近日，经合组织核能署(OECD/NEA)官网发布《核反应堆安全研究战略路线图》。NEA预测，各国若要实现2050年碳中和目标，全球核电装机容量至少需要翻一倍。根据“三倍核能宣言”承诺，未来25年内，全球平均每年要新增约1600万千瓦核电装机容量，相当于平均每年新建10余台百万千瓦级核电机组。此外，多国还积极探索利用核能制氢、供热、淡化海水甚至专门为数据中心供电。而这些新应用、新场景，都给核安全带来了新挑战。
与激增的核能及核安全研究需求相反，全球核安全研究能力却在持续衰退。路线图中明确指出，近年来多个关键研究设施陆续关闭，如挪威的Halden反应堆(全球首个核燃料行为研究的实验堆)、法国的OSIRIS反应堆(用于材料辐照测试)、加拿大的NRU反应堆(曾为全球半数医疗同位素提供支持)等，这不仅让全球核安全实验能力下降，更导致一批掌握核心技术的专家流失。如当前全球专门用于核燃料安全特性研究的脉冲反应堆设施只剩下3个，即法国的CABRI堆、日本的NSRR堆和美国的TREAT堆。这无法满足当前全球核安全研究需求，更遑论需大量实验数据来支撑其安全论证的各类SMR技术。
更为严峻的是，现有核电机组“老龄化”现象突出。全球在运机组中，68%已服役超过30年，45%超过40年，随着老旧机组普遍开始延期运行，应对材料老化及其带来的设备故障是关键核安全问题。
NEA强调，核安全研究能力衰退将挑战核能扩容目标，因此制定该路线图的核心目的就是要让核安全研究跟上技术创新的步伐。
研究范围 路线图通过明确优先级、提供战略方向，指导国际核安全研究。其向各国政府、监管机构、企业和科研机构等所有利益相关方提供了一份以合作为导向的行动框架。
● 政府负责建设公共设施(如大型试验堆)，并提供长期资金;
● 监管机构负责明确安全标准，并评估研究成果是否符合法规;
● 企业负责提供实际运行数据、捐赠退役机组的材料、参与技术测试等;
● 科研机构负责牵头实验、开发模拟工具。
路线图强调其研究范围仅限于“反应堆安全”，不包括核燃料循环、核废料处理、退役等领域(其具有独特研究挑战，并有单独的合作机制)。之所以聚焦于反应堆，是因其为核设施最核心的“风险点”，无论是正常运行还是事故场景，反应堆的燃料、冷却系统和安全壳等都是防止放射性物质泄漏的关键。基于此，路线图要实现四大目标：
● 让现有核电机组“安全延期运行”。解决老化导致的材料退化、设备可靠性问题;
● 让新技术“安全落地”。填补先进反应堆的安全数据空白;
● 补齐研究“短板”。重建全球核安全研究设施网络，防止专业技术的流失;
● 建立全球协作网络。通过共享数据和设施，避免各国重复投资。
路线图的核心部分，是将核安全研究拆解为“五大技术领域”和“一个跨领域主题”，并给每个领域都明确了“现状、问题、目标和建议”，为联合研究项目的参与者提供明确研究方向，指导其能力建设并解决高优先级的安全问题。
领域一：燃料与包壳材料
1.现状
燃料是反应堆的“心脏”，而包壳则是防止放射性物质泄漏的第一道屏障。一旦包壳在事故中破裂，放射性物质就可能进入冷却系统，进而释放到外部环境中。
目前全球主流核燃料是“二氧化铀芯块+锆合金包壳”，这种组合在正常运行下很可靠，但在“极端情况”(如破口失水事故、反应性引入事故)下存在失效风险，而锆水反应是导致事故中放射性释放的关键。
为了解决这一痛点，各国都在研发耐事故燃料(ATF)，如：
● 用铁铬铝合金(FeCrAl)代替锆合金做包壳：高温下不易与水反应，即使冷却剂流失，也能坚持更长时间;
● 在锆合金包壳表面涂一层保护膜(铬);
● 用更加耐辐照、耐高温的碳化硅(SiC)复合材料做包壳。
2.问题
路线图指出，ATF技术目前面临一个重要问题，即未经充分测试。如FeCrAl包壳，其实验室数据良好，但长期辐照下的裂纹风险未知，在反应堆的实际长期表现有待验证。
更为复杂的是使用“非常规”燃料的SMR和高温气冷堆等新技术，尽管TRISO燃料在高温气冷堆堆芯熔化时仍能保持完整性，但这种燃料的生产工艺、事故下行为的研究数据不足。
3.目标
