01美国核监管机构停摆实录
02美国锡布鲁克核电厂的“混凝土癌症”
03外媒：美沙签署核能合作协议的背后
04NEA核反应堆安全研究战略路线图
01美国核监管机构停摆实录
美国核监管委员会（NRC）首页提示：“由于拨款中断，NRC已暂停正常运作，但其维持健康与安全必需的活动，以及第14300号行政令规定的关键事项仍继续进行。”这句话到底意味着什么？
自9月30日起，凡访问NRC官网者都会看到这条弹窗提示。实际上，美国核安全监管机构、能源部及其他联邦机构已陷入停摆。由于当日议员们未通过拨款法案，用于支付这些机构运转成本和联邦雇员工资的资金无法到位。未经拨款法案授权，这些联邦部门或机构不得开展任何“非关键”业务，且NRC受到严格限制，既不能“预支”未来可能到账的拨款，也不能在不同经费科目之间随意调拨资金。结果导致近2000名员工被强制无薪休假，其薪酬也需待拨款法案通过后方可补发。
这并非美国联邦政府首次停摆。1995/96年度，政府曾停摆21天；2013年16天；2018–19年更创下35天的最长纪录，约80万名联邦雇员被强制无薪休假。承包商亦收到“停工令”，合同被终止或暂停。
发生这种停摆情况的法律依据是1980年白宫行政与预算局（OMB）第80-14号公告《国会未能通过拨款时各机构停止运作》，以及1982年《补充文件第1号——无拨款情况下各机构运作》修订案。
1980年，司法部长发布《机构拨款中断时〈反不足法案〉的适用》意见，重申该法案“明确禁止机构官员在无拨款情况下承担任何支付义务”，允许“为有序终止机构职能所必需的最小额度支出义务”，同时也允许例外“紧急情况”。但1995年的一项司法解释指出，这仅适用于“对生命或财产构成迫在眉睫之威胁，且该威胁可被合理认定为即将发生并需立即应对”的情形，并进一步确认该范围“不包括政府日常、常规职能，因其暂停不会立即危及人身安全或财产保护”。然而，鉴于NRC大量工作具有“高度专业性”，该机构可在此范围内按实际需要召回相关员工。
部分跨年度结转资金仍可使用，例如往年拨款中曾为多年期项目预留但尚未用完的款项。此外，某些业务因属于“可报销协议”收入（如指纹刑事背景审查）而得以继续。一旦上述结转资金耗尽，NRC将不得不重新评估并更新其停摆方案。
首席财务官在法规允许范围内，对所有可用资金进行重新分配，以尽可能推迟机构的“有序关停”，并测算在资金全部耗尽前还能维持多久。各办公室主任和地区管理员则负责按姓名、职级、职位、科室、分部和小组，逐一列出将被“休假”的员工名单。
NRC网站公布的最新数据如下：
- 停摆计划前在岗员工总数：2665人
- 拟被迫“休假”员工数：1837人
- 非年度拨款支付薪酬的员工数：0人
- 法律明文授权必需继续职能所需人员：85人
- 履行总统宪法职责而必须的人员：571人
- 保护生命与财产必需的人员：172人
“除支持例外职能所必需外”，将被推迟或全面停止的工作范围极为广泛，具体包括：
- 许可证、认证、执照发放
- 各类现场检查
- 检查、试验、分析与验收准则（ITAAC）关闭验证审查
- 日常执法行动- 通知函、确认令、导则备忘录、回执、替代争议解决案件
- 应急准备演练- 反应堆操纵员执照、培训及执照更新
- 运行与退役电厂的财务分析
- 法规与导则制定
- 公众宣传
- 放射性材料综合管理日常支持
- 退役相关活动
- 附带后处理的废物例行监督
- 先进堆、先进医用同位素及新燃料的基础设施开发
- 对外援助与合作（包括核保障）
- 国际差旅支持
- 技术合作安排的维护与跟踪
除培训、人力资源管理、新闻发布等例行事务外，为落实第14300号行政令而开展的“关键活动”仍在继续进行。该令要求对NRC进行全面改革：即NRC须与政府效率部及行政与预算局（OMB）合作，对其全部法规和导则文件“重新制修订”，并于2026年2月23日前发布一项新规，最终法规和配套导则须在九个月后完成。具体包括：
- 为各项活动或潜在持证者，如许可证评估或更新，设定具有约束力的固定时限，取代非约束性的“通用关键节点进度表”
- 重新审议辐射防护的线性无阈模型及合理可行的低水平（ALARA）原则
