學表征；液體燃料行為分析與開發(fā)；結(jié)構(gòu)材料鑒定；系統(tǒng)儀表和控制；原型MSR的組件設計規(guī)則修改建議；開發(fā)現(xiàn)場燃料處理概念；堆外和堆內(nèi)模型開發(fā)；開發(fā)MSR示范堆。

（4）小型模塊化反應堆（SMR）

①輕水堆（LWR）。LWR方面將重點圍繞如下主題研究：堆芯，其重點是在無可溶硼設計中使用可燃毒物；容器及其內(nèi)部零件，開發(fā)緊湊型熱交換器及相關(guān)制造工藝；使用非能動安全系統(tǒng)應對各種意外情況；嚴重事故處理策略，尤其將注意堆芯保留策略以及堆芯老化和熔化的應對；縮短現(xiàn)場施工時間；研究由于采用一個監(jiān)控室監(jiān)控多個模塊的方式引起的人為因素問題；概率安全分析；許可方面，開發(fā)通用的水冷SMR安全分析方法以及設計評估方案。

②先進模塊化反應堆。該領(lǐng)域主要圍繞如下方面進行研究：實現(xiàn)SMR批量制造的相關(guān)研究，包括簡化設計、緊湊型設計、更適合制造的設計以及盡量使用商業(yè)化元件；與工業(yè)應用結(jié)合的相關(guān)研究，包括確保工業(yè)過程與反應堆運行中的事故不會互相影響，以及通過開發(fā)負荷跟蹤模式、儲熱技術(shù)和改變熱量和電力生產(chǎn)比例使反應堆能夠滿足工業(yè)應用中波動的電力需求。

2.2 使能技術(shù)（1）核電廠安全

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：開發(fā)擴展現(xiàn)有概率安全評估范圍的方法；研究長期和多單元的安全功能喪失；開發(fā)和驗證確定性和概率性安全分析的高級工具和方法；在電廠中集成新設備，評估其影響并降低其可能產(chǎn)生的壓力；支持歐洲其余反應堆裝置運行，尤其關(guān)注設計擴展工況事故和停堆工況；評估非能動安全系統(tǒng)執(zhí)行指定功能的安全性和可靠性；建立數(shù)字儀表與控制系統(tǒng)可靠性的評估方法并與概率安全評估集成一體；研究容器內(nèi)外熔體或碎片的可冷卻性；緩解安全殼內(nèi)氣體爆炸的風險；評估事故源項并緩解其風險；開發(fā)乏燃料池事故緩解工具。

（2）燃料開發(fā)、燃料循環(huán)和乏燃料管理

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：開發(fā)安全經(jīng)濟的燃料，包括開發(fā)新型先進耐事故燃料（ATF）；提高燃料的循環(huán)利用率；改進裝配設計和制造；改進用于驗證燃料性能和安全的計算和驗證程序；改進輻照后檢驗（PIE）的方法；確保關(guān)鍵實驗設施（如研究堆和熱室）的可用性；處理和貯存泄漏的燃料組件；了解乏燃料和貯存系統(tǒng)過去十年甚至更長時間的發(fā)展，優(yōu)化貯存系統(tǒng)，以減少對經(jīng)過長期貯存后的燃料和貯存桶的處理；針對一些具有挑戰(zhàn)性的燃料（如高燃耗、多次循環(huán)的MOX燃料）和先進燃料（如ATF），開發(fā)先進的后處理和回收技術(shù)；利用先進一體化計算工具來開發(fā)綜合廢物管理策略。

（3）核電廠退役

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：通過設計、材料選擇、操作措施、有效的拆除技術(shù)以及開發(fā)先進的廢物處理和調(diào)節(jié)技術(shù)，最大限度地減少核廢料的產(chǎn)生；開發(fā)高效拆卸技術(shù)用于拆除結(jié)構(gòu)與組件，包括遠程拆卸技術(shù)；制定廢物最小化的退役策略，包括將材料安全釋放到環(huán)境中、回收或再利用以及利用可靠且成本效益佳的方式將其處置至極低放射性水平；學習現(xiàn)有退役經(jīng)驗，并確認廢物管理和退役的最佳實踐；開發(fā)用于廢物清單評估以及工廠和設施評估的表征技術(shù)，以協(xié)助退役計劃實施。