因此，路线图提出的核心科研目标很明确：
● 正常运行时，燃料能承受更高的燃耗，减少换料频率，降低成本;
● 事故工况下包壳不破裂、燃料不泄漏;
● 研究先进燃料如TRISO、液态盐燃料的长期性能。
4.建议
路线图建议如下：
● 建立“全球燃料材料库”。由NEA牵头联合企业收集不同类型、不同服役年限的燃料和包壳样本(如运行后的锆合金包壳、辐照后的TRISO燃料等)，供全球科研机构共享。其中，法国ASNR和美国NRC已同意共享ATF测试样本;
● 升级测试设施。如美国计划对TREAT堆进行改造，以测试TRISO燃料;法国CABRI堆则将增加高温气冷堆燃料测试模块;
● 加速燃料“资格认证”。传统燃料要完成认证，需要5至8年，如采用“快离子辐照”模拟燃料在反应堆里的长期辐照效果，可将认证时间缩短到2至3年。
领域二：先进材料
1.现状
材料选择与认证是先进堆部署的关键。下一代反应堆(如熔盐堆、钠冷快堆)的运行环境比传统反应堆要“恶劣得多”：
● 熔盐堆冷却剂是600℃以上的熔融盐，具有强腐蚀性;
● 钠冷快堆用液态钠做冷却剂，高温下会与空气剧烈反应;
● 高温气冷堆的工作温度超过700℃，无法采用已经验证的传统普通材料。
2.问题和目标
目前先进反应堆的材料研发，存在两个“卡脖子”问题：
一是材料“不耐受”。如哈氏合金N作为熔盐堆核心部件的关键结构材料，在高温熔盐里会被裂变产物“碲”所腐蚀而导致开裂。而高温气冷堆所用的石墨材料，则会在长期辐照后产生变形、损伤。
二是缺乏真实场景测试。现有的材料测试多为单一条件下，而实际反应堆中材料承受“高温+辐照+腐蚀”三重作用。
因此科研目标是要为每种先进反应堆研发能承受恶劣环境的先进材料，确保核电机组服役期间的安全。
3.建议
● 建设“多条件模拟设施”。研发能同时模拟高温、辐照、腐蚀的实验装置。如法国原子能委员会(CEA)计划建造“熔盐堆材料测试平台”。
● 制定“全球统一标准”。路线图建议NEA成立“先进材料专家小组”，制定全球通用的测试规范，避免企业重复测试。
● 运用“模拟工具”补充数据。研发预测材料长期行为的模拟工具，并用计算机模拟石墨在长期辐照下的变形规律，再结合少量实验数据进行验证，从而尽可能准确地预测材料寿命。
领域三：热工水力
1.现状
热工水力主要研究反应堆内冷却剂流动与热量传递，核心是确保冷却剂带走热量、防止堆芯熔化。现有压水堆、沸水堆的热工水力研究成熟，积累了海量运行数据，但SMR、非水冷反应堆等新技术因结构和冷却剂特殊，在热工水力研究方面存在不足。
2.问题
SMR、非水冷反应堆等新技术在热工水力研究方面的问题主要为：
● 水冷式SMR依赖被动系统，但极端条件下自然循环能力的不确定性较大，相关数据不足。
● 非水冷反应堆(钠冷快堆/熔盐堆)冷却剂特性数据不足，相关特性对冷却系统的设计影响很大，缺乏实验数据。如：某些SMR采用的“螺旋管蒸汽发生器”，但冷却剂在螺旋管里的传热和流动规律无相关数据支撑。
3.目标
此项研究的主要目标是确保冷却系统在任何情况下都能正常使用，无论是传统机组还是新技术：
● 正常运行时，确保冷却剂稳定带走热量，不出现局部过热;
● 事故工况下，即使主动冷却系统失效，被动系统仍能导走热量，防止堆芯熔化
4.建议
● 整合“全球共享实验台架”。NEA计划整合现有设施，比如瑞士的PANDA实验台架(能模拟SMR在LOCA下的被动冷却系统)、韩国原子能研究院的ATLAS实验台架(能验证压水堆在LOCA下的安注系统有效性)等，让各国共享这些平台。
● 保存历史热工数据(legacy TH data)。过去几十年积累的热工水力数据，很多都存在旧硬盘、纸质报告里，有些甚至已经丢失。路线图建议NEA建立“全球热工水力数据库”，把这些旧数据数字化，同时补充SMR、先进反应堆的新数据。
● 升级“非水冷反应堆模拟工具”。现有的主流热工水力模拟软件(如TRACE、RELAP5)是为传统反应堆设计的，对SMR、熔盐堆的模拟精度不够。路线图建议运用计算机流体力学研发“高保真软件”，以分析复杂结构中的冷却剂流动。
领域四：严重事故