- 对国防部或能源部已测试过的反应堆设计，仅评估新增应用风险，以加快许可
- 建立微堆与模块化反应堆的大批量许可流程
- 提高在建反应堆设计变更的门槛
- 总体简化反应堆许可流程
当资金耗尽之后
NRC设定了“资金告罄”时间表，假设结余可维持至少10个工作日；
- 资金耗尽前5天：通知承包商，部分合同将被取消或停工，跨机构工作组解散；
- 资金耗尽前3天：确定被强制无薪休假的员工名单；
- 资金耗尽前1天：通知员工即将被“休假”；
- 资金耗尽当日：正式告知哪些人员休假、哪些留岗；电话仅用于向外界告知机构状态，除非紧急情况时，不处理任何新业务；会议全部取消；
- 在连续休假满21个工作日（29个自然日）后：向被休假员工重新发出休假通知；此前已接到“停工”通知的合同可被正式终止。
一旦NRC结余资金全部用尽，在新拨款法案获批前，不得再支付任何款项。期间，无论是被休假还是留岗人员，均不会收到工资，必须待法案通过且停摆状态结束后一并补发。
对外合作部 张鸥 供稿
摘自《核能国际》杂志
02美国锡布鲁克核电厂的“混凝土癌症”
所谓的“混凝土癌症”在锡布鲁克（Seabrook）核电厂被发现已超过15年。美国核监管委员会（NRC）的文件介绍了NRC与该电厂运营方合作，以确保建筑结构持续满足许可证要求。
Seabrook核电厂是位于新罕布什尔州的单机组电厂
自2010年起，运营方和监管机构一直密切关注着碱硅酸反应（俗称“混凝土癌症”）对新纪元（NextEra）能源公司旗下的Seabrook核电厂的影响。五年前，该电厂运行许可证有效期更新至2050年。近期，NRC下属的独立机构——反应堆安全保障顾问委员会（ACRS）核查了电厂现场和NRC如何监测电厂部分混凝土中的这种缓慢反应。
碱硅酸反应（ASR）是由含有特定形态二氧化硅骨料驱动的一种化学反应。在碱性环境中，二氧化硅与羟基离子发生反应，在骨料颗粒和水泥砂浆的界面处形成一种凝胶。这种凝胶在吸收周围环境中的水分后会急剧膨胀。凝胶膨胀起初表现为微裂纹，随后可观察到表面的宏观裂纹。视觉上通常表现为所谓的“网格状裂纹”，且裂纹周围有凝胶染色。
该反应过程可能持续数年，但一旦开始，膨胀产生的力会导致表面出现裂纹。ASR引起的混凝土膨胀和开裂可能影响结构的承载能力以及施加在该结构上的荷载。
美国陶瓷学会指出，核电厂使用的混凝土比细颗粒的骨料混凝土更容易受到ASR影响，因其采用了密度高、颗粒更粗的骨料以有效屏蔽辐射。
美国在交通基础设施（如混凝土桥梁）和水坝等其他行业拥有丰富的ASR处理经验，因此交通部、联邦公路管理局等部门拥有广泛的相关专业知识。然而，由于在其他行业出现ASR后进行了广泛的监测和修复，通常在结构失效前就已修复或停用，因此关于其如何失效的数据有限。更重要的是，已观察到的失效案例大多发生在非钢筋混凝土中。
2010年8月，NextEra公司确认Seabrook核电厂多个安全级结构的地下墙体混凝土存在ASR劣化。Seabrook核电厂在不知情的情况下使用了具有慢反应活性的骨料，正如NRC指出，电厂建设时美国材料与试验协会（ASTM）的标准存在不足。此外，由于当时未预料到会发生ASR，检查工作也未将其纳入范围。
Seabrook是迄今为止唯一出现此问题的美国核电厂，NRC工作人员审查认为不存在迫在眉睫的安全问题。因为安全裕量至今仍然存在，而且ASR发生于局部、进展缓慢、并被持续监测。
Seabrook核电厂ASR时间线：
1.2009–2010年，检测确认存在ASR。
2.2013–2016年，实施大规模测试计划。
3.2014–2015年，NRC发现抗震一级结构存在整体结构变形。
4.2019年3月，NRC批准并颁发了许可证修改请求（LAR）和更新后的运行许可证。
5.2020年11月，当地权益保护组织对LAR提出质疑，但原子能安全许可委员会维持了许可决定（略有修改）。
6.目前，当地的工程检查人员持续在Seabrook核电厂进行与ASR相关的检查。
Seabrook核电厂许可证更新至2050年
2024年9月，反应堆保障咨询委员会 （ACRS）与NRC工作人员举行会议，更新Seabrook核电厂ASR的状况。会议讨论了近期的活动，以确保该问题仍属于“非迫在眉睫的安全问题”。
