6.“核安全与先进核能技术”重点专项2018年度项目申报指南.pdf

附件 6 “核安全与先进核能技术”重点专项 2018 年度项目申报指南 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 2018 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 性研究，从基础研究、重大共性关键技术研究到典型应用示范全 链条布局，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） 。 按照分步实施、重点突出的原则，2018 年首批拟在 2 个技术 — 1 — 方向启动 6~12 个项目，拟安排国拨经费总概算 1.8 亿元。基础研 究类项目经费以中央财政经费为主，应用示范类项目鼓励企业参 与，研究经费以企业投入为主。 项目申报统一按指南二级标题（如 1.1）的研究方向进行。除 特殊说明外，拟支持项目数均为 1~2 项。申报项目的研究内容须 涵盖该二级标题下指南所列的全部考核指标。项目下设课题数原 则上不超过 5 个，每个课题参研单位原则上不超过 5 个。项目设 1 名项目负责人，项目中每个课题设 1 名课题负责人。 指南中“拟支持项目数为 1~2 项”是指：在同一研究方向下， 当出现申报项目评审结果前两位评分评价相近、技术路线明显不 同的情况时，可同时支持这 2 个项目。2 个项目将采取分两个阶 段支持的方式。 第一阶段完成后将对 2 个项目执行情况进行评估， 根据评估结果确定后续支持方式。 1. 核安全科学技术 1.1 严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究（基础研究类） 研究内容：开展严重事故下熔融物行为机理的实验研究与数 值分析，揭示非均匀熔融物流动、传热、固相再融化动力学与熔 池动态形成机理，建立熔融物物性参数数据库，建立相应的理论 模型，并开展数值模拟研究。 考核指标：实验熔融物材料至少包括二氧化铀、锆合金等材 — 2 — 料组分，获取熔融物物性参数，建立熔融物物性参数数据库。熔 池尺寸与压力容器下封头直径可比，熔池换热实验的温度比国际 上已有经典实验的温度提高一倍，真实熔融物材料实验的质量不 低于国际上已有实验的规模（百公斤级） 。 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 放射性废物减容与减害技术研究（应用示范类） 研究内容：针对在役核电站运行工况下产生的放射性废液、 有机废物和固体废物，研究高效减容减害处理新技术；研发放射 性废液减排新材料、有机废物和固体废物处理先进装置；研究新 工艺全流程优化技术及系统集成；开展相应的性能试验，研制工 程样机。 考核指标：放射性废液处理能力不小于 50L/h，废树脂处理 能力不小于 50kg/h，放射性固废减容处理能力不小于 500t/a，废 液处理后放射性活度浓度（除氚外）小于 10Bq/L；放射性废树脂 减容比 10 倍以上；固态放射性废物综合减容比 20 倍以上；实现 上述放射性废物减容与减害新技术的工程示范应用。 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 1.3 风险指引的安全裕度特性分析技术研究（基础研究类） — 3 — 研究内容：发展核电站核风险裕度评价的理论和方法，研究 核电站核风险裕度的概念，建立以核风险裕度为表征的核电站的 核安全模型，研究核电站的核风险裕度特性与计算分析方法；研 究用于核风险裕度模型的动态概率风险分析（DPRA） 、系统动态 分析程序，研究 DPRA 与事故进程相耦合的核风险裕度评价模型 及计算方法；探索以核风险裕度为指标的核电站设计、分析与运 行管理的理论与方法。 考核指标：建立核电站核风险裕度模型；完成核电站 2 个典 型始发事故核风险裕度评价模型及计算方法；建立核电站核风裕 度评价的程序与标准，提出以核风险裕度为指针的核电站设计、 分析、运行管理的理论与方法。 实施年限：4 年 经费配套：全部来自于中央财政经费 2. 先进创新核能技术 2.1 核燃料元件性能先进分析模型与方法研究（基础研究类） 研究内容：研究核燃料棒束弯曲和冷壁效应对临界热流密度 的影响；研究自主锆合金包壳辐照后的高温蠕变和疲劳特性，以 及芯块与包壳相互作用；改进和完善燃料棒束子通道分析模型和 方法，建立燃料性能高精度分析模型。 考核指标：棒束弯曲和冷壁效应影响下临界热流密度的计算 — 4 — 结果与实验数据相差在 15%以内；包壳行为模型计算结果与实验 数据相差在 10%以内；温度场分布计算结果与实验结果平均偏差 不超过 2℃。 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 超高温气冷堆理论设计及关键设备研究（共性关键技术 类） 研究内容：研究固有安全、出口温度 950℃的超高温气冷堆 的堆芯设计关键技术；开展超高温中间换热器技术研究，研制满 足兆瓦级工程样机热态性能测试实验技术及平台，研制工程样机 并进行热态验证考核。 考核指标：堆芯出口温度达到 950℃且符合安全目标的模块 式超高温气冷堆理论设计；超高温中间换热器热侧入口温度为 950℃，换热功率不小于 1MW，完成兆瓦级中间换热器样机热态 性能试验。 实施年限：5 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 新型空间核反应堆技术（基础研究类） 研究内容：面向空间环境应用的不同需求，研发多种形式的 具有固有安全、智能与自主控制、长寿期等特点的创新型兆瓦级 — 5 — 核动力电源或核推进装置。重点开展方案研究，新型空间反应堆 设计、高效能量转换与推进等关键技术，开展关键系统及设备可 行性研究，提出概念设计方案。 考核指标：完成空间用途新型兆瓦级核动力电源与推进装置 概念设计，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、体积和寿命满足空间运行环境需求，堆芯寿期不 少于 10 年，1MW 重量不超过 10 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 — 6 —