1.现状和问题
“严重事故”是指超出反应堆设计预期的极端情况，如堆芯熔化、安全壳失效等，其研究核心是“预防”和“缓解”。传统压水堆和沸水堆，在经过福岛事故后改进，已形成成熟的应对方案，如“应急冷却水箱”、“氢气复合器”等。但先进反应堆因运行经验有限，如SMR的熔池行为、熔盐堆的泄漏处理等均无现成预案。以福岛事故为例，其1号机组的堆芯熔化后，熔融物与安全壳底部的混凝土反应导致安全壳压力骤升，如当时有相关预案，就能制定更有效的应对措施。
2.目标
● 针对现有机组，应优化事故管理策略，如延长堆芯冷却时间、改进安全壳通风系统;
● 针对先进反应堆，从设计阶段就应“规避”严重事故风险，如SMR的“一体化堆芯设计”和采用TRISO燃料的高温气冷堆，让放射性泄漏成为“小概率事件”。
3.建议
● NEA组织全球协作框架，用于协调实验项目、支持软件开发与验证，并共享模拟软件(如法国ASTEC、美国MELCOR)，共同分析先进反应堆事故场景(如SMR堆芯熔毁);
● 研发能模拟“堆芯熔化后行为”的实验装置。如NEA组织开展的ROSAU项目采用贫铀模拟核燃料，将其加热至2000℃并研究如何与混凝土反应，为制定应对措施提供数据。
● 推动新燃料(如ATF、TRISO)在上市前，必须经过“严重事故测试”，验证燃料是否能“锁住”放射性物质。
领域五：长期运行与灵活运行
1.现状和问题
多国计划把核电机组运行许可从40年延长至60年，甚至到80年，与此同时，为与可再生能源协同发电，电网对核能“灵活运行”的需求日益增长。这两个变化都给核安全带来了新挑战。
其中长期运行的核电机组，其关键部件在几十年的辐照、高温下会“老化”。反应堆压力容器的钢材在经长期辐照后会变脆、易开裂。蒸汽发生器传热管也因腐蚀而产生裂纹，继而出现泄漏。
灵活运行(参与调峰)的机组因频繁发生功率变换，会导致燃料和材料产生热疲劳，继而导致燃料包壳的疲劳损伤可能超出预期。
2.目标
● 针对长期运行机组，需要掌握材料老化规律，制定老化管理方案;
● 针对灵活运行机组，需要开发“抗疲劳”的燃料/材料，并优化运行策略，减少功率调整对设备的损伤。
3.建议
● 通过NEA的SMILE等项目拓展国际合作，收集退役核电站的老化部件，建立全球老化机制知识库;开发老化预测模型，协助运营商判断机组“还能安全运行多少年”;
● 研发“抗疲劳燃料”，如在燃料颗粒里添加稀土元素，以提高材料的热疲劳抗性;优化燃料包壳的厚度和结构，以减少功率变化时的应力;
● 开展灵活运行的安全研究，设定最大功率变化率(例如每小时20%)以避免材料承受过大的热应力;优化负荷跟踪控制方法以延长灵活运行下机组的服役期。
领域六：跨领域主题
除了上述五大技术领域，路线图还专门列出了14个“跨领域主题”，其中包括：
● DSA/PSA和风险分析方法的应用;
● 选址问题;
● 非传统用途;
● 应急规划区(EPZ)评估;
● 人机工程学(HTO)与人机可靠性分析(HRA);
● 火灾风险;
● 外部事件和气候变化;
● 人工智能(AI);
● 数字技术和网络安全;
● 运行经验数据;
● 先进制造;
● 数据保存和质量保证框架;
● 抗震评价与隔震;
● 针对新型颠覆性方法和技术的主要安全研究建议。
跨领域主题涉及广泛的核反应堆技术，会给核安全研究带来“颠覆性”变化，其中关键范例包括人工智能、先进制造和网络安全等。
人工智能(AI)
AI在核安全中的应用目前还处于“初级阶段”，但具有显著潜力，能够彻底改变核能领域的安全性和效率。路线图中提到了三个主要的应用方向：
● 设备故障预测。用机器学习分析设备的运行数据以提前预测故障。
● 简化安全分析。严重事故的模拟通常需要较长时间，AI可训练替代模型(surrogate models)，缩短严重事故的模拟时间。
● 优化运行参数。用AI优化反应堆的运行参数(如冷却剂流量、控制棒位置)，在保证安全的前提下提高效率。
但路线图也警告，AI的应用有两大风险：
一是“黑箱问题”。AI的决策过程要“可解释”，不能只给结果不给原因。