监督与保证
2009年，在为NextEra提交许可证更新申请做准备时，电厂发现了裂纹。
事后判定，当时的ASTM标准筛选测试对于检测非常缓慢反应骨料ASR的能力有限。因此，NextEra错误地认为原始的水泥和骨料选择会避免ASR发展，故最初未考虑观察到的裂纹可能由ASR引起，而是将其定性为收缩裂纹。此后制定了新的测试标准。
NextEra指出了导致ASR问题的几个原因，以及为何直到许可证更新审查时才被发现。原因之一是初始建设时的混凝土混合物在不知情的情况下使用了易受ASR影响的骨料，并且后来还认识到地下水化学成分对Seabrook混凝土结构的侵蚀性。
NextEra的结论是，受影响的结构仍可运行，但存在劣化且不符合许可证条件，因为当前的许可基准最初未考虑ASR。
ASR许可证条件摘要
●评估膨胀行为，确认其与大型测试项目结果具有可比性，并核查未来膨胀的安全裕度
●使用Seabrook核电厂现场数据验证混凝土模量与膨胀的相关性，该相关性用于计算仪器预装区的通厚度膨胀
●每六个月对控制式应变仪进行一次体积膨胀检查
●若结构评估显示钢筋应力可能超过屈服强度，需制定监测方案以确保钢筋不发生失效或屈服，若已发生则能及时检测
●若ASR膨胀速率显著超过每年0.2毫米/米（0.02%）的通厚度膨胀，NextEra将开展工程评估，重点论证六个月监测周期是否持续适用
2012年，NRC加强了监管，以确保在NextEra制定纠正措施期间，结构功能保持完整。该公司在德克萨斯大学奥斯汀分校弗格森结构工程实验室开展了一项大规模测试方案，使用旨在复制Seabrook核电厂钢筋混凝土墙的混凝土试样。除其他外，这有助于确定测量和跟踪Seabrook墙体类似结构中ASR进展的最佳方法。
在德克萨斯大学奥斯汀分校弗格森结构工程实验室开展的大型测试项目，为确定测量和跟踪Seabrook核电厂墙体类似结构中ASR发展的最佳方法提供了重要依据。
测试结果被用于制定在ACRS会议上被称为“防护栏”的指标，包括膨胀限值和监测技术，并通过许可证修改并入了Seabrook核电厂当前的许可基准。
这意味着，只要Seabrook核电厂的膨胀保持在确定的限值内，就可以继续使用原始设计方程和材料属性来确定受影响混凝土的承载能力。如果超出这些限值，并不意味着结构必然失效，但意味着超出了测试方案的边界，Seabrook核电厂必须重新检查结构并证明其可运行性。这因结构而异，但据称为德克萨斯测试计划所确定的膨胀速率留出了相当大的裕量。委员会一名成员评论说：“你不是按照设计基准极限进行检查。你的检查是为了能够发出警报并启动一个应对流程。”
ACRS会议获悉，现场的NRC工作人员利用监测数据查看当前膨胀水平，并结合研究和直接检查（这意味着在2022至2024年间，检查人员总计进行了五周的现场巡查）。根据湿度和温度的变化，裂纹尺寸会轻微开合。测试方案表明，在测试的限值内，结构承载能力没有降低，因此结构可以承受更大的裕量和膨胀。
检查人员必须区分ASR和其他类型的开裂（如冻融开裂），并考虑是否存在多种效应共同作用。
NRC驻厂监督员每天对电厂状态进行现场监督，审查纠正行动报告，并对电厂所有可进入区域进行巡查，检查建筑变形和不太明显的ASR迹象。
自2022年NRC工作人员与ACRS那次会议以来，NRC工作人员与NRC监督员团队已开展了五周的现场检查，并且“每天都在关注这些事情”。
正在采取的行动
会议获悉，ASR影响了Seabrook核电厂的28处结构（具体数量取决于结构定义，因为有些结构由更小的结构组成）。
其中6处已超出原许可基准范围（尽管该混凝土设计规范方程已根据包含ASR荷载的许可证修改而修订），必须采取纠正措施，使其重新符合许可基准要求。
这可能需要对6处结构中的4处进行进一步分析。它们是：厂用水冷却塔、主辅助厂房、安全壳构筑物和余热排出系统管廊。需要特别分析的一个例子来自厂用水冷却塔，其水位以下用于监测ASR的区域通道受限。这需要对ASR膨胀水平进行保守假设，从而增加了结构内的荷载需求。支持基本假设的特别监测数据可能减少荷载需求，使其重新符合要求。