（4）社會、環(huán)境及經(jīng)濟方面

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：從經(jīng)濟角度提高核能的競爭力，通過先進的確定性概率安全評估方法來提高可用因子以及優(yōu)化安全裕度和功率提升率，改進非能動安全功能以提高運營經(jīng)濟性；提高核電在社會和政治方面的接受度，增進民眾對核電的了解，在技術(shù)上與其他低碳能源技術(shù)進行對話和結(jié)盟以解決共同面臨的跨領(lǐng)域研究問題，開展泛歐交流活動讓公民可以自我教育并做出獨立決定；提高核電在不斷變化條件下的適應能力，分析包括電網(wǎng)干擾在內(nèi)的間歇性外部負載對現(xiàn)有和新核電站安全功能的影響，分析新型危害（如無人機襲擊、網(wǎng)絡病毒等）對核電廠安全功能的影響，與旨在減少溫室氣體排放的可再生能源和其他能源技術(shù)進行技術(shù)對話和整合。

2.3 交叉領(lǐng)域技術(shù)（1）數(shù)字化、建模與仿真

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：開發(fā)和驗證多尺度、多物理場（如材料科學、熱工水利和化學）和多相分析工具；開發(fā)和驗證不確定性量化方法；開發(fā)確保整個反應堆壽期內(nèi)數(shù)字連續(xù)性的方法，包括支持運行和維護的方法；通過數(shù)據(jù)分析確定可靠的指標，用于診斷反應堆的運行和維護狀況以及確定組件的剩余壽命；將網(wǎng)絡安全集成到數(shù)字化過程中，以消除整個壽期中的數(shù)字風險；通過機器學習技術(shù)來加強人工智能的開發(fā)與利用；加強對虛擬和增強現(xiàn)實工具的開發(fā)和利用，特別是在支持反應堆設計、運行和維護方面。

（2）材料

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：LWR方面，開發(fā)先進的斷裂力學方法和新的環(huán)境輔助疲勞評估方法，以縮小現(xiàn)有LWR組件安全評估的安全裕度范圍；先進堆方面，最為關(guān)鍵的是示范材料的建造，以解決耐高溫以及與液態(tài)金屬和氦冷卻劑兼容等問題；交叉領(lǐng)域方面，更加廣泛應用先進制造方法、研究物理機理和開發(fā)相關(guān)模型、開發(fā)輻照后具有更好的耐高溫和耐腐蝕性能的材料、開發(fā)材料性能鑒定的相關(guān)方法（尤其是焊縫和接頭、內(nèi)部應力評估和在線監(jiān)測）以核材料測試基礎設施的使用和維護。

2.4 非技術(shù)性交叉領(lǐng)域（1）研究基礎設施

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：收集、更新和維護國際研究基礎設施數(shù)據(jù)庫，同時與現(xiàn)有數(shù)據(jù)庫運營組織合作；為這些基礎設施的運營和維護創(chuàng)造良好的財務基礎。

（2）協(xié)調(diào)一致

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：擴大考慮進行在役檢查和壽命管理的范圍；將歐洲電力公司要求文件（EUR）與所有適用西歐核安全監(jiān)管協(xié)會（WENRA）參考水平的國際原子能機構(gòu)（IAEA）標準和EC修訂的核安全指令進行比對；歐盟通用預許可過程應包括技術(shù)內(nèi)容的詳細說明。

（3）教育、培訓和知識管理

該領(lǐng)域?qū)⒅攸c關(guān)注如下主題：發(fā)展多學科的知識和技能；確保核領(lǐng)域職位的穩(wěn)定供需。

 來源：www.snetp.eu

核科技動態(tài) 2020年第3期