二是数据安全。核设施的运行数据属于敏感信息，必须建立严格的数据加密、访问控制机制，防止数据泄露或被篡改。
先进制造
先进制造技术(AMT)正蓄势待发，将深刻影响先进反应堆系统的研发与部署，这类技术能制造出设计复杂度更高、灵活性更强、开发周期更短的部件，为传统制造工艺难以实现的创新设计开辟了新天地。以增材制造(Additive Manufacturing，又称为3D打印)为例。其能制造出传统工艺难以实现的复杂几何结构部件。除了塑造复杂构件，AMT更能通过创新的工艺路径精准调控材料本身的特性，进而从根本上提升设备性能，这为在严苛的核环境中实现增强的功能性能(如耐辐照、抗蠕变)提供了巨大潜力，如通过在制造过程中精确控制燃料的微观结构和成分分布，直接优化其安全与性能指标。这样既可以利用现有制造基础设施进行初期研发，又能通过3D打印技术针对性地增强特定性能，该策略已被证明对推动核燃料技术发展至关重要。
目前，AMT中应用最广泛的热等静压、电子束焊接和3D打印等工艺，也正是最亟需建立全新认证体系的关键领域。由于这些工艺本身具有独特性，其生产的材料往往呈现出传统材料所不具备的特性。因此，针对AMT产品可能需要建立独立于现有标准的专门认证流程。
总而言之，先进制造技术有望成为下一代核技术的关键推动者，通过降低成本、缩短交货时间、减少对传统供应链的依赖，同时将提高安全性、可靠性和整体性能，为核能的创新发展注入强大动力。
数字技术和网络安全
核电站采用数字技术的规模将持续大幅增长。现有核电机组正通过现代化改造延长运行期限、提升经济效益。其中的关键环节便是用先进数字技术取代传统模拟系统。许多正在研发的先进反应堆设计从初期就融入了数字化系统，包括全数字化主控室、数字孪生技术等，部分案例中还出现了通过远程集中控制来操控多个反应堆的创新方案。与此同时，网络安全风险也是需要考虑的问题。
针对这一问题，路线图建议从设计阶段就开考虑网络安全，如数字化控制系统要“分层防护”，即使外层网络被攻破，核心主控系统也不会受影响;定期开展“网络攻击演练”：模拟黑客攻击场景，以测试核电站的应急响应能力;加强人员培训：提高运维人员的网络安全意识，避免因“钓鱼邮件”、“弱密码”等低级错误而导致安全漏洞。
结论 回顾过去，核设施安全运行数据主要通过政府或业界开展的专项安全研究获得。随着未来几十年全球核电将迎来大规模扩张，技术革新日新月异，颠覆性技术层出不穷，要确保现有及未来核技术的安全部署运行，必须及时识别这些知识缺口，并制定切实可行的解决方案。这需要政府、业界、科研机构和监管机构密切合作，以提高安全研究计划的效率、有效性和响应能力。
此外，核安全研究往往需要依赖专业研究设施和基础设施，但这类资源数量有限，且单独维护或扩建的成本极高。在此背景下，监管机构、业界和研究机构之间的国际合作至关重要。尽管各国监管框架存在差异，但支撑风险决策的基础数据和分析方法往往具有普适性。这种国际合作可能包括：
● 联合研究项目 ;
● 共享实验设施;
● 互相开放数据、协调工作进度;
● 交流技术经验和监管心得。
为了应对当前和未来的安全挑战，需要推动战略性合作，将科研团队、实验平台、模拟工具等资源更好地整合起来。有组织、有重点的国际合作将大大提高研究效果，并在以下三个关键方面发挥作用：
● 帮助验证新型反应堆设计的安全性，特别是那些涉及新风险的情景;
● 为老机组延期运行或现有核电站升级提供可靠的技术依据;
● 长期保持安全研究能力，随时应对新问题，保障未来核电机组的安全运行。
另外，如果把安全研究工作和NEA的其他工作计划、以及国际上的其他相关技术路线图对齐，将能显著提升全球科研投入的整体效率。特别是在技术发展速度超越现有安全研究与监管框架能力时，这种协同作用显得尤为重要。
NEA将继续鼓励和推动政府、监管机构、行业及科研机构等各方共同参与，并针对本报告的结论与建议，制定更详尽的合作研究路线图，以持续保障全球核能安全并不断推动技术创新。
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