在重新分析不可行的情况下，则需要进行物理改造。有两处结构——控制和柴油发电机厂房和应急给水泵房——计划进行物理改造。
NRC工作人员表示，ASR无法被“修复”（指消除ASR并停止膨胀），那需要完全更换该区域。相反，“修复”指的是各种类型的加固，例如穿墙或角部支撑，或增加厚金属板以抵抗结构中的竖向膨胀。修复完成后，对ASR膨胀的监测仍会继续。
ACRS会议还听取了C-10研究与教育基金会的意见，该组织由Seabrook核电厂10英里（16公里）半径内（即应急计划撤离区）的民众组成。该组织曾在2014年寻求就ASR进行立法，但于2019年被拒绝。
该组织担心相关措施是“静态且相对不可变更的，因为它们与许可证更新捆绑在一起。”
一位与C-10合作的专家表示，动态分析依赖过时的模型。他特别担忧关于ASR不会降低抗剪强度的假设，指出抗剪强度是应对地震荷载所必需的。他还表示，需要更好地了解ASR引起的内部微裂纹及其对气密性的影响，呼吁建立更严格的检查制度（目前是15年一次）。
该组织还对涉及ASR许可证修改和许可证条件的违规行为表示担忧。工作人员此前曾表示，NRC已确认了三项问题，NRC将其描述为“安全意义非常低”，但强调了“需要持续关注”的事实。
例如，安全壳构筑物曾出现变形并向应急给水泵房方向位移，直至两者接触并失去“地震间隙”。
另一起安全壳内部结构问题可追溯到2021年，是在Seabrook核电厂秋季换料大修期间发现。NRC监督员发现安全壳内部结构的反应堆堆腔区域存在开裂和剥落，该区域在运行时通常是上锁的高辐射区因而无法进入。有视觉迹象表明墙的另一侧存在ASR。作为临时测试，许可证持有者应用了合理的ASR载荷，并得出结论认为结构仍能承受ASR的影响。随后的根本原因分析要求开发有限元模型。2024年3月，NRC工作人员得以至现场审查根本原因研究及已完成的结构评估。
NextEra希望了解其在安全壳内部结构中观察到的损坏情况，包括反应堆腔坑内的剥落和开裂，以及安全壳内部结构其他区域的损坏。
C-10组织要求NRC公开关于此问题的更多数据，称没有这些数据，“任何对ASR影响的评估都是不完整且可能是误导性的”。保持ASR方面的专业知识对民众和NRC来说都很重要。C-10希望了解NRC和NextEra计划如何保留和扩展其对ASR问题的技术理解，暗示早期的理解相对简单。自2022年最后一次听取有关该问题的简报以来，ACRS也发生了变化。
NRC工作人员还注意到了这个问题以及需要确保有在岗人员“必须了解现场存在的ASR劣化机制及其影响如何在整个结构中体现”。他们强调了包括加入土木与结构工程部门的新员工参与的现场访问，目的是为了让他们尽快了解ASR，进行“知识传递”。
事实上，由于Seabrook是美国唯一需要管理ASR的核反应堆，因此长期保留系统性的知识是一项挑战。NRC和电厂运营方必须拿出像管理ASR一样的谨慎态度，持续关注专业知识和技能。
对外合作部 张灵宇
供稿摘自国际核工程杂志
03外媒：美沙签署核能合作协议的背后
近日，特朗普政府宣布与沙特达成一系列外交协议，其中包含一项期待已久的民用核能合作协定。此举标志着美沙两国断断续续进行了十余年的民用核协议谈判取得了决定性进展。除了协议中备受关注的防务与经济承诺，这项民用核协议本身不仅关乎沙特的经济发展，更将深刻影响美国核工业的实力与发展方向。
目前协议的具体细节尚未公开，但双方已签署《完成民用核能合作谈判的联合声明》，这为最终达成一项基于美国《原子能法》第123条的协议（简称“123协议”）迈出了关键一步。此类协议需经国会批准，是美国民用核技术出口的前提条件，旨在规范本国向外国转让民用核技术、设备及材料的行为。
若美沙民用核协议得以落实并推动美国向沙特出口反应堆技术，对美国核工业无疑是一大利好。向沙特出口反应堆将为美国企业提供宝贵的“干中学”机会，这将直接助力于降低反应堆建造成本，并加速先进反应堆在美国本土的部署。
核协议历经漫长酝酿
十多年来，沙特官员多次表示，核能被视为该国经济多元化与长期战略布局的核心。在特朗普第一个任期内，其政府曾寻求与沙特共享核技术，允许开展核能前期工作，作为最终核能合作协议的铺垫。然而，随着拜登政府暂缓与沙特敲定协议，这些努力一度陷入停滞。
考虑到特朗普政府积极推动核技术出口、争夺全球反应堆市场的意图，与沙特达成协议并不令人意外。今年5月，特朗普签署了四项旨在提振美国核工业的行政命令。其中，第14299号行政令《为国家安全部署先进核反应堆技术》明确承认核能在美国外交政策与国家安全中的重要作用，并特别指示国务卿通过外交渠道参与“123协议”的谈判，积极推动美国核出口。
2025年初，特朗普政府与沙特官员曾暗示可能重启“123协议”的谈判，但未公布具体进展，后续谈判也未公开。近日达成的协议使这一进程更进一步。根据白宫发布的情况说明，该协议“为美沙之间建立长达数十年、价值数十亿美元的核能伙伴关系奠定了法律基础；确认美国及其企业将成为沙特在民用核能合作上的首选伙伴；并保证所有合作都将遵循严格的防扩散标准”。
随着联合声明的签署，下一步将是依据《原子能法》第123条完成最终正式协议。
该协议对美国核工业意味着什么？
在全球新建反应堆需求增长的背景下，与沙特达成民用核协议为美国核工业注入了实质性动力。对美国反应堆开发商而言，最直接的好处显而易见：订单。美国核工业已数十年未有新的大规模国际客户，导致企业陷入一个恶性循环：有限的部署规模制约了经验积累，而经验不足又推高成本、拖慢进度。沙特计划建设的核电项目（可能包含多台反应堆）将提供关键的操作经验，这正是历史上推动成本下降与商业化进程的核心因素。邻国阿联酋的巴拉卡项目——由美阿“123协议”促成——便是例证，展示早期反应堆订单如何带动能力建设、降低成本并巩固长期工业实力。
沙特还拥有为首台乃至多台反应堆提供资金的财力，这将助力反应堆设计优化成本结构，提升国际竞争力。在美国，公用事业公司面对资本投入巨大的项目非常谨慎，无论是大型吉瓦级电厂还是新一代小型模块化反应堆。美国公用事业的商业模式更看重成本可控而非技术创新，这使许多反应堆开发商陷入两难：没有实际部署就无法降本，而成本高企又阻碍项目落地。海外订单有望打破这一僵局。
凭借其财政实力与推动项目落地的政治意愿，沙特可创造市场需求，使美国反应堆设计得以验证性能、实现批量生产，并通过效率提升从而降低成本。沙特的订单也将为美国本土的核工业供应链注入强劲动力。然而，“123协议”虽为出口铺平了法律道路，却未规定首堆建设的具体时间与地点。尽管特朗普政府可能推动国内项目率先落地，但沙特在资金与监管层面的灵活性可能使其进展快于受制于资本压力与审批风险的美国本土项目。归根结底，国内与海外需求的结合才能重塑这个沉寂数十年的产业。多个反应堆项目将带来对钢材、锻件、仪控系统、人力及燃料的长期稳定需求，这种确定性有利于供应链企业扩大规模、推进现代化投资，而开发商与用户也能借此锁定可靠的合作伙伴、项目与价格。
完成最终细节
《完成民用核能合作谈判的联合声明》确立了美国在沙特核能未来发展中的角色。对需要依靠订单获取融资、提升效率、降低国内成本的美国反应堆开发商而言，这也是进入新市场的关键一步。
下一步将是敲定并签署“123协议”，随后由特朗普提交国会审议。协议细节至关重要，它将明确美国如何在保持影响力、确保透明度的前提下，将沙特核计划严格限定于和平用途。一份完善的“123协议”应包含有力保障措施，如禁止乏燃料后处理、建立有效核查机制、与国际原子能机构密切合作等。对于铀浓缩等敏感问题，可推迟至未来解决，或设立替代机制，在管控风险的同时保留灵活性。
无论沙特的反应堆项目是快速上马还是循序渐进，该协议都为美国开发商打开了能源需求旺盛、资金充沛的新市场大门。
对外交流合作部 张灵宇 供稿
摘自美国突破研究所
文章内容不代表本公众号观点
04NEA核反应堆安全研究战略路线图
前言
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。
对外合作部 曾超 供稿
摘自经合组织核能署官网
京公网安备 11040102700072号
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